КРАТКАЯ ЭНЦИКЛОПЕДИЯ
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ
ОТВЕТСТВЕННЫЙ РЕДАКТОР
В. С. ЕМЕЛЬЯНОВ
ЧЛЕНЫ РЕДАКЦИОННОЙ КОЛЛЕГИИ
И П БАРДИН, А. П. ВИНОГРАДОВ, В. II ГОЛЬДАНСКИЙ,
И. В. ГУЛЯКИН, П. И. ДОЛИН, Д. В. ЕФРЕМОВ, А. К. КРА-
СИН, А В. ЛЕБЕДИНСКИЙ, А. Л. МИНЦ, А. Н. МУРИН,
В. Э. НИЗЭ, И. И. НОВИКОВ, В. Ф. СЕМЕНОВ,
И. Н. СОБОЛЕВ
ГОСУДАРСТВЕННОЕ НАУЧНОЕ ИЗДАТЕЛЬСТВО
«БОЛЬШАЯ СОВЕТСКАЯ ЭНЦИКЛОПЕДИЯ»

ОТ РЕДАКЦИИ
Краткая однотомная энциклопедия «Атомная энергия» рассчитана
на широкие круги советской интеллигенции. Цель этого издания— по-
мочь читателям ознакомиться с важнейшими достижениями в области
использования атомной энергии, а также объяснить значение основ-
ных терминов по атомной энергии, применяемых в различных отра-
слях науки и техники.
Круг вопросов, рассматриваемых в данном издании, достаточно
широк. Энциклопедия является плодом коллективного труда боль-
шой группы ученых и инженеров.
Издание подготовлено Главной редакцией Большой Советской
Энциклопедии совместно с Главным управлением по использова-
нию атомной энергии при Совете Министров СССР. В подготовке
издания принимали участие работники Первой атомной электростан-
ции АН СССР, Радиевого института им. В. Г. Хлопина АН СССР,
Институтов АМН СССР, Института геохимии и аналитической
химии АН СССР, Всесоюзного института минерального сырья
Министерства геологии и охраны недр СССР, Московского ин-
женерно-физического института, Московской сельскохозяйственной
академии им. К. А. Тимирязева, кафедры радиохимии Московского
государственного университета им. М. В. Ломоносова, кафедры радио-
химии Ленинградского государственного университета им. А. А. Жда-
нова и др. Статьи Энциклопедии составлены на основе публикаций
в открытой советской, и зарубежной специальной печати. В целях
экономии места ссылки на источники постатейно не приводятся, а
даны в конце книги в виде «Библиографии» (стр. 566—597).
Подобное издание в нашей стране предпринимается впервые.
Учитывая это обстоятельство, а также недостаточную пока разра-
ботку ряда вопросов использования атомной энергии и, в частности,
отсутствие во многих случаях твердо установившейся терминологии,
Главная редакция ждет критических отзывов и предложений читате-
лей, которые послужат пособием при возможном переиздании Энци-
клопедии.
Статьи в Энциклопедии расположены в алфавитном порядке. На-
звание каждой статьи дается более крупным шрифтом, с новой строки.
Если после слова, набранного крупным шрифтом, дается в скобках
(в разрядку) другое слово, то это означает, что наряду с первым,
1*
основным, термином или названием существует другой, также упо-
требительный, но менее распространенный в нашей научной литера-
туре и печати или же являющийся синонимом первого.
Названия многих статей редакция предпочла дать в форме
имен существительных в именительном падеже единственного числа
(например, «Авторадиограф»,’ «Парогенератор»). Если же читатель
не найдет названия статьи в единственном числе, надо искать соот-
ветствующий термин во множественном числе (например, термин
«Гипероны» дап во множественном числе, поскольку в ядерной физике
эти частицы рассматриваются в совокупности). Если название ста-
тьи состоит из нескольких слов, то па первом месте ставится, как
правило, то слово, которое песет на себе логическое ударение и
выражает специфическое содержание статьи (например, «Дозиметри-
ческие приборы», а не «Приборы дозиметрические»). В названиях
статей, состоящих пз двух или нескольких слов, обычный порядок
слов изменяется, если путем такой перестановки на первое место
можно поставить главное по смыслу (например, «Паули принцип»,
«Моментов метод»).
Как правило, сейчас же после названия статьи даегся (после тире)
определение (дефиниция) данного понятия, термина или названия.
Так как многие термины взаимосвязаны, а в одной короткой статье
нельзя полно изложить содержание вопроса, то в Энциклопедии
применяется система ссылок на другие статьи, дополняющие разъяс-
нение данного вопроса. Название статьи, на которую дается ссылка,
набирается особым шрифтом — курсивом, В некоторых случаях, когда
взаимосвязанные статьи стоят рядом по алфавиту, ссылки не даются.
Для облегчения ознакомления со статьями Энциклопедии на пер-
вых страницах помещается популярный очерк «Атомная энергия»,
в котором наряду с изложением истории вопроса даны ссылки на
узловые статьи Энциклопедии — «Ядро атомное», «Изотопы», «Ядерный
реактор», «Термоядерная реакция», «Радиоактивные приборы», «Ядер-
ная геология», «Радиационная химия», «Гахмма-тералия» и др.
С целью экономии места применяется система сокращений как
отдельных слов, так и их сочетаний. Вместо названий химических
элементов даются пх химические знаки. Список основных сокраще-
ний и таблица знаков химических элементов помещены ниже.
УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И ОСНОВНЫЕ СОКРАЩЕНИЯ
а — ампер
А — ангстрем
абс. — абсолютный
австр. — австрийский
адм. — административный
акад. — академик
амер. — американский
АН СССР — Академия наук СССР
а-ч — ампер-час
англ. — английский
арт. — артиллерийский
ат — атмосфера техническая
ат. в. — атомный вес
ат. н., Z — атомный номер
ата — атмосфера абсолютная
ати — атмосфера избыточная
атм — атмосфера физическая
атм. — атмосферный
б. ч. — большая часть
бельг. — бельгийский
болг. — болгарский
браз. — бразильский
Бэе — миллиард электрон-вольт
бэр — биологический эквивалент
рентгена
в. — век
в — вольт
еа — вольтампер
в т. ч. — в том числе
вет. — ветеринарный
внутр. — внутренний
вод. ст. — водяной столб (о давлении)
воспроиз-во — воспроизводство
вост. — восточный
епг — ватт
вт-ч — ватт-час
г — грамм
г. — год
г-р — грамм-рептген
г-экв Ra — грамм-эквивалент радия
гг. — годы
гл — гектолитр
гл. обр. — главным образом
гн — генри
гр. — группа (в химии)
grad — градиент
°C — градус стоградусной шкалы
Цельсия
°К — градус абсолютной шкалы
Кельвина
гц — герц
d — дейтрон
дел. — деление
дж — джоуль
дл.— длина
долл. — доллар
ДР. — другие
европ. — европейский
ж. д. — железная дорога
ж.-д. — железнодорожный
з-д — завод
инж. — инженерный
ин-т — институт
итал. — итальянский
к — кулон
кал — малая калория
кам. — каменный
кам.-уг. — каменноугольный
кв — киловольт
кеа — киловольтампер
кет — киловатт
ктв-ч — киловатт-час
кг — килограмм
кгц — килогерц
ккал — большая калория
к.-л. — какой-либо
кл — километр
км2 — квадратный километр
км! сек — километров в секунду
км.'час — километров в час
к.-н. — какой-нибудь
ком — килоом
коэфф. — коэффициент
кпд — коэффициент полезного дей
ствпя
к-рый — который
к-та — кислота
Бэе — кплоэлектрон-вольт
л — литр
л. с. — лошадиная сила
лпт-ра — литература
лм — люмен
М — молярный раствор
м — метр
.и2 — квадратный метр
м,'сек — метров в секунду
.м/час — метров в час
м. б. — может быть
ма — миллиампер
макс. — максимальный
мв — милливольт
мет — милливатт
мг — миллиграмм
мггц — мегагерц
мед. — медицинский
мес. — месяц
мин. — минута
мк — микрон
мка — микроампер
мкв — микровольт
мккюри — микрокюри
мкл — микролитр
мкр — микрорентген
мкс — максвелл
мкф — микрофарада
мкюри — милликюри
мл — миллилитр
млн. — миллион
млрд, — миллиард
Л1Л1 — миллиметр
мм- — квадратный миллиметр
лыР — кубический миллиметр
мн. — многие
мр — миллирентген
Мэе — мега электрон-вольт
п — нейтрон
N — нормальный раствор
н.-и. — научно-исследовательский
наз. — называется, называемый
назв. — название
напр. — например
нар. х-во — народное хозяйство
наст. — настоящий
нач. — начальный
нек-рый — некоторый
нём. — немецкий
неск. — несколько
норм, — нормальный
об ;мип — оборотов минуту
о-в — остров
оз. — озеро
ок. — океан, около
ом — ом
осн. — основанный
оч. — очень
р — протон
п. н. — порядковый номер
перем. — переменный
плоти. — плотность
пост. — постоянный
пр. — прочий
преим. — преимущественно
прибл. — приблизительно
пров. — провинция
произ-во — производство
пром. — промышленный
пром-сть — промышленность
пф — пикофарада
р — рентген
рис. — рисунок
р-н — район
рт. ст. — ртутный столб
рус. — русский
с — скорость света
с.-х. — сельскохозяйственный
с. х-во — сельское хозяйство
сан. — санитарный
св. — свыше
сев. —северный
сек. — секунда
след. — следующий
cut — сантиметр
сл<2 — квадратный сантиметр
Cai3 — кубический сантиметр
см. — смотри
сов. — советский
совр. — современный
содерж. — содержание
спец. — специальный
m — тонна
т. к. — так как
т. н. — так называемый
т. о. — таким образом
— период полураспада
t°, темп-ра — температура
t ° кип —температура кипения
t0пл —температура плавлении
TR — редкие земли
табл. — таблица
тв. — твердость
уд. в. — удельный вес
ф — фарада
ф-ка — фабрика
франц. — французский
фэр — физический эквивалент рент-
гена
хл.-бум. — хлопчатобумажный
шот л. — шотландский
шт. — штат
э — эрстед
эв — электрон-вольт
эдс — электродвижущая сила
эрг — эрг
япон. — японский
В прилагательных и причастиях допускается отсечение окончаний, включая
суффиксы: «енный», «ионный», «еский» и др’., напр. «естеств.», «конструкц.»,
«металлич.».
ЗНАКИ И НАЗВАНИЯ ХИМИЧЕСКИХ ЭЛЕМЕНТОВ*
Ас — актиний
Ag — серебро
А1 — алюминий
Ат — америций
Аг — аргон
As — мышьяк
At — астатин
Au — золото
В — бор
Ва — барий
Be — бериллий
В1 — висмут
В к — бер келий
Вг — бром
С — углерод
Са — кальций
Cd — кадмий
Се — церий
Cf — калифорний
С1 — хлор
Ст — кюрий
Со — кобальт
Сг — хром
Cs — цезий
Си — медь
Dy — диспрозий
Ег — эрбий
Es — эйнштейний
Ей — европий
F — фтор
Fe — железо
Fm — фермий
Fr — франций
Ga — галлий
Gd — гадолиний
Ge — германий
Н — водород
Не — гелий
Hf — гафний
Hg — ртуть
Но — гольмий
In — ипдий
1г — иридий
J — иод
К — калий
Кг — криптон
La — лантан
Li — литий
Lu — лютеций
Md — менделевий
Mg — магний
Мп — марганец
Мо — молибден
N — азот
Na — натрий
Nb — ниобий
Nd — неодим
Ne — неон
Ni — никель
No — нобелий
Np — нептуний
О — кислород
Os — осмий
Р — фосфор
Ра — протактиний
РЬ — свинец
Pd — палладий
Pm — прометий
Ро — полоний
Рг — празеодим
Pt — платина
Ри — плутоний
Ra — радий
Rb — рубидий
Re — рений
Rh — родий
Rn — радон
Ru — рутений
S — сера
Sb — сурьма
Sc — скандий
Se — селен
SI — кремний
Sm — самарий
Sn — олово.
Sr — стронций
Та — тантал
ТЬ — тербий
Тс — технеций
Те — теллур
Th — торий
Ti — титан
Т1— таллий
Та — тулий
U — уран
V — ванадий
W — вольфрам
Хе — ксенон
Y — иттрий
Yb — иттербий
Zn — цинк
Zr — цирконий
A
АБСОЛЮТНЫЙ ВбЗРАСТ —
время, протекшее от к.-л. геология,
события до совр. эпохи, исчисля-
емое в тыс. и млн. лет. См. Геологи-
ческое летосчисление.
АВАРЙЙНАЯ ЗАЩЙТА РЕАК-
ТОРА— система, останавливающая
ядерную реакцию для предохране-
ния реактора от повреждения в слу-
.чае нарушения норм, его работы.
Для увеличения надежности А. з. р.
применяются комбинированные си-
стемы, к-рые сочетают электрон-
ные схемы, обеспечивающие высо-
кое быстродействие системы, со
схемами, построенными на магнит-
ных элементах, отличающихся без-
отказностью в работе. Срабатыва-
ние А. з. р. сопровождается вклю-
чением сигнального устройства.
АВАРЙЙНАЯ ОСТАНОВКА РЕАК-
ТОРА — остановка ядерного ре-
актора в случае возникновения в
нем или в связанном с ним обору-
довании процессов, могущих при-
вести или приведших к аварии.
Для А. о. р. необходимо быстро
снизить эффективный коэфф, раз-
множения до значения, меньшего 1.
Это снижение м. б. достигнуто раз-
личными способами, напр. введе-
нием в реактор материала, сильно
поглощающего нейтроны, удалением
из реактора части делящегося веще-
ства или замедлителя (если это при-
водит к нужному эффекту), передви-
жением отражателя.
АВ АРЙЙНО-К О М П Е И 0 Й Р У Ю-
ЩИЙ СТЁРЖЕНЬ — один из
управляющих стержней ядерного
реактора, совмещающий функции
компенсирующего стержня и ава-
рийного стержня. При норм, ус-
ловиях работы А.-к. с. перемещает-
ся приводом со скоростью изме-
нения реактивности от 0,001 %/сек
до 0,01 %/сек и компенсирует мед-
ленные, но большие по величине
изменения реактивности. При сра-
батывании аварийной защиты А.-к.с.
быстро вводится в активную зону
и останавливает реактор. Иногда
А.-к. с. изготовляется из 2 половин:
верхней — аварийной, содержащей
вещества, поглощающие нейтроны,
и нижней — компенсирующей, со-
держащей естеств. пли обогащенный
уран. В норм, условиях управле-
ние реактивностью осуществляется
нижней частью А.-к. с.; в аварийных
условиях нижняя часть с делящимся,
материалом выводится из активной
зоны, а верхняя — с поглощающим
нейтроны веществом — вводится.
АВАРЙЙНЫЙ НАПбРНЫЙ
БАК — устройство для хранения ох-
ладителя, используемого в случае
выхода из строя основной системы
отвода тепла от реактора. А. н. б.
является элементом системы рас-
холаживания реактора. Он подклю-
чается к 1-му контуру непосредств.
охлаждения реактора и (реже) ко
2-му контуру с целью отвода тепла
в парогенераторе от теплоносителя
1-го контура. В качестве охладителя
целесообразнее использовать ту же
среду, к-рая является основным теп-
лоносителем. Охладитель в случае
аварии должен быть подан в реак-
тор достаточно быстро, чтобы пред-
отвратить перегрев топлива под дей-
ствием остаточного тепловыделения.
Поэтому охладитель в А. н. б. ис-
пытывает давление находящегося над
ним газа либо поступает в контур
под гидростатич. напором. А. н. б.
присоединяется к контуру с нагне-
тат. стороны циркуляц. насоса и от-
деляется от него обратным клапа-
8
АВАРИЙНЫЙ СТЕРЖЕНЬ
ном. .При падении напора обратный
клапан открывается, и охладитель
поступает в систему реактора.
АВАРИЙНЫЙ СТЕРЖЕНЬ
(стоп-стержень) — один из
управляющих стержней ядерного
реактора для быстрой остановки
реактора при возникновении ава-
рийного режима, угрожающего здо-
ровью обслуживающего персонала
или целости самой установки. А. с.
выполняется из материала, сильно
поглощающего нейтроны, напр.
кадмия или бористой стали. А. с.
обычно подвешиваются над реак-
тором на удерживающих электро-
магнитах и при обесточивании
последних падают в активную вону
под действием собств. веса или ус-
коряющей пружины. В нек-рых ре-
акторах помимо А. с. применяются
и др. средства защиты: аварийный
слив замедлителя, ввод жидкого
поглотителя, плавкие вставки и др.
Для исключения повреждения конст-
рукций реактора, а также самих
А. с. при падении их в активную зону
обычно применяются амортизаторы.
АВИАЦИОННЫЙ Атомный
ДВЙГАТЕЛЬ — см. Атомный са-
молет.
АВТОГАММА-РАДИОМЕТР —при-
бор для скоростных наземных поис-
ков месторождений радиоактивных
элементов путем измерения и непре-
рывной регистрации интенсивности
у-излучения над земной поверхностью
с автомобиля. Серийно пром-стыо
выпускается А.-р. типа СГ-14, от-
личающийся от аэрогамма-радиомет-
ра типа СГМ-10 (см. Радиометр)
лишь неск. большей инерционно-
стью (для повышения точности из-
мерений), устройством блока питания
(позволяющим питать прибор от ав-
томобильного аккумулятора) и лен-
топротяжным механизмом (имеющим
2 масштаба записи — 1 : 2500 и
1 : 10000) (см. рис. 2, табл. VI).
Кассета со счетчиками радиометра
укрепляется на кузове автомашины
(чаще всего типа ГАЗ-69) на высоте
ок. 1,5 м от земной поверхности;
при большей высоте установки кас-
сеты затрудняется выделение локаль-
ных по площади радиоактивных про-
явлений, хотя при этом и увеличи-
вается зона охвата прибора, а следо-
вательно, уменьшается вероятность
пропуска аномальных участков, на-
ходящихся в стороне от маршрута.
АВТОИОНИЗАЦИЯ — процесс,
при к-ром энергия возбужденного
атома передается одному из элект-
ронов оболочки атома, в результате
чего происходит ионизация.
А. обусловлена электромагнит-
ным взаимодействием электронов,
приводящим к сосредоточению на
одном из них энергии возбуждения
электронной оболочки. Поэтому в
нек-рых случаях переход возбуж-
денного атома в норм, состояние
сопровождается не испусканием элек-
тромагнитного излучения (световых
или рентгеновских лучей), как это
бывает обычно, а А. атома. Приме-
ром А. может служить Оже эффект.
Процессом, аналогичным А. по
своей физич. природе, является про-
цесс внутренней конверсии у-лучей.
АВТОМАТИЧЕСКАЯ СИСТЕМА
АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ — систе-
ма электрич. устройств ядерного
реактора, предотвращающая по-
вреждение или разрушение его при
аварийных нарушениях режима ра-
боты. Главная задача А< с. а. з.—
исключить возможность превышения
мощности, вырабатываемой реакто-
ром, по сравнению с мощностью, ис-
пользуемой потребителем. А. с. а. з.
снижает мощность реактора и тем
предупреждает опасность разрушит,
процессов неуправляемого освобож-
дения энергии. Система надежно
защищает реактор с помощью управ-
ляющих стержней (компенсирующих,
регулирующих, аварийных). В А. с.
а. з. непрерывно поступают сигналы о
состоянии установки, вызывающие
срабатывание соответствующих ее
элементов. Опасные для реактора
явления возникают гл. обр. в ре-
зультате повышения темп-ры в
активной зоне выше заданного
норм, уровня. Сигналы аварийной
защиты связываются непосредствен-
но с температурными колебаниями
перем, величин в системе. Допусти-
мое отношение стационарной мощ-
ности установки к макс, нестаци-
онарной мощности при остановке
реактора определяется промежутком
АВТОРАДИОГРАФИЧЕСКАЯ ПЕЧАТЬ	9
времени, потребным для воздействия
аварийного сигнала. Все отклонения
от норм, режима, создающие опас-
ность повреждения активной зоны
реактора, разбиваются на 5 гр.:
изменение расхода теплоносителя
в первичном контуре, нарушение
пускового режима, превышение мак-
симально допустимого уровня мощ-
ности, проникновение холодного теп-
лоносителя в активную зону, сниже-
ние давления в первичном контуре
охлаждения ниже заданного. Для
каждой группы управляющих па-
раметров имеются свои системы дат-
чиков и исполнительных механизмов,
приводящих в действие А. с. а. з.
АВТОМАТИЧЕСКИЙ РЕГУЛЯ-
ТОР МОЩНОСТИ РЕАКТОРА —
система автоматич. регулирования,
замыкающаяся через ядерный ре-
актор и предназнач. для поддержа-
ния заданного уровня мощности ре-
актора. Мощность реактора, пропорц.
плотности нейтронного потока, из-
меряется ионизационной камерой.
В задатчике мощности осуществляет-
ся сравнение измеряемой мощности
с заданной. Сигнал ошибки, пропор-
циональный их разности, усиливает-
ся и подается на исполнит, двигатель,
к-рый через редуктор перемещает
регулирующий стержень в актив-
ную зону реактора или из нее, умень-
шая или увеличивая т. о. мощность
реактора и сводя к нулю сигнал
ошибки. В пропорц. системе ско-
рость двигателя пропорциональна
сигналу ошибки, а в релейной си-
стеме она не зависит от величины
ошибки. Макс, скорость перемещения
регулирующего стержня,выраженная
в эквивалентной скорости изменения
реактивности, может колебаться от
10 “3 %/сек до 10 ~1 % /сек. П олпая
величина изменения реактивности
стержнем обычно не превышает
0,8 доли запаздывающих нейтронов.
АВТОМАТЙЧЕСКОЕ РЕГУЛЙРО-
ВАНИЕ МОЩНОСТИ PEAK-
ТОРА — регулирование мощности ре-
актора для стабилизации ее на
заданном уровне либо изменение ее
по заданной программе (у энергетич.
реакторов — с изменением нагрузки)
без непосредств. участия человека.
При автоматич. стабилизации мощ-
ности оператор вручную выводит
реактор на требуемый уровень мощ-
ности и включает автомат, к-рый
с необходимой точностью поддержи-
вает заданный уровень. Программное
регулирование мощности реактора
осуществляется программным регу-
лятором. Регулирование мощности
энергетических реакторов в соот-
ветствии с изменениями нагрузки,
необходимое для норм, работы энер-
гетич. установки, обеспечивает под-
держание постоянными давления и
темп-ры вырабатываемого пара. Сиг-
налы от изменения этих величин
воздействуют на системы автоматич.
регулирования и приводят в соот-
ветствие мощность реактора и рас-
ход теплоносителя.
Песк. особое положение занимают
системы автоматич. выхода с нуле-
вой мощности. Т. к. после оста-
новки реактора, работавшего длит,
время на значит, уровне мощности,
в его активной зоне в течение опре-
дел. периода существует сильное
у-йзлучение, то контроль за пото-
ком нейтронов посредством иони-
зационной камеры становится не-
возможным. Применение компенсац.
камер не всегда дает желат. резуль-
тат. Поэтому нашли распростране-
ние системы автоматич. выхода с
нуля с заданным периодом. Управля-
ющие стержни медленно выдвига-
ются из активной зоны реактора
до тех пор, пока он не выйдет на
контролируемый уровень мощности,
затем включается обычная система
А. р. м. р.
АВТОРАДИОГРАФ (радиоав-
тограф) — фотография, изображе-
ние распределения радиоактивных
элементов по сечению исследуемого
объекта. А. получается в результате
действия излучений радиоактивных
элементов, содержащихся в изучае-
мом объекте, на фотоэмульсию, к-рая
либо непосредственно накладывается
на этот объект, либо располагается
на незначительном расстоянии от
него.
АВТОРАДИОГРАФИЧЕСКАЯ ПЕ-
ЧАТЬ (электронная ле-
чат ь)—метод размножения чертежей
и технич. документации, основанный
на фотография.действии ?-излучения.
10
АВТОРАДИОГРАФИЯ
Документ,  подлежащий размноже-
нию, вычерчивается спец, тушью,
в составе к-рой имеется ₽-излучаю-
щее вещество (напр., Ni68). Затем
он накладывается на бумагу с фо-
тослоем, чувствительным к f-из-
лучению. После небольшой экспо-
зиции производится стандартная фо-
тообработка. Метод А. п. весьма
прост и позволяет получать с ориги-
нала большое число копий.
АВТОРАДИОГРАФИЯ (ауто-
радиография, радиоав-
тография) — радиография, ме-
тод (см. Радиография) получения
фотография, изображений различных
объектов действием на фотоэмульсию
излучений радиоактивных изотопов,
содержащихся в самом объекте. А.
пользуются для обнаружения ми-
кроколичеств a-, f- или ^-активных
веществ или и зучения их распре-
деления в исследуемом объекте.
Для целей А. служат пленки тол-
щиной в 5 мк и меньше. Качеств,
определение радиоактивных веществ
в объектах иногда выполняют съём-
ной эмульсии методом и жидкой
эмульсии методом с применением
оптич. микроскопа и тонких защит-
ных слоев. Применение указанных
методов ограничено тем, что при этом
достигается разрешающая способ-
ность только в 1—2 мк, макс, же
разрешающая способность оптич. ми-
кроскопа равна 0,2 мк, а разме-
ры излучающего атома порядка
0,0001 мк. Для более точного опре-
деления положения атомов радиоак-
тивного изотопа служит электронный
микроскоп. В этом случае сверх-
тонкая пленка с плотно нанесенным
слоем галогенида серебра наклады-
вается на шлиф и экспонируется; за-
тем подвергается обработке и иссле-
дуется на электронном микроскопе.
Метод А. дает возможность опре-
делять количество (см. Количест-
венная радиоавтография) и место-
положение радиоактивного матери-
ала и применим к изучению объектов
любых размеров (как макро, так и
микро), благодаря чему он является
одним из основных методов иссле-
дований в различных отраслях науки
и нар. х-ва, связанных с применением
радиоактивных индикаторов, акти-
вац. анализа и изучением естеств.
радиоактивности (табл. I и II). Так,
в с. х-ве А. применяют при иссле-
дованиях скорости поступления от-
дельных элементов пищи в с.-х. рас-
тения, ^распределения этих элемен-
тов в отдельных органах и тканях
растений и т. п. Совместно с др.
методами исследования А. позволяет
устанавливать и обосновывать луч-
шие способы и сроки внесения раз-
личных удобрений. А. применяют
также при наблюдениях за поступле-
нием питат. веществ или лекарств, со-
держащих меченые атомы, в клетки
и ткани с.-х. животных. Можно,
напр., обнаружить поступление серы
(из различных ее соединений) в по-
ловые клетки, в волосы, установить
особенности и скорость роста отдель-
ных шерстинок в различные проме-
жутки времени. В сочетании с хрома-
тографией и электрофорезом А. поз-
воляет выявлять особенности обме-
на веществ при синтезе молока, мяса,
сала, шерсти и др.
В биологии и медицине А.
наз. также ауторадиографией. По
степени почернения фотоэмульсии
определяют активность среза органа,
ткани или костной пластинки. По
толстослойным фотопластинкам оп-
ределяют содержание в объекте ра-
диоактивных а- и f-излучателей при
помощи микроскопа путём подсчета
треков (следов) в месте плотного
контакта среза с фотоэмульсией. Чет-
кость ауторадиограмм зависит» от
плотности ионизации частиц, а-ча-
стицы проникают в желатину на
20—25 мк, оставляя четкие следы;
f-частицы — на глубину от 0,1 до
20 мм', следы их более расплывчаты.
Для определения точной внутри-
клеточной и межклеточной- локали-
зации радиоактивного элемента в
объекте (что невозможно при А.,
т. к. радиограмма и препарат отде-
ляются друг от друга после экспо-
нирования) употребляют метод гис-
тоауторадиографии. При
этом методе становится возможным
изучение тонкой локализации изо-
топа в ткани, связи между накоп-
лением изотопа и морфологич. изме-
нениями ткани, определение физико-
химич. состояния радиоактивного ве-
АВТОФАЗИРОВКА
11
щества в ткани и точного количества
дозы, получаемой различными ткане-
выми образованиями. Гистоаутора-
диограммы можно получить толсто-
слойных фотопластинок методом или
методом съемной эмульсии. Прин-
цип последнего заключается в том,
что после экспонирования эмуль-
сия (радиограмма) не отделяет-
ся от среза ткани. Препарат (срез
вместе с эмульсией) проявляют,
фиксируют, а затем окрашивают
к.-л. красителем (напр., гематокси-
линэозином). Наилучшие результа-
ты получаются при заключении объ-
екта в парафин, т. к. фотоэмульсия
хорошо контактирует с парафиновым
срезом (см. рис. 1, 2, табл. II).
АВТОРАДИО ЛИЗ — химич. пре-
вращение к.-л. вещества под дейст-
вием ионизирующего излучения, ис-
пускаемого при распаде радиоак-
тивных атомов, входящих в состав
этого вещества (напр., А. растворов
солей Ри и Ат, А. органич. соеди-
нений, содержащих С14, и т. п.).
АВТОРАДИОМЕТРЙЧЕСКАЯ
СЪЁМКА — скоростной наземный
метод поисков с .автомобиля место-
рождений радиоактивных руд, осно-
ванный на исследовании интенсив-
ности у-излучения земной поверх-
ности. Эффективность А. с. в большой
степени определяется характером и
мощностью наносов, а также разви-
тием в них радиоактивных ореолов.
Метод обычно применяется в степ-
ных, пустынных и прочих р-нах со
сглаженным рельефом. А. с. произво-
дится до постановки др. наземных
геофизич. съемок (пешеходных ?-и
^-измерений, эманационной съемки
и др.). Она позволяет быстро выде-
лить участки аномалий радиоактив-
ных^ на к-рых затем производятся
более детальные исследования.
Съемка выполняется при скорости
заезда порядка 15—20 км/час. Ре-
зультаты площадной автогамма-съем-
ки изображаются графически в виде
карт или изолиний у-поля. При
съемке по дорогам или отдельным
длинным маршрутам результаты изоб-
ражаются в виде разноцветных ли-
ний (или узких полос штрихов-
ки)4 наносимых на геологическую
карту. .
АВТОФАЗИРОВКА (автома-
тическая устойчивость
фазы частицы) — физич. яв-
ление в резонансных ускорителях
заряженных частиц, приводящее к
тому, что средний период обращения
частицы за большое число прохож-
дений ускоряющего промежутка ока-
зывается равным периоду перем,
ускоряющего электрич. поля. Напр.,
в ускорителе с круговыми орбитами
частиц ускоряемая частица, имею-
щая электрич. заряд е и проходя-
,щая ускоряющий промежуток в мо-
мент времени г, получает прира-
щение энергии, равное е UQ cos
где UQ—амплитуда ускоряющего на-
пряжения, То— его период. Величи-
ну	наз. фазой частицы.
При каждом прохождении ускоряю-
щего устройства частица получает
одно и то же приращение энергии,
если .период ее обращения Т равен
(или кратен) периоду ускоряющего
напряжения То (т. е. если имеет место
резонанс). Период обращения ча-
стицы в ускорителях с круговыми
орбитами зависит от ее полной
энергии Е и напряженности Н маг-
нитного поля на орбите: Т =	,
где Е — полная энергия частицы
(энергия покоя и кинетич.), с—ско-
рость света, Н — напряженность
магнитного поля на орбите. В цик-
лотроне можно считать Т~ const,
т. к. достигаемая в нем кинетич.
энергия частиц мала по сравнению
с энергией покоя. В др. ускорите-
лях для сохранения резонанса не-
обходимо с увеличением энергии
частицы увеличивать либо период
ускоряющего поля при неизменной
напряженности магнитного поля (фа-
зотрон), либо напряженность маг-
нитного поля, сохраняя постоянным
период ускоряющего поля (синхро-
трон)', существует также возмож-
ность одноврем. соответственного из-
менения напряженности магнитного
поля и периода ускоряющего напря-
жения (синхрофазотрон). Частица,
движущаяся в точном резонансе с
электрич. полем, наз. равновесной, а
ее фаза — синхронной или равновес-
ной фазой. Частицы, период обраще-
12
АГРОХИМИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ
ния к-рых, отличается от периода
ускоряющего поля, получают др.
приращение энергии (рис.); благода-
ря этому они движутся по др. тра-
екториям, так что в результате сред-
нее значение периода обращения
Автофазировка циклич. ускорителя:
1 — зависимость ускоряющего напря-
жения от времени; <р0—синхронная, или
равновесная, фаза; ©i—фаза, при к-рой
частица получает бблыпее приращение
энергии, чем в eU0cos®0, вследствие чего
период ее обращения увеличивается и
9 приближается к <р0.
этих частиц за много оборотов равно
(или кратно — микротрон) периоду
ускоряющего поля. Фаза этих частиц
не равна в точности фазе равновес-
ной частицы, но совершает около
нее медленные (по сравнению с ча-
стотой обращения) колебания. Коле-
бания фазы, энергии и радиуса ор-
биты частицы, связанные друг с дру-
гом, наз. радиально-фазовыми.
Значение синхронной фазы в
циклич. ускорителях соответствует
спаду ускоряющего напряжения, а в
линейных ускорителях —подъему. В
нек-рых ускорителях, напр. с силь-
ной фокусировкой, в процессе уско-
рения частиц при достижении ими
критич. энергии происходит скачок
синхронной фазы с подъема ускоря-
ющего напряжения на его спад, при
этом ускоритель теряет автофазирую-
щие свойства. Принцип А. был открыт
в 1944 сов. физиком В.И. Векслером
и независимо от него в 1945 амери-
канским физиком Мак-Милланом.
АГРОХИМИЯ РАДИОАКТЙВ-
НЫХ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ—изу-
чает поведение (в почвах и в расте-
ниях) радиоизотопов, образующих-
ся при делении тяжелых ядер. Эти
изотопы, попадая на землю, поглоща-
ются почвой и закрепляются ею; по-
этому поступление их в растения идет
значительно труднее, чем из водного-
раствора. Почвы с большим содержа-
нием перегноя обладают повышен-
ной способностью к сорбции радио-
активных изотопов. Интенсивность,
полнота сорбции продуктов деления
и прочность их закрепления зави-
сят от реакции среды. Так, прочность
закрепления снижается при удалении
из нейтральной почвы поглощенных
оснований, а у кислых почв закреп-
ление радиоизотопов возрастает при
нейтрализации кислотности углекис-
лым кальцием. Поэтому при нейтра-
лизации кислотности почвы, при по-
вышении насыщенности ее основа-
ниями и при усилении буферности
увеличиваются сорбционные свой-
ства почвы и возрастает прочность
закрепления радиоизотопов в ней.
Ионообменный характер поглоще-
ния наиболее ясно проявляется у
Sr90. Микроколичества ' Sr90, сорби-
рованные почвой, сравнительно сла-
бо закрепляются в ней и под дейст-
вием нейтральных солей вытесня-
ются в раствор.
- Прочность связи радиоактивного
цезия с поглощающим комплексом
почвы более высокая, чем у стронция,
особенно на почвах с нейтральной
реакцией (чернозем). В почве с кис-
лой реакцией прочность закрепле-
ния поглощенного цезия уменьшает-
ся. Полнота вытеснения зависит от
катиона нейтральной соли: опа боль-
ше при вытеснении цезия калием и
меньше при вытеснении кальцием.
Радиоизотопы Zr95H-Nb95, Ru106+
+Rh106, по-видимому, имеют иную
природу поглощения почвой, от-
личную от простой ионообменной
реакции. Они оч. слабо вытесня-
ются из сорбированного состояния
растворами нейтральных солей.
При взаимодействии с почвами
генетически связанных радиоактив-
ных нуклидов, как Sr90+Y90, Zr95+
+Nb95, наблюдается нарушение ра-
диоактивного равновесия как в про-
цессе поглощения материнского и
дочернего нуклидов почвой, так
и при десорбции (вытеснении) их
растворами нейтральных солей. На-
рушение радиоактивного равновесия
у Sr90+Y90 наблюдается и при по-
ступлении этих изотопов в растения.
Таблица 1.
Авторадиография сельскохозяйственных растений. 1. Радиофотография, показывающая
распределение радия в молодом растении малины (радий введен через корни). 2. Радиофотография, показываю-
щая распределение радия в растении кок-сагыза (радий введен через корни). Автор радиофотографий А. А. Дробков.
Таблица II.
Авторадиография. Авторадиограмма почки (1). Гистоавторадиограмма среза
почки (2). Включение S85 из метионина и Na2SS5O4 в эпителий кожи овцы (3), сосочек
и шейку корня волос (4). Шерсть овец, получивших S83,— тонкорунной (5, 6, 14) и
грубошерстной (10 — малое увеличение, 11 — большое). Отложение S®5 в шерсти по
мере ее роста через 2, 5, 12 дней (7, 8, 9). Образование двойного следа при дву-
кратной даче S33 в разные сроки после введения (12, 13). [Негативы 3, 4, 10, И, 14
получены с ядерной эмульсией Всесоюзного научно-исследовательского кинофото-
института; 5, 9, 12, 13 - позитивы с рентгеновской пленки. (Из «Трудов Всесоюзного
научно-исследовательского института животноводства», т. 21, 1958, ст. А. Л. Паду-
чевой)].
АЗОТ
13
В зависимости от особенностей
растений и физико-химич. свойств
отдельных радиоактивных изото-
пов имеются существ, различия в на-
коплении их в урожае. При прочих
равных условиях бобовые растения
накапливают в урожае больше радио-
изотопов, чем злаковые. Молодые
растения на единицу сухого вещества
содержат больше радиоизотопов, чем
растения в конце периода вегета-
ции. В корнеплодах концентрируется
больше продуктов деления, чем в
клубнях картофеля. В надземной
части, в частности в репродуктивных
органах, в большем количестве на-
капливаются радиоактивные изотопы
Sr и Cs по сравнению с др. радиоизо-
топами.
Из продуктов деления многие яв-
ляются радиоактивными изотопами
редких и рассеянных химич. эле-
ментов. Использование радиоизото-
пов позволяет изучить поведение
этих элементов в почвах и в расте-
ниях и выяснить физиология, их
роль в биология, объектах.
АДСОРБЦИЯ, радиоактив-
ных элементов — переход ра-
диоактивного элемента (р. э.) из
жидкой или газовой фазы на поверх-
ность твердой фазы — адсорбента
(осадок, ионообменная смола, стенки
сосуда). Важным видом А. является
и о н о о б м е н н а я А. из растворов,
происходящая путем замещения ио-
нов поверхности твердой фазы или
внешней обкладки двойного слоя
ионами р. э.; ионообменная А. де-
лится на первичную (обмен в по-
верхностном слое кристаллич. решет-
ки адсорбента) и вторичную (обмен
в слое раствора, соприкасающемся
с поверхностью осадка). При сходстве
адсорбируемого элемента с адсорбен-
том в строении кристалла наблю-
дается т. н. специфическая А.
(напр., A. Ra на поверхности PbS04),
к-рая описывается Фаянса — Панета
правилом', явление используется для
изучения свойств поверхности осадка
и выделения р. э. Вторичная А.
является неспецифической и возра-
стает с увеличением радиуса и ва-
лентности ионов р. э. Неспецифич.
адсорбенты служат для разделения
радиоактивных элементов, очистки
сточных вод, загрязненных радио-
активными элементами. Если А. про-
исходит на внутренней поверхности
кристалла (поверхность нарушений
правильности строения кристалла),
она называется внутренней и
имеет^ ряд специфич. особенностей.
АЗОТ N — химич. элемент V гр.
периодич: системы; п. н. 7; ат. в.
14,008. Распространенность в земной
коре 0,04% по весу. В воздухе (без
СО2) А. содержится 78,10% по объ-
ему. При обычных условиях двух-
атомный газ N2, без цвета и запаха,
t°Klin —195,8°, 1°пл—209,9°. Хими-
чески мало активен. При комнатной
темп-ре непосредственно соединяется
лишь с литием. С др. элементами ли-
бо вообще не реагирует, либо соеди-
няется при высоких темп-pax или
давлениях и в присутствий катали-
заторов. В соединениях проявляет
переменную валентность (гл.обр.+З).
Стабильные изотопы: N14 (99,635%)
и N15 (0,365%). В пром-сти произво-
дится концентрирование тяжелого
стабильного изотопа N15 в жидкой
фазе по обменной реакции: N15H3
(ra3)+N14H4N0s (раствор) N14H3
(ra3)+N15H4NO3 (раствор) или тер-
модиффузией в случае газообразного
N2. Тяжелый изотоп N15 широко ис-
пользуется для изучения процессов
жизнедеятельности растений и жи-
вотных. В химии с помощью N15 изу-
чался изотопный обмен для азо-
тистых соединений в гомогенных и
гетерогенных системах. Обмен А.
на различных поверхностях служил
методом исследования каталитич.
способности этих поверхностей. Изу-
чение химии и биохимии белка оч.
тесно связано с применением N15 в ка-
честве индикатора.Из радиоактивных
изотопов интересен N13 (Т\2= 10,08
мин.), остальные— оч. короткожи-
вущие.
В 1919 Д. Резерфордом на А. было
проведено первое искусств, ядер-
ное превращение N14 (а, р) О17.
Открытие И. и Ф. Жолио-Кюри
искусств, радиоактивности связано
с реакцией образования радиоак-
тивного А.: В10 (a, n) N18. Много-
зарядные ионы N применяются в
ускорителях в качестве бомбардиру-
ющих частиц. Реакция N14 (и, р) С14
14
АКВАМАРИН
служит для получения радиоактив-
ного С14 в ядерном реакторе.
Предполагается, что источником
энергии Солнца служит реакция,
промежуточными продуктами к-рой
являются стабильные и радиоактив-
ные изотопы N (цикл Бете). В воде,
охлаждающей реакторы, или в воз-
духе при воздушном охлаждении
обнаруживается радиоактивный изо-
топ Nie(T»/2= 7,35 сек.). Спец, опы-
ты были проведены с целью изуче-
ния процессов синтеза окислов N
под действием радиоактивных излу-
чений.
АКВАМАРИН (от лат. aqua —во-
да и marina— морская) — минерал,
прозрачная синевато-зеленая или
голубая разновидность берилла.
АККУМУЛЙЦИЯ РАДИО АКТИВ-
НЫХ ВЕЩЕСТВ в продуктах
сельского хозяйства, в
с.-х. растениях и с.-х. жи-
вотных.
Аккуму ля цияв р а сте-
пи я х и продуктах уро-
жая. Растения способны в извест-
ной степени аккумулировать радио-
активные вещества из почвы, из
воды и при попадании этих веществ
на листья. Накопление радиоактив-
ных изотопов в растениях зависит
от физико-химич. свойств этих эле-
ментов, от среды, в к-рой они нахо-
дятся, от биологйч. особенностей
растения. Наиболее интенсивно по-
глощаются растением из почвы радио-
активные изотопы стронция, мень-
ше—цезия и церия и оч. незначитель-
но — иттрия и др. На единицу сухого
вещества растения может аккуму-
лироваться примерно в 10 с лишним
раз больше Sr90, чем его концент-
рация в почве. Радиоцезия накапли-
вается в растениях меньше, чем его
содержание в почве. Радиоактив-
ные изотопы Се, Y, Ru, Zr и др. (из
почвы) оч. мало аккумулируются в
растениях. Степень аккумуляции за-
висит от механич.состава почвы. Наи-
более интенсивно аккумулируются
радиоактивные изотопы из почв, лег-
ких по механич. составу. Напр., кон-
центрация Sr90 в растениях примерно
в 70 раз выше, чем его содержание в
глинистом песке. Для среднего су-
глинка эта величина составляет 40,
а для тяжелого суглинка только 15.
Из водного раствора растения акку-
мулируют радиоактивные изотопы
интенсивней, чем из почвы. Особен-
но интенсивно из воды аккумулиру-
ются в надземной части растения
радиоактивные изотопы Cs и Sr. Кон-
центрация Cs в соломе растений (пше-
ница, горох, овес, фасоль) примерно
в 100 раз, а в зерне в 50 раз выше
содержания в водном растворе. Ра-
диоактивные изотопы Cs, Ru, Y,
Zr и Nb аккумулируются гл. обр.
в корнях. Бобовые растения акку-
мулируют больше радиоактивных
продуктов деления, чем злаковые.
Растения без вреда для србя могут
накапливать в тканях значит, коли-
чество радиоактивных продуктов де-
ления. Размеры этого накопления
в урожае зависят от химич. свойств
радиоактивных изотопов, биоло-
гия. особенностей растения и усло-
вий внешней среды. Накопление
в семенах значительно меньше, чем
в др. надземных органах. Обычно ра-
диоактивность семян в 10—20 раз
меньше радиоактивности соломы. Од-
нако абс. содержание радиоактив-
ных веществ в зерне может дости-
гать значит, величины. Накопление
Sr90 в зерне разных растений в зависи-
мости от свойств почвы и др. усло-
вий достигает 10“®—10“4 кюри на
1 кг. Для Cs187, Ru106, Zr95 эта вели-
чина составляет 10 “7—10“5 кюри
на 1 кг семян. Sr90 содержится в со-
ломе в количестве 10“5—10“8 кюри
на 1 кг, а радиоактивные изотопы
Cs, Ru, Zr— примерно в количе-
стве 10 “® —10“4 кюри на 1 кг
урожая. Накопление радиоактивных
веществ в урожае корнеплодов и
картофеля связано еще и с тем, что
ко времени осеннего прекращения
вегетации и отмирания листьев ра-
диоактивные вещества передвигают-
ся в обратном направлении (из над-
земных органов — в корни и клубни).
Аккумуляция в орга-
низме с.-х. животных и
продуктах животноводе т-
в а. Характер накопления радиоак-
тивных веществ в организме с.-х.
животных подчиняется общим био-,
логич. закономерностям; радиоак-
тивные изотопы ведут себя в организ-
АКТИВАЦИОННЫЙ АНАЛИЗ
15
ме, как аналогичные стабильные изо-
топы химич. элементов. Так, радио-
активный иод аккумулируется в щи-
товидной железе, радиоактивные
кальций и стронций — в костной тка-
ни, радиоактивный никель — у жвач-
ных животных—гл. обр. в коже, шер-
сти, мышцах и печени, у овец ра-
диоактивная медь депонируется в пе-
чени и мышцах, сера — в коже и
шерсти. Анализ методом меченых
атомов показал, что накопление про-
исходит не только в органах, но и в
отдельных фракциях ткани. Так,
напр., бор аккумулируется в уг-
леводной и отсутствует в белковой
фракции.
В различных географич. зонах
содержание радиоактивных веществ
в продуктах животноводства может
иметь существ, различия, т. к. на-
ходится в зависимости от содержа-
ния их в теле животных. Состав же
тела животных связан с растит, ор-
ганизмами (следовательно, с почвой и
водой), воздухом и питьевыми вода-
ми. Естеств. радиоактивные элементы
(радий, уран, торий, калий, рубидий
и др.) в ничтожно малых количествах
постоянно содержатся в почве, воде,
воздухе, в организме растений и
животных. Для урана и тория харак-
терно их всеобщее рассеяние. Всякая
природная вода радиоактивна. Ра-
диоактивна также и атмосфера бла-
годаря присутствию в ней газооб-
разных продуктов распада, гл. обр.
радона; в 1 ел? воздуха содержится
1—1,3 атома радона. Среднее содер-
жание (в %) радия в теле животных
составляет величину порядка 10 ~12,
тория 1СГ7. Среднее содержание ура-
на в органах нормальных животных
составляет 1—20 мкг па 100 г.
Иначе говоря, естеств. радиоак-
тивность тела с.-х. животных харак-
теризует уровень ок. 10—12 распадов
в 1 мин. на 1 г ткани.
Особое место среди естеств. ра-
диоактивных элементов занимает
калий (его радиоактивность при-
мерно в 1000 раз слабее, чем ура-
на). Среднее содержание (в %) ка-
лия в теле .животных составляет
З-Ю”1, содержание рубидия 5-10~4.
Из всех продуктов деления урана
или плутония наибольшую опасность
представляет Sr90, к-рый, подоб-
но кальцию, легко проникает в ор-
ганизм и прочно фиксируется в кос-
тях. Значит, часть Sr9® выделяется
с молоком и,^т. о., может проникать
с пищей в организм человека (см.
«Стронциевая опасность»).
На содержание радиоактивных эле-
ментов в теле животных и продуктах
животноводства существ, влияние
может оказать и повышение фона
радиоактивности атмосферы при тер-
моядерных испытаниях. Плотность
выпадения радиоактивных осколков
и концентрация их в воздухе не дос-
тигают пока опасного уровня. Но
в отдельных пунктах (США, Япония)
имело место выпадение, создавшее
дозу, весьма близкую к предельно
допустимой. Так, в 1954 в Японии
вынуждены были уничтожить св.
1 млн. фунтов рыбы, т. к. она оказа-
лась зараженной радиоактивными ве-
ществами.
АКТИВАЦИОННЫЙ АНАЛИЗ
метод обнаружения ничтожно малых
количеств вещества, основанный на
возникновении искусств, радиоак-
тивных изотопов. А. а. заключается
в облучении анализируемого веще-
ства однородным потоком заряжен-
ных частиц или нейтронов. Время
облучения определяется временем,
необходимым для образования изме-
римого количества радиоактивного
изотопа исследуемого элемента. Ос-
новными факторами, определяющими
чувствительность А. а., являются
интенсивность потока ядериых час-
тиц, поперечное сечение захвата об-
лучаемого изотопа, период полурас-
пада и характер излучений образую-
щегося радиоактивного изотопа. Бла-
годаря отчетливо выраженным разли-
чиям в свойствах отдельных радиоак-
тивных изотопов этот метод анализа
в значит, мере свободен от мешаю-
щих влияний др. элементов. Начиная
со 2-й пол. 1943, анализ путем радио-
активации широко используется при
определении ничтожных примесей
в чистых химич. соединениях, в
металлах и сплавах. Для точных
определений А. а. обычно проводится
сравнением с эталоном, т. е. образ-
цом с известным содержанием дан-
ного элемента.
16
АКТИВАЦИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
АКТИВАЦИЯ ТЕПЛОНОСИТЕ-
ЛЯ — возбуждение искусств, ра-
диоактивности теплоносителя под
действием нейтронного облучения
при прохождении через активную
зону ядерного реактора. Большин-
ство ядер атомов веществ, использу-
емых обычно в качестве теплоноси-
теля (вода, углекислый газ, натрий,
ртуть), в результате ядерной реак-
ции с захватом нейтрона становятся
радиоактивными. Захват нейтрона
чаще всего сопровождается испу-
сканием у-лучей различных энер-
гий. Степень А. т. (удельная актив-
ность, выражаемая в количестве
распадов радиоактивных ядер на
1 см3 теплоносителя) зависит от
нейтронного сечения активирующе-
гося изотопа элемента, времени
облучения и величины нейтронного
потока в активной зоне ядерного
реактора. Кроме того, на степень
А. т. влияют почти всегда присутст-
вующие в теплоносителе примеси,
также активирующиеся под действи-
ем нейтронного облучения. Когда
теплоноситель выведен из реакто-
ра, активация его прекращается, по
распад радиоактивных ядер продол-
жается.
А. т.— нежелат. фактор; она вы-
двигает задачу защиты наружной
части контура теплопередающей сис-
темы реактора от излучения тепло-
носителя. При наличии у-изл уче-
ния высокой энергии затрудняется
обслуживание наружного контура.
АКТИВЙРОВАННАЯ ВОДА —
вода, содержащая продукты химич.
реакций, образовавшиеся под воз-
действием |Ионизир. излучения. В ре-
зультате ионизации возникают сво-
бодные ионы Н+ и ОН” и свобод-
ные радикалы Н и ОН, к-рые, вза-
имодействуя друг с другом и с рас-
творенным в воде кислородом, дают
соединения типа Н2О2 (перекись
водорода) и НО2 (гидропероксид),
обладающие высокой окислит, спо-
собностью. Т. к. вследствие реком-
бинации ионов, сопровождающей
процесс ионизации воды, время жиз-
ни упомянутых радикалов ничтож-
но мало (порядка 10”8 сек.), то в
дистиллированной воде их практи-
чески обнаружить невозможно. Толь*
ко при наличии в воде растворенных
веществ, способных вступать в ре-
акции с упомянутыми радикалами
и дающих с ними более или менее
стойкие соединения, процесс радио-
лиза воды может наблюдаться и под-
дается количеств, оценке. Согласно
нек-рым теориям механизма био-
логического действия ионизирующего
излучения, образование А. в. является
первым этапом на пути развития из-
менений, возникающих в организме
под влиянием ионизир. излучения.
АКТИВНАЯ ЗОНА реактора —
пространство, в к-ром в результате
цепной реакции происходит выделе-
ние внутриядерной энергии. Разме-
ры А. з. определяются конструкци-
ей и мощностью реактора, а также
типом горючего. А. з. гетерогенного
реактора представляет собой решет-
ку из стержней ядерного горючего
(см. Ядерного горючего химия). Сво-
бодное пространство в решетке за-
полняется замедлителем. В реакто-
рах на быстрых нейтронах замедли-
тель отсутствует. А. з. гомогенно-
го реактора заполнена однородной
смесью ядерного горючего и замед-
лителя. А. з. окружена слоем от-
ражателя и биологической защитой.
АКТИВНАЯ РЕШЁТКА — см.
Решетка реактора.
АКТИВНОСТЬ— мера количест-
ва радиоактивного вещества, выра-
жаемая числом радиоактивных пре-
вращений в единицу времени. А.
определяется в единицах радио-
активности, наир. кюри.
АКТЙВНОСТЬ СВРбСНЫХ вод —
радиоактивность воды, возникаю-
щая при использовании ее в
качестве теплоносителя, а также
для мытья помещений реактора,
оборудования и инструмента, про-
мывки контура теплоносителя и др.
А. с. в.— один из показателей
работы ядерного реактора, характе-
ризующий степень его безопасно-
сти для населения окружающих
районов. А. с. в. обычно выра-
жается в кюри на 1 л. Вода, загряз-
ненная радиоактивными примесями,
не м. б. безопасно спущена в естеств.
водоемы. Особенно радиоактивна во-
да, используемая в качестве тепло-
носителя. В реакторе всегда пме-
АКТИВНЫЕ ОСАДКИ
17
ются утечки такой воды через саль-
ники насосов, неплотности в си-
стеме трубопроводов контура отвода
тепла от реактора и пр. А. с. в.
непрерывно контролируется: при
опасном повышении автоматически
подается сигнал в помещение до-
зиметрической службы, свидетельст-
вующий о нарушении норм, ра-
боты реактора или правил его эк-
сплуатации.
Снижение А. с. в. достигается
разбавлением их чистой водой до без-
опасной концентрации, фильтраци-
ей, выдержкой в отстойниках и ре-
зервуарах в течение времени, необ-
ходимого для спада радиоактивности
до безопасной величины. При значит,
загрязненности воды радиоактивны-
ми примесями применяется также
выпаривание ее с последующим за-
хоронением радиоактивного сухого
остатка в удаленной местности.
АКТЙВНОСТЬ СБРОСНЫХ ГА-
ЗОВ — радиоактивность газов, аэро-
золей или паров, возникающая
в результате нарушения норм, ра-
боты ядерного реактора или его
аварии; один из показателей ра-
боты ядерного реактора, характери-
зующий степень его безопасности
в рабочей зоне производств, помеще-
ний и для населения окружающих
районов. А. с. г. обычно выражается
в кюри на 1 л. В реакторе с водяным
охлаждением радиоактивный пар
может возникнуть при утечке воды
через сальйики насосов и ее испа-
рении; в реакторе с газовым охлаж-
дением при нарушении герметич-
ности контура теплоноситель также
может распространяться в помеще-
ниях здания реактора; радиоактив-
ные аэрозоли могут появиться при
нарушении герметичности кожуха
реактора и т. д.
Вдыхание радиоактивных газов
для человека значительно опаснее
наружного облучения, поэтому к
концентрации радиоактивных приме^-
сей в сбросных газах предъявляются
весьма жесткие требования. Напр.,
по существующим нормам А. с. г.
содержание нек-рых особо вредных
для здоровья элементов ограничи-
вается до концентрации не выше
10 14—10~15 кюри/л.
Для лучшего перемешивания
сбросных газов с окружающим воз-
духом вентиляц. трубы реакторов
имеют высоту, достаточную для
естеств. разбавления сбросных газов.
Кроме того, при установке вентиляц.
труб учитывается преимуществ, на-
правление ветров в районе располо-
жения реактора. Выбрасываемый воз-
дух непрерывно контролируется на
радиоактивность, в случае превы-
шения нормы автоматически подает-
ся сигнал в помещение дозимет-
рической службы, свидетельствую-
щий о нарушении норм, работы реак-
тора.
АКТЙВНОСТЬ УДЕЛЬНАЯ —
величина, характеризующая относит,
содержание атомов радиоактивного
изотопа в изотопной смеси элемен-
та, или доля молекул данного вида,
содержащих в своем составе атомы
радиоактивного изотопа. А. у. по-
казывает, в какой степени радио-
активный изотоп разбавлен стабиль-
ными изотопами и, следовательно,
пригоден ли препарат для целей ис-
следования. А. у. выражается чис-
лом единиц радиоактивности (кюри)
на единицу веса вещества (г, моль)
или объема раствора (л, мл). В лабо-
раторной практике, при использо-
вании радиоактивных изотопов в
качестве меченых атомов, А. у. ве-
щества целесообразно выражать в
единицах измерения интенсивности
излучения на соответств. приборе
и в таких же условиях, в к-рых будут
производиться измерения исследу-
емых образцов. При измерениях на
счетчике А. у. выражается числом
импульсов в мин., на радиометре —
числом делений шкалы прибора па
единицу веса или объема вещества.
В последнем случае вычисление аб-
солютной активности препарата про-
изводится при помощи введения
соответств. поправок.
АКТИВНЫЕ ОСАДКИ — обра-
зования из радиоактивных атомов
отдачи, осевших на твердых веще-
ствах из газообразной фазы. По-
скольку атомы отдачи, претерпев-
шие столкновения, имеют, как пра-
вило, положит, заряд, их выделение
происходит более полно на отрица-
тельно заряженных металлич. пла-
18
АКТИВНЫЙ НАЛЁТ
стинах или проволоке при разности
потенциалов выше 300 в. Коротко-
живущий А. о. радона состоит из
первых членов ряда распада радона
от 84Ро218 Д° 82РЬ210; долгоживущий
А. о. радона состоит из 82РЪ210 и
продуктов его распада 83Bi210 и
84Ро210. Элементы, образующие А. о.,
могут быть разделены на основании
различия их физич. и химич. свойств
методами испарения, экстракции,
электролиза и др. Вид кривых изме-
нения активности А. о. во времени
зависит от состава газовой фазы,
продолжительности экспозиции, ти-
па измеряемого излучения и др.
Измерение излучения А. о. исполь-
зуется для количеств, анализа ра-
диоактивности атмосферы, оценки
эманирующей способности веществ,
изучения газообразных продуктов
деления тяжелых ядер и т. д. (см.
Активных осадков метод).
АКТИВНЫЙ НАЛЁТ — см. Ак-
тивные осадки.
АКТИВНЫХ ОСАДКОВ МЕТОД —
метод количеств. определения
радиоактивных инертных газов
(эманаций) и их материнских про-
дуктов. Определение производит-
ся при помощи кривых изменения
радиоактивности активных осад-
ков во времени, полученных при раз-
личных экспозициях, что позволяет
определить начальные соотношения
между радиоактивными изотопами.
АЙТИНЙДЫ — то же, что акти-
ноиды.
АКТЙНИИ Ас — радиоактивный
химич. элемент III гр. периодич.
системы, п. н. 89, массовое число
наиболее долгоживущего изотопа 227.
Открыт в 1899. Распространенность
в земной коре 6-10“10 % по весу.
Ас227 является членом радиоактив-
ного семейства актиноурана (U285)
и содержится в урановых рудах в
количестве 0,15 мг на 1 т\ распадает-
ся с испусканием 0-частиц (98,8%)
и а-частиц (1,2%). jTi/2=21,6 года. В
настоящее время Ас227 получают облу-
чением Ra нейтронами: Ra226 (п, f)
Ra227	Ас227. М. б. выделен из
облученного Ra экстракцией тено-
илтрифторацетонового комплекса
или хроматографически. В качестве
радиоактивных индикаторов приме-
няются изотоны: Ac228 (MsTh2)—0-из-
лучатель, Т\2=6,13 часа; Ас225 —
а-излучатель, Т\2=10 дней. Мётал-
лич. Ас— серебристо-белый металл,
t° пл — 1050°±50°. В химич. отноше-
нии Ас—высший гомолог La. Во всех
соединениях 3-валентен. Большин-
ство изученных соединений Ас (Ас2О3,
AcF3, АсС13, AcBr8, Ac2S3 и др.)
изоморфны соответствующим соеди-
нениям La. _
АКТЙНИИ А АсА (84Ро215) — ко-
роткоживущий естеств. радиоак-
тивный изотоп полония. Дочерний
изотоп актинона (см. Эманация) в
радиоактивном семействе актино-
урана. Испускает а-частицы и нич-
тожное количество отрицат. 0-час-
тиц (5-10“4%); 7’1/2=1,83-10”’сек.
АКТИНИЙ В АсВ (82РЬ211) —
естеств. радиоактивный изотоп свин-
ца. Дочерний изотоп актиния А
в радиоактивном семействе,актино-
урана. Испускает отрицат. 0-ча-
стицы и ^-лучи; Тц3 =36,1 мин.
АКТИНИЙ С АсС (88Bi211) — ес-
теств. радиоактивный изотоп вис-
мута. Дочерний изотоп актиния В
в радиоактивном семействе актино-
урана. Испускает а-частицы, отри-
цат. 0-частицы (0,32%) и т-лучи;
7’i/2=2,16 мин.
АКТЙНИИ С' АсС' (84Ро211 ) —
короткоживущий естеств. радиоак-
тивный изотоп полония. Дочерний
изотоп актиния С в радиоактивном
семействе актиноурана. Испускает
а-частицы и ^-лучи; Тцг =0,52 сек.
АКТИНИЙ С" АсС" (81Т1207) —
естеств. радиоактивный изотоп тал-
лия. Дочерний изотоп актиния G
в радиоактивном семействе актино-
урана. Испускает отрицат. 0-частицы
и у-лучи; Т\/2 =4,79 мин. М. б. по-
лучен облучением свинца по реак-
циям (п, р) и (у, р).
АКТЙНИЙ D AcD (82РЪ207) —
стабильный изотоп, свинца. Конеч-
ный продукт радиоактивных прев-
ращений в радиоактивном семействе
актиноурана. Образуется при 0“-рас-
паде АсС" и а-распаде АсС'.
АКТЙНИИ К АсК (87Fr223) —
основной естеств. радиоактивный
изотоп франция. Член радиоактив-
ного семейства актиноурана, дочер-
ний изотоп актиния. Испускает от-
АЛЬБЕДО
19
рицат. f-частицы, а-частицы
(4-10%) и 7-лучи; Ti/2=22 мин.
АКТЙНИЙ X АсХ (88R ар-
есте ст в. радиоактивный изотоп ра-
дия, Член радиоактивного семейства
актиноурана, дочерний изотоп ра-
диоактиния. Испускает а-частицы
и 7-лучи; Ti/2 =11,68 дня.
АКТИНбИДЫ. (актиниды) —
назв. группы 14 тяжелых элементов,
следующих в периодич. системе Мен-
делеева за актинием (Z=89), т. е.
элементы с Z=90—103. Для боль-
шинства А. характерны нали-
чие 5f электронов и основное валент-
ное состояние 3. Все изотопы А.
радиоактивны. Большинство А., а
именно элементы с Z от 93 до 102,
получены искусств, путем. Послед-
ний член группы — элемент с Z=
=103— еще не синтезирован. Высшие
А. близко подходят к пределу ста-
бильности элементов, определяемому
критериями приближения скорости
15-электрона к скорости света и при-
ближения к условию нестабильности
ядра < 47,8 (Л—массовое число).
Отдельные элементы группы А.
приобрели в последние годы огромное
значение, т. к. являются ядерным
горючим и взрывчатым веществом
атомного оружия. Из искусственно
полученных изотопов А. исключи-
тельно важное значение для ядерной
техники и энергетики имеют U2”,
U285, Pu28fi. Накопленные запасы
этих материалов имеют величину
порядка тонн.
История А. началась с открытия
в 1940 нептуния и плутония, когда
выяснилось, что полученные эле-
менты являются аналогами не ре-
ния и осмия, как ожидалось, а ура-
на. Ранее считалось возможным по-
явление 5f-электрона у элементов,
начиная с Th, Ра, U. Поэтому ги-
потетич. тогда 5/-элементы объеди-
нялись в группы под назв. «тори-
ды», «протактиниды», «ураниды» со-
ответственно. Открытые затем транс-
урановые элементы оказались ана-
логами актиния и редкоземельных
элементов, что и дало основание объ-
единить их в группу А. По сравнению
с лантаноидами (их аналогами, бла-
годаря сходству с к-рыми группа А.
и получила свое назв.) А. харак-
теризуются большей склонностью к
комплексообразованию и к обра-
зованию соединений с повышенной
валентностью (4, 5 и 6). Последнее
явление наряду с фактом отсутствия
5/-электронов у Th, Ра и, возможно,
U привело к критике теории, на
основе к-рой 14 элементов объеди-
нены в группу А.
Однако существует много доводов
в пользу последней: 3-валентность
высших членов группы, уменьшение
радиуса ионов с увеличением Z,
аналогичное «лантанидному сжатию»,
изоморфизм соединений А. и ланта-
ноидов, аналогия их спектров погло-
щения, наличие полузаполненной
5/-оболочки у Ст, как и у его аналога
в группе лантаноидов Cd, и пр.
Окончат, решение вопроса о выделе-
нии группы А. затруднительно, т.ем
более что энергетич. уровни 5/
и 6d весьма близки и могут, по-види-
мому, перекрываться в зависимости
от химич. формы элемента и фазового
состояния ,его соединения.
АКТИНОН Ап -г- один из изо-
топов эманации.
АКТИНОУРАН AcU— естеств. ра-
диоактивный изотоп урана. Началь-
ный представитель * радиоактивного
семейства 4п-|-3.
АКЦЕПТОР РАДИКАЛОВ (в р а-
диационной химии) — расг
творенное вещество, реагирующее
с радикалами, к-рые образуются
в результате радиолиза растворителя
(см. Радиационно-химические реак-
ции). В иностр, лит-ре подобную
роль играет термин «scavenger».
Акцепторами могут являться как
стабильные радикалы (дифенилпи-
крилгидразил, трифенил мет ан), так
и валентно-насыщенные молекулы,
энергия активации реакций к-рых
с радикалами невелика (J2, альде-
гиды, глюкоза и др.).
АЛЬБЕДО — отношение числа от-
раженных поверхностью (отража-
телем) нейтронов к числу падаю-
щих на нее нейтронов; характери-
зует отражат. способность вещества.
Понятием «А.» пользуются при рас-
четах защиты для определения спо-
собности среды отражать нейтроны
илп 7-кванты. А. нейтронов зави-
20
АЛЬФА-АВТОРАДИОГРАФИЯ
сит от диффузионных свойств отра- i
жителя (транспортная длина пробе- |
га, длина диффузии), его размеров
и формы. Для среды с транспортной
длиной пробега, малой по сравнению
с длиной диффузии, А. близко к 1.
Вещество	। Альбедо для слоев 1 бесконечной толщины
Вода		0,82
Тяжелая вода . .	0,97
Бериллий ....	0,89
Графит 		0,93
У бесконечно толстого отражателя
А. больше, чем у отражателя конеч-
ных размеров. При данной толщине
отражателя А. сферы меньше, чем
в случае бесконечной пластины. Для
расчета А. нейтронов и у-лучей
в последнее время успешно приме-
няется Монте-Карло метод.
АЛЬФА-АВТОРАДИОГРАФИЯ —
авторадиографии, метод (см. Авто-
радиография), с помощью к-рого
получают изображение распределе-
ния включений a-активных веществ
по сечению исследуемого объекта.
Для А.-а. применяют толстослойные
ядерные фотоэмульсии, обладающие
селективной чувствительностью к
альфа-частицам и имеющие толщи-
ну больше длины пробега а-частиц
в фотослое, оставляющих в нем пря-
мой инейны е следы.
Отчетливое изображение полу-
чается в том случае, если на 1 см2
фотоэмульсии образуется 107 следов
а-частиц (при времени экспозиции
в 1 час методом А.-а. можно обна-
ружить «-активные вещества кон-
центрацией в неск. сотых мккюри
на 1 см2, а при 2-месячиом сроке
экспозиции — порядка неск. десяти-
тысячных мккюри на 1 см2),. Чувст-
вительность метода А.-а. значительно
повышается, если анализ полученного
авторадиографа проводить не по
степени почернения, а по числу
следов, образованных а-частицами.
А.-а. является одним из основных
методов исследований в радиохимии
и металлургии трансурановых эле-
ментов, при изучении распределений
«-активных веществ в минералах
и рудах, а также исследованиях
износа.
АЛЬФА-ИрНИЗАЦИОННЫЙ ГА-
ЗОАНАЛИЗАТОР — прибор для оп-
ределения состава 2-компонентных
газовых смесей по току ионизации,
создаваемому альфа-частицами. Чис-
ло пар ионов, создаваемое «-час-
тицей, при пост, давлении и темп-ре
зависит от состава газов, и иониза-
ционный ток в известной степени
может служить мерой состава га-
зов.
А.-п. г. (рис.) состоит из камер 1, 2
с a-из л учителями 3 и регистр ир. или сиг-
налнзир. устройства 4. Камеры соединены
по комненсац. схеме. Камера 1 герметична
Схема а-ионизационного га-
зоанализатора.
и является эталонной. В ней содержится
смесь газов определенного состава. Ка-
мера 2 соединяется с контролируемой ат-
мосферой. В случае изменения состава
атмосферы, баланс токов нарушается и в
цепи возникает электрич. сигнал, к-рый
приводит в действие регистрир. устрой-
ство.
А.-и. г. применяются, напр., для
определения метана в воздухе и др.
АЛЬФА-ИОНИЗАЦИОННЫЙ МА-
НОМЕТР — см. Иониваиитный 'ма-
нометр.
АЛЬФА-ИОНИЗАЦИОННЫЙ
МЕТОД — метод оценки радиоак-
тивности порошковых проб радио-
активных руд и горных пород, ос-
нованный на измерении суммарной
ионизации, вызываемой в ионизац.
камере альфа-частицами от иссле-
дуемой пробы. Определения радио-
активности пробы А.-и. м. произ-
водятся на установке, состоящей из
ионизационной камеры и электро-
метра. Проба (насыпанная в таре-
лочку слоем ок. 1 мм) помещается
внутрь камеры на ее дно. Определе-
ния радиоактивности производятся
относит, методом путем сравнения
ионизац. токов от исследуемой и
эталонных проб, при одинаковых
АЛЬФА-РАСПАД
21
условиях измерений. А.-и. м. чаще
всего применяется лищь для пред-
варит. анализа слабо радиоактивных
равновесных руд, поскольку точ-
ность анализа зависит от многооб-
разных и трудно учитываемых фак-
торов: различия в плотностях ве-
щества пробы и эталона, степени
дробления пробы, ее влажности и в
большой степени эманирования проб.
АЛЬФА-ИОНИЗАЦИОННЫИ СИГ-
НАЛИЗАТОР ПОЖАРА — прибор
для быстрой сигнализации о при-
сутствии продуктов горения (ды-
ма) в помещении. А.-и. с. п. состоит
(рис. ) из ионизац. камеры 1с источ-
ником .«-излучения 2, балансного
сопротивления 3, триода с холодным
катодом 4 и сигнального устройства 5.
При попадании дыма в ионизац.
камеру ток в ней резко падает и на-
пряжение па управляющем электро-
де триода увеличивается до напря-
жения зажигания, при к-ром через
триод начинает протекать боль-
шой ток, приводящий в действие сиг-
нальное устройство. Один А.-и. с. п.
может контролировать площадь ок.
100 м\
АЛЬФА-ЛУЧИ — излучение, со-
стоящее из альфа-частиц, испускае-
мое при «-распаде радиоактивных
изотопов. Под действием электрич.
и магнитного полей О1клоняются от
прямолинейного направления. Ока-
зывают сильное ионизирующее дей-
ствие, вызывают люминесценцию,
воздействуют на фотопластинки.
АЛЬФА-РАДИОАКТЙВНОСТЬ —
радиоактивность с испусканием
альфа-частиц. Подробнее см. Альфа-
распад.
АЛЬФА-РАСПАД • — радиоактив-
ное превращение атомного ядра, при
к-ром испускается альфа-частица.
В результате А.-р. «материнское» яд-
ро с электрич. зарядом Z и массовым
числом А превращается в новое, «до-
чернее» ядро с зарядом Z—2 и массо-
вым числом А —Всего известно ок.
25 естеств. и более 100 искусств, «-ак-
тивных ядер, т. е. ядер, способных
к А.-р. Периоды полураспада «-ак-
тивных ядер весьма сильно зависят
от величины энергии, выделяемой
при А.-р. (см. Гейгера — Нетто ла
закоц)'. При увеличении энергии при-
мерно от 4 Мэв до 9 Мэв период полу-
распада уменьшается от мн. млрд, лет
до неск. десятимиллионных долей
сек. Такая зависимость количествен-
но объясняется квантовомеханич.
теорией, к-рая трактует А.-р. как
«просачивание» а-частицы через по-
тенциальный барьер ядра (см. Тун-
нельный эффект).
Обычно с наибольшей вероят-
ностью А.-р. происходит из основ-
ного состояния данного материн-
ского ядра в основное состояние
дочернего ядра. Испускаемые при
этом а-частицы составляют моноэнер-
гетич. группу. Однако в спектрах
а-частиц, помимо основной группы,
часто наблюдаются менее интенсив-
ные группы, соответствующие др.
значениям энергии (т. н. «тонкая
структура» спектров «-частиц).
Группы «-частиц с энергией, мень-
шей, чем энергия основной группы,
отвечают переходам из основного
состояния материнского ядра на
возбужденные энергетич. уровни до-
чернего ядра. В спектрах а-частиц
(т. н. а-спектрах) весьма коротко-
живущих ядер наблюдаются также
и малоинтенсивные группы а-ча-
стиц с энергией, превышающей энер-
гию основной группы (т. н. длинно-
пробежные а-частицы). Появление
длиннопробежных а-частиц связа-
но с тем, что «-активное материн-
ское ядро за время своего существо-
вания не всегда успевает перейти в
основное состояние и иногда распа-
дается в одном из своих возбуж-
денных состояний.
Изучение тонкой структуры «-спек-
тров позволяет в ряде случа-
ев устанавливать энергии и спины
ядерных уровней, а сравнение пери-
одов полураспада с энергией а-ча-
22
АЛЬФА-СПЕКТрОМЕТР
стиц позволяет определять радиусы
атомных ядер.
АЛЬФА-СПЕКТРОМЕТР — при-
бор для определения энергетич.
(спектрального) состава «-излуче-
ния. Все магнитные спектрометры
с поперечным магнитным полем м. б.
использованы в качестве А.-с. Од-
нако, вследствие значит, массы аль-
фа-частицы по сравнению с массой
электрона, в А.-с. приходится приме-
нять магнитные поля с большей
напряженностью и увеличивать раз-
меры А.-с. для получения большего
радиуса траекторий а-частицы. При-
мером прецизионного магнитного
А.-с. может служить спектрометр
с неоднородным поперечным ак-
сиально-симметричным магнитным
полем (рис.), обеспечивающим про-
Схематич. разрез магнита: 1 — керн;
2 и 3 — крышки; 4 и 5 — полюсные
наконечники; 6 — катушки; 7 и 8 —
латунные цилиндры; 9 — вакуумная
камера; 10 и 11 — резиновые уплот-
нения.
странств. фокусировку а-частиц при
угле отклонения 254°. Радиус сред-
ней траектории а-частицы 50 см.
Для фокусировки а-частиц с энер-
гией £а=5,3 Мэв (Ро210) необходимо
магнитное поле с' напряженностью
6 700 э. Вес электромагнита 4,5 т,
объем вакуумной камеры 12 л. На-
ружный цилиндр легко снимается
и освобождает доступ в камеру.
Обмотка электромагнита питается
амплидином (220 в, 20 а). В каче-
стве «-источников применяются ак-
тивные вещества, нанесенные па стек-
ло путем испарения в вакууме.
Регистрация спектра производится
«-чувствит. фотопластинками. Раз-
решающая способность прибора (ши-
рина пика на полувысоте) 0,15%.
Кроме магнитных спектрометров, из-
мерение энергии а-частиц мощет
производиться др. методами: по пол-
ному пробегу а-частиц, по создава-
емой а-частицами полной иониза-
ции и др.
Альфа-частицы (а-ч а с т и-
ц ы) — ядра атомов гелия с ат. в.
4,003. А.-ч. обладает положит, заря-
дом, по абс. величине в 2 раза боль-
шим заряда электрона, что составляет
9,6058-10 ”10 единиц СГСЕ. А.-ч.
состоит из 2 нейтронов и 2 прото-
нов, прочно связанных между со-
бой (энергия связи А.-ч. 28,2 Мэв).
Обозначается а или 2Не4. А.-ч. ис-
пускаются при альфа-распаде радио-
активных ядер. Методы наблюдения
А.-ч. почти полностью основаны на их
свойстве производить ионизацию в
веществе. Искусств, путем быстро
движущиеся А.-ч. получают на уско-
рителя# заряженных частиц.
АЛЮМИНИЕВЫЕ СПЛАВЫ —
так же, как чистый алюминий, бла-
годаря малому эффективному попе-
речному сечению поглощения теп-
ловых нейтронов (для алюминия —
0,215 барна), хорошей теплопровод-
ности и высокой коррозионной стой-
кости, являются ценными конструк-
ционными материалами ядерных реак-
торов. А. с. применяются в условиях
работы при темп-pax, обычно не пре-
вышающих 300°, в связи с относи-
тельно низкой темп-рой плавления
(500°—660°), а также относительно
пониженными прочностью и корро-
зионной стойкостью при повышенных
темп-pax. Изготовляются из А. с.
гл. обр. защитные оболочки тепло-
выделяюгцих элементов, коллектор-
ная арматура, нек-рые вспомогат.
трубопроводы в реакторах с водяным
и газовым охлаждением.
Для изготовления защитных обо-
лочек и различных труб лучше под-
ходят обрабатываемые да-
влением А. с., напр. сплав,
содержащий 0,7% Mg и 0,8% Si,
упрочняемый закалкой с последую-
щим старением, после чего дости-
гается прочность около 33 кг/мм2
и удлинение при разрыве ок. 12%.
Для изготовления коллекторной
арматуры, а также вспомогат. ап-
паратуры можно применять литей-
ные А. с., напр. сплав, содержа-
щий ок. 9у0 Si и ок. 0,3% Mg, проч-
АМПАНГАБЕИТ
23
пость к-рого после закалки и ста-
рения составляет ок. 26 кг/мм2, а
удлинение при разрыве ок. 4%.
При сварке или пайке деталей из
А. с. в качестве присадочного мате-
риала или припоя обычно применя-
ются сплавы алюминия с крем-
нием, напр. с 5% Si (г°„л580°—630°)
или с 12%„ Si {^Пл ок- 580°).
АЛЮМИНИЙ А1 — химич. эле-
мент III гр. периодич. системы, п. н.
13, ат. в. 26,98. Состоит из одного ста-
бильного изотопа А127 (100%). Со-
держится в земной коре в количестве
8,80% по весу. Встречается в при-
роде в виде каолина 8AI2O3«2SiO2»
• 2Н2О, боксита А12О3«а;Н2О, а так-
же криолита AlF3«3NaF. Металлич.
Al получается электролизом раст-
вора А12О3 в расплавленном кри-
олите. Серебристо-белый легкий ме-
талл, плоти. 2,6986 г!см* (при со-
держании 99,995% Al), tQпл 660°,
*°кип 2200°. Широко применяет-
ся при изготовлении различных
легких сплавов, а также в ядерной
энергетике в составе производства
оболочек тепловыделяющих элемен-
тов реакторов. Имеются указания о
возможности применения А1 в ка-
честве теплоносителя в энергетич.
реакторах. А1 — весьма реакцион-
носпособный элемент, легко раст-
воряется в щелочах и разбавленных
кислотах.Однако концентрированная
HNO3 на него не действует. В соеди-
нениях 3-валентен. Нитрат A1(NO3)3
применяется в качестве высаливателя
при экстрагировании UO2(NO3)2
эфиром. Известно неск. радиоактив-
ных изотопов AI, из к-рых большин-
ство короткоживущие. Единствен-
но пригодным для индикаторных
исследований радиоактивным изо-
топом А! является сравнительно
недавно открытый изомер А12$
(Ti/^IO6 лет). Этот пока что мало
доступный изотоп образуется по
реакциям:	Mg26 (d,	2п) Al26 и
Mg25 (d, п) А12в. В лит-ре описаны ме-
тоды выделения и очистки этого изо-
топа. При облучении алюминия
а-частицами полония по реакции
Al27 (а, п) Р80 был получен один
из первых искусств, радиоактивных
изотопов (радиоактивный изотоп фос-
фора).
АМБЕРЛЙТ — см. Иониты.
АМЕРИЦИЙ Ат — искусственно
полученный радиоактивный химич.
элемент семейства актиноидов, п. н.
95, массовое число наиболее долго-
живущего изотопа 243. Открыт в
1944 в продуктах облучения U нейт-
ронами. Известны изотопы Ат с
массовыми числами от 237 до 246,
из них долгоживущие Am241, Ат242,
Ат245 —а-излучатслп с периодами
полураспада соответственно 461,3 го-
да, 100 и 8 800 лет. Изотоп Ат241
получается как побочный продукт в
произ-ве плутония по реакции
Pu2”(n, т) Pu240(n, y) Pu241X Am24*.
При этом получаются также и высшие
изотопы Ат. В водных растворах Ат
существует в 3-, 5- и 6-валентном
состоянии в виде ионов Am3+,AmO2+,
AmO22+ соответственно. Валентность
5 наиболее стабильна. 5-валентный
Ат получается окислением персуль-
фатом или озоном в кислой среде,
6-валентный — окислением гипо-
хлоритом или озоном в карбонатной
среде. AmV и AmVI весьма устой-
чивы, но восстанавливаются до Ami 11
под действием собств. а-излучепия,
AmV диспропорционирует по схе-
ме AmVН-AmV—»AmIV+AmVI. Со-
единения Am аналогичны соедине-
ниям плутония той же валентности.
Металлич. Ат получается восстанов-
лением фторида парами В а при
1100°. Очистка Ат от др. элементов
ведется хроматография, методом или
методом повторных окислительных
и восстановительных фторидных
осаждений.
АМОРТИЗАТОР стержня —
пневматич., гидравлич., резиновое
или пружинное амортизирующее уст-
ройство для поглощения кинетич.
энергии, запасенной в аварийном
стержне (или компенсирующем) при
падении его в активную эону реак-
тора.
АМПАНГАБЕИТ (назв. по местно-
сти Ампангабе на Мадагаскаре) — ми-
нерал, танталониобат урана, редких
земель и железа, содержащий воду.
Прибл.формула: (U,Fe,Y) (Nb,Ta)2Oe«
•ЗЩО Содержит: 30,6—50,8% Nb2O5,
1,8—15,0% Та?О5, 0,1-19,1% TiO2,
6,7—19,4% UO2, 0,6—2,1% ТЬО2,
24
амплитудный анализатор импульсов
1,4—7,2% У2О3, 0,6—7,6% (Ge, La,
Di)2Oe. Цвет черный, желто-бурый,
зеленый; блеск сильный, стеклян-
ный, жирный. Тв. 4,6 — 5,4. Уд. в.
3,46—4,78; радиоактивен. Встречает-
ся в берилловых пегматитах Ма-
дагаскара, совместно с колумбитом,
мусковитом, эвксенитом, гранатом
в виде зерен неправ, формы,
реже в призматич. кристаллах.
' АМПЛИТУДНЫЙ АНАЛИЗАТОР
ИМПУЛЬСОВ — устройство для
получения дифференц. амплитудно-
го спектра импульсов к.-л. радио-
активного источника (см. рис. 6, табл.
VI), т. е. для снятия зависимости
числа импульсов от их амплитуды.
Импульсы датчика 1 (рис. 1) посту-
Рис. 1. Структурная схема амплитуд-
ного анализатора импульсов.
пают во входной блок 2 (содержащий
усилитель, схему пропускания, уст-
ройство для формирования или пре-
образования импульсов и т. п.),
затем в распределит, блок 3, в
к-ром они сортируются (распределя-
ются) по их амплитудам; при этом
весь амплитудный спектр расчле-
няется на отдельные участки, наз.
каналами. Число каналов м. б. от
неск. единиц до неск. сотен. Чем
больше оно, тем амплитудный спектр
получается более точным. Регистри-
рующий блок 4 состоит из регистра-
торов (счетчиков) по числу каналов
или из самописца, цифропечатаю-
щего аппарата, устройства с элект-
роннолучевыми трубками, на экра-
не к-рых изображается исследуемый
амплитудный спектр.
Совр. А. а. и. представляет собой
электронную счетную машину. Раз-
личают А. а. и. с цепочкой амплитуд-
ных дискриминаторов и с преобра-
зованием амплитуд импульсов в ин-
тервалы времени.
В А. а. и. с цепочкой амплитудных диск-
риминаторов импульсы датчика поступают
одновременно на входы всех дискриминато-
ров (рис. 2). При каждом входном импуль-
се срабатывают лишь те дискриминаторы,
пороги (или уровни) к-рых меньше ампли-
туды импульса. Каждая пара дискримина-
торов, за исключением последнего, соеди-
нена с соответств. антисовпадений схемой.
На выходе последних включены регистра-
торы (электромагнитные счетчики). Пусть,
напр., порог 2-го дискриминатора равен
Рис. 2. Блок-схема амплитудного ана-
лизатора Импульсов с цепочкой ампли-
тудных дискриминаторов: 1 — датчик;
2, з, 4, 5 — 1-й, 2-й, 3-й,..., 50-й дис-
криминаторы; 6, 7, 8 — схемы антисов-
падений 1-го, 2-го, ..., 49-го каналов;
9, 10, 11, 12 — регистраторы 1-го,
2-го, ..., 49-го, 50-го каналов.
2 в, а порог третьего—3 в и амплитуда им-
пульса датчика 2,4 в. При этом сработают
1-й и 2-й дискриминаторы и схема антисов-
падений 2-го канала. Т. о., входной им-
пульс с амплитудой 2,4 в будет зарегистри-
рован счетчиком 2-го канала. После набо-
ра каждым регистратором нужного числа
отсчетов измерения прекращаются и по по-
лученным данным строится кривая ампли-
тудного распределения импульсов.
В А. а. и. с преобразованием амплиту-
ды импульса в интервал времени импульсы
датчика 1 (рис. 3) через схему пропуска-
ния 2 поступают на блок з преобразования
амплитуды импульса в эквивалентный ин-
тервал времени; затем на генератор пачек
импульсов 4, устройство 5 для распределе-
ния по каналам и на регистрир. устройство
6. При коэфф, преобразования, равном
1 мксек на 1 ей амплитуде входного им-
пульса 18 в на выходе получается импульс
длительностью 18 мксек. Преобразование
Рис. 3. Блок-схема амплитудного анализа-
тора импульсов с преобразованием ампли-
туды импульса в интервал времени.
можно, напр., осуществлять посредством
сравнивания амплитуды входного импуль-
са с пилообразным напряжением, длитель-
ность к-рого (при указанном коэфф, пре-
образования и спектре входных амплитуд,
напр., в 100 в) равна 100 мксек (рис. 4).
При периоде повторения генератора
пачек в 2 мксек и длительности управ ля-
АНАЛИЗАТОР ВРЕМЕННОЙ
25
ющего импульса в 18 мксек он выдает
пачку (серию) из 9 импульсов, поступаю-
щую на вход распределит, устройства. Т.о.,
задача анализа импульсов по амплитудам
сводится к анализу эквивалентных ил ин-
тервалов времени. Это позволяет получить
Выход И, *{ ЮОмнсен
преобразователя ।j
Выход генератора
пачек	г L
'^2мнсен
1’ис. 4. Кривая преобразования амплитуды
импульса в интервал времени посредством
сравнения амплитуды входного импульса
с пилообразным напряжением.
амплитудный спектр импульсов с значи-
тельно ббльшей точностью, чем в А. а. п. с
цепочкой амплитудных дискриминаторов.
В качестве распределит, устройства при-
меняют электрич. или ультразвуковые ли-
нии задержки, матрицы на ферритовых
сердечниках или вакуумных лампах и др.
Регистрирующий блок аналогичен блоку
4 (рис. 1).
К А. а. и. относятся и фото ана-
лизаторы.
АМПЛИТУДНЫЙ ДИСКРИМИ-
НАТОР — прибор для различения
по высоте электрич. импульсов,
позволяющий «отсечь» малые им-
пульсы, обусловленные у-фоном, от
импульсов больших амплитуд ней-
тронного потока. Является составной
частью пусковой импульсной аппа-
ратуры.
АМПЛИТУДНЫЙ КОМПАРА-
ТОР — прибор для измерения мгно-
венного значения медленно. изме-
няющегося напряжения. Диапазон
входных измеряемых напряжений
О—300 в, точность измерения
±200 мкв ±0,02%. А. к. можно
применять и для измерения пост,
напряжения, а также в качестве ли-
нейного или щелевого усилителя
постоянного тока с дрейфом ок.
100 мкв и коэфф, усиления от 5 до
10 000. Конструктивно прибор выпол-
няется из 2 блоков (собственно
А. к. и блок питания).
АМПЛИТУДНЫЙ СПЕКТР ИМ-
ПУЛЬСОВ — р аспределение данно-
го состава импульсов по их амплиту-
дам. А. с. и. показывает число им-
пульсов каждой < амплитуды, содер-
жащееся в данном распределении.
Многие детекторы излучения, напр
сцинтилляционные счетчики, на
каждую проходящую черев них час-
тицу отвечают импульсом напря-
жения, амплитуда к-рого пропорцио-
нальна энергии зарегистрированной
частицы. Следовательно, зная амп-
литудное распределение импульсов,
можно определить энергетич. спектр
частиц, что дает ответ па многие
коренные вопросы течения ядерных
реакций. Для определения А. с. и.
пользуются амплитудными анализа-
торами импульсов.
АНАЛИЗ ПО ОТРАЖЕНИЮ
р-ЧАСТЙЦ — основан на использо-
вании строгой зависимости между
коэффициентом отражения (5-час-
тиц и зарядом ядра химич. элемента.
Расположив источник (5-радиоак-
тивного элемента между счетной
установкой и исследуемым предметом
таким образом, чтобы (5-частицы,
испускаемые радиоактивным источ-
ником, не могли регистрироваться,
и измеряя интенсивность отраженных
предметом (5-частиц, можно быстро
и точно производить анализ поверх-
ностей предметов. Этот метод нашел
применение для быстрого анализа
сплавов, состоящих из элементов
с различными массовыми числами,
напр. железа с вольфрамом; по ме-
ре увеличения в сплаве количества
вольфрама будет соответственно уве-
личиваться и количество отражен-
ных от поверхности сплава (5-час-
тиц. Очень ценным метод по отра-
жению (5-частиц оказался при опре-
делении толщины и состава тонких
металлич. покрытий, т. к. при этом
не требуется нарушать целостность
образца (золотых покрытий статуй
и т. д.).
АНАЛИЗАТОР ВРЕМЕННОЙ —
устройство, фиксирующее число элек-
трич. импульсов, поступивших на
его вход в течение каждого из неск.
заданных интервалов времени. Пос-
ледние обычно равны между собой
и вплотную примыкают друг к другу,
образуя нек-рый непрерывный диа-
пазон времени действия А. в. Число
задаваемых интервалов времени наз.
числом каналов А. в. Длительность
26
АНГСТРЕМ
каждого . отдельного интервала вре-
мени наз. шириной канала. А. в.
(см. рис. 6,7, табл. VI) представляет
собой многоканальный временной
дискриминатор в соединении с ре-
гистраторами числа электрич. им-
пульсов в каждом канале. А. в. яв-
ляется одним из высокоэффектив-
ных приборов ядерной физики. В со-
единении с детекторами ядерных
излучений он позволяет удобно
и сравнительно быстро произво-
дить различные измерения, прямо
или косвенно связанные с временны-
ми соотношениями ядерных процес-
сов. Одно из основных применений
А. в.— определение энергетич. спек-
тров потоков нейтронов по времени
пролета нейтронов от источника до
детектора. Другое важное примене-
ние А. в.— определение времени жиз-
ни возбужденных ядер.
АНГСТРЕМ (А) — единица дли-
ны, равная одной стомиллионной
доле сантиметра (10 ~ 8 см), назв. по
им. швед, физика A. J. Angstrom.
Применяется в оптике (напр.,
длина волны крайних видимых
глазу о фиолетовых лучей равна
4 000 А), а также в атомной и ядер-
ной физике.
АНИЗОТРОПИЯ МЕХАНИЧЕ-
СКИХ СВОЙСТВ — различие свойств
материалов (в виде образцов или
деталей) в разных направлениях
вследствие: а) сходной кристалло-
графической ориентации (текстуры)
мн. кристаллитов в поликристаллах;
б) наличия строчечной (волокни-
стой) структуры поликристаллов.
Папр., в холоднокатаном цирконии
минимальное удлинение вдоль на-
правления прокатки 5—7%, поперек
ее— 3,5%. А. м. с. и теплового
расширения Zr, а также а- и f-урана
приводит при большом числе тепло-
смен к появлению значит, микро-
напряжений и микродеформаций, а
затем и к разрушению по границам
зерен. А. м. с. регулируется спец,
сочетанием механической и терми-
ческой обработки.
АНИОНИТЫ — см. Иониты.
АННИГИЛЯЦИЯ — такое прев-
ращение частицы и античастицы,
ври к-ром они исчезают,превращаясь
в др. частицы. Исторически возник-
ший термин «А.» (от лат. annihila-
te — уничтожение) не выражает дей-
ствит. содержания процесса, т. к. при
А. происходит не превращение частиц
в «ничто», а переход одной формы ма-
терии в другую. При А. общая масса
и энергия системы частиц, ее им-
пульс, момент количества движения и
электрич. заряд сохраняются. Напр.,
при столкновении позитрона с элект-
роном обе частицы исчезают с образо-
ванием у-фотонов. При этом вся энер-
гия пары электрон — позитрон, как
кинетич., так и связанная с их массой
покоя, переходит в энергию фотонов.
Согласно соотношению Эйнштейна
между массой т и энергией Е (см.
Относительности теория), Е—тс2
(с— скорость света), собственно массе
покоя электрона или позитрона
соответствует энергия в 0,51 Мэв;
поэтому общая энергия фотонов,
образующихся при А. медленного
позитрона с электроном, равна
0,51 МэвХ 2=1,02 Мэе. По законам
сохранения энергии и импульса, при
А. в свободном пространстве (без
3-й частицы) должны образовы-
ваться 2 или больше фотонов.
Известна А. и др. частиц, напр.
протона и антипротона, при А.
к-рых образуются it-мезоны и К-ме-
зоны. Экспериментально наблюдает-
ся также процесс, обратный А.,—
образование пар.
АНОМАЛИИ РАДИОАКТИВ-
НЫЕ — минимум двукратное пре-
вышение радиоактивности на к.-л.
участке земной поверхности или в от-
дельной точке над средней величиной
радиоактивности, называемой нату-
ральным ф о н о м. А. р. могут
быть обусловлены повышенным со-
держанием радиоактивных элементов
(U, Th и продуктов их распада) в гор-
ных породах, воде и воздухе.Источни-
ком повышенных содержаний радио-
активных элементов в воде (гидрохи-
мии. аномалии) й в воздухе (газо-
вая аномалия) обычно является повы-
шенная их концентрация в горных
породах и, в частности, в урановых
и ториевых рудах. Поэтому не толь-
ко А.р., связанные с горными поро-
дами, но и гидрохимия, и газовые
аномалии свидетельствуют о вероят-
ном нахождении вблизи них горных
АНТИСОВПАДЕНИЙ СХЕМА
27
пород с повышенной концентрацией
U и Th. Все А. р. являются по-
исковым признаком на руды U и Th.
А. р. выявляются путем измерения
интенсивности или у-излучения
или концентрации эманации в воз-
духе и воде. Абсолютные величины
А. р. могут иметь различное значе-
ние — от десятков мкр до десятков
тыс. мкр в час в зависимости от сте-
пени концентрации U и Th в горных
породах и изоляции последних от
пункта измерения радиоактивности.
См. Бета-съемка, Гамма-излучение
земной поверхности, ’ Гамма-съем-
ка, Поиски радиоактивных руд,
Радиогидрогеология, Эманационная
съемка.
АНТИНЕЙТРИНО — нейтральная
элементарная частица, являющаяся
античастицей по отношению к нейт-
рино. Обозначается v. Масса А.,
как и нейтрино, по-видимому, рав-
на нулю; то же относится и к
магнитному моменту А. Спин А.
равен 1/2. А. испускается одновре-
менно с электроном в бета-распаде:
п->р + е~ + v, и в ряде др. рас-
падов элементарных частиц, при
к-рых возникают электроны и -ме-
зоны. Так же, как нейтрино, А. про-
дольно поляризовано, однако в от-
личие от нейтрино, спин А. парал-
лелен направлению его движения.
Экспериментально наблюдалась
реакция взаимодействия v и р (ис-
пускаемых f “ -активными осколками
деления урана в ядерных реакто-
рах) v + р-+е* + п. Сечение данной
реакции для энергии А. ок. 3 Мэв
составляет ок. 10“4S см2, т. е. она
крайне мало вероятна.
АНТИНЕЙТРОН — нейтральная
элементарная частица с массой,
равной массе нейтрона (1838 элект-
ронных масс). Обозначается 'п.
Спин А., как и у нейтрона, ра-
вен ’/г- Магнитный момент А.(+1,9131
ядерных магнетонов) равен по вели-
чине магнитному моменту нейтрона.
Однако направления магнитного
момента и спина А. совпадают,
в отличие от нейтрона, у к-рого они
противоположно направлены. Важ-
ное свойство А.— способность анни-
гилировать с нуклонами с выде-
лением энергии, равной сумме энер-
гий покоя А. и нуклона. В резуль-
тате аннигиляции могут испускаться
к-мезоны и частично К-мезоны.
Существование А. было предсказано
теоретически, однако эксперимен-
тально удалось обнаружить А. толь-
ко в 1956.
АНТИПРОТОН — отрицательно
заряженная элементарная частица с
массой, равной массе протона (1836
электронных .масс). Обозначается
р. Спин А. равен х/2. Направле-
ние магнитного момента А. (—2,7927
ядерных магнетонов) равно по вели-
чине магнитному моменту протона
и противоположно направлению спи-
на. Важной особенностью А. яв-
ляется его способность аннигили-
ровать с нуклонами. В результате
аннигиляции испускаются к-мезо-
ны и частично К-мезоны, уносящие
энергию, равную сумме анергий покоя
нуклона и А. Сталкиваясь с ядрами,
А. может в результате упругого рас-
сеяния превратиться в антинейт-
рон. Однако вероятность этого про-
цесса гораздо меньше вероятности
аннигиляции. Существование А. бы-
ло предсказано теоретически, одна-
ко экспериментально А. был,открыт
только в 1955. ,_
АНТИСОВПАДЁНИЕ — отсчет дан-
ного детектора, к-рый не со-
провождается одновременно или в
пределах заранее установи, проме-
жутка времени отсчетом одного или
неск. детекторов из числа др. детек-
торов данной группы.
АНТИСОВПАДЁНИЙ СХЁМА —
устройство, регистрирующее им-
пульсы к.-л. датчика, если они не
совпадают во времени с импульсами
др.- датчика. А. с. имеет 2 входа
и 1 выход, иногда применяются много-
канальные А. с. с числом входов
больше 2. А. с. может служить эле-
ментом более сложной ламповой схе-
мы, но может применяться и само-
стоятельно, напр. для управления
Вильсона камерой, для исследо-
вания свойств различных поглоти-
телей и т. п. Важнейшей характе-
ристикой А. с. является разрешае-
мое время — минимальный интер-
вал между импульсами, приходя-
щими на разные входы схемы, при
к-ром импульсы будут зарегистри-
28
АНТИЧАСТИЦЫ
рованы как не совпадающие во вре-
мени.
АНТИЧАСТИЦЫ. Античастицей
по отношению к нек-рой элементар-
ной частице наз. такая частица, мас-
са и спин к-рой точно равны массе
и спину данной частицы, а электрич.
заряд, магнитный момент, нуклон-
ный заряд, странность и др. подоб-
ные характеристики равны по вели-
чине и противоположны по знаку
тем же характеристикам частицы. У
частиц с целым спином т. н. внут-
ренняя четность (см. Четность) А.
совпадает с внутренней четностью
частицы, напр. четность it+-мезона
равна четности л “-мезона. У частиц
с полуцелым спином внутренняя чет-
ность А. противоположна внутрен-
ней четности частицы, напр. четность
позитрона противоположна четности
электрона, а четность антипротона
противоположна четности протона.
Примерами пар заряженных ча-
стиц и А. являются: электрон и по-
зитрон, -мезон и -мезон, я+-ме-
зон и тс“-мезон, протон и антипро-
тон.
Примером пар нейтральных частиц
и А. ч являются нейтрон и анти-
нейтрон, у к-рых противоположны
нуклонные заряды и зпаки магнит-
ных моментов, К°- и анти-К°-мезо-
ны, у к-рых электрич. заряд, нук-
лонный заряд и магнитный мом’епт
равны нулю, но значения странно-
сти равны соответственно 4-1 и —1.
Примером истинно нейтральной ча-
стицы, тождественной со своей А.,
является к°-мезон.
Если у 2 частиц массы близки и
электрич. заряды противоположны,
но нуклонные заряды одинаковы,
они не являются частицей и А. По-
этому, напр., -гиперон не являет-
ся А. по отношению.к Х+-гиперону
и при столкновении они не могут
аннигилировать (см. Аннигиляция),
в отличие от перечисленных выше
пар частиц-А., для к-рых аннигиля-
ция является характерным призна-
ком.
Большой класс А.— аптпгиперо-
ны — до сих пор (1957) эксперимен-
тально не наблюдался. Это объяс-
няется тем, что имевшиеся до сих
пор ускорители заряженных частиц
не могли разгонять частицы до
столь высоких энергий, к-рые не-
обходимы для образования антиги-
перонов.
АНТРАЦЕН С 14Н10—органич. сцин-
тилляционный кристалл, применя-
емый в сцинтилляционных счетчиках
№Я. регистрации радиоактивных из-
лучений. Молекула А. [состоит из 3
бензольных колец, соединенных меж-
ду собой по прямой линии. Моноклин-
ные кристаллы с плотностью ок. 1,25
г/см3 и показателем преломления
1,6. Химически чистые кристаллы
А. прозрачны. Время высвечива-
ния флуоресценции 1—3-10“8 сек.
и сильно зависит от темп-ры. Спектр
флуоресценции, возникающий при
возбуждении А. ионизирующим из-
лучением, имеет ср. длину волны
4450А. Полный спектр излучения
для обычно применяемых кристаллов
лежит в пределе 4 700А—3700А, что
соответствует спектральной характе-
ристике фотоэлектронных умножи-
телей.
АНТРАЦЕНОВЫЙ детектор —
приспособление для регистрации ней-
тронов больших энергий, в к-ром де-
тектором является кристалл антраце-
на. Обычно А.д. представляет собой
телескоп счетчиков, состоящий из
2 кристаллов антрацена, соединен-
ных с 2 фотоумножителями, вклю-
ченными в совпадений схему. Эта
система почти нечувствительна к
у-излучению.
АНТРАЦЕНОВЫЙ ДОЗИМЕТР -
дозиметрия. прибор, в к-ром
датчиком является сцинтилля-
ционный счетчик с кристаллом
антрацена.
АНТРАЦЕНОВЫЙ СЧЁТЧИК —
сцинтилляционный счетчик, в к-ром
в качестве регистрирующего элемента
используется кристалл антрацена.
АНАТЙТ— минерал, фосфат каль-
ция; иногда содержит уран и в этом
случае является источником полу-
чения урана. См. Фосфатное веще-
ство.
АПЕРТУРА СЧЁТЧИКА — угол
между крайними лучами конич. пуч-
ка излучения, попадающего в счет-
чик'. Количество излучения, соби-
раемого счетчиком, пропорциональ-
но А. с. Большая угловая А. с. вы-
ATOM
29
зывает значит, погрешности при из-
мерениях.
АППЛИКАТОР — приспособле-
ние для поверхностного контактно-
го воздействия на кожу радиоактив-
ным излучением с лечебной целью.
А. может служить марля, пропитан-
ная раствором радиоактивного ве-
щества, или спец, муляжи в форме
поверхности облучаемого участка.
Облучение кожи, может осущест-
вляться и с помощью радиоактивных
мазей. Наиболее часто в качестве
А. используются ^-радиоактивные
изотопы Р32, Sr89.
АРГОН Аг — химич. элемент ну-
левой гр. периодич. системы, п. н.
18, ат. в. 39,944. Одноатомный хи-
мически недеятельный газ, t°Kun
—185,83°, 1°пл—189,3°. Подобно др.
инертным газам дает неустойчи-
вые молекулярные соединения. Газо-
образный Аг служит для наполнения
счетчиков. Химич, инертность Аг обу-
словливает его свободное состояние и
значит, содержание в атмосфере
(0,933% по объему). Изотопный состав
атм. А.: Аг36 (0,337%); Аг38 (0,063%)
и Аг40 (99,6%). Высокий процент
Аг40 в атмосфере объясняется попол-
нением его из литосферы, где он по-
стоянно образуется в результате ра-
диоактивного превращения К40 в
Аг40 (см. Калий). На этом превраще-
нии основан аргоновый метод опре-
деления абсолютного возраста гор-
ных пород.Искусственно получен ряд
радиоактивных изотопов Аг, из к-рых
в качестве радиоактивного индикато-
ра применяется Ar37 (Т\<2—34 дня),
получаемый при облучении хлора
дейтронами.
АСТАТЙН At — радиоактивный
химич. элемент VII гр. периодич.
системы, п. н. 85, массовое число наи-
более долгоживущего изотопа 210.
Стабильные изотопы At в природе
отсутствуют. Радиоактивные изо-
топы At получаются гл. обр. при
облучении а-частицами висмута. Наи-
более долгоживущий из них At210
(Ti/a = 8,3 часа) получается по
реакции Bi209 (а, Зп) At210.
Короткоживущие изотопы At яв-
ляются членами радиоактивных се-
мейств U238, U235, Th232 и Np237.
Элементарный At м. б. выделен в фор-
ме невидимой пленки нагреванием
облученного а-частицами Bi при
271° в вакууме. At легко испаряет-
ся со стеклянной поверхности да-
же при комнатной темп-ре. Ввиду
отсутствия долгоживущих изото-
пов химич. свойства At и его соеди-
нений изучались исключительно с
субмикроколичествами с помощью
радиохимия, методов. Вся совокуп-
ность полученных данных говорит
о том, что At является ближайшим
аналогом иода. Для него можно счи-
тать установленными степени окис-
ления: — 1, 0. Весьма вероятно, что
существует также не менее 2 поло-
жит. степеней окисления At. В ор-
ганизме At подобно J концентри-
руется в щитовидной железе.
АСФАЛЬТИТ урансодер-
жащий — метаморфизованное ор-
ганич. вещество с повышенным со-
держанием урана. См. Углеродистое
вещество.
АТОМ (от греч. azopioq— неделимая
частица) — мельчайшая частица хи-
мич. элемента. А.— сложная систе-
ма, состоящая из атомного ядра (см.
Ядро атомное) и электронов. Размеры
А.— порядка стомиллионной доли см
(10~8<ш), размер атомного ядра в
10 000—100 000 раз меньше. Прак-
тически вся масса А. сосредоточена
в атомном ядре. Масса электрона
равна всего 9,1085-10“28 г, тогда как
даже самый легкий А.— атом во-
дорода— имеет массу 1,6724-10“24 г
(т. е. в 1800 раз большую). Обычно
вес (масса) А. химич. элементов
выражается в относительных еди-
ницах, по отношению к х/16 части
веса (массы) А. основного изотопа
кислорода О18; это т. н. атомный вес.
Атомное ядро имеет положит, за-
ряд, электроны —. отрицательный.
Число элементарных электрических
зарядов ядра, совпадающее с числом
электронов в А., равно атомному
номеру, т. е. порядковому номеру
этого элемента в периодич. системе
элементов Д. И. Менделеева (о струк-
туре и свойствах атомного ядра см.
Ядро атомное). Обычно А. электри-
чески нейтральны. Но при определ.
условиях они могут присоединять пли
отдавать электроны, становясь соот-
ветственно отрицательно или положи-
Распределение электронов в атомах (для элементов началаи конца каждого периода
системы Д. И» Менделеева),
1 Период систе- мы	Атомный номер	Знак эле- мента	Уровни энергии электронов в атомах																			
			К	L		М			N				0				Р				Q	
			п=1	п—2		п—3			п=4				п=5				п—6				п-1	
	Z		S	S	Р	s	р	d	S	Р	d	| /	s 1	р 1	d |	/	S	Р	d	/	S	Р
I	1 2	Н Не	1 2																			
II	3 10	L1 Ne	2 2	1 2	6																	
III	11 18	Na Ar	2 2	2 2	6 6	1 2	6															
IV	19 36	К Кг	2 2	2 2	6 6	2 2	6 6	10	1 2	6												
V	37 54	Rb Хе	2	2 2	6 6	2 2	6 6	10 10	2 2	6 6	10		1 2	6								
VI	55 86	Cs Rn	2 2	2 2	6 6	2 2	6 6	10 10	2 2	6 6	10 10	14	2 2	6 6	10		1 2	6				
VII	87 118	Fr	2 2	2 2	6 6	2	6 6	10 10	2 2	6 6	10 10	14 14	2 2	6 6	10 10	14	2 2	6 6	10		1 2	6
АТОМНАЯ АРТИЛЛЕРИЯ
31
тельно заряженными (ионами). Элек-
троны в А. в разной степени связа-
ны с ядром. Меньше всего энергии
требуется для отрыва от А. одного
из внешних, валентных электронов
А. Так, напр., энергия, требуемая
для отрыва внешнего, валентного
электрона лития, составляет 5,37 эв,
а остальных двух — 75,26 эв и
121,84 эв.
Согласно квантовой механике,каж-
дое состояние электрона в А. описы-
вается 4 квантовыми числами: глав-
ным (/г), орбитальным (Z), магнитным
(пц) и спиновым (ms), определяющи-
ми соответственно энергию электро-
на, его момент орбитальный, магнит-
ный момент и направление спина.
Согласно Паули принципу, в каждом
данном состоянии в А. может нахо-
диться только 1 электрон, т. е. для
разных электронов А. не могут со-
впадать все 4 квантовых числа. Если
А. обладает наименьшей возможной
для него энергией, то говорят, что
он находится в низшем, или основном
состоянии; при большем значении
энергии А. наз. возбужденным.
Электронные энергетил. уровни
распадаются в А. на группы или
слои. Наиболее прочно связаны с яд-
ром электроны, принадлежащие бли-
жайшему к ядру слою, т. н. К-слою; в
последующих слоях (L,M,N,O,P,Q)
энергия связи электронов значительно
меньше. Вследствие принципа Паули
в каждом слое электронной оболочки
А. может находиться не больше оп-
ределенного числа электронов (макс,
число электронов в К-слое — 2, в
L — 8, в М — 18, в N — 32 и т. д.)
(см. табл.).
С помощью этих правил совр.
квантово-механич. теория А. после-
довательно объясняет основные
принципы построения периодиче-
ской системы элементов Д. И. Мен-
делеева .
Во мн. случаях достаточно рассмат-
ривать отдельные состояния и пере-
ходы электронов в А. как незави-
симые; однако следует иметь в виду,
что это песк. упрощенная картина,
т. к. все электроны влияют друг на
друга, изменение состояния одного
из них меняет поле, в котором
движутся другие, а следовательно,
и их состояния. Электроны в А.
образуют единую согласованную
спс тему.
При переходах электронов из бо-
лее удаленных от ядра слоев на более
близкие происходит уменьшение
энергии А., к-рая уносится электро-
магнитным излучением. Если пере-
ходы электрона происходят на пери-
ферийной части А., то испускается
инфракрасный, видимый или ульт-
рафиолетовый свет. При переходах
же электронов на внутренние уровни
освобождается большая энергия и
испускается более «жесткое» элект-
ромагнитное излучение — рентгенов-
ские лучи.
Химич, свойства А. определяются
в основном электронами внешних
слоев, т. к. они, в силу своей отно-
сительно слабой связи с атомным
ядром, легко вступают во взаимодей-
ствие.
Теория А. имеет важное значение
и для объяснения макроскопия,
свойств вещества, в к-рых отобра-
жаются различные особенности
структуры электронных оболочек А.
и движения электронов в А. К числу
таких свойств, в частности, отно-
сится электрич. поляризация и маг-
нитные свойства тел.
Изучение свойств и строения А.
сыграло огромную роль в развитии
как физической, так и смежных на-
ук (химии, биологии) и в конечном
итоге оказало большое влияние на
развитие техникц.
Наибольшее внимание при’ изуче-
нии А. привлекают проблемы, свя-
занные с атомным ядром, наука о
к-ром выросла в важный самостоя-
тельный раздел физики — ядерную
физику.
АТОМНАЯ АРТИЛЛЕРИЯ (а р-
тиллерийские средства
атомного нападения) —
дальнобойная ствольная и реактив-
ная артиллерия, предназнач. для
стрельбы атомными снарядами. А.а.—
одно из наиболее эффективных средств
атомного нападения. Она способна ве-
сти внезапный огонь в любое время
суток и в любых метеорология, усло-
виях. А. а. обладает сравнительно
высокой точностью стрельбы, снаря-
дом небольшой мощности (по сравне-
32
АТОМНАЯ БАТАРЕЯ
нию с др. атомными боеприпасами)
и высокой подвижностью. Она может
в более короткое время и более точ-
но, чем авиация, нанести атомный
удар по противнику. Размещение ма-
териальной части и органов управле-
ния А. а. в боевых порядках войск
в
Атомная пушка: а — общий вид; 6 —
в походном положении.
обеспечивает ей благоприятные ус-
ловия для поддержания с ними вза-
имодействия. В вооруж. силах США
А а. организационно введена в шта-
ты дивизий в виде дивизионов и бата-
рей. Подразделения (части) А. а. име-
ют значит, количество вспомогат.
оборудования: установки с электро-
генераторами, контрол ьно-измерит.
аппаратуру, запасные части и т. п.
Считается, что А. а. может приме-
няться во всех видах боя для нанесе-
ния атомных ударов по первой обо-
ронит. позиции противника и по вра-
жеским войскам, находящимся в не-
посредств. соприкосновении со сво-
ими войсками, что особенно важно
в ходе боя. А. а. может быть исполь-
зована для поражения небольших,
но прочных целей — А. а. против-
ника и пусковых установок реактив-
ных снарядов, отдельных долговре-
менных укреплений, командных пун-
ктов и т. п. Согласно данным
иностр, печати, в США в качест-
| ве арт. средств атомного нападения
имеется 280-жж пушка с атомным сна-
рядом и атомный снаряд:к 203,2-лип
пушке, состоящей на вооружении
сухопутных войск со времен 2-й ми-
ровой войны. Эти пушки представля-
ют собой тяжелые дальнобойные
арт. системы. 280-жж пушка перево-
зится спец, транспортером из 2 ав-
томобилей-тягачей; вес ее в походном
положении 85 т, дальность стрель-
бы до 32 км. 203,2-жж пушка перево-
зится тягачами на 2 автоплощадках
и имеет общий вес до 35 т\ дальность
стрельбы 32 км. В печати подчерки-
вается, что 280-жж пушки не облада-
ют достаточной маневренностью на
марше и на поле боя, а большие га-
бариты орудий затрудняют их мас-
кировку при передвижении и на ог-
невых позициях. В связи с этим раз-
рабатываются новые арт. системы
(в США, напр., 280-мм орудия сня-
ты с произ-ва, создан атомный
снаряд к 203,2-жж пушке, а так-
же имеется 175-Лж атомная пуш-
ка) и намечается создание атомных
снарядов для 105—155-жж арт. ору-
дий.
АТОМНАЯ БАТАРЕЯ — источ
ник электрич. тока, в к-ром энергия,
выделяющаяся при радиоактивном
распаде, преобразуется в электрич.
А. б. могут применяться для питания
различных электро- и радиоустройств.
В зависимости от способа превра-
щения атомной энергии в электрич,
А. б. подразделяются на 5 типов.
1) Металлич. сфера, в центре к-рой
на изоляторе помещается источник
^-излучения; в такой А. б. получается
разность потенциалов (между источ-
ником излучения и сферой) до 150 кв
и ток 10 ~10—10 “12 а; если источником
^-излучения служит Sr®°, она может
работать до 25 лет. 2) Устройство,
в к-ром радиоактивное излучение
ионизует ‘ атомы газа, и ионы под
действием контактной разности по-
тенциалов электродов создают эле-
ктрич. ток. 3) Устройство, в к-ром
полупроводниковые контакты р — п
типа под действием облучения
р-частицами являются источникам
тока. 4) Устройство, в к-ром тепло-
вая энергия радиоактивного излу-
чения служит для нагрева спаев тер-
АТОМНАЯ БОМБА
33
мопары. 5) А. б., в к-рой перед источ-
ником p-излучения (Рг147) устанав-
ливается люминофор, в к-ром под
действием р-частиц возникают све-
товые вспышки; свет посредством
светопровода направляется на фо-
тоэлемент, преобразующий свето-
вую энергию в электрич.
Простейшая А. б. (рис.) состоит
из источника 1 радиоактивных из-
лучений и отделенного от него ди-
электрич. пленкой 2 коллектора 3.
В нек-рых случаях коллектор и ис-
точник располагаются в стеклянной
колбе с очень низким давлением. Ис-
точником излучений в А. б. являются
изотопы, дающие р-излучение (Sr90,
Рг147 и др.). При распаде из источни-
ка излучений вылетают р-частицы,
вследствие чего источник заряжает-
ся положительно, а коллектор от-
рицательно; между ними образуется
определенная разность потенциалов,
обусловленная электрич. емкостью
системы источник — коллектор. При
активности источника из Sr90 в 1
кюри А. б. имеет мощность ок.
20000 Квт И ДаеТ Раб°чее иапРяжение
АТОМНАЯ БОМБА — авиац. бом-
ба, взрывное устройство к-рой осно-
вано на использовании ядерной
реакции деления U285 или Рп289. Пер-
вые А. б. были сброшены амер, тя-
желыми бомбардировщиками на
япон. города Хиросиму 6 авг. и Нага-
саки 9 авг. 1945. По внешнему виду,
размерам и весу А. б. может не от-
личаться от обычной авиац. бомбы.
Основными элементами А. б. явля-
ются заряд, взрывное устройство и
металлич. оболочка. Заряд состоит
из делящегося вещества U235 или
о
«Атомная энергия»
Ри289 с общей массой выше крити-
ческой.
До момента взрыва заряд А. б.
разделен на неск. частей (2 и более),
масса каждой из к-рых меньше кри-
тич. Каждая часть заряда (рис.) поме-
щена в отражатель, к-рый уменьшает
вылет Нейтронов наружу, увеличива-
ет охват реакцией делящегося веще-
ства и, тем самым, мощность взрыва.
Иногда в этих целях в А б. поме-
щается дополнит, источник нейтро-
нов. К заданному моменту действием
взрыва обычного взрывчатого вещест-
в*а отдельные части атомного заряда
соединяются в массу, большую кри-
тич., мгновенно вызывающую цепную
ядерную реакцию и взрыв. Время от
начала цепной реакции до момента
взрыва исчисляется миллионными до-
лями сек. Поэтому сближение отдель-
ных частей заряда д. б. практически
мгновенным. Нарушение этого усло-
вия может привести к взрыву с весь-
ма незначит. использованием деля-
щегося вещества. Мощность взрыва
Принципиальная схема устройства атом-
ной бомбы: 1 — взрывающее устройст-
во; 2 — вышибной заряд; 3 — прочная
оболочка; 4 — части атомного заряда;
,5 — отражатель нейтронов.
А. б. принято оценивать тротиловым
эквивалентом, характеризующим так-
же калибр бомбы.
Взрывное устройство А. б. состоит
из механизма дистанц. или удар-
ного действия, детонатора и заряда
обычного взрывчатого вещества.
При незначит. по весу атомном за-
34
АТОМНАЯ ГЕОЛОГИЯ
ряде общий вес А. б. может быть
от неск. сот’ кг до неск. т в зави-
симости от веса массивной металлпч.
оболочки, в к-рой монтируются все
детали А. б. Оболочка бомбы делает-
ся из плотного и тугоплавкого ве-
щества. Уменьшая разлет заряда в
пач. период ядерной реакции, такая
оболочка повышает его использова-
ние и мощность взрыва. Конструк-
тивно возможно устройство А. б. с
тротиловым эквивалентом от десят-
ков тыс. до неск. сот тыс. т. Следо-
вательно, в зависимости от мощно-
сти заряда А. б. могут применяться
авиацией в боевых условиях как по
оперативно-стратегическим объек-
там, так и непосредственно на поле
боя.
АТОМНАЯ ГЕОЛОГИЯ — раз-
дел геологич. паук, посвященный
изучению ядерных явлений в гео-
логии,' синонимом является более
правильное назв. «ядерная гео-
логия».
Атомная единица массы —
то же, что массовая единица.
АТОМНАЯ ПОДВОДНАЯ ЛОД-
КА— подводная лодка, снабженная
ядерной силовой установкой. А. п. л.
отличается от обычных подводных
лодок оч. высокими тактич. качест-
вами: - дальностью подводного пла-
вания и высокой подводной скоро-
стью. Ядерные силовые установки
транспортного типа могут работать
практически неогранич. время без
пополнения горючим. Объемная
плотность выделения энергии в ак-
тивной воне энергетич. реактора
достигает 30 000 квт/м\ что в неск.
десятков раз превосходит аналогич-
ный показатель для обычных тепло-
вых установок. Все это позволяет
устанавливать на А. п. л. более мощ-
ные главные механизмы. А. п. л.
может длит, время находиться под
водой, тогда как подводные лодки
с двигателями внутр, сгоранпя по
мере израсходования электроэнер-
гии, запасенной в аккумуляторах,
должны подниматься на поверхность
для Новой зарядки аккумуляторов
во время надводного хода. В А. п. л.
имеется благоприятная возможность
использовать в качестве биологиче-
ской защиты воду, располож.в цистер-
нах, окружающих энергетич. реак-
тор. В США эксплуатируется А. п. л.
«Наутилус», на к-рой работает ядер-
ная установка с энергетич. реакто-
ром на тепловых нейтронах с обыч-
ной водой в’ качестве замедли-
теля нейтронов и теплоносителя.
Ядерным горючим служит U238,
обогащенный до 5% легким изо-
топом U235. При водоизмещении
(надводном) в 3180 т А. п. л. «Нау-
тилус» развивает подводную ско-
рость в 23 узла и обеспечивает даль-
ность плавания полным подводным
ходом в 25 000 миль, тогда как ана-
логичная по вооружению подводная
лодка водоизмещением в 1800 т, ос-
нащенная двигателями внутреннего
сгорания («Тэнг»), развивает подвод-
ную скорость в 17 узлов и обеспечи-
вает дальность плавания полным под-
водным ходом ок. 20 миль (дви-
гаясь малыми ходами с периодпч.
всплытиями для перезарядки акку-
муляторов, такая лодка может пла-
вать без пополнения запасов на рас-
стояния до 15000 миль). Все энер-
госиловое оборудование А. п. л.
(рис. 1) размещено в реакторном и
машинном отсеках. Реактор 1 со-
Реа к торный отсек	Машинный отсек
Рис. 1. Схема ядерной силовой установ-
ки подводной лодки: 1 — реактор; 2 —
теплопередающий (первичный) контур;
3 — компрессор, поддерживающий
необходимое давление в первичном кон-
туре; 4 — парогенератор; 5 — рабочий
(вторичный) контур; 6 — турбина; 7 —
нагрузка турбины; 8 — конденсатор;
9 — насос; 10 — стальная защита реак-
тора (тепловая); 11 — водная защита
реактора; 12—главный циркуляц.
насос.
единен первичным теплопередающим
контуром 2 с теплообменником (па-
рогенератором) 4. Давление в пер-
вичном контуре поддерживается
компрессором 3 (примерно 100 атм).
АТОМНАЯ ПОДВОДНАЯ ЛОДКА
35
Величина давления взята такой, что-
бы при выбранных рабочих темп-рах
в активной зоне реактора циркули-
рующая по нагреват. трубкам- вода
не кипела. Циркуляция воды осу-
ществляется главным циркуляц. ни-
щими о появлении радиоактивности
во всех отсеках подводной лодки.
Во время работы выделяется значит,
количество тепла, в связи с чем при-
ходится создавать мощные установки
кондиционирования воздуха, позво-
5
Рис. 2. Продольный разрез атомной подводной лодки «Наутилус»: 1 — кор-
мовое отделение для команды; 2 — машинное отделение; з — реактор; 4 —
Соевая рубка; б — рубка управления; 6 — носовое помещение для команды;
7 — торпедные аппараты.
сосом 12. В теплопередающем конту-
ре циркулирует вода, активирован-
ная за счет захвата тепловых нейтро-
нов кислородом (изотоп О18), приме-
сями и продуктами коррозии. Поэто-
му реактор, парогенератор и пер-
вичный контур окружены слоем во-
ды 11, к-рая служит биохимич. за-
щитой экипажа. Реактор, помимо
водной защиты, экранирован также
стальными экранами 10, являющими-
ся тепловой защитой. Пар, образовав-
шийся в парогенераторе, поступает
по рабочему контуру <5 в турбину 6,
к-рая приводит в движение генера-
тор ,7 или редуктор гребного вала
(турбозубчатый гребной агрегат).
В А. п. л. «Си вулф» (США) исполь-
зуется компактный реактор, рабо-
тающий на промежуточных нейтро-
нах. Замедлителем служит графит,
а теплоносителем — жидкий на-
трий.
Особое внимание при эксплуата-
ций ядерных установок А. п. л. обра-
щают на поддержание герметичности
мерного контура, в к-ром циркулиру-
ет вода высокой темп-ры под большим
давлением. При нарушении плот-
ности этих трубопроводов вода, по-
падающая в отсеки лодки, испаряет-
ся и выделяет радиоактивные газы,
к-рые могут отравить атмосферу
внутри лодки. Ядерные установки
А. п. л. снабжаются автоматически
действующими приборами радио-
активного контроля, сигнализирую-
ляющие личному составу нормально
работать и отдыхать во время,длит,
походов под водой. На рис. 2 показан
продольный разрез А. п. л. «Наути-
лус». Под реактором размещены
Рис. 3. Прототип реакторного отсека пдд-
водной лодки «Тритон» с ядерной си-
ловой установкой (США).
циркуляц. насосы и сбоку от них
теплообменник. Над теплообменни-
ком находится влагоотделитель,, из
к-рого сухой пар по славному тру-
бопроводу подается в машинное от-
деление. В последнем расположена
2*
36
АТОМНАЯ РАКЕТА
главная «паровая турбина, редуктор
гребного вала, турбогенератор, пи-
тающий электродвигатель, цирку-
ляр насосы, вспомогат. турбогене-
ратор и пост управления обоими
отсеками. На рис. 3 представлен
реакторный отсек подводной лодки
«Тритон».
АТОМНАЯ РАКЕТА — проект ра-
кеты, в к-рой для создания реактивной
тяги используется энергия, выделяю-
щаяся при ядерных реакциях. Сила
тяги реактивного двигателя разви-
вается за счет . выбрасывания через
сопло массы вещества и пропорцио-
нальна количеству вещества, вы-
брасываемого в единицу времени, и
скорости выбрасывания. Использо-
Схема атомной ракеты: 1 — отсек управ-
ления; 2 — отсек инертной массы; 3 —
реактор; 4 — насос; 5 — сопло; 6 — га-
зовые рули; 7 — воздушные рули.
вать продукты ядерной реакции не-
посредственно для создания реактив-
ной тяги практически невозможно,
т. к. масса частиц ничтожно мала.
Поэтому необходимо, энергию, выде-
ляющуюся при ядерных превращени-
ях, сообщить большей массе. Для это-
го может служить инертное вещество,
нагреваемое в ядерном реакторе,
а затем выбрасываемое через сопло-
вой аппарат ракеты. Кпд процесса
пропорционален скорости выбрасы-
вания инертного газа, к-рая, в свою
очередь, пропорциональна корню
квадратному из темп-ры газа, выхо-
дящего из реактора. Предел повы-
шению темп-ры газа кладется тем-
пе ратуроустойчивостью конструкц.
материалов, используемых при из-
готовлении тепловыделяющих эле-
ментов энергетич. реактора. Расче-
ты показывают, что для получения
скоростей в 12—13 км/сек при наи-
более выгодном соотношении веса
инертного вещества, выбрасываемо-
го через сопловой аппарат, и веса
самой ракеты, оптимальная скорость
выбрасывания примерно равна
15 км/сек:
Команда и приборы управления
(рис.) находятся в наиболее удален-
ной от реактора носовой части
ракеты в отсеке управления 1.
Инертное вещество занимает почти
весь внутренний объем ракеты и раз-
мещается в отдельном отсеке 2; оно
используется также для защиты
команды от действия проникающих
излучений. В целях защиты от рас-
сеянного у- и нейтронного излучения
отсек облицован толстым слоем ста-
ли с литиевой прослойкой для по-
глощения нейтронов. При общем по-
летном весе ракеты в 160 т до 125 т
приходится на вес инертного ве-
щества (напр., водорода). Вес реак-
тора и дополнит, защиты достигает
10 т. Вес оболочки ракеты, органов
управления и полезной нагрузки
составляет 20 т, ок. 5 т приходится
па ядерное горючее (природный уран
U238, обогащенный изотопом U235).
Более легкая конструкция полу-
чается при использовании энергетич.
реактора на быстрых нейтронах.
А. р. является наиболее перспектив-
ным типом ракеты для межпланет-
ных перелетов, т. к. в энергетич.
реакторе с воспроизводством вторич-
ного ядерного горючего срок дей-
ствия силовой установки практиче-
ски неограничен, а запас инертного
вещества можно периодически по-
полнять.
Атомная силовая установ-
ка — см. Ядерная силовая установка.
«АТОМНАЯ ТЕХНИКА ЗА РУ-
БЕЖОМ» — ежемесячный сборник
переводных материалов, издаваемый
с 1957 Главным управлением по
использованию атомной энергии при
Совете Министров СССР. Отражает
достижения зарубежных пром, атом-
ных центров в области реакторо-
строения, ускорителей частиц, разде-
ления изотопов, использования радио-
активных излучений, конструкций
аппаратуры и др.
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ — энер-
гия, выделяющаяся в процессе пре-
вращения ядер атомов (ядерная
энергия). А. э. выделяется в форме
кинетич. энергии движущихся с ог-
ромными скоростями продуктов.ядер-
ной реакции (осколков ядер) и часто,
кроме того, в форме ^-излучений.
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ
37
Кинетич. энергия движущихся тел
наиболее легко переходит в форму
тепловой энергии; этот переход име-
ет место и при атомных взрывах, и в
атомных электростанциях, являю-
щихся по существу тепловыми элект-
ростанциями с ядерным «горючим».
В 1896 франц, ученый А. Бекке-
рель, занимаясь изучением фосфо-
ресценции, вызываемой рентгенов-
скими лучами, открыл самопроиз-
вольную радиоактивность руд, в со-
ставе к-рых был уран. Дальнейшие
исследования явления радиоактив-
ности связаны с именами франц,
ученого П. Кюри и польской ис-
следовательницы, жившей и рабо-
тавшей во Франции, М. Кюри
(Склодовской). М. Кюри показала,
что радиоактивность урановых со-
лей вызвана присутствием урана, и
высказала предположение, что радио-
активность есть свойство атомов это-
го элемента. Вскоре было обнаруже-
но, что таким же свойством облада-
ет торий. В 1897—98 П. и М. Кюри
обнаружили присутствие в урано-
вой смоляной руде 2 новых радио-
активных элементов — полония и
радия. В последующие годы были
открыты актиний, ионий, мезато-
рий, радиоторий, протактиний и
радиоактивный газ радон. За 15 лет
(с 1898 до 1913) было найдено ок.
30 естеств. радиоактивных изотопов,
изучены их взаимные превращения
и свойства их излучений. Особое
внимание исследователей привлек-
ла огромная величина энергии, вы-
деляемой при радиоактивном распа-
де (опыты, поставленные'Кюри, по-
казали, что в течение часа 1 г радия
отдает 140 кал тепла; полная же
энергия, выделяемая 1 г радия при
его превращении в свинец, по совр.
данным, равна примерно 3,2.108 кал).
Неудача попыток повлиять на тече-
ние радиоактивных процессов и да-
же искусственно вызвать радиоактив-
нрсть пеактивных элементов либо
изменить период полураспада радио-
активных элементов воздействием
низких темп-p, сильных электромаг-
нитных полей, искусств, гравитац.
прлей, создаваемых быстрым враще-
нием, заставила признать период
полураспада данного радиоактивно-
го элемента его важнейшей физич.
константой. Неудачи попыток вы-
звать искусств, радиоактивность по-
средством облучения рентгеновскими
лучами, а также а-, [К и у-лучами
радиоактивных элементов определя-
лись тем, что по аналогии с естеств.
радиоактивностью пытались вызвать
радиоактивность у тяжелых элемен-
тов (свинца, бария, висмута), к-рые
вследствие большого заряда ядра,
из-за кулоновского барьера были
наименее пригодны для этой цели (см.
Ядро атомное).
Явление радиоактивности указы-
вало на сложную структуру атомно-
го ядра. Частицы а и f, наблюдае-
мые при радиоактивном распаде
элементов, были истолкованы англ,
физиком Э. Резерфордом как состав-
ные части ядра, выбрасываемые из
неустойчивых ядер тяжелых атомов,
а наблюдаемое при распаде весьма
жесткое излучение — у-лучи — как
электромагнитные возмущения, вы-
званные перестройкой ядер после
распада. Дальнейшие опыты Резер-
форда показали также возможность
искусств, расщепления ядер обычно
устойчивых элементов под влиянием
внешних энергичных воздействий.
Впервые в 1919 Резерфорду удалось,
бомбардируя атомы азота быстрыми
а-частицами (из RaC), заметить вы-
битые из ядер азота протоны (ядра
водорода); этим было положено на-
чало искусств, преобразованию эле-
ментов. Схема этой ядерной реакции
заключается в том, что ядро азота,
поглощая а-частицы, испускает быст-
рый протон и превращается в ста-
бильный изотоп кислорода. В после-
дующие 13 лет было открыто И по-
добных ядерных превращений, воз-
никших при бомбардировке легких
элементов а-частицами. Чтобы осво-
бодиться от необходимости пользо-
ваться неудобными во мн. отноше-
ниях препаратами радия . как источ-
ника бомбардирующих частиц, энер-
гия к-рых часто достигает порядка
миллионов эв, надо было иметь в
своем распоряжении для расщепле-
ния ядер искусственно ускоренные
частицы по крайней мере такой же
энергии. С этой целью был сконстру-
ирован ряд устройств для разгона
38
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ
положительно заряженных частиц в
сильном электрич. поле—ускорите-
лей заряженных частиц.
Новый период в изучении свойств
атомного ядра и радиоактивности,
приведший к открытию возможности
использования А. э., ознаменовался
открытием в 1932 нейтрона. К этому
открытию вплотную подошли, иссле-
дуя излучение легких элементов, бом-
бардируемых а-частицами, франц,
физики Ирен и Фредерик Жолио-
Кюри; окончат, же доказательство
существования нейтрона было дано
англ, ученым Дж. Чедвиком. Почти
одновременно в космич. излучении
был обнаружен позитрон. В том
же 1932 было показано, что пози-
трон в паре с электроном возника-
ют в результате взаимодействия
у-лучей большой энергии с ядрами
атомов.
Вскоре, благодаря изобретению
циклотрона, началось бурное разви-
тие техники ускорения заряженных
частиц, а открытие в 1934 И. и Ф.
Жолио-Кюри искусственной радио-
активности дало новый материал для
исследования ядерных явлений. От-
крытие Жолио-Кюри сразу же полу-
чило эксперимент, подтверждения;
напр., в СССР в первые месяцы
после опубликования этой работы
А. И. Алихапов, А. II. Алиханян и
Б. С. Джелепов получили на маг-
нитном спектрометре первый спектр
искусственно радиоактивного эле-
мента (N13).
После открытия искусств, радио-
активности способность вызвать ра-
диоактивность связывалась не толь-
ко с а-частицами, но и с др. ядерпыми
«снарядами»: протонами, дейтрона-
ми и, предположительно, нейтрона-
ми. Облучая вещество дейтронами и
протонами, ускоренными на цикло-
троне, удалось получить новые радио-
активные изотопы; однако энергии
а-частиц, протонов и дейтронов, быв-
шей в ЗО-е гг. в распоряжении физи-
ков, было достаточно только для про-
никновения в ядра самых легких
элементов. Для создания радиоактив-
ного нестабильного ядра нейтроны
обладают преимуществом перед за-
ряженными частицами: они с легко-
стью проникают даже в ядра тяже-
лых элементов. Искусств, радиоак-
тивность, вызванная нейтронами, бы-
ла с определенностью установлена
итал. физиком Э. Ферми и его сотруд-
никами. Было открыто, что при за-
медлении нейтронов до скоростей
теплового движения молекул (поряд-
ка километров в сек.), они при-
обретали способность реагировать с
атомными ядрами, обнаруживая тен-
денцию к соединению с ними. Замед-
ляясь до таких относительно малых
скоростей, нейтроны становятся
весьма эффективными возбудителя-
ми искусств, радиоактивности. Кро-
ме того, обнаружилась связанная с
индивидуальными особенностями
структуры данного ядра избиратель-
ность в его склонности к образова-
нию соединения с нейтроном. Атом-
ные ядра, попадающие в поток замед-
ленных нейтронов, поглощают ней-
троны, движущиеся с нек-рой харак-
терной для данного ядра скоро-
стью, и захватывают их. Уско-
рители, подобные циклотронам,
в 30-е гг. были редкостью, и радио-
активные вещества, созданные на
циклотронах, были недоступны боль-
шинству исследователей. Работы
Ферми открыли доступ к исследо-
ванию радиоактивности всем, кто
располагал нейтронными источника-
ми, т. е. небольшим количеством ра-
дия или эманации радия или тория. В
результате, если до 1932 было извест-
но всего 26 ядерных реакций и ок.
40 радиоактивных изотопов, то к
1939 было открыто более 600 различ-
ных ядерных реакций п ок. 300 раз-
личных радиоактивных атомных
ядер, а также изучен изотопный со-
став всех элементов. Рассеяние и по-
глощение нейтронов атомными ядра-
ми, различные ядерные реакции и
искусственная радиоактивность изу-
чались рядом сов. физиков: В. Г. Хло-
пины.м с сотрудниками, II. II. Гуре-
вичем, А, Е. Полесиским, М. Г. Ме-
щеряковым, II. В. Курчатовым
с сотрудниками, А. И. Лейпунским
с сотрудниками, Н. А. Добротиным
и др. Примером выдающихся новых
результатов, непосредственно свя-
занных с развернувшимся в миро-
вом масштабе изучением искусств,
радиоактивности, может служить от-
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ
39
крытие ядерной изомерии искусст-
венно активизированных веществ.
И. В. Курчатов, Б. В. Курчатов,
Л. И. Русинов и Л. В. Мысовскпй
впервые наблюдали это явление в
1935 в случае радиоактивного брома
(Вг80). Значение ядерной изоме-
рии в связи с вопросами структуры
ядер начинает выясняться в самое
последнее время. Алихановым с со-
трудниками были детально изучены
спектры электронов и позитронов,
испускаемых новыми радиоактивны-
ми ” элементами. Воспользовавшись
возможностью получать пучки по-
зитронов заметной интенсивности,
А. И. Алиханов, Л. А. Арцимович
и А. И. Алиханян показали при-
менимость законов сохранения
энергии и импульса к явлению
аннигиляции электронно-позитрон-
ных пар.
Э. Ферми с сотрудниками в 1934
обнаружил, что при облучении ней-
тронами последнего из известных в
те годы элементов периодич. табли-
цы химич. элементов — урана,—
образуются нестабильные вещества,
испускающие р-частицы. Предполо-
жение исследователей, что эти актив-
ные вещества принадлежат к транс-
урановым элементам (с ат. п. выше
92), возникшим якобы в результате
Е-распада ядер урана, захвативших
нейтрон, было подвергнуто сомнению,
а в 1939 нем. физики О. Ган (Хан) п
Ф. Штрасман экспериментально до-
казали отсутствие пепосредств. свя-
зи этих элементов с ураном, протак-
тинием, торием, актинием и возмож-
ными трансурановыми элементами.
Существ, помощь в разъяснении воз-
никших затруднений оказала рабо-
та И. Жолио-Кюри и югосл. физика
П. Савича, в к-рой было установле-
но, что один из возникающих в ура-
не радиоактивных элементов являет-
ся, по-видимому, лантаном — эле-
ментом средней части периодич. таб-
лицы (Z=57). Как показали после-
дующие эксперимент, данные Гана
и Штрасмапа, среди радиоактивных
веществ, возникающих в уране вслед-
ствие нейтронной бомбардировки,
оказался также барий и ряд элс-
мёнтов, химически сходных со строп-
Дием и иттрием.
Теория указывала на то, что
в результате обнаруженных Ганом и
Штрасманом ядерных реакций дол-
жна освобождаться значит, энергия.
Предпосылкой для этих соображе-
ний служило утвердившееся в науке
представление о строении ядер ато-
мов, состоящих из протонов и ней-
тронов; суммарное количество этих
частиц в ядре паз. массовым числом
(см. Нуклон). Между составными ча-
стицами ядра обнаруживаются проч-
ные связи, обращающие ядро в устой-
чивую систему. Для того чтобы уда-
лить из ядра ту или иную частицу,
надо совершить нек-рую работу про-
тив ядерных сил, т. е. для расщепле-
ния ядра на его составные части,
надо подвести к ядру извне определ.
количество энергии. Наоборот, об-
разование ядра атома из элементар-
ных частиц должно сопровождаться
выделением такого же количества,
энергии (энергия связи ядра). Ее
можно определить, пользуясь соотно-
шением между энергией (Е) и массой
тела (т), выведенным А. Эйнштейном.
Т. к. образование ядер атомов свя-
зано с выделением энергии, то, оче-
видно, масса ядра каждого атома
всегда меньше суммы масс его со-
ставных частиц в свободном состоя-
нии. Разность между массой ядра и
суммой масс составляющих его ча-
стиц в свободном состоянии, наз.
дефектом массы ядра, м. б. определе-
на для любого атома, и по уравнению
Е—тс2 м. б. найдена энергия связи
ядра, т. е. та энергия, к-рая должна
быть сообщена ядру для его полного
расщепления на составные части или,
что то же, та энергия, к-рая будет вы-
делена при образовании ядра из его
составных частиц, находящихся в
свободном состоянии. Сумма масс
любой пары легких ядер, образовав-
шихся при делении урана в опытах
Гана и Штрасмапа, меньше массы
ядра урана; отсюда и делался вывод,
что деление должно сопровождаться
высвобождением огромного коли-
чества энергии.
После опубликования первых ра-
бот Гана и Штрасмапа О. Фриш и
нем. исследовательница Л. Мейтнер в
Копенгагене подсчитали, что прп
делении одного ядра урана высвоио-
40
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ
ждается энергия порядка 200 Мэв.
Независимо и одновременно Фриш
в Копенгагене наблюдал большие
импульсы ионизации при облучении
нейтронами тонкой пластинки ура-
на, а Ф. Жолио-Кюри поместил в
3 мм от поверхности урана, подвер-
гаемого действию нейтронов, др.
поверхность, к-рая после недолгой
экспозиции оказалась радиоактив-
ной, что м. б. объяснено только дей-
ствием вылетевших из урана радио-
активных осколков деления. В 1939
сов. ученые Г. Н. Флеров и К. А. Пе-
тржак установили, что деление ура-
на происходит не только под действи-
ем нейтронов, но и самопроизволь-
но, и определили вероятность такого
спонтанного деления урана.
Основываясь на предсказаннохМ тео-
ретически и немедленно подтверж-
денном экспериментально факте на-
личия в продуктах деления урана
избытка нейтронов, к-рый м. б. из-
расходован путем непосредств. ис-
пускания в процессе деления, мн.
физики пришли к заключению о
возможности осуществления лавин-
ного деления ядер урана, для к-рого
теория цепных реакций предусмат-
ривала возхможность как реакции,
обладающей большой взрывной си-
лой, так и реакции управляемой.
Прямое экспериментальное под-
тверждение испускания нейтронов
при делении урана, было получено в
1939 франц, физиками Ф. Жолио-
Кюри, Г. Альбаном и Л. Коварским.
В 1939—40 сов. ученые Я. Б. Зель-
дович и Ю. Б. Харитон произвели
первый принципиальный расчет цеп-
ных реакций деления, а в 1942 цеп-
ная реакция была впервые экспе-
риментально осуществлена в США
под руководством итал. физика
Э. Ферми.
Для возникновения и поддержания
цепной реакции с того момента, как
число нейтронов начало увеличивать-
ся, нужно, чтобы среднее число вто-
ричных нейтронов, освобожденных
при делении, компенсировало и пре-
восходило потерю нейтронов в ре-
зультате их захвата ядрами облуча-
емого вещества, учитывая, что часть
нейтронов захватывается, не вызы-
вая деления. Если в среде, благо-
приятной для ценной реакции, вто-
ричные нейтроны смогут вызвать де-
ление с выделением новых вторич-
ных нейтронов прежде, чем захва-
тятся неделящимися примесями или
вылетят за пределы среды, то число
их в этой среде будет неограниченно
возрастать (в геометрия, прогрес-
сии). На этом основано действие
атомной бомбы. Из освобождающей-
ся при делении ядра энергии83% при-
ходится на осколки атомов, 6% —
па нейтроны и у-лучи и 11% на др.
радиоактивные излучения. Масштаб
высвобождения энергии при реакци-
ях деления ядер урана виден из того,
что из 1 кг урана при полном его ис-
пользовании можно было бы высвобо-
дить в реакторе ок. 1,9- 1§™ккал тепла.
1 кг делящегося изотопа урана U236
теплотехнически равноценен пример-
но энергии 2,7 тыс. т высококачест-
венного каменного угля или 1700 т
бензина.
Однако при дальнейшей разработ-
ке вопроса об использовании А. э.
возникли трудности, заключающие-
ся в том, что природный уран состо-
ит, в основном, из изотопа U238, не
способного в обычных условиях к
делению; способные к делению ато-
мы изотопа U285 составляют 0,7%
общей массы урана. Эти трудности
были преодолены в результате раз-
работки эффективного способа раз-
деления U288 и U288 и получения т. о.
чистого U285, а также открытия воз-
можности использования (для реак-
ций деления) природного урана
путем искусственного замедления
нейтронов. Подобные реакции осуще-
ствляются в ядерных реакторах. В
урановом реакторе можно регулиро-
вать постепенное выделение А. э., что
имеет колоссальное значение для тех-
ники и пром-сти. Для пром, ис-
пользования А. э. существенна так-
же возможность получения в реак-
торах-размножителях большего ко-
личества делящихся материалов, чем
содержится в исходном продукте,
за счет новых веществ Ри289 из U288
и делящегося изотопа U288 из Th232
при одноврем. выделении А. э. Впер-
вые возможность применения А. э. в.
пром, целях была доказана в СССР
пуском в 1954 Первой атомной элект-
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ
41
роста нции АН СССР мощностью
в 5 тыс. кет. Созданием этой электро-
станции руководили Д. И. Блохин-
цев, Н. А. Доллежаль, А. К. Кра-
син, В. А. Малых. В СССР и др. стра-
нах осуществляется дальнейшая раз-
работка ядерных электростанций с
учетом опыта работы первой атомной
электростанции.
Ндерные силовые установки, не тре-
бующие частого пополнения горю-
чим, являются перспективными дви-
гателями на транспорте. В СССР в
1957 спущен на воду первый атом-
ный ледокол «Ленин», водоизмеще-
нием 16 тыс. т. Ядсрные силовые
установки, не требующие для своей
работы воздуха, особенно удобны для
подводного плавания. В . США по-
строены атомные подводные лодки.
Ядерному двигателю принадлежит
также будущее в авиации. При ис-
пользовании А. э. для реактивного
двигателя камерой сгорания может
служить ядерный реактор, причем
возможно осуществление ядерных
воздушно-реактивных прямоточных
или турбореактивных двигателей.
Для межпланетных сообщений по-
требуется создание реактора мощ-
ностью в неск. десятков млн. кет.
Способы использования А. э. в этой
области выдвигают перед наукой ряд
серьезных проблем.
Атомные локомотивы проектиру-
ются как небольшие передвижные
ядерные электростанции, в к-рых
газовая турбина приводится во вра-
щение горячими газами, выходящими
из труб ядерного реактора: на валу
с турбиной находится электрич. ге-
нератор, питающий тяговые двигате-
ли локомотива. Трудности осуще-
ствления подобных' проектов связа-
ны с выбором газа, его хранением,
теплостойкостью и антикоррозион-
ной устойчивостью применяемых
материалов, защитой от излуче-
ний и т. д.
* Поскольку количество энергии, вы-
деляющейся за 1 акт деления тяже-
лых атомных ядер таких элементов
как уран, торий или плутоний, в
десятки млн. раз превышает энер-
гию, к-рая выделяется при соедине-
нии атомов в молекулу,— несмотря
на малое содержание урана пли то-
рия в земной коре, имеющиеся запа-
сы тяжелых элементов могут обеспе-
чить энергетпч. потребности расту-
щего населения Земли на протяжении
многих сотен лет. Однако в перспек-
тиве исключительный интерес пред-
ставляет вопрос о возможности ис-
пользования для получения А. э.
не реакций деления, а реакций слия-
ния наиболее легких ядер, при-
надлежащих к элементам начала
периодической системы элементов
Д. И. Менделеева, запасы к-рых
практически неисчерпаемы.
Среди различных возможных ре-
акций синтеза легких ядер в более
тяжелые особыми преимуществами
отличается реакция соединейия ядер
дейтерия — изотопа водорода, со-
держащегося в природе в виде не-
большой примеси к обычному водо-
роду (первыми сведениями о процессе
взаимодействия ядер дейтерия —
дейтронов — физика обязана Э. Ре-
зерфорду). Взаимодействие дейтро-
нов происходит по одной из следую-
щих реакций: H2-|-H2->H3-|-7i или
Н2+Н2-^Н3-|-р, идущих почти с оди-
наковой вероятностью и выделени-
ем: в 1-м случае 3,3 Мэв энергии на
каждый акт синтеза, а во 2-м 4,0 Мэв.
Количество энергии, выделяющейся
на 1 г прореагировавшего вещества,
примерно соответствует случаю реак-
ции деления. Главная трудность осу-
ществления подобной реакции синте-
за состоит в том, что для ядерного
взаимодействия 2 дейтронов необхо-
димо, чтобы между ними произошло
столкновение на достаточно близком
расстоянии, т. к. лишь в этом случае
проявится мощное действие спепи-
фич. сил ядерного притяжения. Од-
нако для того чтобы дейтроны могли
подойти друг к другу достаточно
близко, они должны предварительно
преодолеть действие обычных сил
электростатич. отталкивания. Поэто-
му их ядерное взаимодействие мо-
жет произойти только в том случае,
если относит, скорость сталкиваю-
щихся частиц настолько велика, что
их кинетич. энергия будет больше
потенциальной энергии, обусловлен-
ной наличием сил отталкивания.
Т. о. необходимо, чтобы сталкиваю-
щиеся дейтроны двигались с большой
42
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ
скоростью друг относительно друга,
т. е. чтобы онп обладали большой
кинетпч. энергией. И действительно,
направляя пучок дейтронов, ускорен-
ных разностью потенциалов в неск.
десятков кв, на мишень, содержащую
дейтроны (напр., приготовленную из
тяжелого льда), легко зарегистриро-
вать появление быстрых нейтронов
и протонов. Однако в среднем лишь
один из мн. тыс. дейтронов, падающих
на мишень, вызывает ядерную реак-
цию. Остальные же непроизводитель-
но расходуют запасенную в них
энергию на ионизацию и возбужде-
ние бомбардируемых атомов, в конеч-
ном счете просто нагревая мишень.
Это происходит потому, что дейтроны
сближаются на достаточно малое рас-
стояние только при «лобовом» столк-
новении, вероятность к-рого невели-
ка. Проходя относительно длинный
путь в мишени, дейтроны растрачи-
вают энергию малыми порциями,
передавая се электронам тех атомов,
мимо к-рых они проносятся. В ре-
зультате энергетич. кпд ядерных
реакций, осуществленных таким пу-
тем, оказывается низким. При на-
греве газообразного дейтерия до вы-
сокой темп-ры, измеряемой миллио-
мами градусов, газ превращается в
плазму (смесь электронов и положи-
тельно заряженных ядер). При до-
статочно высокой темп-ре плазмы
скорости движущихся дейтронов де-
лаются настолько . большими, что
случайное их столкновение начина-
ет сопровождаться ядерными реак-
циями. Такие реакции, происходя-
щие в веществе только при высоких
темп-pax, представляют собой само-
восстанавливающиеся термоядер-
ные реакции. Первые признаки ядер-
ных взаимодействий в этих условиях
обнаруживаются лишь при темп-ре
в неск. млн. градусов, а чтобы про-
исходящие процессы сделались энер-
гетически выгодными, нужны десят-
ки или даже сотни млн. градусов.
Подобные темп-ры получены искус-
ственно в водородной бомбе. Проис-
ходящие там процессы п ядеряые ре-
акции носят характер взрыва чудо-
вищной разрушительной силы. Та-
ково же происхождение энергия,
излучаемой СолпцСхМ и нек-рыми
звездами. Еще в 1937 нем. ученый
Г. Беге высказал мнение, что в нед-
рах Солнца происходят процессы
синтеза ядер гелия из протонов.
Т. к. одповрем. сближение 4 частиц,
из к-рых состоит ядро гелия, весьма
маловероятно даже в условиях ог-
ромных давлений, господствующих
в недрах Солнца, предполагается,
что синтез протонов в ядре гелия про-
исходит постепенно в результате
неск. столкновений протонов с боль-
шими тяжелыми ядрами. При любом
характере протекания цикл синтеза
составляет сущность излучения Солн-
ца и является источником всей энер-
гии, к-рой до открытия А. э поль-
зовался человек и все живущее на
Земле.
Использование термоядерных ре-
акций для нужд энергетики сводится
к созданию медленно протекающего
режима термоядерной реакции.
Трудности в достижении сверхвысо-
ких техмн-р связаны не с величиной
энергии, к-рая должна быть запасена
в нагретом реагпрующвхМ веществе,
а с необходимостью устранения теп-
ловых потерь в процессе нагревания
плазмы и во время протекания ядер-
ной реакции, т. е. удержания быст-
рых частиц внутри термоядерного
реактора в течение промежутка вре-
мени, достаточного для того, чтобы
захМетная доля частиц успела про-
реагировать между собой. В против-
нОхМ случае вредные потоки тепла к
стенкам сосуда, в к-ром находится
плазма, при высоких темп-pax ока-
жутся гигантскими и будут стреми-
тельно возрастать с увеличением
темп-ры. На Солнце и звездах рас-
ширению раскаленной плазмы пре-
пятствуют силы тяготения, и термо-
ядерные реакции протекают в цент-
ральных зонах этих тел па неизмен-
ном уровне в течение^ миллиардов
лет. Выдвинутое в 1950 сов. учеными
А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом
предложение об использовании для
термоизоляции плазмы сдерживаю-
щей силы магнитного поля, послу-
жило сов. ученому Л. А. Арцимови-
чу основой для экспериментального
нагрева плазмы электрич. током
большой силы: нагревая веще-1
ство, ток одновременно порождал-
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ
43
вокруг себя магнитное поле, созда-
вая невидимую, по непроницаемую
преграду, к-рая удерживала частицы
от слишком тесного взаимодействия
со стенками сосуда. Совокупность
эксперимент, данных указывала па
то, что в момент макс, сжатия темп-ра
плазмы в нек-рых опытах достигала
величины порядка 1 млн. градусов
(для водорода или дейтерия при нач.
давлении газа ок. 0,1 мм рт. ст.). Полу-
чение таких высоких темп-p, никогда
рапсе не наблюдавшихся в лаборатор-
ных условиях, существенно прибли-
зило достижение желаемой цели —
получение интенсивной регулируе-
мой термоядерной реакции. В 1952
Л. А. Арцимовичем, А. М. Андриа-
новым. О. А. Базилевской, С. II. Бра-
гинским, II. Н. Головиным, М. А. Ле-
онтовичем, С. Ю. Лукьяновым, С. М.
Осовцом, П. М. Подгорным, В. И.
Синицыным, Н. В, Филипповым,
Н. А. Явлинским при импульсных
разрядах в дейтерии оыло обпаруже-.
но мощное излучение нейтронов:
было установлено также, что мощ-
ный импульсный разряд является
одновременно источником жестких
рентгеновских лучей. Результаты ра-
бот сов. ученых в этой области были
опубликованы в лекции И. В. Кур-
чатова в Харуэлле (Англия) в апр.
1956. Испускание нейтронов, к-рое
также истолковано как свидетельство
возникновения термоядерной реак-
ции, наблюдалось па установке
«Зэта», построенной в 1957 в Ха-
руэллском научном центре по иссле-
дованию атомного ядра (Англия) под
руководством англ, физика Дж. Кок-
рофта. В этой установке термоизоля-
ция газа обеспечивалась суммарным
действием магнитного поля, создава-
емого током разряда, а также про-
дольного магнитного поля от обмот-
ки, намотанной па алюминиевую ка-
меру в форме тора диаметром в 3 м,
свернутого из трубы диаметром в
1 м. Алюминиевая камера являлась
как бы вторичной обмоткой транс-
форматора, ярмо к-рого весом в 150 m
в виде 2 колец как звенья цепи было
пропущено сквозь отверстие тора.
Когда на первичную обмотку этого
трансформатора разряжалась кон-
денсаторная батарея, в газе торои-
дальной камеры возникал электрич.
ток; газ нагревался все время, пока
возрастал ток в первичной обмот-
ке. Освобождающаяся в этой уста-
новке термоядерная энергия в мил-
лион раз меньше энергии, затрачива-
емой на поддержание установки в
рабочем режиме. Однако попытка
реализации идеи прямого преобра-
зования термоядерной энергии в
электрич. все же интересна. Эта идея
сводится к использованию импульс-
ного кольцевого разряда, в к-ром
идет термоядерная реакция, в ка-
честве первичной обмотки транс-
форматора. При повышении темп-ры
и давления в плазменном шнуре
увеличивается и сила протекающего
через шпур тока, а это приводит к
индуктированию тока во внешней
цепи. При достижении плазмой макс,
темп-ры, дальнейшее увеличение
эпергии может производиться путем
уменьшения прилагаемого к плазме
внешнего магнитного поля. После
охлаждения плазмы до первоначаль-
ной темп-ры весь цикл.м. б. повторен
заново.
Изыскания методов прямого пре-
образования А. э. в электрич., помимо
методов,связанных с проблемой созда-
ния управляемых термоядерных реак-
ций, идут в направлении непосредств.
преобразования в электричество ча-
сти энергии радиоактивного распада
пзотопов, при к-ром возникает силь-
ный поток электронов, не сопро-
вождающийся у-излучеиием (напр.,
Sr90). Электрич. атомная батарея,
в к-рой происходит лавинное размно-
жение электронов и т. о. поддержи-
вается разность потенциалов, может
действовать без зарядки, т. е. без
смены радиоактивных изотопов-из-
лучателей, при достаточно большом
периоде их полураспада, в течение
длит, времени. Другим методом транс-
формации может явиться использо-
вание электрохимия, систем, сила
тока в к-рых будет определяться кон-
центрацией и диффузией возникаю-
щих окислит, и восстановит, компо-
нентов.
Кроме эпергетпч. использования,
А. э. применяется в виде излучений
разнообразных радиоактивных ве-
ществ, возможности получения к-рых
44
А10МПАЯ ЭНЕРГИЯ
в больших количествах открылись с
появлением ядерных реакторов. По-
лучение искусственно радиоактив-
ных веществ осуществляется введе-
нием вещества внутрь реактора, где
оно подвергается сильному нейтрон-
ному облучению, в результате к-рого
образуются радиоактивные элемен-
ты гл. обр. за счет захвата нейтрона
и испускания у-кванта. Радиоактив-
ными веществами являются и сами
продукты деления, возникающие при
работе реактора, к-рые по удалении
из реактора разделяются химич.
путем. Наличие большого количества
и широкого выбора радиоактивных
веществ делает возможным разно-
образное практич. их применение в
науке, технике, медицине и с. х-ве
(см. Радиоактивные изотопы). Раз-
личают способы использования про-
никающей способности радиоактив-
ных излучений и самих излучате-
лей — атомов радиоактивных эле-
ментов, основываясь на идентично-
сти их химич. свойств с др., нерадио-
активными изотопами тех же эле-
ментов.
Проникающая способ-
но с ть излучений радиоактивных
изотопов используется для научных
исследований и для контроля и регу-
лирования разнообразных пром,
процессов. На специфич. особенно-
стях взаимодействия ядерных излу-
чений с веществом (способность этих
излучений проникать сквозь боль-
шие толщины различных веществ,
вызывать ионизацию газов, претер-
певать рассеяние и др.) основан ряд
новых направлений в измерит, тех-
нике, химии, биологии и др. обла-
стях.
В измерит, технике пользуются
зависимостью степени ионизации ве-
щества, поглощения и рассеяния
а-, р- и 7-излучений, а также замед-
ления нейтронов (образующихся в
результате нек-рых простейших ядер-
ных реакций) от параметров иссле-
дуемого вещества — плотности, хи-
мич. состава, толщины, темп-ры,
скорости перемещения, влажности
и др. Устройства, основанные на из-
лучении радиоактивных изотопов,
позволяющие осуществлять измере-
ние не только без непосредств. кон-
такта прибора с измеряемым ве-
ществом, но даже сквозь толстые ме-
таллпч. стенки трубопроводов, ба-
ков и др. технология, аппаратов, в
наибольшей степени отвечают совр.
требованиям пром-сти, для к-рых
характерно резкое увеличение ско-
рости протекания различных техно-
логии. процессов, повышение темп-р
и давлений, широкое внедрение ва-
куумной технологии. На изменении
геометрии, фактора, т. е. расстояния
между источником излучения и его
приемником, основаны поплавковые
уровнемеры, безмомептные тахо-
метры, позволяющие измерять ско-
рости вращения деталей, скрытых
внутри различных механизмов и не-
доступные для измерения др. ме-
тодами, радиоактивные весы и др.
датчики малых перемещений и ви-
браций. На изменении поглощения
и рассеяния излучений основаны тол-
щиномеры, плотномеры жидкости
или пульпы в потоке (без введения
чувствит. элемента внутрь трубопро-
вода), счетчики изделий, идущих
на конвейере и др. На изменении
ионизации, производимой излуче-
ниями, и рекомбинации образо-
вавшихся ионов основаны мано-
метры абсолютного давления, изме-
рители скорости газового потока и
др. На замедлении нейтронов основа-
ны различные приборы для измере-
ния влажности (см. Радиоактивные
приборы).
Проникающая способность излу-
чений радиоактивных изотопов ис-
пользуется для контроля качества
пром, изделий. Высокая проникаю-
щая способность 7-излучения поз-
воляет обнаруживать внутренние де-
фекты в стальных изделиях на глу-
бине, недоступной для рентгенов-
ских лучей. Наряду, с фотография,
методом применяются ионизац. ме-
тоды дефектоскопии, позволяющие
производить, поточный контроль про-
дукции (напр., сварных швов изде-
лий, правильности сборки механиз-
мов без их разборки), не расходуя
дорогую рентгеновскую пленку.
Портативность излучателей, просто-
та аппаратуры, возможность^исполь-
зования излучений в любой обста-
новке на заводе и в полевых услови-
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ
45
ях делают методы контроля качест-
ва изделпй посредством радиоактив-
ных изотопов во многих случаях не-
заменимыми (см. Гамма-дефекто-
скопия).
При поисках полезных ископае-
мых излучения радиоактивных ве-
ществ позволяют осуществить бес-
керновое изучение геологич. раз-
резов и технич. состояния сква-
жин. Геологич. разрез скважины
изучается по данным измерения
•'-излучения естеств. радиоактивных
элементов, содержащихся в поро-
дах в различных количествах, по
данным у-излученпя радиоактивных
веществ, искусственно введенных
в породу, и по у-из лучению, воз-
никшему в породах при облучении
их нейтронами. Преимуществом ра-
диоактивных методов бескернового
изучения разрезов скважин перед
др. геофиз ич. методами является
принципиальная возможность опре-
деления химич. состава пород, а так-
же изучения разрезов скважин, за-
крепленных обсадными колоннами
(см. Ядерная геология). В нефтяной
пром-сти путем помещения в сква-
жину источника нейтронов и реги-
страции возникающего под дейст-
вием нейтронов у-излучения выделя-
ются содержащие водород пласты.
Нейтронные методы исследования
скважин дают возможность отделять
нефтеносные и водоносные породы от
газоносных и малопористых, т. е.
определять положение водо-нефтя-
ного контакта в процессе эксплуата-
ции скважин.
Возможность использования воз-
действия на вещество излучений
большой энергии привела к развитию
повой отрасли химии — радиацион-
ной. При нахождении соответствую-
щих условий проведения процессов
можно в пром, масштабе получать,
используя действие излучений боль-
шой энергии, многие важные химич.
продукты. Методы радиац. химии
имеют преимущества для иницииро-
вания ряда цепных реакций (галои-
дирования, окисления, крекинга и
полимеризации). Процессы деструк-
ции полимеров под действием излу-
чений могут быть использованы для
получения пористых материалов,
находящих применение во мн. обла-
стях техники (см. Радиационная
химия).
В пищевой пром-сти ядерпые излу-
чения применяются в борьбе с вред-
ными микроорганизмами, насеко-
мыми и нек-рыми паразитами, в ре-
гулировании микробиология, про-
цессов, улучшенпп условий храпе-
ния с.-х. продуктов (см. Стерилиза-
ция пищевых продуктов). Излучения-
ми успешно стерилизуются вещества
и особенно мед. препараты, не выдер-
живающие термин, стерилизации. В
микробиологии и растениеводстве
излучения радиоактивных веществ
используются для расшатывания
наследственности при получении
новых полезных форм микробов
и растений (см. Радиационная гене-
тика).
В развитии мед. использования
проникающих излучений .важнейшее
место занимает внешнее у-облучение
как относительно поверхностно рас-
положенных опухолей, так и лече-
ние рака внутренних органов; у-из-
лучающие установки дают поток вы-
сокой мощности, позволяя облучать
с больших расстояний, что создаст
более благоприятные условия для
распределения глубинных доз; бла-
годаря большой монохроматичности
излучения значительно меньше вы-
ражены побочные явления воздей-
ствия на кожу. Облучение внутрен-
них органов достигается также пу-
тем введения в организм терапевтия,
доз искусств, радиоактивных ве-
ществ (см. Гамма-терапия).
Ионизир. способность радиоактив-
ных излуяений дает возможность по-
вышать электропроводимость возду-
ха и снимать электрия. заряды,
образующиеся при движении диэлек-
трин. материалов (шелковых, бумаж-
ных или шерстяных нитей, кинолен-
ты и др.). Радиоактивные гребешки
рассеивают статия. заряды, возника-
ющие в результате трения о воздух
переднего края крыльев самолета,
и т. п.
Радиоактивные изото-
п ы применяются в науке, пром-сти
и с. х-ве не только в каяестве источ-
ников а-, 8- и у-пзлучений, но и в ка-
честве’ индикаторов. Радиоактивность
46
АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ
как бы «отмечает» эти атомы, позво-
ляя обнаруживать их посредством
авторадиографии и др. способами
среди аналогичных нерадиоактив-
иых изотопов; отсюда назв. подобных
изотопов — «меченые атомы».
В неорганич. химии с применением
искусств, радиоактивных изотопов
исследуется механизм изотопного об-
мена комплексных соединений. В ана-
литич. химии два основных преиму-
щества метода радиоактивных инди-
каторов — высокая чувствительность
и возможность анализа без разделе-
ния веществ — используются для
подбора наилучших условий анализа
веществ, близких по своим химич.
свойствам, при изучении процессов
хроматография, разделения солей и
газовых смесей. Возможность опре-
деления радиохимия, методами край-
не малых количеств различных эле-
ментов является основой нового раз-
дела химич. анализа, к-рый полу-
чил назв. аналитич. химии следов.
В физич. химии и химич. физике ра-
диоактивные изотопы успешно при-
меняются для определения давления
варов металлов, солей и окислов в
чистом виде и в смесях, для исследо-
вания механизма гомогенных и гете-
рогенных реакций, последователь-
ности образования промежуточных
продуктов в сложных реакциях, ско-
рости нх образования и расходова-
ния и порядка реакций; скоростей
перемещения атомов среди себе
подобных (самодиффузия) и ее зави-
симости от темп-ры. Применение ме-
тода меченых атомов позволило глуб-
же понять прпроду межатомной свя-
зи, фазовых превращений и процес-
сов, протекающих в металлах и спла-
вах под нагрузкой и при высоких
темп-pax. Радиоактивные изотопы
широко применяются и при изучении
механизма реакций в органич. хи-
мии.
В машиноведении радиоактивные
изотопы позволяют исследовать яв-
ления трения и износа; с их помо-
щью удается без разборки машины
изучать влияние на скорость изно-
са деталей двигателя вида смазки и
топлива, нагрузки и скорости вра-
щения вала, а также исследовать ме-
ханизм антикоррозионного действия
различных присадок к смазочным
маслам и т. п. Применение радиоак-
тивных изотопов для изучения из-
носа режущего инструмента дает
возможность сократить время и рас-
ход материала на установление оп-
тимальных режимов резания.Значит,
применение в качестве меченых ато-
мов получили радиоизотопы в ме-
таллургии. С их помощью изучается
движение газов и шихтовых матери-
алов, характер распределения при-
месей в жидком металле и условия
достижения равновесного распреде-
ления элементов между металлом и
шлаком, осуществляется контроль
за состоянием отдельных металлур-
гия. агрегатов и др.
Совр. период характеризуется при-
менением изотопных индикаторов
практически во всех областях биоло-
гии. В частности, благодаря изотоп-
ным индикаторам создана новая об-
ласть — функциональная биохимия
нервной системы, т. к. только этот
метод дал возможность наблюдать
истинные скорости обменных про-
цессов в различных отделах нервной
системы и в зависимости от ее функ-
ционального состояния. Посредст-
вом меченых микроорганизмов полу-
чены данные о распространении в
организме как самих микробных, кле-
ток, так и* меченых «полных антиге-
нов» нек-рых бактерий; работы в
этом направлении положили начало
созданию своеобразных областей изо-
топной бактериохимии и иммунохи-
мии. Применение изотопов в мед.
практике шло также по пути разви-
тия диагностич. методов. При диаг-
постич. применении радиоактивного
иода для определения функциональ-
ного состояния щитовидной железы
разработаны оригинальные пути
анализа патогенеза заболевании, в
частности, установлена зависимость
между поведением иода в организме
к функцией кровообращения. Изуче-
ние этой взаимосвязи при различных
сосудисто-сердечных заболеваниях
позволило создать прочную основу
для дифференц. диагностики нару-
шений функции щитовидной желе-
зы и разработать важный диагностич.
прием для исследования кровообра^
щения. Успешные попытки сделаны
Таблица, III,
Внешний вид атомного взрыва и его основные параметры
(наблюдение с расстояния ок. 15 км).
Таблица IV.
Атомный ледокол «Ленин».
АТОМНОЕ ЗАКОНОДАТЕЛЬСТВО США
47
на пути использования изотопов для
целей диагностики рака.
Радиоактивные изотопы нашли
применение в рыбоводстве (исследова-
ние условий миграции и выживаемо-
сти мальков и др.) и в животновод-
стве. Меченые радиоактивными изо-
топами насекомые применяются для
изучения в природной обстановке
миграции вредителей с.-х. растений
и животных. В исследованиях, свя-
занных с разработкой мер борьбы с
болезнями и с.-х. вредителями, при-
меняются меченые радиоактивными
изотопами ядохимикаты. Не менее
широко применяются радиоактив-
ные изотопы для изучения механиз-
ма важнейших процессов, происхо-
дящих в организмах растений. На
основе метода меченых атомов уста-
новлена взаимосвязь между корне-
вой системой и фотосинтезом, наличие
обмена веществ -между привоем и
подвоем и др. Применение меченых
радиоактивными изотопами удобре-
ний позволило выяснить наиболее
целесообразные методы внесения
удобрений в почву и внекорневых
подкормок. Радиоактивные изотопы
используются также для изучения
процессов разложения органич. ве-
ществ в почвах, для наблюдения за
передвижением солей при удобре-
нии и мелиорации почв.
Многообразие применения А. э.
оказывает существ, влияние на мн.
отрасли пром-сти, способствуя их
непрерывному совершенствованию.
Создание атомных энергетич. устано-
вок, папр., требует новых материа-
лов, способных выдерживать весьма
высокие темп-ры, стойких к воздей-
ствию радиоактивных излучений,
свободных от ненужных химич. при-
месей.Управление реакторами и атом-
ной аппаратурой требует создания
совершенных автоматич. устройстг.
Атомная энергетика определила со-
здание новой отрасли пром-сти — до-
зиметрия. и радиометрии, аппа-
ратуры для обнаружения и регистра-
ции радиоактивных излучений (см.
Дозиметрия, Загцита от излу-
чений).
Мирное использование А. э. откры-
вает перед человечеством огромные
возможности. Для реализации их
необходимо избавить человечество от
угрозы использования А. э. в целях
войны и разрушения. Дальнейшее
расширение возможностей примене-
ния А. э. на службе человеку зависит
от развития научных исследований в
области ядерной физики. Для ускоре-
ния прогресса ядерной пауки и тех-
ники, где требуются сложные по мето-
дике и широкие по масштабам экспе-
риментальные и теоретич. работы и
крупные дорогостоящие установки,
необходимо международное сотруд-
ничество ученых. Значит, место в
этом международном сотрудничестве
принадлежит созданному в СССР
(г. Дубна) Объединенному институ-
ту ядерных исследований, в работе
к-рого участвуют ученые 12 стран.
«АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ» — еже-
месячный научно-техпич. журнал,
орган АН СССР и Главного управ-
ления по использованию атомной
энергии при Совете Министров
СССР, издается с 1956. Тематика
журнала: физика ядерной энерге-
тики, ядерная энергетика, ядерное
горючее и реакторные материалы,
защита от ядерных излучений,
произ-во и применение радиоактив-
ных и стабильных изотопов. В при-
ложениях издаются монографии сов.
специалистов, материалы конферен-
ций и тематич. сборники статей.
Журнал переиздается в Китае,
ГДР, США, Англии, Японии и
распространяется на всех континен-
тах. В журнале сотрудничают как
сов., так и зарубежные ученые и ин-
женеры.
АТОМНОЕ ЗАКОНОДАТЕЛЬ-
СТВО США. «Закон об атомной энер-
гии», принятый конгрессом США в
1946, определил основные направ-
ления исследовательских п экспе-
риментальных работ. В соответ-
ствии с этим законом была создана
Комиссия по атомной энергии США
(при президенте) и Объединенная
комиссия по атомной энергии кон-
гресса США. По новому закону
(1954) было подтверждено создание
этих комиссий п внесены поправки к
первому закону; за Комиссией по
атомной энергии США сохраняется
право распоряжаться всем атомным
горючим. За частными компаниямя
48
АТОМНОЕ ОРУЖИЕ
остается право собственности и экс-
плуатации атомных электростан-
ций на основе лицензий, предостав-
ляемых комиссией. Закон преду-
сматривает необходимые условия для
заключения соглашений с др. стра-
нами о сотрудничестве в области
атомной энергии: 1) гарантии в
соблюдении мер безопасности; 2) га-
рантии в неиспользовании полу-
чаемых материалов для атомного
оружия или для исследований в
области атомного оружия.
Комиссия по атомной
энергии США (при прези-
денте) (United States Atomic Ener-
gy Commission) — орган, руководя-
щий всеми исследовательскими ра-
ботами и использованием атомной
энергии, а также связями с другими
странами в области использования
атомной энергии. Комиссия состоит
из 5 членов, назначаемых президен-
том с согласия сената сроком на
5 лет. Президент назначает одного
из членов Комиссии ее председате-
лем. По закону 1954 предусматри-
валось И отделов в этой Комиссии,
однако в 1955 в связи с расшире-
нием программы мирного исполь-
зования атомной энергии их число
увеличилось до 15.
Объединенная комис-
сия по атомной энергии
(Joint Committee on Atomic Ener-
gy) является органом кон-
гресса США, изучающим деятель-
ность Комиссии по атомной энергии
и проблемы развития, использова-
ния и контроля за применением атом-
ной энергии. Объединенная комис-
сия как по своей инициативе, так и
по представлении Комиссии по атом-
ной энергии подготавливает законо-
проекты и вносит их на рассмотре-
ние конгресса. В ее состав входит
9 членов сената, назначаемых пред-
седателем сената, и 9 членов палаты
представителей, назначаемых пред-
седателем палаты представителей.
АТОМНОЕ ОРУЖИЕ — ракет-
ные, авиац. и арт. снаряды и бомбы
с взрывным зарядом, действующим
на основе ядерных реакций. См.
Я дерное оружие.
АТОМНОЕ ЯДРО — см. Ядро
атомное.
АТОМНЫЕ УРОВНИ — см. У ров-
ни энергии.
АТОМНЫЙ АВИАНОСЕЦ — авиа-
носец с ядерной силовой установ-
кой. Строительство первого А. а.
предусмотрено в США (г. Ньюпорт-
Ньюс), вступление в строй намече-
но в 1961. Предположит, тактико-
технич. данные этого А. а.: водоиз-
мещение 85 тыс. т (полное — более
100 тыс. т), силовую установку со-
ставляют 8 ядерных реакторов] ско-
рость хода более 33 узлов, может
принять ок. 100 самолетов, в т. ч.
реактивных — носителей ядерного
оружия; кроме обычной артиллерии,
он будет вооружен управляемыми
реактивными снарядами; для обес-
печения непрерывной деятельности
всей палубной авиации в течение 30
дней предусмотрен запас топлива в
15 тыс. т. Стоимость постройки оп-
ределена в 314 млн. долл.
АТОМНЫЙ ВЕС — относит, вес
атома химич. элемента, выражаемый
численным отношением между сред-
ним весом атома данного элемента и
716 частью среднего веса атома
природного кислорода, состоящего
из смеси изотопов: 99,7575% О16,
0,0392% О17 и 0,2033% О18. Такое
выражение А. в. наз. выражением в
химич. шкале; им пользуются во
всех химич. расчетах. В тех случа-
ях, когда рассматриваются массы
отдельных атомов, в качестве еди-
ницы массы принимают 7ie часть
массы изотопа кислорода О16. Такое
выражение А. в. наз. выражением
в физич. шкале. Числ. величина
единицы А. в. в физич. шкале мень-
ше единицы А. в. в химич. шкале.в
1,000272 раза.
АТОМНЫЙ ВЗРЫВ — взрыв атом-
ной бомбы или водородной бомбы.
А. в. происходит в течение очень
короткого времени (миллионные до-
ли сек.) и сопровождается выделе-
нием большого количества энергии,
к-рое измеряется тротиловым эк-
вивалентом. Мощность А. в. тем
больше, чем выше коэфф, боево-
го использования атомного заряда,
т. к. взрыв реализует только часть
активного вещества заряда, осталь-.
ная часть распыляется. Выделение
атомной энергии при взрыве со-
АТОМНЫЙ ЛЕДОКОЛ
49
провождается образованием (см.
табл. III) ударной волны, светового
излучения, проникающей радиации
атомного и термоядерного взрыва
и радиоактивным заражением (см.
Ядерный взрыв).
АТОМНЫЙ ДВЙГАТЕЛЬ (ядер-
ный двигатель) — см. Ядер-
ная силовая установка^
АТОМНЫЙ ЗАРЯД — определ.
количество ядерного взрывчатого ве-
щества, заключенное в оболочку в
атомном оружии взрывного действия
(в авиац. бомбах, арт. снарядах,
самолетах-снарядах, ракетах и торпе-
Различные способы быстрого соедине-
ния донритич. масс для получения мас-
сы нритич. размеров. Донритич. мас-
сы соединяются: А — действием взры-
ва обычного взрывчатого вещества;
Б — удалением разделяющего барьера;
В — действием обычного взрывчатого
вещества, направляющим их н цен-
тральному кусну.
дах). Наименьшее количество деляще-
гося вещества (U235 и Ри239) в А. з.,
необходимое для получения взры-
ва, д. б. больше критической массы
заряда. Во избежание преждеврем.
взрыва общая масса А. з. уклады-
вается в нем раздельно, частями;
каждая часть д. б. меньше критич.
массы. Эти части соединяются взрыв-
ным устройством только в момент,
назначенный для взрыва (рис.).
Величина критич. массы А. з. за-
висит не только от веса делящегося
вещества, но и от его формы} а также
материала оболочки снаряда, бомбы
и их конструкции. Наиболее выгод-
ной формой А. з. урана или плуто-
ния считается шар, т. к. он имеет
наименьшую поверхность и лучше
препятствует вылету нейтронов за
пределы делящегося вещества, обес-
печивая коэфф, развития цепной ядер-
ной реакции, больший 1. Помещение
А. з. в оболочку, хорошо отражаю-
щую нейтроны, также способствует
уменьшению критич. массы заряда.
В водородной (термоядерной) бомбе,
действие к-рой основано на соедине-
нии (синтезе) легких атомных ядер
(изотопов водорода, лития), А. з.
служит детонатором, или возбудите-
лем. Это дает возможность иметь
ядерныё боеприпасы с тротиловым
эквивалентом в неск. сот тыс. и даже
млн. т.
АТОМНЫЙ КОТЁЛ — то же, что
ядерный реактор.
АТОМНЫЙ ЛЕДОКОЛ — ледо-
кол с ядерной силовой установкой.
5 дек. 1957 спущен на воду пер-
вый в мире сверхмощный А. л.
(табл. IV), созданный в СССР. А. л.
присвоено имя «Ленин». Водоизме-
щение А. л. 16 тыс. т, мощность
двигателей 44 тыс. л. с., длина 134 м,
наибольшая ширина 27,6 м, высота
борта 16,1 м, осадка 9,2 м, скорость
хода на чистой воде 18 узлов. Кор-
пус А. л. цельносварной, из не-
ржавеющей стали высокой прочно-
сти. Палуба ровная с развитой над-
стройкой, 2 мачты. В кормовой части
расположены ангар и взлетно-поса-
дочная площадка для вертолетов ле-
довой разведки; в средней части кор-
пуса — ядерная силовая установка.
Электрич. система позволяет регули-
ровать и автоматически поддержи-
вать установл. режим работы 8 реак-
торов. Суточный расход ядерного
горючего 45 г. Конструкция уставов*
ки предусматривает надежную защи-
ту экипажа и оборудования от радио-
активных излучений. Выделяющееся
в реакторе тепло передается по 2-кон-
турной тепловой схеме (см. Пароси-
ловой цикл атомной электростан-
ции) паровым турбинам, приводящим
в действие электрич. генераторы.
3 гребных винта приводятся в дви-
жение электродвигателями. Рацио-
нальные обводы корпуса и массив-
ного форштевня позволяют А. л.
ломать лед толщиной в 2 м и проби-
ваться через торосистые нагромож-
дения. Стальная наделка на ахтер-
штевне защищает уязвимые места ру-
левого устройства от повреждений
во льдах при движении задним хо-
дом. В носовой части А. л. установ-
лены мощные гидромониторы для раз-
рушения льда струей воды под напо-
50
АТОМНЫЙ НОМЕР
ром 100 ат? На А. л. устанавливают-
ся все совр. средства связи и электро-
навигац. оборудование, обеспечива-
ющее безопасное плавание в любых
условиях. Предусмотрено дистанц.
управление двигателями с команд-
ного мостика. Широко применяется
автоматизация всех процессов регу-
лирования и работы механизмов и
устройств. Кроме основных двигате-
лей мощностью св. 30 тыс. кет и
2 вспомогат. станций по 3 тыс. кет,
на А. л. установлено св. 500 элект-
родвигателей разной мощности, элек-
тронные устройства различного на-
значения; сеть питания энергетич.
х-ва имеет более 300 км кабеля раз-
личных сечений. Спасательно-ава-
рийное оборудование А. л. состоит из
мощных водоотливных и противопо-
жарных средств, водолазной аппара-
туры, приборов для подводной элек-
тросварки и электрорезки металлов,
заделки пробоин на самом судне, а
также для оказания помощи др. су-
дам, получившим повреждения. На
А. л. созданы бытовые удобства для
экипажа и все необходимое для безо-
пасного труда и жизни моряков.
А. л. может служить также в ка-
чествё экспедиц. судна для широ-
кого комплекса научных работ в
арктич. условиях. Для этой цели
предусмотрены лаборатории и обо-
рудование. Тр ансар ктич. А. л.
является крупнейшим в мире судном
этого типа, практически неогранич.
автономности плавания и проходи-
мости в тяжелых льдах.
АТОМНЫЙ НОМЕР — номер ме-
ста химич. элемента в периодич.си-
стеме элементов. А. н. соответствует
числу протонов в атомном ядре.
АТОМНЫЙ РЕАКТОР— см. Ядер-
ный реактор,
АТОМНЫЙ САМОЛЁТ — проект
самолета, снабженного ядерной сило-
вой установкой для создания тяги.
Ядерная силовая установка наи-
более подходит для самолетов с
большим радиусом действия. Вес
биология, и тепловой защиты энер-
гетич. реактора, начиная с нек-рой
дальности полета, становится рав-
ным весу запаса топлива. Начи-
ная с этой дальности ядерная
силовая установка более эконо-
мична и эффективна, чем установки
с др. типами авиац. двигателей.
В А. с. применимы установки на
промежуточных и быстрых нейтро-
Рис. 1. Схематич. устройство турбо-
реактивного атомного двигателя для
самолета: 1 — реактор; 2 — защитный
экран; 3 — насос; 4 — компрессор; 5—
диффузор; 6 — теплообменник; 7 —
воздушная турбина; s — реактивное
сопло.
пах (рис. 1), отличающиеся ком-
пактностью и относительно неболь-
шим весом. Ядерным топливом слу-
жит легкий изотоп U235. Теплоноси-
телем является жидкий металл (на-
тр ие-калиевая эвтектика), обеспечи-
вающий высокие рабочие темп-ры
в активной зоне реактора и интенсив-
ную теплопередачу, а следовательно,
и малые габариты теплообменников.
Горячий теплоноситель из реакто-
ра поступает в теплообменник, по-
мещенный в туннеле турбореактив-
ного двигателя, где отдает тепло воз-
духу, нагнетаемому компрессором.
Нагретый в теплообменнике воздух
Рис. 2. Схема расположения ядерной си-
ловой установки на самолете: / — реак-
тор; 2 — движитель; 3 — воздушные фильт-
ры; 4 — защита.
вращает турбину, сидящую на одном
валу с компрессором, а затем, пройдя
турбину, поступает в реактивное
сопло и, расширяясь в нем, создает
АЭРОЗОЛИ РАДИОАКТИВНЫЕ
§1
необходимую реактивную тягу. Ре-
актор защищен биологии, и тепловой
защитой. Места экипажа размещены
в А. с. в наиболее удаленных от ре-
актора, трубопроводов и теплооб-
менников отсеках фюзеляжа (рис. 2).
А. с., по сравнению с самолетом с
обычным двигателем, обладает тем
преимуществом, что его полетный
вес практически неизменен, т. к. рас-
ход ядерного топлива ничтожен, что
обеспечивает более стабильные усло-
вия полета и управления, хотя неск.
усложняет условия посадки.
АТОМЫ ОТДАЧИ— атомы, возник-
шие в результате взаимодействия с
ядерной частицей или в результате
радиоактивного. превращения и
получившие определ. импульс, вели-
чина к-рого зависит от массы частиц,
их скорости и направления. Энер-
]ия, приобретаемая А. о., может
быть вычислена по законам сохране-
ния энергии и количества движения.
В большинстве случаев энергия А. о.
во много раз превышает энергию
химич. связи (2—5 зв);так, напр.,энер-
гия А. о. при а-распаде Ро212 состав-
ляет 120 Кэв. Во мн. случаях химич.
состояние атомов, претерпевших пре-
вращение, в результате отдачи и
последующего взаимодействия с ок-
ружающими молекулами может ока-
заться отличным от исходного. Это
явление используется для обогаще-
ния радиоактивных изотопов, полу-
чающихся при ядерных реакциях без
изменения порядкового номера (см.
Сцилларда— Чалмерса эффект), при
собирании продуктов деления тяже-
лых ядер, при получении'активного
осадка эманаций и др. Энергия А. о.
соответствует кинетич. энергии моле-
кул, нагретых до миллионов градусов,
поэтому их паз. горячими атомами.
АЭРОГАММА-ПОИСКИ — метод
скоростных поисков месторожде-
ний радиоактивных руд, основанный
на измерении у-излучения земной по-
верхности с помощью высокочувст-
вит. и быстродействующей ^-измерит,
аппаратуры, установи, на самолете
(или вертолете) либо на автомобиле.
См. Аэрорадио геологические исследо-
вания, Авторадиометрическая съемка.
АЭРОГЕОФИЗЙЧЕСКАЯ СТАН-
ЦИЯ — станция для поисков с само-
л^та месторождений полезных иско-
паемых по их радиоактивным и маг-
нитным проявлениям. Рабочий ком-
плект аппаратуры станции (рис. 3
табл. VI) включает аэрогаммарадио-
метр (см. Радиометр), дТ-магнито-
метр и радиовысотомер. Аэрогамма-
радиометр станции (АСГ-25) выпол-
нен на газонаполненных счетчиках
у-квантов, аэрогаммар адиометр-ана-
лизатор станции (АСГ-38) построен
на сцинтилляционных счетчиках. В
полете 4-канальный регистратор
станции (АСГ-38) регистрирует сум-
марное у-поле на высоте полета,
жесткую составляющую этого поля
(обусловленную в основном ^-излу-
чением ThC"—с энергией у-кваптов
2,62 Мэв), приращение полного век-
тора магнитного поля Земли и высо-
ту полета над рельефом. Отношение
показаний канала, регистрирующе-
го жесткую компоненту у-поля, к
общему измеряемому у-полю харак-
теризует спектральный состав поля
и служит одним из критериев для от-
деления излучающих участков с су-
щественно урановой природой актив-
ности от участков преимущественно
ториевых.
Сцинти л л яц. аэр ог аммар ади ометр -
анализатор станции АСГ-38 имеет
чувствительность ок. 150 имп/сек
на 1 мкр/час, остаточный фон ок.
1,5 мкр/час и порог чувствительно-
сти 0,25 мкр!час. Порог разделения
в воздухе аномальных участков по
природе их радиоактивного начала
составляет 3—4 мкр/час.
Аэромагнитометр станции рассчи-
тан на диапазон измерений от 50 до
75 000 гамм, имеет квадратичную точ-
ность ок. 50 гамм', смещение нулевой
линии записи достигает 20 гамм/час,
температурный уход нуля не бо-
лее 10 гамм на 1°С.
АЭРОЗОЛИ РАДИОАКТИВНЫЕ-—
взвешенные в воздухе (в виде тума-
на или дыма) мельчайшие твердые
или жидкие частицы, обладающие
радиоактивностью. По размерам
частиц А. р. можно разбить на 3 груп-
пы: более 10 мк (неустойчивые
А. р.), от 1 до 10 мк (относительно
устойчивые А. р.), менее 1 мк (устой-
чивые А. р., подчиняющиеся закопай
броуновского движения). Ок. 90%
52
АЭРОРАДИОГЕОЛОГИЧЕСКИЕ ИССЛЕДОВАНИЯ
аэрозольной активности атмосферы
связано с частицами, размеры к-рых
менее 0,5 мк, причем большая доля
ее приходится на частицы размерами
0,005—0,035 мк.
А. р. в атмосфере образуются при
поступлении радиоактивных эмана-
ций (Rn226 и его пзотопы) и осаждении
продуктов их распада на частицах
обычной пыли; при работе ядерных
реакторов; при различных процессах
произ-ва и обработки радиоактивных
элементов; при взрывах атомных и
водородных бомб; при взаимодей-
ствии космич. лучей с частицами
обычной атм. пыли.
Установлено, что опасность, обус-
ловленная вдыханием А. р., гораз-
до больше, чем при внешнем облу-
чении. Поэтому во всех случаях,
связанных с возможным образова-
нием А. р., необходимо иметь надеж-
ные методы контроля и защиты пер-
сонала от вредного воздействия А. р.
(см. Радиоактивные отбросы),
АЭРОРАДИОГЕ ОЛОГЙЧЕ СКИЕ
ИССЛЕДОВАНИЯ — метод поисков
урановых руд и др. полезных иско-
паемых, обладающих повышенной
радиоактивностью (фосфориты, бок-
ситы, руды вольфрама и молибдена).
Производятся также при геологич.
съемке в р-нах, сложенных горными
породами с повышенной радиоактив-
ностью (граниты и др.). А. и. заклю-
чаются в измерении радиоактивности
земной коры по у-из лучению, прони-
кающему на нек-рое расстояние че-
рез воздух (см. Гамма-излучение
земной поверхности). Интенсивность
у-радиации в воздух резко убывает
с высотой вследствие уменьшения уг-
ла облучения, т. е. пропорционально
квадрату расстояния от излучателя,
и в связи с поглощением у-лучей воз-
душной средой и зависит от разме-
ров аномального поля (см. Аномалии
радиоактивные). Так, аномальный
участок площадью 10 м2 уже на вы-
соте 10 м будет характеризоваться ин-
тенсивностью у-радиации, составля-
ющей 0,5% интенсивности на зехмле;
аномальная площадь в 400 м2 харак-
теризуется 0,5% наземной интен-
сивности на высоте 100 м, а площадь
в 1200 м2— на 150 м, Оптимальная
высота полета в районах равнинных
и со слабо расчлененным рельефом
принимается равной 50—70 м и с
резко расчлененным рельефом 70—
100 м. Следует учитывать, что при
колебании высоты полета от 50 до
150 м локальные аномалии могут
давать изменения интенсивности
*Г-радиации в воздухе в 5—10 раз,
чем искажаются истинные пред-
ставления о радиоактивности гор-
ных пород земной поверхности.
В связи с этим одновременно с
Y-измерениями производится непре-
рывный учет высоты полета радио-
высотомером, записывающим на лен-
те с показаниями у-активности кри-
вую высоты полета. В последующем
показания у-активности пересчиты-
ваются — приводятся к единому
уровню высоты, в качестве к-рого
принимается уровень земной поверх-
ности. Для определения величины
норм, радиоактивности горных пород
и аномальных участков из суммар-
ного у-эффекта, записанного при-
бором, вычитается собств. фон при-
бора и эффект от космич. радиации.
А. и. производятся на самолетах
и вертолетах, на к-рых установлены
у-радиометры (см. Радиометр) часто
вместе с магнитометром. Комплексные
у-магнптные исследования позволя-
ют, помимо прямых поисков у-ано-
малий, получать др. геологич. дан-
ные: прослеживать рудовмещающие
структуры под наносами, выявлять
магнитные аномалии и пр.
А. и. осуществляются путем систе-
матич. аэрорадиометрич. съемки (об-
лета) площадей преим. в масштабе
1 : 25 000 (маршруты через 250 м)
и на особо перспективных площадях
в масштабе 1 : 10 000 (маршруты че-
рез 100 м). В равнинных р-нах и
р-нах со слабо расчлененным релье-
фом съемка производится парал-
лельными маршрутами вкрест про-
стирания горных пород или предпо-
лагаемых рудовмещающих структур.
В горных районах с резко расчле-
ненным рельефом полеты совершают-
ся по речным долинам, вдоль го-
ризонталей и от вершины горы вниз
по склону.
В результате А. и. составляются,
радиометрия, карты в изолиниях или
красках с выделением отдельных то-
БАЗИСНАЯ ВОЛНА
53
чек с повыш. радиоактивностью —
аэрогамма-аномалии. Последние от-
мечаются на ленте отдельными пи-
ками кривой или группой точек (неск.
локальных пиков). Локальная фор-
ма записи и величина пика в нек-рых
случаях может характеризовать пер-
спективность аномалии в отношении
выявления руд урана и тория. Иногда
пром, месторождения фиксируются
в виде незначит. и нечеткого пика
вследствие развития на участке рых-
лых отложений, перекрывающих ору-
денение, и слабо радиоактивного
широкого ореола вокруг месторож-
дения.
Выявленные аэрогамма-аномалии
детализируются дополнит, полетами
по сгущенной сети в различных
направлениях и на разных высотах.
Местоположение аномалии фикси-
руется с самолета визуальным на-
блюдением, аэрофотосъемкой и сбра-
сыванием вымпелов. Аэрогамма-ано-
малии не всегда отвечают наличию
пром, месторождений урановых или
ториевых руд. Поэтому вслед за
А. и. производится проверка назем-
ной геологич. съемкой (см. Поиски
радиоактивных руд, Разведка урано-
вых месторождений).
АЭРОРАДИОМЕТРЙЧЕСКАЯ
СЪЁМКА — см. Аэрорадиогеологи-
ческие исследования.
АЭРОРАДИОМЕТРЙЯ — см. Аэро-
радиогеологические исследования.
БАДДЕЛЕЙТ (по им. J. Badd-.
ley, открывшего этот минерал) — ми-
нерал, двуокись циркония ZrO2, со-
держит 73,9% Zr, а также Ш, изредка
U и Th; кристаллизуется в моноклин-
ной системе; колломорфная разно-
видность Б. наз. циркон-фавас; цвет
желтый, бурый, черный; блеск ал-
мазный; тв. 6—7, уд. в. 5,5—6, для
циркон-фаваса 4,8—5,5. Встречает-
ся в щелочных изверженных и маг-
нетит-пир оксеповых породах, в мра-
морах совместно с ильменитом, апа-
титом, магнетитом и др. минералами.
Источник получения циркония.
БАЗИСНАЯ ВОЛНА — волна, об-
разующаяся при подводном ядерном
Рис. 1. Грибообразное облако и первые
стадии развития базисной волны.
взрыве в результате падения водя-
ного столба (рис. 1 в 2). Б. в. до-
стигает высоты 300 м и состоит из
мелких водяных капель, зараженных
радиоактивными продуктами взрыва.
Распространяясь по кругу, Б. в.
заражает корабли и береговые со-
Рис. 2. Базисная волна на последней ста-
дии развития (испытание «Бэкер», США).
оружения. В районе взрыва из Б. в.
выпадает радиоактивный дождь.
Высокие уровни радиации в
Б. в. требуют быстрой дезактивации
зараженных кораблей и береговых
сооружений во избежание пораже-
ния личного состава. При испытании
американцами атомной бомбы в рай-
оне Бикини (Маршалловы о-ва)
на авианосце «Индепенденс», к-рый
не подвергался дезактивации, на-
хождение личного состава в первые
дни после взрыва было исключено.
В результате естеств. распада ра-
54
БАК РЕАКТОРА
диоактивных веществ уровни радиа-
ции на этом авианосце через 10—
12 дней снизились до 3 р в день и
через год— до 0,3 р в день.
БАК РЕАКТОРА — металлич.
(из алюминия, нержавеющей стали и
др.) оболочка активной зоны ядерно-
го реактора, в к-рой замедлитель
работает без заметного давления.
Реакторы с водяным замедлителем
(D2O, Н2О) имеют бак, заполненный
водой и герметизированный в верх-
ней части для улавливания дорого-
стоящих паров D2O и продуктов де-
ления. В уран-графитовых реакто-
рах бак служит конструктивной опо-
рой графитовой кладки и одновре-
менно, герметизирует активную зону,
обусловливая пропитку ее инерт-
ными газами, что позволяет увели-
чивать темп-ру выше 380°С^
БАКТЕРИЦИДНОЕ ДЕЙСТВИЕ
ИЗЛУЧЕНИИ — способность иони-
зирующего излучения убивать бакте-
риальную клетку. Дозы излучения,
убивающие бактерии, оч. высоки;
так, для прекращения роста кишеч-
ной палочки требуются дозы порядка
10’—г107 р. Дозы, инактивирующие
споры бактерий, еще выше. Б. д. и.
используется для т. п. холодной сте-
рилизации питат. сред в микробио-
логии, при произ-ве антибиотиков,
для пастеризации и консервации
пищевых продуктов, обеззаражива-
ния перевязочного материала и хи-
рургия. инструментов, питьевой во-
ды и т. д.
Использование Б. д. и. имеет осо-
бенно большое значение в тех слу-
чаях, когда материал, подлежащий
обеззараживанию, не выдерживает
высокой темп-ры.В пищевой пром-сти
этот метод пока не нашел ши-
рокого применения, т. к. при облу-
чении таких продуктов, как мясо,
рыба, яйца, молоко в стерилизую-
щих дозах, значительно изменяются
вкус и запах продуктов, хотя ос-
новные питательные свойства и при-
годность к употреблению при этом
сохраняются. См. Стерилизация
лучевая. _
БАРИИ Ва — химический элемент
II гр. периодической системы, п. н.
56, ат. в. 137,36. Имеет 7 стабиль-
ных изотопов: Batso (0,101%),Ва132
(0,097%), Ва134 (2,42%), Ва’35
(6,59%), Ва138 (7,81%), Ва137
(11,32%), Ва138 (71,66%). Ряд изо-
топов Ва образуется при делении
урана, тория и плутония. Пром-стью
поставляется образующийся при де-
лении U с выходом 6,17% Ва140
(7\2=12,8 дня), к-рый использует-
ся в качестве радиоактивного инди-
катора при химич. исследованиях,
при изучении процессов соосажде-
ния, при разработке методики раз-
деления продуктов деления. По ра-
диоактивной токсичности Ва140
среднеопассн. Ва — металл, плотп.
3,6—3,7 г/см3, Гпл 710°, t°Кип 1640°.
В химич. соединениях 2-валентен;
применяется в качестве носителя
при выделении радия из руд и др.
объектов. Ra м. б. отделен от В а
дробной кристаллизацией или хро-
матографически. В а добавляется в
материалы, пррдназнач. для защи-
ты от у-нзлучения (баритовый кир-
пич).
БАРН — единица эффективного
поперечного сечения ядерных процес-
сов, равная 10-24с.я2. Выбор этой ве-
личины связад с тем, что геометрия,
сечения атомных ядер имеют поря-
док 10“24 см2. Употребляются так-
же миллибарн (10“27 см2), микробарн
(IO-30 см2) п мегабарн (10“18 см2).
Значения большинства сечений ядер-
пых реакций обычно лежат в области
от 10“22 см2 до 10“27 см2.
БАССЕЙНОВЫЙ РЕАКТОР —
ядерный реактор, в к-ром вода ис-
пользуется в качестве замедлителя,
отражателя и теплоносителя (ох-
ладителя). Такой аппарат состоит
из бассейна с водой, в централь-
ной части к-рого расположена ак-
тивная зона в виде решетки актив-
ных элементов. Конвекция в бассей-
не обеспечивает необходимое охлаж-
дение. Б. р. служат для исследоват.
целей. Их активная зона мала, в
качестве горючего применяется обо-
гащенный уран.
БЕВАТРОН — наименование син-
хрофазотрона Калифорнийского
ун-та (Беркли, США). В Б. протоны
ускоряются до энергии 6,2 Бэе.
БЕЗЖЕЛЁЗНЫЙ МАГНИТ УС-
КОРИТЕЛЯ — электромагнит цик-
лич. ускорителя заряженных частиц,
БЕРИЛЛИЙ
55
не имеющий железного сердечника.
Применение Б. м. у. позволяет
уменьшить вес и стоимость ускори-
теля (основную часть к-рой обычно
составляет стоимость магнита с же-
лезным сердечником). Однако осу-
ществление Б. м. у. связано с
трудностями: благодаря необходимо-
сти увеличить силу намагничиваю-
щего тока в обмотках появляются
значит, механич. силы; из-за увели-
чения полей рассеяния увеличивает-
ся потребляемая реактивная мощ-
ность; возникают специфич. затруд-
нения, связанные с необходимостью
получить заданное распределение
магнитного поля без применения для
этой цели железных полюсных на-
конечников. Число построенных и
строящихся ускорителей с Б. м. у.
невелико: неск. небольших бетатро-
нов, запущенный в 1955 синхротрон
на 300 Мэв с напряженностью поля
в 16000 э и радиусом орбиты 61 см
(США); строящийся синхротрон на
200 Мэв с напряженностью поля
ок. 40000 э и радиусом 17 см, явля-
ющийся моделью синхротрона на
1000 Мэв (СССР), а также строя-
щийся синхрофазотрон на энергию
ок. 10000 Мэв с напряженностью
поля 80000 э и радиусом орбиты
4,6 м (^Канберра, Австралия).
БЕРИЛЛ — минерал из класса си-
ликатов; химич. состав Ве3А!2 [Si6O18],
содержит ВеО — 14,1%; кристалли-
зуется в гексагональной системе;
кристаллы призматические; кристал-
лин. структура кольцевого типа. Цвет
различный, в зависимости от приме-
сей окпелов хрома, марганца и же-
леза; содержит щелочи (Li2O; Na2O,
Cs2O, ВЬ2О). Блеск стеклянный, тв.
7,5—8, уд. в. 2,63—2,91. Ярко-зеле-
ная разновидность Б.наз. изумруд,
прозрачная синевато-голубая — ак-
вамарин, розовая цезийсодержа-
щая — воробьевит, прозрачная
желтая — гелиодор. Встречается
в пегматитах в виде крупных хорошо
ограненных кристаллов, совместно
с турмалином, фенакитом, хризобе-
риллом, и в виде мелкой вкраплен-
ности в грейзенах совместно с топа-
зом, флюоритом, вольфрамитом, кас-
ситеритом и сульфидами. Ценная
руда для получения бериллия.
БЕРЙЛЛИЕВЫИ РЕАКТОР —
ядерный реактор, в к-ром замедли-
телем служит бериллий или окись
бериллия. Бериллий и его окись об-
ладают высокими замедляющими
свойствами и малым сечением погло-
щения нейтронов. Но несмотря на
ряд благоприятных свойств, как бе-
риллий, так и его соединения приме-
няются в реакторах редко вследствие
очень высокой стоимости.
БЕРИЛЛИИ Be— химич. элемент
[I гр. периодич. системы, п. н. 4,
аг. в. 9,013, Имеет один стабильный
изотоп Be9 (100%). Получен ряд ра-
диоактивных .изотопов Be. Большин-
ство из^ них — весьма короткоживу-
щие. Важнейший из радиоактивных
изотопов Be7 (Ti/2 =53 дня) полу-
чается по реакциям Li6 (d, п) Be7 и
Li7 (р, п) Be7. Этот изотоп применяет-
ся в аналитич. и нек-рых др. иссле-
дованиях. Распространенность Be в
земной коре 6• 10“4% по весу. Важ-
нейшие руды: берилл и фенакит
Be2SiO4. Получается восстановле-
нием (электролитически или ме-
таллами: Na, Mg, Са) расплавлен-
ного хлорида или фторида Be в
смеси с хлоридами или фторидами
Са, Mg, Ba, Na. Легкий, сравни-
тельно хрупкий металл, серо-сталь-
ного цвета, плоты. 1,816 г/см3 (при
содержании 99,96% Be), 1ОПЛ 1284°,
1акип ок. 3 000°: На воздухе медлен-
но покрывается пленкой окисла,
растворяется в кислотах и щелочах,
при повышенных темп-pax энергично
реагирует с азотом, кислородом; уг-
леродом, галогенами, корродирует в
воде и водных солевых растворах. В
соединениях 2-валентен. Применяет-
ся как составная часть сплавов на
основе легких металлов и меди. Т, н.
бериллиевые бронзы — медно-бе-
риллиевые сплавы с содержанием до
3,5—4% (весовых) Be, обладают
исключит, механич. свойствами при
повышенных темп-pax, упругостью,
прочностью и твердостью стали, а
также устойчивостью по отношению
к окислению и т. д.
Be широко используется как ис-
точник нейтронов по реакциям
Be9 (а, п) С12, Be9 (7, тг) Be8, Be9 (d> п)
В10. Служит материалом для изго-
товления металлич. пластинок, Прак-
56
БЕРИЛЛИЯ ОКИСЬ
тически не поглощающих рентгенов-
ских и мягких 7-лучей. В реакторо-
строении (см. Бериллиевый реактор)
используется в качестве замедлителя
быстрых нейтронов до тепловых ско-
ростей и отражателя тепловых ней-
тронов. Металлич. Be, а также его
соединения, в особенности летучие,
весьма токсичны.
БЕРИЛЛИЯ ОКИСЬ ВеО — ис-
пользуется в ядерных реакторах в
качестве замедлителя. Эффективное
сечение поглощения нейтронов
Б. о.— ок. 0,009 барна.Темп-ра плав-
ления 2550°. Изделия из Б. о. яв-
ляются хорошими электроизолято-
рами и при высоких темп-pax. Б. о.
имеет одну кристаллич. модифика-
цию (гексагональные кристаллы ти-
па вюрцита ZnS2), устойчивую при
нагревании вплоть до темп-ры плав-
ления; вследствие этого изделия из
Б. о., хотя и хрупки, как все мате-
риалы окисного типа, но более тер-
мостойки, чем большинство др. ке-
рамич. материалов. Б. о. отличает-
ся высокой теплопроводностью (при-
мерно равной теплопроводности не-
ржавеющей стали) и малым коэфф,
линейного термин, расширения (при
нагревании от 25° до 1000° 10,8±
dz'l • 10 “б). Плотность монокристаллов
Б. о. 3,025 г/см3, но объемный вес из-
делий из нее меньше и зависит от
способа изготовления. Наиболее
плотные (2,9—2,95 г/см3), термостой-
кие и механически прочные изделия
из Б. о. изготовляются горячим прес-
сованием ее в вакууме (ок. 10~4./и./и
рт. ст.) при 1850°— 1900° и давле-
нии 15—20 ата.
Для применения в ядерных реакто-
рах технич. гидроокись бериллия
Ве(ОН)2, получающаяся при пере-
работке бериллиевой руды и содер-
жащая примеси (до 1,5% А1, до 0,5%
Si, до 0,1% Fe и др.), подвергается
дополнит, очистке: ее растворяют в
серной к-те; образующийся сульфат
бериллия подвергают перекристал-
лизации, а затем прокаливают до
получения ВеО. Очень чистую Б. о.
получают возгонкой основного аце-
тата ВеО-ЗВе (СН8СОО)2; в процес-
се возгонки ацетата происходит его
отделение от всех примесей; затем
основной ацетат обрабатывается* (при
нагревании) серной кислотой до вы-
деления паров SO3. Получившийся
сульфат бериллия превращают в
Б. о. прокаливанием при 1000°.
Б. о. токсична. Допустимая безо-
пасная ее концентрация в атмосфере
и необходимые меры предосторожно-
сти при работе с ней (предотвраще-
ние контакта с кожей и пр.) устанав-
ливаются спец, инструкциями ’ по
технике безопасности.
БЕРКЕ ЛИЙ — см. Берклий.
БЕРКЛИИ (по месту открытия в
г. Беркли, США) Вк—искусственно
полученный радиоактивный химич.
элемент семейства актиноидов, п. н.
97, массовое число наиболее долго-
живущего изотопа 247. Открыт в
1949 при облучении америция «-ча-
стицами с энергией 35 Мэв', получает-
ся также при облучении Ст нейт-
ронами. В наст, время известны изо-
топы Вк с массовыми числами от 243
до 250, из них самый долгоживущий
ВК247 имеет104 лет. Весомых ко-
личеств В к не получено. В водных
растворах Вк существует в 3-и 4-ва-
лентном состояниях. Наиболее ста-
билен 3-валентный Вк. Окислители
К2Сг2О7 и КВгО3 переводят его в
4-валентное состояние. Окислительно-
восстановительный потенциал пары
BKlII/BkIV близок к—1,66 в. От
прочих элементов Вк отделяется на
хроматографии, колонке с использо-
ванием в качестве десорбента лактата
аммония или цитрата аммония. Ис-
следована также экстракция 3-ва-
лентного Вк трибутил фосфатом и
раствором теноилтрифтор ацетона в
бензоле.
БЕТА-АВТОРАДИОГРАФИЯ —
авторадиографии, метод (см. Авто-
радиография), с помощью к-рого по-
лучают изображение распределения
включений ^-активных веществ по се-
чению исследуемого объекта. Для це-
лей Б.-а. чаще всего применяют рент-
геновские пленки, наиболее чувствит.
к f-излучению. Оптическая плот-
ность почернения для пленок пост,
состава увеличивается с увеличени-
ем средней энергии и числа падающих
частиц. Отчетливое изображение по-
является в том случае, если на 1 см2
фотоэмульсии попадает примерно
5-1010 р-частиц с энергией ок. $ Мэв.
БЕТА-СПЕКТРОМЕТР
57
Чувствительность Б.-а. значительно
повышается, если анализ получен-
ного авторадиографа проводить не
по степени почернения, а по числу
следов, образованных р-частицами.
В этом случае применяются ядерные
фотоэмульсии.
Б.-а.— один из основных методов
исследований, связанных с примене-
нием p-активных веществ в качестве
радиоактивных индикаторов для изу-
чения распределения различных эле-
ментов (С, S, Sr, Р, Ge, Ag, Те и
др.) и их влияния на свойства раз-
личных систем.
БЁТА-ДЕФЕКТОСКОПЙЯ — ме-
тод обнаружения инородных вклю-
чений в сверхтонких металлич. изде-
лиях (фольги и т. п.) путем про-
свечивания их р-лучами. Просвечи-
вание производится по такой же схе-
ме, как и в гамма-дефектоскопии.
Иногда для уменьшения поглощения
р-лучей просвечивание осуществляет-
ся В'вакууме.
БЁТА-ЛУЧЙ (Р~л учи)— излу-
чение, состоящее из электронов (по-
зитронов), испускаемое при бета-
распаде радиоактивных изотопов.
Б.-л. под действием электрич. и ма-
гнитного полей отклоняются от
прямолинейного направления. Ско-
рость частиц в Б.-л. близка к ско-
рости света. Б.-л. способны ионизи-
ровать газы, вызывать люминесцен-
цию , действовать на фотопластинки.
БЁТА-РАДИОАКТЙВНОСТЬ — ра-
диоактивность с испусканием бета-
лучей.
БЕТА-РАСПАД — радиоактивное
превращение атомного • ядра, при
к-ром испускаются р-частицы, т. е.
электроны или позитроны. В Б.-р.
включается также электронный за-
хват, т. е. захват атомным ядром
одного из электронов окружающей
ядро электронной оболочки. Массо-
вое число ядра при Б.-р. не изменяет-
ся. Заряд ядра увеличивается на еди-
ницу при испускании электрона и
уменьшается на единицу при испу-
скании позитрона или электронном
захвате. В каждом акте Б.-р. испу-
скаются р-частица и нейтрино (или
антинейтрино). При электронном
з.ахвате испускается только нейтри-
но. Поскольку выделяющаяся при
Б.-р. энергия распределяется между
электроном (позитроном) п антиней-
трино (нейтрино), энергия вылетаю-
щих электронов (позитронов) может
принимать любые значения от 0 до
нек-рой макс, величины — т. н. гра-
ничной энергии Б.-р. Е2рая. Т. о.,
распределение р-частиц по энергиям
(т. н. p-спектр) является непрерыв-
ным. Граничная энергия Б.-р. равна
разности массы исходного ядра и
суммы масс ядра-продукта и элект-
рона, выраженной в энергетич. еди-
ницах. Согласно совр. представле-
ниям, Б.-р. ядра обусловлен превра-
щением одного из входящих в состав
ядра нейтронов в протон или од-
ного из протонов в нейтрон с испу-
сканием в каждом случае р-частицы
и нейтрино (антинейтрино). Для
большинства p-активных ядер (т. е.
ядер, способных к Б.-р.) период по-
лураспада Ti/2 имеет величину от
долей сек. (напр., Ti/2 — 0,0185 сек.
для 5В12) до неск. лет (напр., Т^2 —
= 12 лет для jT3). Исключение со-
ставляют ок. 10 ядер с Т i/2, доходя-
щим до мн. млн. лет (Ti/2 == 1,32-109
лет для 19К40; Ту2 — 2,5-106 лет
для 4Ве10, и др.). Ядро (или элемен-
тарная частица) устойчиво относи-
тельно Б.-р., если его масса меньше
суммы масс продуктов распада, т. е.
массы р-частицы и конечного ядра
(частицы). Это условие не выпол-
няется, в частности, для свободного
нейтрона, вследствие чего он распа-
дается на протон, электрон и анти-
нейтрино с Ti/2 = 12 мин. Актуальной
проблемой, связанной с Б.-р., яв-
ляется доказательство несохранения
четности (см. Сохранение четности)
при т. н. слабых взаимодействиях,
характерным примером к-рых яв-
ляется Б.-р.
БЕТА-СПЕКТРОГРАФ — бета-
спектрометр, работающий при пост,
магнитном поле и регистрирующий
одновременно весь электронный
спектр, к-рый на фотопластинке име-
ет пространств, распределение по
импульсам.
БЕТА-СПЕКТРОМЕТР — физич.
прибор, посредством к-рого иссле-
дуется энергетич. состав.р-излучений.
Известны магнитные Б.-с., Б.-с. на
пропорц. счетчиках и сцинтидляцц-
58
БЕТА-СПЕК1РОСКОПИЯ
оппые Б.-с. В магнитных бета-
спектрометрах траектория заря-
женной частицы в магнитном поле
определяется нач. направлением ее
движения и величиной ее импульса
(количества движения) и изменяется
при изменении величины и формы
поля. Изменяя величину магнитного
поля в приборе, измеряют посредст-
вом счетчика распределение частиц
по импульсам (спектр импульсов).
Широкое применение таких Б.-с.
в ядерной физике объясняется их вы-
сокой разрешающей способностью и
значит, диапазоном измеряемых ими
энергий.
Б.-с. на пропорциональных счет-
чиках состоит из датчика (пропор-
ционального счетчика) и регистри-
рующей ламповой схемы. В этих
Б.-с. число пар ионов, реализован-
ных первичной частицей в газе, мо-
жет служить мерой ее энергии, а сле-
довательно, распределение числа им-
пульсов, зарегистрированных схе-
мой, отражает энергетич. спектр.
Вследствие низкой разрешающей спо-
собности (5—7%) и узкого интер-
вала измеряемых энергий такие Б.-с.
применяются редко.
Сцинтилляционный Б.-с. состоит
из датчика (сцинтилляционного
счетчика) и регистрирующей лам-
повой схемы. Интенсивность вспыш-
ки люминесценции в кристалле, воз-
никающей при прохождении через
кристалл заряженной частицы, про-
порциональна ее энергии. Благода-
ря высокой эффективности реги-
страции, малой инерционности и
простоге устройства применение этих
Б.-с. расширяется.
БЁТА-СПЕКТРОСКОПЙЯ — ме-
тод экспериментального исследова-
ния f-спектров, возникающих при
p-распаде радиоактивных ядер, с
целью измерения верхней границы
f-спектра (макс, энергии электро-
нов, испускаемых при f-распаде) и
определения его формы. В случае
сложного f-спектра добавляется за-
дача выделения парциальных спект-
ров и определения их относит, интен-
сивностей. Сведениями, полученны-
ми прп исследовании р-спектров,
пользуются для построения теории
f распада в ядерной физике, а также
для дозиметрия, характеристики ис-
точников и расчета защиты от ядер-
ных излучений. Для исследования
f-спектров применяются бета-спект-
рометры.
БЁТА-СЧЁТА АБСОЛЮТНОГО
МЕТОД — метод определения ко-
личества р-частиц, испускаемых ес-
теств. или искусств, радиоактивны-
ми веществами, непосредств. изме-
рением числа р-частиц без примене-
ния эталонных образцов. Обычно
для регистрации р-частиц Б.-с. а. м.
Схема расположения счетчина при
измерениях 3-излучения методом аб-
солютного р-счета: 1 — источник, 2 —
подложна; 3—диафрагма с круглым от-
верстием с радиусом г; 4 — торцовый
счетчик; h — расстояние от источника
до диафрагмы.
пользуются торцовыми счетчиками,
т. к. измерения с помощью иониза-
ционных камер приводят к значит,
ошибкам. В результате измерений
необходимо вводить, кроме обычных
поправок на разрешающую способ-
ность счетчика и схемы, поправки на
геометрию установки, поглощение
р-частиц в стенках счетчика, в пре-
парате, в воздушном промежутке
между препаратом и счетчиком и др.
Обычно при точных абс. измерениях
активности для исключения ошибок
за счет рассеяния и поглощения
f-излучения на пути к счетчику,
счетчик и источник помещаются в
вакуум, а в качестве подложки ис-
пользуется пленка толщиной 20—
100 мк, изготовленная из вещества с
малым ат. номером, напр. из целлу-
лоида (рис).
БЁТА-СЧЁТЧИК — см. Счетчик
бета-частиц,.
Б ЁТ А-СЪЁМКА — метод поисков
месторождений радиоактивных руд,
осн. на измерении интенсивйдстй
БЕТАТРОН
59
p-излучения горных пород. Б.-с.
производится на земной поверхно-
сти при исследованиях ореолов рас-
сеяния радиоактивных элементов в
поверхностном слое горных пород
или почв. Съемка производится с по-
мощью радиометров, имеющих в
блоке приемника радиоактивных из-
лучений неск. параллельно вклю-
ченных газонаполненных счетчиков
бета-частиц с самостоят. разрядом.
Т. о., при Б.-с. регистрируется также
и у-излучение горных пород. Б.-с.
выделяются не только солевые оре-
олы радиоактивных элементов, но
и ореолы эманационные, обусловл.
^-излучением продуктов распада
эманаций. Б.-с. позволяет выявлять
ореолы рассеяния урановых руд с
резко сдвинутым в них смещением
радиоактивного равновесия в сторону
нед о ст аткар ад и я.
БЕТАТРОН (индукцион-
ный ускоритель элект-
ронов) — циклич. нерезонанс-
ный ускоритель заряженных частиц,
в к-ром электроны ускоряются вих-
ревым электрич. полем, создаваемым
перем, магнитным потоком. Ускоре-
ние частиц происходит в тороидаль-
Рис. 1. Бетатрон для дефектоскопии
стальных изделий толщиной 400 —
600 мм.
ной вакуумной камере ускорителя
Б.-, к-рая помещается в кольцевом
воздушном зазоре магнита уско-
рителя. Устойчивость движения
электронов обеспечивается магнит-
ной фокусировкой частиц вускорителе.
Необходимое для фокусировки рас-
пределение магнитного поля вблизи
орбиты частиц создается формой по-
люсов магнита. Магнит Б. имеет
центр, сердечник (рис. 1), в к-ром
величина магнитной индукции в
Рис. 2. Относит, глубинные Дозы
тормозного излучения в водяном фан-
томе для бетатрона на 15 и 30Мэв,
для радиоактивного изотопа кобаль-
та (ср. энергия излучения 1,25 Мэв)
и для пучка электронов с энергией
30 Мэв. На графике: Р —мощность
дозы; Р10— мощность дозы на глубине
10 см; d — глубина в фантоме; f (d) —
относит, глубинные дозы (в%%).
неск. раз превосходит величину на-
пряженности поля в воздушном за-
зоре.
Б. применяется для ускорения
электронов до энергий от неск. Мэв
до неск. сотен Мэв. Получаемые в Б.
пучки быстрых электронов и жест-
кие у-лучи используются для иссле-
довании в области атомного ядра,
а также в медицине и технике (бе-
татронная гамма-дефектоскопия).
Верхняя граница энергий электронов,
достигаемых в Б. (сотни Мэв), опре-
деляется потерями энергии электро-
нов на излучение. Принцип построе-
ния Б. предложен Р. Видероэ (1928)
и реализован Д. Перстом (США, 1940).
Совр. Б. для мед. целей рассчита-
ны на энергию ускоренных электро-
нов 15—30	(рис. 1 п 2 па табл.
60
БЕТАТРОННАЯ ГАММА-ДЕФЕКТОСКОПИЯ
VII). Для. терапии чаще всего ис-
пользуется тормозное излучение,
возникающее при попадании уско-
ренных электронов на мишень, ре-
же — поток ускоренных электро-
нов, направляемых непосредств. на
объект облучения. При одной и той
же дозе в опухоли (рис. 2) с увели-
чением энергии доза на входе пучка
уменьшается, а на выходе — увели-
чивается. При использовании Б. мень-
ше повреждаются предлежащие по
Рис. 3. Бетатронная установка на 25
Мэв для лучевой терапии: 1 — вен-
тиляторы охлаждения; 2 — бетатрон;
3 — указатель оси луча; 4 — штурвал
Поворота; -5—лебедка подъема и спуска.
отношению к опухоли ткани. Макс,
значение дозы перемещается на глу-
бину.
Начинает находить применение лу-
чевая терапия, использующая поток
быстрых электронов (см. Электрон-
ная терапия). Преимущество эле-
ктронов, в отличие от тормозного
7-излучения, заключается в пределе
их проникновения. В результате
здоровые ткани, лежащие глубже
опухоли, не повреждаются. Электрон-
ная терапия находит применение
при относительно неглубоких за-
леганиях опухолей (до 5—6 см). В
установках для лучевой терапии
(рис. 3) бетатрон подвешивают к
потолку и снабжают дистанционным
приводом.
БЕТАТРОННАЯ ГАММА-ДЕФЕК-
ТОСКОПЙЯ — метод обнаружения
дефектов в металлич. и железобе-
тонных изделиях путем просвечива-
ния их 7-квантами высокой энергии.
Источником 7-излучения служат бе-
татроны и синхротроны (первона-
чально применялись бетатроны, от-
сюда и назв. метода).
БЕТАТРОННАЯ РАДИОГРА-
ФИЯ— см. Бетатронная гамма-де-
фектоскопия.
БЕТАТРОННЫЕ КОЛЕБАНИЯ
(свободные колебани я)—
колебания частиц около устойчивой
орбиты, происходящие в циклич.
ускорителях заряженных частиц под
действием фокусирующих сил маг-
нитного поля. Б. к. впервые были
изучены на бетатроне, чем и объяс-
няется их назв.
БЕТАТРОННЫЙ РЕЖИМ УСКО-
РЕНИЯ — режим ускорения за-
ряженных частиц, при к-ром они
приобретают энергию за счет вихре-
вого электрич. поля, возникающего
благодаря изменению магнитного по-
тока. Этот режим осуществляется при
ускорении электронов в бетатро-
нах, а также во многих синхротро-
нах, где он применяется в качестве
1-й стадии ускорения электронов до
скорости, практически равной ско-
рости света, (до энергии 2—4 Мэе).
Б. р. у. применяется также длянач.
стадии ускорения протонов в син-
хрофазотроне.
БЕТАУРАНОТЙЛ — минерал, по-
лиморфная разновидность уранофана,
Ca(UO2)2 [SiO2O6] (ОН)2-5,5Н2О; со-
держит 64,5—66,9% UО8. Кристалли-
зуется в моноклинной системе в виде
игольчатых, призматич., реже таб-
литчатых кристаллов. Цвет буровато-
орапжево-желтый или зеленовато-
желтый; блеск стеклянный,смоляной,
алмазовидный, иногда матовый. Тв.
4—5; уд. в. 3,95—4,08. Встречается
в зоне окисления гидротермальных
месторождений урана и иногда в
пегматитах. Один из источников из-
влечения урана.
БЕТАФЙТ — минерал, разновид-
ность пирохлора с повышенным со-
держанием UO3 — от 9,64% до 28,6%.
Обнаружен впервые близ г. Бе-
тафо на о-ве Мадагаскар. Отсюда
назв.
БЕТА-ЭЛЕКТРО ИНОЕ РЕЛЕ —
быстродействующее сигнальное или
регулирующее устройство, применяе-
мое в стрелочных измерит, приборах
(амперметры, вольтметры, манометры
БИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА
61
и др.). На стрелку прибора наносит-
ся незначит. количество р-актпвного
вещества (20 мккюри). За шкалой
прибора, на подвижном секторе,
укрепляется малогабаритный счетчик
бета-частиц, к-рый располагается
так, чтобы его чувствит. область
приходилась на диапазон регулиро-
вания в пределах шкалы прибора.
Если отклонения параметра таковы,
что стрелка уходит из чувствит. об-
ласти счетчика, то ток в нем прекра-
щается, и в его цепи возникает сиг-
нал, извещающий об отклонении ре-
гулируемого параметра и возбуждаю-
щий систему регулирования. Б.-э. р.
может также применяться для счета
предметов и др.
БИОЛОГЙЧЕСКАЯ ВРЕДНОСТЬ -
степень воздействия излучения на
организм человека. Б. в. данного
вида излучения зависит от следую-
щих факторов: 1) потока излуче-
ния, в свою очередь зависящего от
мощности источника излучения, рас-
стояния от источника излучения до
приемника, геометрии источника из-
лучения и материала защиты, рас-
положенной между источником из-
лучения и приемником; 2) энергии
источника излучения; 3) поглощения
телом человека (приемником); 4) от-
носительной биологической эффектив-
ности. Б. в. равна произведению
потока излучения, энергии, погло-
щенной телом человека, и относит,
биологич. эффективности.
БИОЛОГЙЧЕСКАЯ ЗАЩЙТА —
1) Экран или система экранов из
защитных материалов, снижающих
интенсивность излучения до безопас-
ного для человека уровня. Экраны
устанавливаются между источником
излучения и зоной, где находятся
или могут находиться люди. Выбор
материала для экрана определяется
видом излучения. Большое значение
имеет порядок расположения слоев
материалов. Напр., для защиты от
нейтронов в 1-м слое применяют во-
дородсодержащие вещества, хорошо
замедляющие нейтроны, во 2-м —
вещества, хорошо поглощающие у-лу-
чи, образовавшиеся в результате
захвата замедлившихся нейтронов.
Таких чередований слоев м. б. не-
сколько.
Б. з. представляет собой также
устройство, снижающее интенсив-
ность излучения непосредственно из
ядерного реактора. В активной зоне
реактора (с отражателем) происхо-
дит цепная реакция деления, со-
провождающаяся интенсивным нейт-
ронным п ^-излучением. Наличие
мощных потоков этих излучений,
имеющих широкий спектр энергий,
требует создания массивной Б. з.
Конструкция и материалы защиты
зависят от целевого назначения реак-
тора, его типа и мощности. Напр.,
в стационарных реакторах, где ог-
раничение веса и размеров защиты
нс имеет существ, значения, исполь-
зуются в основном наиболее деше-
вые и легкодоступные материалы —
вода, бетон, песок и т. д.; в энер-
гетич. реакторах для транспортных
установок, где вес и размеры имеют
решающее значение, для создания
малогабаритной защиты применяют-
ся наиболее эффективные и дорогие
материалы — свинец, карбид бора,
бораль, гидриды некоторых метал-
лов, сталь. Поскольку вес защиты в
реакторах • исчисляется тоннами, а
в мощных стационарных реакторах
даже тысячами тонн, при выборе
материалов защиты важна их
стоимость.
Б. з. предусматривает также за-
щиту системы отвода тепла (трубо-
проводы, насосы, теплообменники),
тракта извлечения и транспортиров-
ки отработавшего горючего, тепло-
вых колонн и выводимых пучков
излучений и т. д. Необходимость
Б. з. вызывается активацией тепло-
носителя. Материал защиты должен
хорошо поглощать у-лучи, т. к. вто-
ричная у-активность, наведенная в
теплоносителе, является наиболее
опасной. К таким материалам, со-
держащим элементы с большим атом-
ным весом и большой плотностью,
относятся свинец, железо, тяжелый
бетон.
В реакторах, теплоноситель к-рых
одновременно является раствором
циркулирующего горючего, необхо-
дима защита контура отвода тепла
не только от у-лучей, но и от нейтро-
нов. Нейтронное излучение из теп-
лоносителя возникает в результате
•62
БИОЛОГИЧЕСКИЙ КАНАЛ
испускания запаздывающих нейтро-
нов продуктами деления U пли Ри.
Т. к. время циркуляции тепло-
носителя в контуре сравнимо со вре-
менем, в течение к-рого продолжает-
ся испускание запаздывающих нейт-
ронов, то нейтронная активность теп-
лоносителя таких реакторов м. б.
значительной даже в точках конту-
ра, удаленных от активной зоны. В
этом случае для ослабления потоков
нейтронов используются материалы,
хорошо замедляющие и поглощаю-
щие нейтроны,— вода, бетон, бор,
литий. Б. з. таких реакторов весь-
ма громоздка и дорога.
При проектировании Б. з. являет-
ся предметом тщательных расчетов
и многочисл. экспериментов. При
этом в каждом отдельном случае
учитываются особенности защиты,
к-рая практически всегда бывает «ис-
порчена» проходящими через нее тру-
бопроводами и конструктивными де-
талями, ухудшающими свойства за-
щиты.
Обязательное наличие массивной
Б. з. является существ, недостатком
ядерных установок, т. к. Б. з. значи-
тельно увеличивает их вес, ограничи-
вая тем самым их использование длй
транспортных целей. Однако благо-
даря соответствующему подбору ма-
териалов и наиболее разумному их
расположению вес защиты может
быть сведен к минимуму, что делает
возможным применение ядерных ре-
акторов в качестве источников энер-
гии для крупных морских судов.
2) Биология. методы защиты орга-
низма от действия ионизирующего
излучения, в частности медикамен-
тозная профилактика лучевого пора-
жения (см. Профилактика лучевой
болезни). Ее цель — создание усло-
вий, понижающих радиочувствитель-
ность организма в момент облуче-
ния. Методы Б. з. основываются
на представлениях о механизме
биологического действия ионизирую-
щего излучения.
Наиболее изученными методами
Б. з. являются: при облучении одно-
клеточных организмов, семян расте-
ний и культуры тканей — облучение
в безводной среде, при низком пар-
циальном давлении кислорода и при
пониженной темп-ре; у многокле-
точных организмов известный за-
щитный эффект можно получить при
облучении в состоянии анабиоза
(хладнокровные) и зимней спячки;
как и в случае одноклеточных орга-
низмов, облучение при пониж. со-
держании кислорода служит удов-
летворит. Б. з. Из медикаментозных
препаратов защитным действием об-
ладают вещества, содержащие сульф-
гидрильные группы (цистеин, глю-
татиои, меркаптосоедипсния), акцеп-
торы кислорода (цианиды), некото-
рые витамины (пиридоксин, рибо-
флавин).
БИОЛОГИЧЕСКИМ КАНАЛ —
канал внутри защитной стенки ядер-
пого реактора {биологической защи-
ты), служащий для изучения биоло-
гия. действия ионизирующего излу-
чения реактора (нейтронов, 7-излу-
чения). Б. к. бывают вертикальные
и горизонтальные. Подвергаемые об-
лучению животные помещаются в
спец., обычно герметически закры-
тую камеру, в к-рую нагнетается
воздух. Наблюдение осуществляется
с помощью дистанц. приборов. Доза
ионизирующего излучения в Б. к.
нарастает по мере приближения жи-
вотного к центру реактора. Б. к.
является удобным приспособлением
для изучения действия излучения
в больших дозах.
БИОЛОГИЧЕСКИМ ЭКВИВА-
ЛЕНТ РЕНТГЕНА {бэр) — коли-
чество любого вида излучения, эк-
вивалентное по своему биология, дей-
ствию 1 р рентгеновских лучей. По-
нятие бэр является относит., т. к.,
напр., нейтроны при однократном
облучении в 5 раз эффективнее 7-лу-
чей, в случае же повторных воздей-
ствий их биология, эффективность
превышает биология, эффективность
7-излучения в И раз. Поэтому тер-
мин «бэр» для характеристики ве-
личины дозы излучения употребляет-
ся редко.
БИОЛОГЙЧЕСКИЙ ЭКРАН —
экран, устанавливаемый между .ис-
точником излучения и местом, где
находятся или могут находиться лю-
ди. Б. э. может быть стационарным,
или подвижным, последний позво-
ляет приближаться к источнику-$3-
БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
63
лучения и производить необходимые
работы при помощи манипулятора,
наблюдая через защитное стекло.
Б. э. защищает либо всего человека,
либо отдельные части его тела в за-
висимости от интенсивности источ-
ника излучения и биологической вред-
ности данного вида излучения. См.
Биологическая защита.
ВИОЛОГЙЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ
ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЁ-
НИЯ — механизм действия ионизи-
рующего излучения па растит, и жи-
вотные организмы. В результате воз-
действия излучения в тканях последо-
вательно протекают след, процессы:
1) поглощение энергии излучения ве-
ществом ткани; 2) размен физич. энер-
гии на химич.; 3) физпко-химпч. реак-
ции последействия; 4) бпологич. реак-
ции целостных многоклеточных или
одноклеточных растит, и животных
организмов. При попадании в веще-
ство ткани а- или ^-частиц, последние,
обладая определ. энергией, выбивают
электроны из атомов или молекул,
образуя пары ионов (отрицат. ионом
является выбитый электрон, а по-
ложит. ионом — атом пли молекула,
лишенные электрона). Чем больше
энергия заряженной частицы, тем
большее количество пар ионов об-
разуется при прохождении ее через
вещество. Заряженные частицы, об-
ладающие одинаковой энергией, об-
разуют одинаковое количество пар
ионов, но в зависимости от скорости
прохождения частицы через веще-
ство плотность ионизации м. б. раз-
личной. Т. о., а-частица, .имеющая
меньшую скорость, нежели р-частица,
растрачивает свою энергию при про-
хождении через вещество на мень-
шем расстоянии й вызывает гораздо
большую, чем f-частица, плотность
ионизации.
у-квант или рентгеновское излу-
чение, попадая в вещество ткани,
теряет свою энергию при ударе об
электроны и может отдать энергию
либо сразу полностью (фотоэффект),
либо частично (комптон-эффект). В
обоих случаях образуются быстро
лётящие * электроны отдачи, ко-
торые, так же как а- и р-частицы,
растрачивают свою энергию па иони-
зацию. у- и рентгеновское излуче-
ние— глубоко проникающее; оно
создает небольшую плотность иони-
зации.
Нейтроны, подобно 7- или рентге-
новскому излучению, передают свою
энергию при столкновениях с час-
тицами вещества, но, в отличие от
них, сталкиваются не с электронами,,
а с ядрами (т. к. масса у нейтрона
значительно превышает массу элект-
рона и при их столкновении энер-
гия нейтрона по закону взаимодей-
ствия масс заметно не уменьшится).
За счет энергии нейтронов в ве-
ществе образуются быстро летящие
ядра отдачи. Последние, являясь за-
ряженными частицами, так же как
а-частицы, растрачивают свою энер-
гию на ионизацию. Т. о., все виды
излучения в конечном итоге ведут
к процессу ионизации среды. Нейтро-
ны, помимо эффекта ионизации, соз-
дают еще наведенную активность.
В процессе соударения с ядрами
вещества быстрые нейтроны замед-
ляются, захватываясь затем ядрами
атомов. При этом могут образовы-
ваться радиоактивные изотопы. Пос-
ледние, распадаясь, могут испус-
кать 0-частицы и ^-кванты и также
ионизировать среду.
При действии проникающей ра-
диации процессы ионизации при
размене энергии сопровождаются
испусканием ультрафиолетового из-
лучения, часть которого может
поглотиться молекулами и при-
вести их -в состояние возбужде-
ния.
Если такой эффект ионизации и
возбуждения (первичный механизм
действия) происходит в органич. мо-
лекулах вещества (белковые моле-
кулы, липопротеиновые комплексы
и др.), говорят о прямом действии
излучения. Но в организме содер-
жится до 70% и более воды; поэтому
первичные процессы ионизации про-
исходят и в молекулах воды. Обра-
зующиеся положит, и отрицат. ионы
воды (Н2О + и Н2О“) нестойки и,
распадаясь, дают гидроксильные и во-
дородные ионы и радикалы (Н2О + ->-
->Н+ + ОН; Н2О-> Н 4- ОН'). По-
следние могут вступать в различные
соединения друг с другом, рекомби-
нируясь или же образуя (в присут.
64
БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
ствип свободного кислорода) новые
соединения, среди к-рых особое зна-
чение имеет образование перекиси
водорода (Н2О2) и гидроперокспда
(НО2). Перекись водорода и, осо-
бенно, гидропероксид-радикал об-
ладают большой химич. энергией и
могут вызвать последующие химич.
изменения в тканях (см. Активи-
рованная вода). В этом случае воз-
никает непрямое действие излучения.
Имеются эксперимент, основания
придавать большее значение непря-
мому механизму в происхождении
изменений биологич. субстрата. Од-
нако расчеты показывают, что при
облучении животных смертельными
дозами происходит весьма незначит.
выход энергии, в результате отдачи
к-рой повреждается только неболь-
шое число молекул ткани. Подсчи-
тано, что при летальном облучении
разрушается 1 из 10 000 000 моле-
кул, хотя исходом такого облучения
является гибель животного.
Сторонники теории прямого дей-
ствия излучения (англ, ученый
Д. Ли, амер, ученый Р. Циркль)
для объяснения вышеуказ. несоот-
ветствия создали теорию чувствит.
объемов — мишени теорию, соглас-
но к-рой в ядре клетки имеется чув-
ствит. объем, во много раз меньший,
чем объем клетки. Достаточно попа-
дания в этот объем одной или неск.
ионизирующих частиц для того, чтобы
произошло поражение всей клетки.
Чувствит. объемы различных, клеток
неодинаковы по своим размерам и
по своей относит, чувствительности.
При помощи теории вероятности объ-
ясняются кривые выживаемости объ-
ектов в зависимости от природы и
дозы излучения, геометрии распре-
деления ионных роев, размеров, чув-
ствительности мишеней и т. д. (см.
Выживаемость). Однако эксперимен-
ты показали, что облучение «голых»
ядер вызывает изменения и мута-
ционные процессы только при оч.
больших дозах облучения; облуче-
ние цитоплазмы также приводит
к радиобиология, эффектам; кроме
того, тщательные вычисления пока-
зали (даже при принятии основных
закономерностей теории мишенп) не-
соответствие между дозой облучения
и радиобиология, эффектом, обус-.
лов ленным определ. размерами чув-
ствит. объемов. В последнее время
это противоречие пытаются ликви-
дировать представлением о «мигра-
ции» энергии. Ионизирующая ча-
стица, попадая в любой фрагмент
вещества (крупная белковая моле-
кула, надмолекулярный агрегат),
отдает энергию, которая «мигрирует»
по структуре в место на?1меньшего
структурного сопротивления, где и
производит разрушение.
Основываясь на представлении о
непрямом действии, амфр. ученый
Э. Баррон выдвинул предположение,
согласно к-рому причина несоответ-
ствия между дозой облучения и радио-
биология. эффектом заключается
в поражении (через действие свобод-
ных радикалов) соединений, имею-
щих сульфгидрильные (SH) группы.
Подобное воззрение обосновывалось
тем, что вещества, соде-ржащие сульф-
гидрильные группы, будучи вве-
денными в организм перед облуче-
нием, оказывают защитное действие;
при облучении этих веществ in vitro
(в пробирке) они легко' окисляются
в водной среде. Вещества, содер-
жащие SH-группы, избирательно по-
ражаются при облучении, что ведет
к развитию ряда последующих из-
менений (за счет инактивации сульф-
гидрильных ферментов)5 Однако до
сих пор не доказана избирательность
поражения в организме сульфгид-
рильных соединений после облуче-
ния ввиду наличия в протоплазме
клеток мн. др. хорошо окисляемых
соединений. Кроме того, эта теория,
как и ряд др., объясняющих про-
исхождение лучевого поражения как
результат избират. повреждения ка-
кой-либо (или каких-либо) фермент-
ной системы, не отвечает на вопрос
о том, почему нельзя наблюдать эти
повреждения" непосредственно после
облучения, и они обнаруживаются
только через определ. промежуток
времени (скрытый, или инкубац., пе-
риод). Наличие скрытого периода
говорит в пользу теории непрямого
действия и дает основание нек-рым’
исследователям (напр., сов. уче-
ному Б. Н. Тару сову) высказывать
соображение о возникновении в ор-
БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕЮ ИЗЛУЧЕНИЯ
65
ганизме после облучения самоуско-
ряющихся цепных реакций (работы
сов. ученого Н. Н. Семенова и его
сотрудников). С этой точки зрения
закономерности, свойств, развитию
лучевого поражения, обусловлены ки-
нетикой физико-химич. реакций, воз-
иикаюмшх при облучении. По мне-
нию Б. Н. Тарусова, теория цепных
реакций приложима к объяснению ме-
ханизмов лучевых поражений, при-
чем, чем больше доза облучения,
тем больше вероятность возникно-
вения и полного развития цепной
реакции.
При эксперимент, изучении на жи-
вотных лучевой болезни исследова-
тели обна живали различные из-
менения в Облученном организме.
Нек-рым из этих изменений придает-
ся значение в развитии (патогенезе)
всего заболевания в целом. Выска-
зывалось предположение о зна-
чении изменения проницаемости кле-
точных оболочек. Считается дока-
занным появление в организме после
облучения токсичных веществ. Раз-
личными исследователями указыва-
лись мн. токсич. факторы, обнаружи-
ваемые в крови и играющие, якобы,
патогенетич. роль в развитии луче-
вой болезни; токсич. вещества, вы-
рабатываемые в кишечнике и про-
никающие в кровь; бактериальные
вещества, вызывающие повышение
темп-ры; иищеварит. ферменты и «эн-
теротоксины»; лейколизины (из кост-
ного мозга) и лимфолизины (из селе-
зенки и лимфоузлов), гемолизины (из
печени и селезенки) и др. (см. Ток-
семия лучевая). Наиболее распро-
странено представление, что пато-
генетич. роль в развитии лучевой
болезни играет гистамин и гистами-
ноподобные вещества, образующиеся
в организме при облучении (см. Гис-
таминовая теория).
Считается доказанным развитие в
тканях организма после облучения
состояния гипоксии. Это подтвер-
ждается резким угнетением всех ме-
зенхимных клеточных элементов, ги-
пертрофией и пролиферацией астро-
цитов в центральной нервной систе-
ме е нарушением утилизации кис-
лорода в мозгу после облучения.
Большое значение придается пер-
3 «Атомная энергия»
вичпым изменениям в центр, нерв-
ной системе и рецепторных аппара-
тах, следствием чего являются раз-
личные трофпч. расстройства в тка-
нях и органах, нарушение коорди-
нации функций и др. Весьма существ,
является нарушение функции систе-
мы гипофиз — кора надпочечников.
Аутосенсибилизация или иммуни-
зация организма к его собств. дена-
турированным белкам, образующим-
ся в результате облучения и после-
дующего некроза тканей, может, по
мнению мп. исследователей, также
играть роль в патогенезе лучевых
поражений. Однако теории аутосен-
сибилизации противоречит тот факт,
что общее облучение тела приводит
к ослаблению способности животных
вырабатывать антитела.
Большое значение имеет происхо-
дящая под действием окислителей
деполимеризация сложных органич.
соединений, в частности молекул бел-
ковых комплексов, высокополимер-
ных нуклеиновых кислот (дезокси-
рибонуклеиновая к-та, или ДНК),
углеводно-белковых комплексов (му-
кополисахаридов) . Н емаловажную
роль играет нарушение синтеза рибо-
нуклеиновых кислот и богатых энер-
гией фосфорных соединений.
Приведенные основные теоретпч.
предпосылки к пониманию механиз-
ма биологич. действия ионизир. из-
лучения свидетельствуют о большой
сложности всех изменений, насту-
пающих в облученном организме.
Биологич. реакции, в зависимо-
сти от видов и дозы ионизирую-
щих излучений, могут приводить к
деструктивным изменениям живых
тканей и их гибели, что обусловли-
вает развитие различных форм лу-
чевых поражений (см. Ожог лу-
чевой , Вторичное лучевое поврежде-
ние и -др.), а также к изменению
обмена веществ в тканях и клетках,
что ведет к цитоплазматич. измене-
ниям и нарушениям биологич. про-
цессов в ядре и хромосомном аппа-
рате клеток; такие изменения могут
обусловливать приобретение клетка-
ми свойств злокачеств. роста (см.
Канцерогенное действие излучений)
и генетические последствия (см.
Генетическое действие излучений).
66
БИОФИЗИКА
БИОФИЗИКА (биологиче-
ская физика) — наука о физич.
и физико-хпмич. закономерностях
биологич. процессов и начальных ме-
ханизмах действия физич. факторов
(свет, звук, теплота, ультразвук, маг-
нетизм, электрич. ток, понизир. радиа-
ция и др.) на живые организмы. Б.
изучает закономерности процесса воз-
буждения, мышечного сокращения,
биоэлектрич. явлений, митогёпетич.
излучений, превращение энергии в
органах чувств, происходящее у жи-
вотных организмов при восприятии
внешнего раздражения (зрение, слух)
и механизм фотосинтеза у растений,
а также действия па живые ткани
звука, электромагнитных колебаний
и др. Б. тесно связана с радиобиоло-
гией, т. к. изучает первичные ме-
ханизмы биологического действия
ионизирующего излучения на расти-
тельные и животные организмы.
БИТУМ урансодержа-
щий — метаморфизованное орга-
нич. вещество с повышенным содер-
жанием урана. См. Углеродистое
вещество.
БЛИЖНЯЯ ЗОНА района
воздушного ядерного
(атомного) взрыва — зона,
огранич окружностью с радиусом,
не превышающим высоту взрыва.
В Бч з. основное поражение проис-
ходит под действием отраженной
ударной волны. Б. з. граничит с
дальней зоной (рис. к ст. Ударная
волна)
БЛОК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА —
то же. что тепловыделяющий эле-
мент.
БЛбКИНГ-ГЕНЕРАЮР —импуль-
сная схема на электронной лампе
(или лампах) для получения мощных
кратковрем. импульсов напряжения
или тока с крутым фронтом и боль-
шой амплитудой. Применяется в
различных электронных устройст-
вах ядерной физики (разрядник на-
копит. емкости, генератор серий
импульсов, сравнивающее устрой-
ство и др.).
Б.-г. даст импульсы длительностью
10“7 сек. при длине фронта 10“8 сек.
с амплитудой напряжения больше
100 в и тока в неск. сот ма. В про-
стейшем Б.-г. (рис.) цепью обрат-
ной связи служит импульсный транс-
форматор Тр, период повторения
импульсов определяется временем
разрядки конденсатора С на сопро-
тивление R, а длительность импуль-
са — временехМ зарядки конденсатора
С, длина фронта импульса существен-
но зависит от междуэлектродных
емкостей- лампы и междувитковых
емкостей трансформатора Тр. Вы-
ходной импульс с Б.-г. можно сни-
мать либо с малого сопротивления
(десятки <ш) в цепи катода (или
анода), либо с 3-й обмотки трансфор-
матора Тр.
БЛОКИРОВКА — комплекс уст-
ройств, исключающий возможность
пользования аппаратурой до тех пор,
пока не будут устранены условия,
допускающие аварийные режимы ра-
боты, опасные для здоровья обслу-
живающего персонала или оборудо-
вания. Напр., Б. управления реак-
тором исключает возможность пуска
реактора до ввода аварийной защи-
ты реактора, Б. дверей исключает
вход в помещение реактора при
наличии излучений, превышающих
допустимые нормы, и др.
БОЕВЙЕ РАДИОАКТЙВНЫЕ
ВЕЩЕСТВА — специально изготов-
ленные радиоактивные смеси для
поражения людей, заражения воз-
духа, местности, воды, боевой тех-
ники и т. п. Поражающее действие
Б. р. в. на человеч. организм ана-
логично действию радиоактивных ве-
ществ, образующихся при ядерном
взрыве. Б. р. в. изготовляются в
ядерных реакторах путем воздействия
потока нейтронов на различные хи-
мич. элементы (напр., сурьму, крем-
ний, фосфор, кобальт) или полу-
БОР
67
чаются из продуктов отхода при
делении изотопов урана и плутония
и включают большинство редкозе-
мельных элементов с небольшим
периодом полураспада. Возможно
изготовление a-, {$- и у-активных
Б. р. в. Они могут применяться в
виде жидких растворов, порошка,
тумана, дыма для поражения жи-
вой силы, заражения местности,
для сковывания маневра, воспреще-
ния использования различных объек-
тов оперативного или стратегия, зна-
чения (ж.-д. узлов, станций и т. п.).
Б. р. в. могут применяться при по-
мощи авиац. бомб, арт. снарядов,
мин, торпед и др. боеприпасов.
При небольшом расходе боеприпасов
Б. р. в. могут быть заражены зна-
чит*. площади с плотностью зараже-
ния от 1 до 5 кюрием2. Б. р. в. не об-
ладают вкусом, цветом и запахом,
их обнаружение производится с по-
мощью физич. приборов, регистри-
рующих излучение, дозиметрической
службой войск, флота и МПВО (при-
борами радиационной разведки), у-ак-
тивные Б. р. в. особо опасны для
живых организмов в силу прони-
кающей способности у-излучений.
Естеств. радиоактивный распад ис-
ключает возможность длит, хранения
значит, запасов Б. р. в. Для "(-ак-
тивных Б. р. в. требуется в боеприпа-
сах спец, оболочка для защиты обслу-
живающего личного состава. Харак-
терной особенностью действия Б. р. в.
на человеч. организм является на-
личие латентного (скрытого) периода,
по прошествии к-рого возникает лу-
чевая болезнь или симптомы мест-
ного поражения (напр., при попа-
дании на кожу). Значит, по времени
скрытый период действия на живые
организмы ограничивает применение
Б. р. в. в тактич. целях.
ВОЗЕ—ЭЙНШТЁИНА СТАТЙСТИ-
КА — квантовая статистика, при-
меняемая к системам тождеств, ча-
стиц с целым спином (фотонов, тс-ме-
зонов, а-частиц). Для одинаковых
частиц с целым спином, находящих-
ся в состоянии статистич. равнове-
сия, с учетом принципа тождествен-
ности одинаковых частиц, можно по-
лучить т. н. распределение Бозе —
Эйнштейна: среднее число невзаимо-
3*
действующих друг с другом частиц
iii в состоянии i с энергией Е^ равно:
__ 1
где к — Больцмана постоянная, Т —
абс. темп-pa, |i — т. н. химич. потенци-
ал. Для частиц с нулевой массой покоя
(папр., фотонов)" химич. потенциал
равен нулю. В этом случае E^hv^
(см. Фотон) и формула, определяющая
среднее число частиц в состоянии i,
наз. распределением Планка и имеет
вид:
1
ni — eh;ilkT_l •
Число • частиц, находящихся в каж-
дом состоянии, ничем не ограничено,
в отличие от Ферми — Дирака статис-
тики. Характерным свойством рас-
пределения Б.— Э. с. является его
поведение при стремлении темп-ры
к абс. нулю: все частицы переходят
в состояние с наименьшей энергией,
равной нулю (т. н. «конденсация»
газа Бозе—Эйнштейна). Частицы,
находящиеся в состоянии с энергией,
равной нулю, не обладают импуль-
сом и не вносят никакого изменения
в давление и полную энергию всего
газа; поэтому при темп-pax больше
абс. нуля поведение газа опреде-
ляется не полным числом частиц,
а числом частиц, имеющих не нуле-
вую энергию. Б.— Э. с. находит
широкое применение для описания
электромагнитного излучения в со-
стоянии равновесия (т. н. черного
излучения).
БОЛЬЦМАНА ПОСТОЯННАЯ —
универсальная постоянная, приме-
няющаяся в статистической физике,
связывающая значения абс. темп-ры
в градусах и в энергетич. едини-
цах (эргах) (темп-pa в эргах равна
произведению Б. п. на темп-ру в
градусах). Значение Б. п. равно
1,38042 • 10“ 16 эрг/град.
БОР В — химич. элемент III гр.
периодич. системы, п. и. 5, ат. в.
10,82. Состоит из 2 стабильных изо-
топов: В10 (ок. 19%) нВ11 (ок. 81%).
Содержание в земной коре состав-
ляет" 3-10"4% (по весу). Важней-
шие борные минералы: кернит
68
БОРАЛЬ
Na2B4O7-4H2O, бура Na2B4O7-10H2O
и др. Плоти, кристаллич. В 2,34
г/см3, аморфного — ок. 1,73 г/см3;
/°„л2300°, tQKUn2550a. В обычных
условиях химически довольно устой-
чив, в соединениях 3-валентен. По-
лучены искусственно радиоактивные
изотопы В с оч. малыми периодами
полураспада (доли сек.). При захвате
изотопом В10 нейтрона происходит
реакция: В10 (n,a) Li7 (Q = 2,8 Мэв),
к-рая используется для регистрации
нейтронов с помощью борных счет-
чиков и борных камер, наполн. газо-
образным фторидом BF3 или покры-
тых изнутри твердым карбидом
В4С. Для естеств. смеси изотопов
сечение реакции составляет о =
= 114 -£,1/2 барн (Е — энергия нейт-
ронов в эв), а для чистого В10 о =
= 626-Е^2 барн’, в случае тепловых
нейтронов для В10— ок. 3000 барн.
Обычно для изготовления счетчиков
нейтронов используют бор, обога-
щенный изотопом В10, что повы-
шает эффективность установки бо-
лее чем в 5 раз. Для обогащения
можно использовать методы тер-
модиффузии, изотопного обмена,
ректификации. Последний метод
наиболее прост и высокопроиз-
водителен, для этой цели могут
применяться жидкие соединения
В, напр. некоторые галогени-
ды. Для увеличения эффективно-
сти регистрации быстрых нейтро-
нов борные детекторы окружают
слоем замедлителя (парафин). Фильт-
ры из В применяются для опреде-
ления энергии нейтронов, т. к. по-
глощение нейтронов в фильтре про-
порционально Е 1/2. Борная к-та
Н8ВО8 и нек-рые др. соединения В
используются для приготовления све-
тосоставов сцинтилляционных счет-
чиков нейтронов.
В применяют для изготовления
управляющих стержней ядерных реак-
торов; В и его соединения исполь-
зуются также в качестве материалов,
защищающих от нейтронного излу-
чения, для экранировки нейтронных
счетчиков и т. д. Благодаря спо-
собности сильно поглощать нейтро-
ны В является чрезвычайно вредной
примесью к ядерному топливу и
конструкц. материалам для реакто-
ров. Примесь В к графиту в количе-
стве неск. миллионных долей де-
лает последний совершенно непри-
годным для использования в качестве
замедлителя. Поэтому ядерное го-
рючее и конструкц. материалы под-
вергаются тщат. очистке от В.
БОРАЛЬ — материал для защиты
от тепловых нейтронов, представляю-
щий собой смесь карбида бора (В4С)
с алюминиевым порошком, спрессо-
ванную при нагреве. Б. покрывается
тонким слоем алюминия (плакирует-
ся) и изготовляется в виде листов
размером ок. 2 м2 и толщиной до'
6 мм путем горячей прокатки (со-
держание В4С в Б. может достигать
50% по весу). Лист Б. толщиной
6 мм, содержащий 35% В4С по весу,
уменьшает поток тепловых нейтронов
в 108 раз. Плотность Б. 2,53 г{см3;
теплопроводность 0,10 кал/сек-см
при 93°; уд. теплоемкость 0,175
кал1г°С; точка размягчения 800°.
Б. не изменяет механич. свойств при
облучении плотным потоком нейт-
ронов, равным 2,6 х Ю19 п/см2, хо-
рошо сваривается в гелиевой атмо-
сфере, легко поддается механич. об-
работке.
БОРНАЯ КАМЕРА — иониза-
ционная камера для регистрации мед-
ленных нейтронов, объем к-рой на-
полнен к.-л. газообразным соединени-
ем бора (чаще всего фтористым бором
BF3), или электроды или стенки каме-
ры содержат примеси бора, или обли-
цованы бором или борным соедине-
нием (бор применяется потому, что
он имеет оч. большое сечение за-
хвата медленных нейтронов). Б. к.,
окруженная слоем парафина или др.
к.-л. замедлителем, может служить
для регистрации быстрых нейтронов.
Ионизац. ток в Б. к. образуется
а-частицами ядердой реакции В10
с нейтронами, В10 (и, a) Li7. Чувст-
вительность Б. к. к нейтронному
потоку от 5 X Ю“15 до 5 X 10 ~i4
а/см2-сек-п. Напряжение питания ка-
меры 500 в.
• БОРНАЯ СТАЛЬ (бористая
сталь) — сталь, используемая
для биологич. или тепловой защи-
ты, в к-рую для уменьшения из-
лучения жестких захватных у-лучей,
БОРЬБА С ВРЕДИТЕЛЯМИ
69
возникающих при поглощении ней-
тронов, добавляется бор. Бор имеет
большое сечение поглощения тепло-
вых нейтронов и излучает при их
поглощении мягкие 7-лучи с энер-
гией ок. 0,5 Мэв. Примесь бора
уменьшает как число нейтронов, да-
ющих жесткое ^-излучение из стали,
так и ее остаточную радиоактивность
в отношении:
CFePFe+gBPB
aFe*PFe
где р — число ядер в 1 см3; о — се-
чение поглощения тепловых нейтро-
нов; —= 0,0033. Величина R до-
°в
стигает 50 при содержании бора в
стали, равном 3% по весу. Дальней-
шее увеличение содержания бора
делает сталь хрупкой и непригодной
к механич. обработке.
БОРНЫЙ детектор — устрой-
ство для обнаружения или коли-
честв. определения нейтронов (бор-
ная камера, борный счетчик).
БОРНЫЙ СЧЁТЧИК — счетчик
для регистрации медленных нейтро-
нов, наполненный соединениями бора
(чаще всего трехфтористым бором,
принадлежащим к гасящим газам)
или имеющий электроды или стенки,
покрытые веществом, содержащим
бор (карбид бора или буру). Действие
Б. с. основано на ядерной реакции
В10 (п, a) Li7, к-рая имеет оч. боль-
шое поперечное сечение на медлен-
ных нейтронах. Конструкция Б. с.
аналогична конструкции обычного
пропорционального счетчика. Для уве-
личения эффективности Б. с., к-рая
определяется вероятностью захвата
нейтрона ядрами бора, часто в ка-
честве наполнителя используется бор,
обогащенный изотопом В10. Счетная
характеристика имеет широкое плато
счетчика, поскольку импульсы от
а-частиц в нем однородны по вели-
чине и значительно превышают им-
пульсы от фона. Эффективность Б. с.
для медленных нейтронов состав-
ляет более 5%, а с обогащенным
бором — св. 20%. Б. с. часто при-
меняются для измерения числа быст-
рых нейтронов. При этом Б. с., с
целью предварит, замедления нейтро-
нов, окружается слоем парафина или
воды. Напряжение питания от 800
до 2 000 е.
БОРОСКбп — система зеркал для
осмотра внутренних поверхностей
тонких длинных труб. Осмотр про-
изводится вращением всего прибора
и перемещением его по длине трубы.
Для освещения трубы на головке
прибора имеется лампочка. Б. обла-
дает оптич. дефектом: искривляется
плоскость изображения так,что центр
его кажется ближе, чем края. Это
оптическое искажение следует учиты-
вать особенно при фотографирова-
нии изображения. Б. пользуются
для. контроля состояния поверхно-
сти технологических каналов ре-
акторов.
БОРЬБА С ВРЕДИТЕЛЯМИ с.-х.
растений и с.-х. продук-
ции при помощи иони-
зирующих излучений.
Опыты показали перспективность
этого метода прежде всего в борьбе
с вредителями складов. В США
применялись для этой цели катод-
ные, рентгеновские и 7-лучи, в част-
ности 7-лучи ядерных осколков, по-
лучаемых в реакторах. В СССР оп-
ределена надежная доза облучения
зараженного зерна (10 тыс. р), до-
статочная для половой стерилизации
различных вредных насекомых в лю-
бой стадии их развития в зерне.
Вместе со стерилизацией понижалась
энергия питания жуков и ускоря-
лась их гибель. В СССР предложена
конструкция передвижных установок
для облучения запасов зерна при
перемещении его на конвейерной
ленте или при пропускании зерна
сквозь щели вокруг ячеек, заклю-
чающих в себе продукты деления ура-
на с низкой удельной активностью.
Для борьбы с вредителями-насеко-
мыми в полевой обстановке в США
и др. странах предложен метод
облучения соответствующих вреди-
телей в лабораториях с последую-
щими повторными рассеиваниями
стерилизованных насекомых с са-
молетов по обширной территории.
Спаривание стерилизованных осо-
бей с нормальными особями сущест-
венно понижает возможность нор-
мальных брачных встреч в природе.
70
БРАГИТ
Яйца же, отложенные в результате
спаривания, в к-ром хотя бы один
из партнеров был облучен, не раз-
виваются. Подобным рассеиванием
облученных вредителей удалось сни-
зить количество мух или даже пол-
ностью уничтожить их на нек-рых
океанских о-вах, застрахованных от
попадания (залета) новых особей
извне. Предполагается, что сочета-
ние облучения с химич. средствами
борьбы будет особенно полезно в
борьбе с такими злостными вредите-
лями, как хлебные клопы-черепаш-
ки, колорадский жук, свекловичный
долгоносик и др.
БРАГЙТ — минерал, то же, что
фергюсонит.
БРАННЕРИТ [назв. по им. амер,
геолога Дж. К. Браннера (G. С. Вгап-
пег, 1850—1922)] — минерал, тита-
нат урана, тория и иттрия. Химич,
состав переменный; содержит 31,8—
43,8% TiO2; до 29,9% UO2; 11,4—
42,4% UO3; до 7,4% редких зе-
мель; 0,3—8,4% ThO2. Кристаллы
призматич. облика, встречается так-
же в виде окатанных галек. Цвет
черный, блеск алмазный. Тв. 4,5—
6,5; уд. в. 4,56—5,43; радиоактивен.
Находится в магматич. кислых поро-
дах, грейзенах, кварцевых жилах
с вольфрамитОхМ и молибденитом,
в кварцево-карбонатных образова-
ниях, иногда в шерлово-мусковито-
вых пегматитах, вместе с эвксени-
том, а также в россыпях. Осо-
бенно широко развит Б. в докем-
брийских ураноноспых конгломера-
тах с золотом, тухолитом и насту-
раном в Канаде, где он является
источником получения урана.
БРЁГГЕРЙТ [назв. по им. нор-
вежек. минералога В. X. Брёггера
(W. Ghr. Brogger, 1851—1940)] —
минерал из группы уранинита. Со-
держит 38,8—72,3% UO2; 13,3—
41,3% UO3; 5,6—13,9% ThO2; 4,3—
16,7% РЬО; 1,5—4,5% редких зе-
мель. Кристаллизуется в кубич. си-
стеме, кристаллы имеют форму ку-
бов и октаэдров. Цвет черный, блеск
смоляной. Тв. 5—6; уд. в. 6,89—
9,62. Встречается в гранитных пег-
матитах вместе с уранинитом, ура-
ноторитом, торитом. Пром, скопле-
ния неизвестны.
БРЕНТА—ВИГНЕРА ФОРМУЛА—
формула, описывающая эффективные
поперечные сечения резонансных
процессов при ядерных столкнове-
ниях в зависимости от энергии на-
летающей частицы.
БРИДЕР — ядерный реактор-раз-
множителъ.
БРОМ Вт— химич. элемент VII гр.
периодич. системы, п. н. 35, ат. в.
79,916, относится к галогенам. Со-
стоит из 2 стабильных изотопов:
Вт79 (50,56%) и Вт81 (49,44%).. Со-
держание Вт в земной коре 1,6-10~4%
(весовых). Основным источником по-
лучения являются воды нек-рых со-
ляных озер. Красно-бурая тяжелая
жидкость, плотн. 3,12 г/сл?, 1°пл
—7,3°, t°KUn+59°. В неорганич.
соединениях обнаруживает перем,
валентность. Нек-рые из этих со-
единений применяются в качестве
окислителей в ядерной технике
(напр., КВгО3). Органич. производ-
ные Вт используются для обогаще-
ния радиоактивных изотопов и раз-
деления- ядерных изомеров Вт. На
примере этого элемента сов. ученым
И. В. Курчатовым с сотрудниками
была впервые установлена ядерная
изомерия у искусственно создавае-
мых радиоактивных ядер (изоме-
рия Вт80). В индикаторных иссле-
дованиях применяется Вг82 (Ту2 =
35,87 час.), получаемый облучени-
ем соединений В г нейтронами в ре-
акторе. Среди изотопов Вг, обра-
зующихся при делении урана, инте-
ресен Вг87 (Ti/2= 55,6 сек.), распад
к-рого сопровождается испусканием
запаздывающих нейтронов. Радиоак-
тивный Вг среднетоксичен.
БЫСТРЫЕ НЕЙТРОНЫ — нейт-
роны, обладающие энергией выше
100 Кэв. Термин'«Б. н.» обычно упот-
ребляется также в связи с распреде-
лением нейтронов, вызывающих деле-
ние в ядерном реакторе., по энергии.
Если деление в основном происходит
на Б. и., то реактор наз. реактором
на Б. н.
БЭР — см. Биологический экви?
валент рентгена.
ВАНАДИЙ
71
в
ВАКУУМНАЯ КАМЕРА УСКОРЙ-
ТЕЛЯ — камера, в к-рой давле-
ние газа снижено настолько, что
рассеяние ускоряемых заряженных
частиц на молекулах остаточного
газа не играет существ, роли. Фор-
ма В. к. у. определяется траек-
торией ускоряемых частиц: камеры
линейных ускорителей имеют вид
длинных цилиндров, камеры циклич.
ускорителей с постоянным полем —
форму плоских параллелепипедов или
круглых плоских коробок, камеры
ускорителей с переменным полем и
кольцевым магнитом близки по фор-
ме к тороиду.
Габаритные размеры вакуумной ка-
меры циклич. ускорителя зависят
от макс, радиуса орбиты ускоряемых
частиц, а также от амплитуды верти-
кальных и радиальных колебаний,
возникающих в процессе ускорения.
Высота и ширина сечениям, б. умень-
шены путем повышения точности из-
готовления магнита ускорителя и
силы магнитной фокусировки частиц
в ускорителе, а также сужения пуч-
ка при инжекции частиц в камеру
ускорителя. Они составляют обычно
в кольцевых ускорителях до 8—15%
радиуса орбиты.
Камера ускорителя не должна ис-
кажать магнитного поля. В. к. у.
с пост, полем изготовляются из не-
магнитного металла (нержавеющая
сталь, латунь), а верхняя и нижняя
крышки камеры часто делаются
стальными и являются одновременно
полюсными наконечниками. Чтобы
уменьшить искажения магнитного
поля, вызванные вихревыми токами,
В. к. у. с перем, магнитным полем
изготовляются из диэлектрика (стек-
ло, фарфор, кварц) или из спец,
сортов немагнитной стали с большим
удельным сопротивлением. Если ка-
мера изготовлена из диэлектрика,
то, чтобы предотвратить накопле-
ние зарядов, ее внутренняя поверх-
ность покрывается тонким заземлен-
ным проводящим слоем (аквадаг, се-
ребро, иногда платина), к-рый не
должен образовывать замкнутого
витка.
Получение нужного вакуума
(10“5—10“6 мм рт. ст.) в камерах
крупных ускорителей, объем к-рых
достигает десятков и сотен м3, яв-
ляется сложной технич. задачей. Та-
кие камеры имеют иногда двойные
стенки, между к-рыми поддерживает-
ся промежуточное давление. Для
откачки В. к. у. применяются не-
прерывно работающие высокопроиз-
водит. паромасляные насосы; только в
нек-рых небольших бетатронах при-
меняют отпаянные вакуумные каме-
ры. Конструкция В. к. у. должна
предусматривать размещение в ней
ускоряющих устройств ускорителя,
устройств для впуска частиц, мише-
ней, приспособлений для вывода час-
тиц из ускорителя и т. п.
ВАКУУМНЫЙ метод опреде-
ления РАДОНА В ВОДАХ—см.
Радон в водах.
ВАНАДАТОМЕТРЙЯ — метод ко-
личеств. химич. анализа, в к-ром
основным реагентом служат соеди-
нения ванадия, способного в опре-
дел. условиях обратимо изменять
свою валентность. Наибольшее зна-
чение приобрели объемные оксиди-
метрич. методы, в к-рых в качестве
окислителя применяется титрован-
ный раствор ванадата аммония. Тит-
рования производятся в кислой сре-
де с применением к.-л. окислительно-
восстановит. индикатора. В зависи-
мости от кислотности раствора окис-
лит. потенциал ванадата аммония
изменяется от 0,95 в в слабокислом
растворе до 1,45 в в 27 N Н2$О4,
что позволяет применять этот реа-
гент для избират. окисления одного
восстановителя в присутствии дру-
гого. В частности, В. широко при-
меняется для объемного определения
в растворе ионов урана IV в при-
сутствии фенилантраниловой кисло-
ты в качестве индикатора.
ВАНАДИЙ V — химич. элемент
V гр. периодич. системы, п. н. 23,
ат. в. 50,95. Изотопный состав при-
родного V: V50 (0,25%), V51 (99,75%).
У V50 обнаружена слабая радиоак-
тивность (Тц2 = Ю14 лет). Из ис-
кусств. радиоактивных изотопов
72
ВЛН-ДЕ-ГРААФА ЭЛЕКТРОСТАТИЧЕСКИЙ ГЕНЕРАТОР
важнейшим является V48 (Г- 2 =
= 16 дням), получаемый по реакциям:
Sc45 (а, п) V48, Ti47 (d, п) V48 и
Сг50 (d, а) V48. Содержание V в зем-
ной коре составляет 1,5«10~2% (по
’весу); образует ряд минералов:
V2S5— патронит, 3Pb5(VO4)4-Pl)C12—
ванадит и др. В природных соеди-
нениях V часто сопутствует урану;
разделение этих элементов ослож-
няется образованием в определ. ус-
ловиях уранованадатов. Металлич.
V имеет плотн. 6,0 г! см3, t°nA1700°,
t°hJln3000°—3400°. Металлич. V м. б.
получен термин, путем (восстанов-
ление V2O5 металлическим Al). Устой-
чив по отношению к растворам ще-
лочей и разбавленных кислот. При-
меняется в металлургии качествен-
ных спец, сталей, стойких сплавов
с Al, Си. С плутонием образует эв-
тектику (вблизи чистого Ри) с со-
держанием V<0,5%, г°„лб25°.
ВАН-ДЕ-ГРААФА ЭЛЕКТРОСТА-
ТИЧЕСКИЙ ГЕНЕРАТОР — см.
Генератор Ван-де-Граафа.
ВЕЗУВИАН — минерал из класса
силикатов, Са3А1г [Si04]2[ОН]4; со-
держит иногда до 10% ВеО (берил-
лиевый В.). Кристаллизуется в тет-
рагональной системе, характерны
призматич., реже дипирамидальные
кристаллы. Цвет желтый, зеленый,
.бурый, иногда черный; блеск стек-
лянный, жирный. Тв. 6,5; уд. в.
3,34—3,44. Впервые найден на Ве-
зувии (отсюда назв.). Встречается
в контактово-метасоматич. образова-
ниях совместно с гранатами, диоп-
сидом, эпидотом, кальцитом и др.
минералами, а также в метаморфич.
породах.
ВЕСА БЕСКОНТАКТНОЕ ИЗ-
МЕРЕНИЕ — метод измерения веса
с помощью радиоактивных излу-
чений (см. Толщины бесконтактное
измерение).
ВЕСОВОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТО-
РИЯ В РУДАХ — количеств, опре-
деление тория, основанное на взве-
шивании его окиси ТЬОг- После
переведения навески минерального
сырья в раствор осаждаются по-
луторные окислы металлов, к-рые
затем обрабатывают щавелевой
к-той. При этом оксалаты тория
и редкоземельных элементов- осаж-
даются, а железо, алюминий и др.
примеси остаются в растворе. После
отделения осадка оксалатов, содер-
жащих торий и редкие земли, они
озоляются и остаток растворяется
в азотной кислоте. Для отделения
тория от редких земель его в одном
случае осаждают из сильно кислой
среды в виде осадка йодата тория
(йодатный метод), к-рый затем об-
работкой щавелевой к-той вновь
переводят в оксалат. Оксалат тория
озоляется, прокаливается и взве-
шивается окись ТЬО2.
В др. случае азотнокислый раствор
солей тория и редких земель обра-
батывается пиридиновым буферным
раствором (пиридиновый метод), со-
здающим условия (pH=4), при
к-рых торий осаждается в виде
гидроокиси, а редкие земли остают-
ся в растворе. Осадок гидроокиси
тория прокаливается, если же гид-'
роокись тория окрашена следами
железа, ее превращают в оксалат
и затем прокаливают до окиси ThO2
и взвешивают. Весовой метод опре-
деления тория применим к анализу
минералов и горных пород, содер-
жащих более 0,5% тория. _•
ВЕСОВОЙ пероксйдньш мё
ТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ УРАНА -
количеств, метод определения урана,
основанный на том, что при действии
перекиси водорода на кислые раст-
воры урана, имеющие pH от 0,5
до 3,5, осаждается перекись урана
(UO4-2H2O). Осаждение лучше про-
изводить из азотнокислых или ук-
суснокислых растворов на холоде.
Мешающее действие ряда элемен-
тов, в т. ч. железа, устраняется
введением в испытуемый раствор
молочной, малоновой кислот или др.
комплексообразователей. Определе-
ние заканчивается взвешиванием
U3Og, полученной прокаливанием от-
фильтров. осадка перекиси урана.
Ввиду низкой чувствительности ме-
тод применим для определения вы-
соких содержаний урана.
ВЕСОМЕЕ РАДИОАКТИВНЫЙ —
прибор для измерения веса с по-
мощью радиоактивных излучений.
Представляет собой толщиномер ра-
диоактивный, шкала к-рого програ-
дуирована в соответствующих еди-
ВНИКИТ
73
ницах веса, приходящегося на еди-
ницу площади.
ВЕЯ—ВЙГНЕРА ФОРМУЛА — см.
Тепловыделения остаточного фор-
мулы .
ВЗРЫВНАЯ СИЛА ядерных
боеприпасов (их мощ-
ность или калибр) — вели-
чина выделяемой при ядерном взрыве
энергии, измеряемая тротиловым
эквивалентом в килотоннах (кт) или
мегатоннах (мт). Напр., если энергия
взрыва ядерного боеприпаса эквива-
лентна энергии, выделяющейся при
взрыве 20 тыс. т тротила, то В. с.
данного боеприпаса равна 20 кт.
Имеются ядерные боеприпасы различ-
ных калибров, обладающие самой
различной В. с.: 2, 10, 15,. 20, 50,
75, 200, 500 кт; 1,5 мт.
ВИЗУАЛИЗАЦИЯ БЕТАТРОН-
НОГО ГАММА-ИЗОБРАЖЁНИЯ —
получение оптич. изображения рас-
пределения интенсивности в сечении
несцентном преобразователе, на вход
к-рого проицируется пучок у-лучей
от бетатрона, прошедший через ис-
пытуемый объект (рис.). Преобразо-
ватель трансформирует -(-изображе-
ние в оптич. изображение, отбрасы-
ваемое плоским зеркалом на объек-
тив передающей телевиз. камеры.
Телевиз. изображение передается на
телевиз. приемник по проводному
или радиоканалу.
ВИЗУАЛЬНАЯ ГАММД-ДЕФЕК-
тоскопйя — см. Гамма-дефекто-
скопия.
ВИИКЙТ [назв. по им. финск.
геол. Ф. Виика (Wiik)] — минерал,
сложный окисел, илц силикртитапо-
танталониобат урана, йтт|>ия, каль-
ция и железа, перем, состава. Фор-
мула точно не устацовлщщ; содер-
жит: 5,0—19,9% Та2О5; 14,^32,4%
Nb2O5; 2,3—23,4% TiO2; 0,2—6,2%
Се2О5; 0,25—19,6% UO2; 0-12,3%
UO3;0;l—5,5% ThO2; 1,6—29,3% Y2Or
ихема установки для визуализации бетатронного т-изображения.
пучка у-лучей, прошедшего через
испытуемый объект (крупную метал-
лич. деталь, отливку). В. б. г.-и.
позволяет видеть внутреннюю струк-
туру объекта и его дефекты. Приме-
няется для контроля металлургия,
процессов и для изучения струк-
туры и качества металлов, у-лучи
высоких энергйй в установке для
В. б. г.-и. получают от бетатрона.
Оптич. картина возникает в у-люми-
Кристаллизуется в ромбич. си-
стеме, наблюдается преим. в виде вы-
делений неправ, формы. Цвет чер-
ный, коричневый различных оттен-
ков, красно-бурый, желтый и др.;
блеск смоляной, стеклянный, мато-
вый. Тв. 4—5,5; уд. в. 3,5—4,8. Ра-
диоактивен. Встречается в виде не-
прав. выделений в пегматитовых жи-
лах, совместно с биотитом, полевыми
шпатами, монацитом, магнетитом,
74
ВИЛЬСОНА КАМЕРА
ильменитом. Обычно тесно прорас-
тает с минералами группы самарски-
та, эвксенита, пирохлора, образуя с
ними однородные на вид массы. При
наличии пром, скоплении может слу-
жить источником .извлечения ниобия
и тантала.
ВЙЛЬСОНА КАМЕРА — прибор
для наблюдения следов заряженных
частиц. Применяется при исследова-
нии космич. лучей и ядерных про-
цессов. Действие В. к. основано на
свойстве ионов, находящихся в га-
зе, пересыщенном парами жидко-
сти, служить центрами образования
капель тумана этих паров, види-
мых простым глазом. Пересыщение,
необходимое для образования види-
мого следа частицы, создается
охлаждением находящегося в ка-
мере газа при его расширении.
Совр. В. к. состоит из 2 несообща-
ющихся между собой объемов — ра-
бочего и расширительного. Рабо-
чий объехМ заполняется обычно арго-
ном и смесью 70% этилового спир-
та и 30% воды, в расширит, объем
вводится к.-н. газ (воздух, азот). Эти
2 объема разделены между собой
либо резиновой мембраной, либо уп-
руго закрепленной перегородкой.
Расширение осуществляется посред-
ством быстрого выпуска газа из
расширительного’объема в атмосферу
через клапан. При этом резиновая
диафрагма или перегородка резко
опускается и в рабочем объеме ка-
меры происходит расширение. Сле-
ды частиц фотографируются через
стекло в передней стенке или верх-
ней крышке камеры, в зависимости
от ее конструкции. Во время фото-
графирования рабочий объем В. к.
освещается интенсивным параллель-
ным пучком света. Применяются В. к.
низкого, нормального и высокого
давления. С помощью В. к. можно
изучать также и частицы от ускори-
теля (напр., от синхроциклотрона).
Работа В. к. автоматизируется по-
средством ламповой схемы управле-
ния, и она может работать длит,
время без спец, надзора.
ВИСМУТ Bi — химич. элемент V
гр. периодич. системы, п. н. 83;
ат. в. 209,00. Природный Bi состоит
лишь из одного изотопа (возможно
а-радиоактивного с Тц2 > 1017 лет).
В радиоактивные семейства входит
неск. изотопов Bi: Bi214 (RaC),
Bi210 (RaE), Bi212 (ThC), Bi211
(АсС) и Bi213. Важнейший из
этих изотопов Bi210(RaE), Тц2= 5
дням. Получается в пром-сти облу-
чением природного Bi нейтронами
в ядерном реакторе по реакции (п, у);
при длит, облучении наряду с пяти-
дневным Bi210(RaE) образуется его
долгоживущий а-излучающий ядер-
ный изомер (Ti/2= 2,6-106 лет). Изо-
топ Bi210(RaE) входит в естеств. ра-
диоактивный ряд U238 им. б. выде-
лен из препаратов РЬ210 (RaD). Дол-
гоживущий изомер Bi210 в этом слу-
чае не был обнаружен.
Распространенность Bi в земной ко-
ре 2-10“5% (весовых). Из известных
в наст, время ок. 50 минералов пром,
значение имеют самородный Bi,
висмутин Bi2S3, галеновисмутин
PbS-Bi2S3 и др. Bi — металл, плотн.
9,80 г/см3, епл 271,3°, ^„1560°.
Характерные валентные состояния
3 и 5. При нагревании Bi окисляется
с образованием Bi2O3. Металл на хо-
лоде нерастворим в HG1, H2SO4 и
щелочах, растворим в HNO3. Бла-
годаря своим физико-химпч. свой-
ствам (низкая 1°пл, хорошая тепло-
проводность, химич. стойкость) и
малому сечению захвата медл.
нейтронов Bi широко применяется
в реакторостроении. В активной зоне
ядерных реакторов применяется рас-
плавленная смесь U и Bi. В зоне
воспроиз-ва реакторов использует-
ся суспензия Th3Bi5 в расплавлен-
ном Bi. Расплавленный Bi применяет-
ся в качестве теплоносителя в
реакторах.
В физико-химич. исследованиях ра-
диоактивные изотопы Bi применяют-
ся в качестве меченых атомов. С их
помощью изучалась адсорбция мик-
роколичеств Bi на различных поверх-
ностях; решалась проблема электро-
химия. разделения Po210(RaF), РЬ210
(RaD) и Bi210(RaE); исследовались
обмен Bi в ряде гомогенных и гете-
рогенных систем, кинетика окисли-
тельно-восстановит. реакций; изуча-
лась диффузия и в ‘металлич. Bi.
Мед. исследования показали, что
в живом организме радиоактивный
ВНУТРЕННЕЕ ОБЛУЧЕНИЕ
75
Bi концентрируется в злокачеств.
опухолях. Bi210 относится к числу
радиоизотопов с большой токсич-
ностью.
ВЛАГОМЕР нейтронный —
прибор для определения влажности
грунта в полевых условиях, осно-
ванный на замедлении нейтронов.
Устройство прибора аналогично кон-
струкции плотностемера грунта,
только вместо источника у-излучения
имеется полониево-бериллиевый ис-
точник быстрых нейтронов актив-
ностью 5 мкюри, а детектор у-излу-
чения заменяется детектором мсдл.
нейтронов. Быстрые нейтроны, попа-
дая в почву, замедляются (см. Замед-
ление нейтронов) за счет столкнове-
ний с ядрами водорода воды, содержа-
щейся в почве. Количество замедлен-
ных нейтронов будет пропорциональ-
но содержанию влаги в почве. Часть
их попадает в детектор медл. нейтро-
нов, вызывая электрич. ток в его це-
пи, величина к-рого является мерой
влажности. Прибор градуирован в
единицах влажности, дает показания
с точностью ±5% и исключает за-
держки, связанные с лабораторными
исследованиями.
ВНЕШНЕЕ ОБЛУЧЕНИЕ — об-
лучение от источника, находящегося
вне организма. В. о. может осущест-
вляться всеми видами ионизирующего
излучения, но практич. значение
имеют лишь v- и рентгеновское излу-
чение, быстрые и медленные нейтроны
и 0-излучение. В. о. а-частицами, вви-
ду их ничтожной проникающей спо-
собности, практич. значения не имеет,
т. к. одежда и резиновые перчатки
полностью защищают кожу от дей-
ствия а-частиц. Однако при система-
тич. загрязнении кожи а-излучаю-
щими веществами могут развиваться
хронич. поражения кожи — дерма-
титы. Эффект В. о. зависит от дозы,
характера и энергии излучения и от
распределения дозы ионизирующего
излучения во времени. Ср. Внутрен- |
нее облучение.
ВНЕШНИЕ ИСТОЧНИКИ ИЗЛУ-
ЧЕНИЯ — источники ионизирующе-
го излучения, находящиеся вне облу-
чаемого объекта. В. и. и. могут быть:
источники рентгеновского и у-излу-
чения (рентгеновские аппараты, прс-
параты радия, радиоактивный Со50,
Cs137); источники 0-излучения (чаще
всего Р32, а также бетатроны)', ис-
точники нейтронов (Ra-f-Be- препа-
раты, а также циклотроны и др.
типы ускорителей). Ускорители мо-
гут служить также источниками про-
тонов и дейтронов. Ядерный реактор
дает излучение, состоящее из ней-
тронов и у-лучей. В. и. и. широко
используются в физич. исследова-
ниях, радиац. химии, биологии и
медицине.
ВНЕШНЯЯ ЗОНА ВОСПРОИЗ-
ВОДСТВА — часть зоны воспроиз-
водства ядерного реактора, более
близкая к периферии, где доля урана
м. б. высокой, т. к. плотность выде-
ления энергии здесь низка и охлаж-
дение осуществляется легче. Нали-
чие 2 зон воспроиз-ва (внешней и
внутр.) вызывается большой нерав-
номерностью энерговыделения и
стремлением достигнуть возможно
большей доли воспроиз-ва материа-
ла на единицу объема.
ВНУТРЕННЕЕ ОБЛУЧЕНИЕ —
облучение организма, происходящее
от радиоактивного вещества, нахо-
дящегося внутри организма. В. о.
продолжается непрерывно до тех пор,
пока находящееся в организме ра-
диоактивное вещество не распадется
или же не будет выведено из него.
В. о. зависит от распределения ра-
диоактивного вещества в организме.
По характеру распределения в ор-
ганизме различают 4 основные груп-
пы радиоактивных веществ: равно-
мерно распределяющиеся по органам
и тканям (Na24, К40, Cs137 и др.);
скапливающиеся преим. в костном
скелете (Sr89, Sr90, Ra226, Р32 и др.);
'скапливающиеся в паренхиматозных
органах (Ru106, Ро210 и др.); веще-
ства, имеющие смешанный тип рас-
пределения (напр., Рн239 в костном
скелете и печени и т. д.).
Доза излучения, создаваемая ра-
диоактивным веществом при В. о.,
зависит от количества радиоактив-
ного вещества, находящегося в ор-
ганизме, характера излучения (а-,
0- или ^-излучатель), энергии излу-
чения, типа распределения и эффек-
тивного периода полувыведения (см.
Период полувыведения эффективный).
76
ВНУТРЕННИЕ ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЯ
Для расчета этой дозы можно поль-
зоваться след, приближ. формулами.
В случае 0-излучателей: доза d за
время t составит:
—	—0,693t
т )
где Т — период полураспада в днях,
— средняя энергия 0-частиц в Мэв,
t — время облучения в днях, а0 —
активность вещества в мкюри/см3.
В случае у-излучателей:
— 0,6931
dr (t)=35A a0Tg (1- е т ),
где 1( — ионизац. постоянная изо-
топа, g—геометрия, коэфф., зави-
сящий от размеров и формы облу-
чаемого тела и составляющий для
жестких у-лучей величину порядка
200. Биологич. действие В. о. зави-
сит от вышеуказ. факторов и выра-
жается в развитии острой или хро-
нич. лучевой болезни и возникнове-
нии отдаленных, последствий облуче-
ния, особенно опухолей, характер
и локализация к-рых зависит от ха-
рактера радиоактивных веществ и их
распределения в организме.
ВНУТРЕННИЕ ИС-
ТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕ-
ющиеся в пределах данного тела (об-
разца, детали) без участия внешних
нагрузок. Различают 2 вида В. и.:
временные (см. Температурные на-
пряжения) и остаточные, примерами
к-рых являются термопластич. тем-
пературные напряжения, фазовые на-
пряжения, а также напряжения после
неоднородной пластич. деформации.
Явления остаточного «роста» и раз-
рушения ^пепловыделяющих элемен-
тов в значит, мере определяются фа-
зовыми и температурными напряже-
ниями. В большинстве сварных, ли-
тых, механически и термически об-
работанных деталей реакторов, ус-
корителей и т. п. имеются остаточ-
ные напряжения, к-рые могут ока-
зывать как полезное влияние, вы-
читаясь из напряжений, вызываемых
внешними силами, так и вредное,—
складываясь с ними и приводя к ко-
роблению и разрушению. Остаточные
В.н.устраняютсянагревом (отпуском).
ВНУТРЕННЯЯ ЗОНА ВОСПРО-
ИЗВОДСТВА — часть зоны воспро-
изводства ядерного реактора, непо-
средственно примыкающая к актив-
ной зоне, где допустимая для запол-
нения ураном доля объема относи-
Таблица
НИЯ — радиоактивные вещества, попадающие внутрь организма и на- ходящиеся в нем. Био- логич. действие В. и. и. зависит от характера, и энергии излучения, типа их распределения в организме, периода полураспада и периода полу выв едения. В табл, приводятся характери- стики наиболее важ- ных В. и. и. Разнообразие свойств В. и. и. позволяет ши- роко использовать их для целей радиотера- пии, а также и диаг- ностики в качестве ме- ченых атомов (см. Ме- ченых атомов метод). ВНУТРЕННИЕ НА- ПРЯЖЕНИЯ-- напря- жения, уравновешива-	Изотоп	Характер излучения	Локализация	Период полураспада
	Н3 С14 р32 Са45 Fe54 К40 К42 Sr39 Sr90 ygi Zr95 Ru’o« J131 Хе133 Cs137 Ba140 La110 Ce114 ргиз Pm147 Ra220 Pu239 U238	P p P P.T P 8 V p РЛ p РЛ P,T РЛ РЛ РЛ p p «Л a,T a	равномерно равномерно кости кости эритроциты равномерно равномерно кости кости кости кости ретикуло-эндоте- лиальная сис- тема щитовидная же- леза равномерно равномерно кости кости кости, паренхи- матозные орга- ны (печень) печень печень кости кости, печень почки	12,6 лет 8,1•103 лет 14,3 дня 180 дней 10,9 лет 53 дня 30 лет 57 дней 65 дней 1 год 8 дней 5,3 дня 33 года 12,8 дня 40 час. 275 дней 13,8 дня 1620 лет 2,4-104 лет 1,6«105 лет
ВОДА
77
тельно мала, т. к. плотность энерго-
выделения высока и охлаждение за-
труднено.
ВНУТРЕННЯЯ КОНВЕРСИЯ —
переход возбужденного атомного яд-
ра в состояние с меньшей энергией
путем непосредств. передачи энергии
возбуждения электрону из окружаю-
щей ядро электронной оболочки или,
если энергия достаточно велика, по-
средством образования электронно-
позитронной пары. Если энергия пе-
редается одному из электронов обо-
лочки (из К, L и т. д. слоя), то вырван-
ный электрон имеет энергию, мень-
шую энергии у-кванта, испускаемого
при переходе в основное состояние, на
величину энергии связи электрона в
соответствующем слое. Такие электро-
ны получили назв. конверсионных. В
отличие от электронов бета-распада,
они имеют линейчатый спектр. Если
энергия у-кванта Е > 2т6с2, т. е.
1,02 Мэв, то возможен процесс В. к.
с образованием электронно-позитрон-
ной пары. В. к. сопровождается ис-
пусканием характсристич. рентгенов-
ских лучей (это испускание связано
с перестройкой электронной оболоч-
ки после вылета электрона). Явление
В. к. может быть использовано для
изучения спектров гамма-лучей ра-
диоактивных элементов и установ-
ления уровней атомных ядер (изме-
рение энергии конверсионных элект-
ронов с помощью магнитных бета-
спектромепгров является одним из
самых точных и распространенных
способов определения энергии у-кван-
тов). Знание коэфф. В. к.," предста-
вляющего отношение числа испущен-
ных конверсионных электронов к
числу излученных у-квантов (за еди-
ницу времени), позволяет получить
сведения об изменении спина ядра
в результате излучения.
ВНУТРЕННЯЯ ЭНЕРГИЯ — энер-
гия тела, зависящая только от его
внутр, состояния. В. э. Е тела цели-
ком определяется полной массой
покоя М тела с помощью соотноше-
ния Е=Мс2(с — скорость света).В.э.
тела является суммой энергии дви-
жения частиц, из к-рых состоит тело,
их энергии взаимодействия и энергии
покоя всех частиц. В состав В. э.
обычно включают и энергию электро-
магнитного излучения, к-рое запол-
няет объем, занятый телом. В. э. те-
ла, находящегося в тепловом равно-
весии при темп-ре Т, можно разде-
лить на 2 части: на тепловую энер-
гию и энергию системы при абс. нуле,
к-рая наз. нулевой энергией. Тепло-
вой энергией наз. часть В. э. тела,
к-рая м. б. им отдана при охлажде-
нии до абс. нуля без изменения час-
тиц, из к-рых состоит тело. При из-
менении частиц тела (ядерные и хи-
мич. реакции) изменяется и нулевая
энергия тела.
ВОДА Н2О — окись водорода. При-
родная В. содержит примесь окиси
дейтерия (HDO, ок. 0,03%) и воды
с тяжелыми изотопами кислорода:
Н2О18 (ок. 0,2%) и Н2О17 (ок.
0,036%). Состав природной В. неск.
зависит от места ее получения.
В. применяется в ядерной технике
в качестве теплоносителя, ввиду ее
большой подвижности и теплоем-
кости (см. Реактор с водяным ох-
лаждением), либо замедлителя (натцэ.,
в водо-водяном реакторе), либо за-
щитного экрана и биологического эк-
рана (см. Защитные материалы, Су-
довая ядерная силовая установка)', в
нек-рых случаях В. выполняет в
реакторах все 3 функции (см. Бас-
сейновый реактор). Как замедли-
тель природная В. характеризуется
эффективным. сечением захвата
тепловых нейтронов 0,66 барна', в
этом отношении она гораздо менее
эффективна, чем тяжелая вода, но
широко применяется из-за деше-
визны.
В. служит растворителем в техно-
логия. процессах выделения и очист-
ки ядерного горючего (см. Метал-
лургия урана и тория) и радиоак-
тивных изотопов. В этих случаях
приходится считаться с наличием
интенсивных радиационно-химич.
процессов, протекающих под воздей-
ствием излучения. Продукты рас-
пада молекул В. (см. Радиолиз воды)
взаимодействуют с растворенными
веществами, что нарушает техноло-
гии. процесс. Напр., 6-валентный уран
становится 4-валентным; наоборот,
многие ионы из низшей переходят
в высшую валентность; органич. со-
единения окисляются.
78
ВОДНЫЙ ГОМОГЕННЫЙ РЕАКТОР
Чистая В. лишь в незначит. сте-
пени подв^ержепа действию излуче-
ния: происходит образование водо-
рода, кислорода и перекиси водо-
рода. В случае действия легких
излучений (f-частиц и у-квантов)
предельно достигаемые концентрации
этих продуктов ничтожно малы, но
при замедлении в В. быстрых нейт-
ронов газообразные продукты разло-
жения могут скопиться в больших
количествах. Особенно сильно дей-
ствие осколков делящихся материа-
лов, когда они находятся в раство-
ренном состоянии.
Присутствие в В. даже очень ма-
лого количества примесей может вы-
звать под влиянием излучения уси-
ленное. газообразование. Такое же
действие вызывает наличие нераст-
воримых пылинок и коллоидных час-
тиц. Растворенный в воде воздух
служит при этом источником обра-
зования азотной к-ты, что может
явиться причиной усиленной корро-
зии металлич. конструкционных ма-
териалов.
В нейтронном поле реактора В. приоб-
ретает наведенную радиоактивность. По
реакции О18 (n, 7) О19 образуется изотоп
кислорода cTiy2 = 29,4 сек., а по ре-
акции с очень быстрыми нейтронами О16
(n, р) )Nle образуется (с малыми выходами)
7,3-секундный изотоп азота. Длительная
активность (напр., 15-часовой Na24) м. б.
приобретена В. в результате облучения
примесей, оставшихся в В. (соли Na, Са
и др.) пли перешедших в нее вследствие
коррозии (Fe, Сг, Си).
Ниже приводятся пек-рые данные о
свойствах В.
Число молекул (в жидком виде, при 0 ° С)
в 1 см3:
Н2О..................... 3,35.1022
D2O......................3,32.10*2
Время и длина замедления нейтрона деле-
ния:
в Н2О................10“бсек.;	5,7 см
в D2O..........4,6.10~5 сек.; 11,0 см
Время существования нейтрона деления
до захвата
Н2О..................2,1-10“< сек.
D2O..................0,15 сек.
Число столкновений, необходимое для за-
медления до тепловой энергии, и коэфф,
замедлении (в скобках):
в Н2О.......................19	(67)
в D2O...................... 35	(5820)
Слой половинного (в скобках десятикрат-
ного) ослабления в природной воде по-
тока 7-лучей с энергией:
Е=0,5 Мэв................
Е=1,0 Мэв................
Е=2,0 Мэе................
29 (57)см
26 (63) си
33 (79) см
Количество химически активных про-
дуктов радиолиза в слабых растворах
на 100 эв поглощенной энергии состав-
ляет при легком излучении 3,8 пар (Н-г
4-ОН); при излучении а-частиц — 3,9 пар
(Н+ОН). Макс, количество химически
активных продуктов радиолиза в слабых
растворах составляет 10—11,5 пар (Нч-
4-ОН).
Газовыделение в слабых растворах на
100 эв поглощенной энергии составляет
при легком излучении реактора (по водо-
роду) 0,4 молекулы; при смешанном
(п4-Г) излучении — 1,2 молекулы. Газо-
выделение в чистой В. близко к нулю.
ВОДНЫЙ ГОМОГЕННЫЙ РЕАК-
ТОР— ядерный реактор, в к-ром ядер-
ное топливо,напр. в виде раствора или
взвеси ураповых соединений, распре-
делено равномерно в объеме вод-
ного замедлителя
ВОДО-ВОДЯНОИ РЕАКТОР —
ядерный гетерогенный реактор, в
к-ром и замедлителем, и теплоноси-
телем является обыкновенная вода.
В.-в. р. отличается повыш. накопле-
нием Рп по сравнению с реакторами,
имеющими др. замедлители. Вода как
замедлитель обладает малым сече-
нием рассеяния нейтронов для боль-
ших энергий и большим сечением
рассеяния для малых энергий. При
расположении урановых блоков в
тесной решетке нейтроны частично
проскакивают в соседние блоки, вы-
зывая там дополнит, деление U238,
благодаря чему коэфф, размножения
возрастает, что позволяет допускать
увеличение резонансного поглоще-
ния замедляющих нейтронов. ’По-
следнее обстоятельство и повышает
накопление Рп в В.-в. р.
ВОДОПОДОГРЕВАТЕЛЬ — ап-
парат для предварит, подогрева пи-
тат. воды. Применяется наряду с др.
теплообменниками в паросиловых
энерготич. установках для повыше-
ния кпд. В зависимости от вида
теплоносителя, энергия к-рого ис-
пользуется для подогрева воды, В.
подразделяются на газовые, воздуш-
ные, электрич., водяные и т. п. Кон-
структивное выполнение их также
зависит от вида теплоносителя.
В ядерных энергетич. установках В.
используют для работы тепло, отда-
ваемое первичным теплоносителем.
В. может быть смонтирован в одном
агрегате с, парогенератором и паропе-
регревателем.
ВОДОРОДНАЯ БОМБА
79
ВОДОРОД Н — химич. элемент
I гр. периодич. системы, п. н. 1,
ат. в. 1,0080. Является весьма рас-
пространенным элементом во вселен-
ной. Преобладает в атмосферах звезд
(напр., атмосфера Солнца содержит
84% водорода). Содержание в зем-
ной коре составляет (вместе с гид-
росферой) 16% (атомных) или 1,00%
(весовых). Свободный В. содержится
в вулканич; и нек-рых др. природ-
ных газах. Входит в состав воды,
а также всех органпч. соединений.
В. имеет 2 стабильных изотопа: Н1,
иногда наз. протием, или лег-
ким водородом, распространенность
99,98% и Н2 — дейтерий D, или
тяжелый водород, распространен-
ность 0,015%. Массы этих изотопов:
1,008142 и 2,014736 массовых единиц
соответственно. Радиоактивный изо-
топ водорода — тритий Н3, или Т3,
имеет Тц2 — 12,262 года, является
чистым ^-излучателем.
В.—газ, молекула к-рого при тем-
пературах ниже 2000° состоит из 2
атомов водорода (Н2); 1 л водорода ве-
сит 0,089870 г (при 0° и 760 мм рт. ст.),
t°KUn— 259,2°, 1°пл— 252,8°. Среди га-
зов обладает наибольшей теплопро-
водностью (41,9-10“5 кал1см-сек • град
при 0°). Слабо растворим в воде
и органич. растворителях, хорошо —
в нек-рых металлах (палладие, пла-
тине, никеле и др.). Легче др. газов
диффундирует сквозь пористые пере-
городки, при повышенных темп-рах
сравнительно легко проникает сквозь
сталь, стекло, кварц и др. материа-
лы. При электрич. разряде, а также
при высоких темп-рах происходит
расщепление молекул Н2 на атомы;
при 5000° диссоциация достигает
95,8% молекул. Атомарный Н, выде-
ляющийся при химич. реакциях,
папр. при действии кислоты на цинк,
обладает большей химич. актив-
ностью, в частности способностью
к восстановлению химич. соедине-
ний, чем молекулярный Н2. Обыч-
ный молекулярный Н2 состоит из
2 модификаций: ортоводорода и пара-
водорода, имеющих одинаковый со-
став и отличающихся 'друг от друга
взаимной ориентацией спинов про-
тонов, входящих в состав моле-
кулы.
В химич. соединениях В. 1-вален-
тен. Химически весьма активен; спо-
собен непосредственно соединяться
при обычной темп-ре с F, С1, а с
Вг, J, S— при нагревании. При
горенир В. в воздухе или кислоро-
де образуется вода Н2О. G азотом
В. соединяется при нагревании под
давлением в присутствии катализа-
тора с образованием аммиака NH.,.
В. является восстановителем (вы-
тесняет нек-рые тяжелые металлы из
растворов, восстанавливает окислы,
нек-рые органич. соединения). G ря-
дом металлов (Li и др.) образует
химич. соединения^— гидриды, пред-
ставляющие собой соли, в к-рых
водород имеет отрицат. заряд, и во
многом похожие на галоидные соли
соответствующих металлов. Это, а
также и нек-рые др. факты дают ос-
нование относить В. к VII гр. перио-
дич. системы.
Ввиду большой разницы в массах
изотопов В., тритий и дейтерий
неск. отличаются по своим физич. и
химич. свойствам от легкого В. (Н1).
ВОДОРОДНАЯ БОМБА — авиац.
бомба, созданная на основе исполь-
зования реакции синтеза легких ядер
(термоядерной реакции) и выделяю-
щая при взрыве большое количе-
ство энергии; одна из разновидно-
стей термоядерного оружия. Наибо-
лее эффективным считается использо-
вание в В. б. в качестве ядерного
горючего изотопов водорода — И2
(дейтерий) и Н3 (тритий). В резуль-
тате ядерной реакции Н2 4- Н3—>
->Не4 + п выделяется громадное ко-
личество энергии, равное 17,6 Мэв,
к-рое в пересчете на единицу
веса исходных продуктов примерно
в 4 раза превосходит энергию, полу-
чаемую при делении ядер урана.
У казанная реакция осуществима
только при темп-ре в неск. десятков
млн. градусов. Поэтому термоядер-
ный заряд не имеет критич. массы
и ограничен только общим весом В. б.
В целях упрощения конструкции
В. б. изотопы водорода входят в ее
заряд в виде твердого химич. соеди-
нения с литием — гидридов лития
Ы6Н2 и Ы6Н3. При этом ядра ато-
мов лития также принимают учас-
тие в реакции термоядерного сипте-
80
ВОДОРОДОСОДЕРЖАНИЯ ИЗМЕРЕНИЕ
за, протекающей по схеме: Li6 4-
-р Н2—>2Не4. Облучением ядер ли-
тия на нач. стадии термоядерной
реакции можно получить дополнит,
количество трития по реакции
Li® + и—>Н3 Не4, а в дальнейшем
реакция протекает уже по формуле:
II3 4- Н2—>Не4 + п.
Схема водородной бомбы: 1 — про-
вода от взрывателя к зарядам взрыв-
чатого вещества; 2 — дейтерид лития;
3 — комулятивные заряды взрывча-
того вещества; 4 — оболочка из U238;
5 — плутониевая сфера; 6 — берил-
лиевополониевый источник нейтронов;
7 — стержень для введения источника
нейтронов; 8 — порошкообразный плу-
тоний; а — взрыв плутониевых заря-
дов (деление); б — взрыв водородного
заряда (синтез); в — взрыв оболочки
бомбы (деление).
Основными частями В. б. являют-
ся (рис.): термоядерный заряд, атом-
ные детонаторы (см. Детонатор тер-
моядерной бомбы) и оболочка. Под
воздействием высокой темп-ры, раз-
вивающейся мгновенно при взрыве
атомной бомбы-детонатора, возникает
термоядерная реакция в располож.
вокруг него веществах основного за-
ряда и происходит взрыв В. б. Обо-
лочка бомбы м. б. выполнена из
U238, к-рый при взрыве выделяет
дополнит, ядерную энергию и огром-
ное количество радиоактивных ос-
колков. Поражающее действие В. б.
в принципе ничем не отличается от
действия обычного атомного оружия
равной мощности.
Первое сообщение об успешном
испытании В. б. в СССР было опуб-
ликовано 20 авг. 1953. Испытывав-
шиеся в США в 1954 В. б., по сооб-
щениям иностр, прессы, имели тро-
тиловый эквивалент в 12—14 млн. т.
27 ноября 1955 ТАСС сообщило об
испытательном взрыве в Советском
Союзе В. б., превосходившей по мощ-
ности все испытывавшиеся ранее.
В странах, обладающих ядерным ору-
жием, одновременно с разработкой
В. б. большой мощности ведутся
работы по созданию термоядерных
боеприпасов средней и даже ма-
лой мощности, поскольку стои-
мость основных компонентов заряда
В. б. (за исключением трития) зна-
чительно ниже стоимости делящих-
ся веществ, применяемых в урано-
вой или плутониевой атомных бом-
бах.
ВОДОРОДОСОДЕРЖАНИЯ ИЗМЕ-
РЕНИЕ — метод определения отно-
шения Н/С в углеводородах на ос-
нове регистрации поглощения р-из-
лучения. Поглощение р-частиц в ос-
новном определяется их рассеянием
при взаимодействии с орбитальными
электронами атомов поглотителя.
Т. к. число электронов, приходя-
щихся на 1 г водорода (6«10 23), в
2 раза больше числа электронов, при-
ходящихся на 1 г углерода (3-1023),
Схема прибора для измерения отноше-
ния водорода к углероду.
то разница между поглощением
р-частиц в водороде и углероде по-
зволяет определять отношение H/G.
Обычно прибор для определения этого
отношения состоит из 2 детекторов 7,
соединенных по компенсац. схеме
(рис.), источника р-излучения 2, стан-
дартного поглотителя 3, компенсац.
клина 4, гальванометра о и устрой-
ВОЛНОВАЯ ФУНКЦИЯ
81
ства для измерения веса исследуе-
мого образца 6. Гальванометр пока-
зывает разность токов, возникаю-
щую за счет того, что в один детек-
тор попадает излучение, прошедшее
через исследуемое углеводородное
соединение 7, а в другой — излу-
чение, прошедшее через стандарт-
ный поглотитель 3. Эта разность ком-
пенсируется посредством клпна 4,
связанного со шкалой, отградуи-
рованной в величинах отношения
н/с.
ВОДЯНбИ ПАР — в ядерных ре-
акторах служит теплоносителем в
перегреват. каналах- реакторов с ки-
пящей водой (см. Кипящий реактор),
а также для технология, целей. Ос-
новной агрегат для выработки В. п.
па атомной электростанции— паро-
генератор. В нем жидкий или газо-
образный теплоноситель передает во-
де тепло, воспринятое от тепловыде-
ляющих элементов реактора.
ВОЗБУЖДЁННОЕ СОСТОЯНИЕ—
такое состояние системы, .при к-ром
она обладает энергией, большей, чем
в основном состоянии.
ВОЗГОНКА — см. Сублимация.
ВОЗДУШНОЭКВИВАЛЕНТНАЯ
ИОНИЗАЦИОННАЯ КАМЕРА —
конденсаторная ионизационная каме-
ра, стенки к-рой выполнены из ма-
териала с таким же эффективным ат.
п., как у воздуха (графит, графити-
рованная бумага, целлофан, целлу-
лоид, бакелит и др.). В. и. к. ши-
роко применяются в мед. практике
для измерения мягких рентгеновских
и у-лучей, т. к. толстые стенки обыч-
ной камеры заметно поглощают это
излучение и вносят ошибку в изме-
рения. Часто с воздушноэквивалент-
выми стенками изготовляются на-
перстковые ионизационные 'камеры.
ВОЗДУШНЫЙ ВЗРЫВ я д е р-
п о й бомбы — взрыв на такой
высоте, когда светящаяся область
взрыва (огненный шар) не достигает
поверхности земли. Высота положе-
ния центра взрыва избирается в
соответствии с тротиловым эквива-
лентом заряда, а также с сообра-
жениями тактич. характера (см.
Ядерный взрыв).
ВОЗРАСТ ГЕОЛОГИЧЕСКИМ —
время, протекшее от к.-л. геологич.
события до совр. эпохи, пли период, в
к-рый происходило данное событие
(см. Геологическое летосчисление).
ВОЗРАСТ НЕЙТРОНОВ — услов-
ное назв. параметра, характеризую-
щего замедление быстрых нейтронов
в веществе. В средах, состоящих из
элементов с не слишком малыми ат. в.,
можно приближенно считать, что
нейтроны теряют кинетич. энергию
непрерывно. В. н. определяется, как
Чв среднего квадрата расстояния (по
прямой), на к-рое смещается нейтрон
от момента его испускания до рас-
сматриваемого момента. В. н. обла-
дает размерностью не времени, а ква-
драта длины. Значения В; н. спектра
деления при замедлении нейтронов
в различных веществах до уровня
тепловой ’ энергии приведены в табл.
Замедлитель
Возраст
нейтронов
г (см2)
Вода.................
Тяжелая вода.........
Бериллий ............
Графит ..............
120
98
350
ВОЛНОВАЯ МЕХАНИКА — см.
Квантовая механика.
ВОЛНОВАЯ ФУНКЦИЯ — функ-
ция, к-рая полностью описывает
состояние системы в квантовой меха-
нике. В. ф. является функцией / не-
зависимых одновременно измеримых
величин qr, q2, ..., qj (f — число
степеней свободы квантовой системы)
и времени t:
ф='Н?1> яр 0-	(>)
В соответствии с корпускулярно-вол-
новой природой микрочастиц и кван-
товых систем В. ф. имеет след,
статистич. толкование*, величина
dw (qt, q2,..., qf, t)=
|Д?1,	?/>	> dq2, ...,dqf (2)
представляет собой вероятность того,
что измерение физич. величии qlt
qz, ...» qf в момент времени t даст
их значения соответственно в пре-
делах от qt до qi -Г dqlf от q2 до
g2 + dq2, ..., от qf до qf + dqf. Напр.,
в случае одной микрочастицы воз-
можным набором величии q может
82
ВОЛЬФРАМ
служить = х\ q2 = у, q3 = z, где
х,у, z — координаты микрочастицы.
Тогда (2) есть вероятность обнару-
жить в момент времени t микрочас-
тицу в объеме dxdydz, расположен-
ном у точек х, у, z. Знание В. ф.
позволяет вычислить вероятность ре-
зультатов измерения любой фпзич.
величины, характеризующей состоя-
ние квантовой системы, а также дает
возможность определить среднее зна-
чение этих фпзич. величин в данном
состоянии системы. Нахождение В.ф.
составляет основную задачу кванто-
вой механики. Наиболее простой
пример В. ф. микрочастицы— плос-
кая волна, или волна де Бройля
(см. Де Бройля соотношения), опи-
сывающая состояние микрочастицы
с определ. импульсом (рх, ру, pz):
।	~ ('РхХ+РуУ+VzZ-'Et)
^(х,у, z)=-—en
У
(Е — энергия; рv, ру, pz— компонен-
ты импульса частицы; А — Планка
постоянная). В этом случае из вида
В. ф. следует, что частицу мож-
но обнаружить с равной вероят-
ностью в любой точке х, у, z про-
странства.
ВОЛЬФРАМ W — химич. элемент
VI гр. периодич. системы, п. н. 74,
ат. в. 183,92. Состоит из 5 стабиль-
ных изотопов: W180 (0,135%), W182
(26,41)%, W183 (14,4%), W184 (30,64%)
и W186 (28,41%). Из искусств, радио-
активных изотопов W важнейшими
являются: W181	дням), W185
(Тi/2= 74,5 дня) и W187 (Ti/2=23,85 ча-
са), получаемые из W по реакции
(п, у)в реакторе. В лит-ре описаны
методы обогащения этих изотопов.
Распространенность W в земной коре
1-10“4% по весу.Важнейшие минера-
лы—вольфрамит (Fe,Mn)W04, шеелит
CaW04. Свободный W — тяжелый,
светло-серый, тугоплавкий металл,
пл 3 410°, t°KUn ок. 6 000°, плоти.
19,3 г {см3. В соединениях, как пра-
вило, 6-валентен. Применяется в
произ-ве спец, сталей и твердых спла-
вов, в электротехнич. пром-сти и др.
ВОЛЬФРАМАТ КАЛЬЦПЯ
CaWO4— неорганич. сцинтиллирую-
щий кристалл, применяемый в сцин-
тилляционных счетчиках для реги-
страции у-излучений, а также абс.
счета у-квантов, спектроскопии
Y-излучения и др. В. к. представ-
ляет собой твердые прозрачные кри-
сталлы плотностью ок. 6 г/см3. Вре-
мя высвечивания флуоресценции со-
ставляет ок. 0,5-10“6 сек. Спектр
флуоресценции, возникающий при
возбуждении В. к. излучением, ле-
жит в сине-зеленой области и имеет
среднюю длину волпы 4 300 А. Пол-
ный спектр для обычно применяе-
мых кристаллов о лежит в пределах
4 600 А—3 800 А, что соответствует
спектральной характеристике изго-
товляемых фотоэлектронных умно-
жителей.
«ВОПРОСЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕР-
ГЕТИКИ» — сб. переводов и обзо-
ров иностр, периодич. лит-ры, выпу-
скаемый Издательством иностр, лите-
ратуры. Статьи «В. я. э.» посвящены
проблемам ядерных электростанций и
их схем, топливу и тепловыделяю-
щим элементам, конструкциям реак-
торов и общим вопросам ядерной
энергетики.
ВОРОБЬЕВИТ (назв. по им. рус.
минералога В. И. Воробьева, 1875 —
1906) — минерал, разновидность бе-
рилла, розовой окраски, от к-рого
отличается присутствием окиси це-
зия CS2O (до 3,1%) и лития Li2O
(1,39%). Окраска зависит от содер-
жания Мп3+
ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО
ТОПЛИВА — процесс образова-
ния вторичного ядерного топлива
(Рп239 или U233), происходящий в
реакторах. В. я. т. основано на
след, ядерных реакциях:
_92и238+оП=_
=92О239 -Ь-> esNp2W —MPu2”,
90Th^+0n=
8-	8“
=90 Th2332—>91Ра233—>92U233-
Нейтроны, необходимые для
В. я. т., образуются ’при делении
ядер первичного ядерного топлива
(U235). Т. о., расход природного
ядерного топлива м. б. компенсиро-
ван В. я. т. Основным параметром,
В. я. т. является коэфф, воспроиз-ва
ядерного топлива, представляющий
собой отношение числа атомов вторич-
ВТОРИЧНОЕ ЛУЧЕВОЕ ПОВРЕЖДЕНИЕ
83
ного ядерного топлива к числу атомов
израсходованного первичного ядерно-
го топлива U235. Коэфф- воспроиз-ва в
уран-графитовом реакторе равен при-
мерно 0,9. В реакторах-размножите-
лях он м. б. больше 1. В. я. т. про-
исходит либо в активной зоне реак-
тора, если реактор работает на при-
родном или не полностью обогащен-
ном уране, либо в зоне воспроизвод-
ства, если реактор работает на чис-
том U235. Образованное в про-
цессе В. я. т. вторичное ядерное
топливо м. б. выделено из реактора
(из тепловыделяющих элементов в
случае гетерогенного реактора и из
однородной среды активной зоны в
случае гомогенного реактора) или
м. б. использовано в этом же реак-
торе. 2-й технологии, цикл специ-
фичен для энергетич. реакторов. При
использовании жидкого ядерного топ-
лива (напр., раствора металлич. ура-
на в легкоплавком металле или ра-
створа солей U в воде) появляет-
ся возможность объединить процесс
В. я. т. с процессом регенерации ядер-
ного топлива. Такое объединение при
коэфф, воспроиз-йа ядерного топли-
ва, равном 1, и пополнении убыли
U238 (или Th232), приводит к теорети-
чески неограниченной во времени
кампании реактора. Практически же
кампания реактора такого типа опре-
деляется сроком службы металлич.
конструкций (бака, трубопроводов
и т. п.), подвергающихся сильной
коррозии.
ВОССТАНОВЛЕНИЕ СЧЁТЧИКА
ЧАСТИЦ — интервал времени меж-
ду началом регистрации импуль-
са и моментом, после 'к-рого счетчик
может дать новый импульс с полной
амплитудой.
ВПУСКНОЕ УСТРОЙСТВО УС-
КОРИТЕЛЯ — см. Инжектор.
ВРЕМЕННОЙ РЕЖИМ реакто-
ра — см. Переходный режим ре-
актора.
ВРЕМЯ ЗАМЕДЛЕНИЯ НЕЙТРО-
НОВ — среднее время, затрачивае-
мое на замедление нейтрона от
более высокого уровня энергии до
более низкого. В тепловых реак-
торах обычно рассматривают В. з. н.
от энергии рождения при делении
до тепловых энергий. В. з. и. вместе
с временем жизни теплового нейтро-
на определяет среднюю продолжи-
тельность жизни одного поколения
нейтронов; от последней же, в об-
щем случае, зависит скорость изме-
нения мощности в нестационарных
процессах (см. Кинетика реактора).
В. з. н. составляет 10“4—10“5сек.;
для обычно применяемых замедли-
телей оно мало по сравнению с вре-
менем диффузии тепловых нейтронов
в тех же замедлителях.
В табл, приведено В. з. н. спектра
деления от нек-рой средней величины
до Е — 0,0253 эв для нек-рых замед-
лителей.
Замедлитель	Плот- ность (г, см3)	Время замедле- ния (сек.)
Легкая вода . . .	1	10“5
Тяжелая вода . .	1,1	4,6.10“5
Бериллий ....	1,8	6,7-10-5
Графит .:....	1,62	1,5-10“*
ВТОРЙЧНАЯ ЗАЩЙТА — защи-
та, устанавливаемая для ослабления
вторичного излучения. См. Первич-
ная защита.
ВТОРЙЧНОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ (в
реакторной технике) —
у-излучение, возникающее в мате-
риалах защиты в результате захвата
нейтронов (см. Первичное излучение).
При захвате нейтрона образуется
возбужденное ядро, к-рое переходит
в основное состояние путем испуска-
ния одного или песк. у-кв антов.
Обычно эти у-кванты испускаются
через неизмеримо малый промежуток
времени после захвата нейтрона (за-
хватное излучение). В ряде случаев
ядро, получившееся после захвата
нейтрона (дочернее ядро), оказывает-
ся ^-активным (наведенная радио-
активность). f-распад дочерних
ядер часто сопровождается у-излу-
чением, к-рое запаздывает по отно-
шению к моменту захвата нейтрона
в соответствии с периодом полурас-
пада дочернего ядра. В. и. настолько
велико, что требует установки до-
полнит. слоев защитных материалов,
содержащих элементы с большим ат.в.
ВТОРЙЧНОЕ ЛУЧЕВОЕ ПО-
ВРЕЖДЕНИЕ — местное поражение
ткани или органа животного ор-
84
ВТОРИЧНОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
ганизма, возникающее спустя неск.
мес., а иногда лет, после местного
воздействия ионизирующего излу-
чения (см. Локальное облучение).
В. л. п. может явиться следствием
массивного либо фракционирован-
ного облучения, производящегося с
лечебной целью, а также в резуль-
тате спстематич. облучения малыми
дозами в течение ряда лет.
Наиболее часто В. л. п. развивает-
ся на кожных покровах в местах
бывшего лучевого ожога 3-й и 4-й
степени в результате запустевания
кровеносных и лимфатич. сосудов
с расстройством крово- и лимфообра-
щения, а также поражения нервного
рецепторного аппарата кожи. В. л. п.
кожных покровов может выражаться
в виде отека с уплотнением ткани,
стойкого’ расширения измененных и
вновь образуемых сосудов кожи (т.н.
телеангиэктазия) и омертвений кож-
ных покровов с образованием язв.
В. л. п. могут возникать на слизи-
стых оболочках (полости рта, глот-
ки, пищевода, прямой кишки, моче-
вого пузыря, стенок влагалища и др.)
в виде отечности слизистого и под-
слизистого слоев, узловатого рас-
ширения кровеносных сосудов с по-
следующим изъязвлением, а иногда
омертвением ткани с образованием
свищей, атрофич. изменениями сли-
зистых покровов. В. л. п. костей
и хрящей может возникнуть в ре-
зультате облучения новообразова-
ний, инфильтрирующих нижележа-
щую костную и хрящевую ткань.
К числу В. л. п. может быть Отне-
сена к а таракта лучевая и ряд др.
поражений.
Для профилактики В. л. и. сле-
дует избегать передозировок, нерав-
номерного распределения излучения
на облучаемой поверхности, завися-
щего от неправ, расположения радио-
активных излучателей; или неправ,
выбора фокусного расстояния, ис-
пользования нефильтрованного облу-
чения, а также тщательно соблюдать
правила техники безопасности для
профилактики поражений у мед.
персонала.
ВТОРИЧНОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИ-
ВО — искусственно получаемое в
реакторе ядерное топливо Рп239 и |
U233. См. Воспроизводство ядерного
топлива.
ВТОРЙЧНЫЕ РАДИАЦИОННО
ХИМИЧЕСКИЕ РЕАКЦИИ — см.
Р адиационно-химические реакции.
ВТОРИЧНЫЙ контур энерге-
тического РЕАКТОРА — кон-
тур рабочего тела энергетич. цик-
ла, предназнач. для преобразования
Схема вторичного контура энергетич.
реактора: 1 — парогенератор; 2 —
турбогенератор; з — циркуляционный
насос.
тепла в механич. энергию, обращае-
мую затем в электрич. энергию. В
большинстве случаев В. к. э. р.
является водяным. В. к.э. р.позволяет
избавиться от радиоактивных загряз-
нений, имеющихся в теплоносителе,
охлаждающем реактор, и получить
«чистый пар» для питания турбины.
В. к. э. р. (рис.) аналогичен контуру
обычной паросиловой установки.
ВУАЛЬ (фотографиче-
ская) — почернение фотографии,
слоя в процессе проявления на тех
его участках, на к-рые не действо-
вала лучистая энергия или элемен-
тарные частицы. В. в той или иной
степени имеется у любого фотогра-
фии. материала. При колииеств.
определении интенсивности излу-
чения величина В. вычитается из
значений оптической плотности по-
чернений.
ВЫВОД ЧАСТЙЦ ИЗ УСКОРЙ-
ТЕЛЯ — отклонение заряженных
частиц от замкнутой орбиты с целью
их вывода из вакуумной камеры цик-
лич. ускорителя. Существуют разно-
образные устройства, наз. дефлекто-
рами, ослабляющие действие магнит-
ного поля в небольшой области маг-
нита и обеспечивающие попадание
частиц в эту область. В дефлекторах
для изменения направления частиц
применяются сильное электрич. поле,
капал с магнитной экранировкой,
ВЫЖИВАЕМОСТЬ
65
вспомогат. импульсное магнитное по-
ле и др. Вывод частиц из крупных
ускорителей является сложной тех-
нич. задачей. Доля выведенных час-
тиц составляет обычно не более неск.
процентов от полного числа уско-
ренных частиц. Поэтому многие фи-
зич. эксперименты производятся без
В. ч. из у. посредством взаимодей-
ствия частиц с мишенью ускорителя,
находящейся внутри его камеры.
ВЫГОРАНИЕ ЙДЕРНОГО ГОРЮ-
ЧЕГО — уменьшение содержа-
ния делящегося изотопа в горючем.
В. я. г. включает в основном след,
процессы:
^осколки деления
и285+и \
\y286
TJ239 __?____v
33,8 мин.
— NP2”-3jV*Pu2’
^осколки деления
Рц239+п /•
\ри240
Pu240+n—>Ри241
^осколки деления
Ри241+<
\ри242.
Изотоп Ри242 имеет малое сечепие по-
глощения (ок. 40 барн), и поэтому
получение следующих Изотопов плу-
тония маловероятно. Распад U235,
U238, Ри239, Ри240, Ри241 можно не
учитывать, т. к. соответствующие
времена распада очень велики. По
мере выгорания U235 и накопления
шлаков реактивность реактора па-
дает и, наконец, он перестает рабо-
тать. Экономия, показатели ядерных
реакторов в значит, степени зависят
от количества сырья, необходимого
для произ-ва данного количества
электроэнергии, или от допустимой
глубины В. я. г. Ограничением для
полного выгорания является требо-
вание критичности реактора (см.
Критический режим реактора) в те-
чение всего периода работы. В. я. г.
может достигать 0,3%—0,5% от всего
загружаемого урана.
ВЫГОРАЮЩИЙ ПОГЛОТИТЕЛЬ—
изотоп, имеющий большое сече-
ние поглощения тепловых нейтро-
нов и превращающийся в результате
этого поглощения в изотоп, слабо
поглощающий нейтроны. Примером
В. п. является изотоп Хе135, имею-
щий сечение поглощения телловых
нейтронов ок. 3,5-106 барн и превра-
щающийся в Хе136 с сечением погло-
щения в неск. барн.
ВЫДЕЛЕНИЕ РАДИОАКТИВ-
НЫХ ЭЛЕМЕНТОВ И ИЗОТО-
ПОВ — изолирование радиоактив-
ных элементов (р. э.) или радиоак-
тивных изотопов (р. и.) из их естеств.
или искусств, смеси. В немногих
случаях, когда относит, содержание
р. э. велико (напр., Th и U в их ру-
дах), его выделение может произ-
водиться обычными методами ана-
литич. химии. Это возможно и при
выделении р. э. и р. и. с прибавлен-
ным изотопным носителем или эле-
ментом-аналогом. При выделении без
носителя, р. э. или р. и., благодаря
чрезвычайно ничтожному содержа-
нию, м. б. «потерян» из-за адсорб-
ции поверхностью сосуда, соосажде-
ния с осадками, образования радио-
коллоидов. Т. о., необходимы спе-
циально разработанные методы вы-
деления, учитывающие особенности
поведения р. э. в ультрамалых кон-
центрациях. При этом необходи-
мо учитывать уменьшение количества
р. э. со временем, и, следовательно,
методы выделения р. э. и р. и.
чаще всего д. б. экспрессными. На-
иболее употребительные методы: хро-
матография, экстрагирование, со-
осаждение, выщелачивание, адсорбция,
сублимация и электрохимическое выде-
ление радиоактивных элементов. Часто
применяется комбинация методов.
Предпочтительны методы, позволяю-
щие извлекать нужный р. э. первым.
ВЫЖИВАЕМОСТЬ при об-
лучении — отношение числа вы-
живших организмов к общему числу
облученных, за определ. срок на-
блюдения. Наиболее употребитель-
ными сроками наблюдения за В. при
однократном остром воздействии на
млекопитающих являются 30 дней,
4 дня и 24 часа. В. .является
одной из главных характеристик
биологич. действия облучения. В.
уменьшается с увеличением дозы
воздействия, и зависимость ее от дозы
86
ВЫКЛЮЧЕНИЕ РЕАКТОРА
характеризуетсят. н.кривой вы-
живаемости (рис.). Известны
2 типа кривой В.: экспоненциальный
1, отражающий простейшую форму
завис л мести (обратную пропорцио-
нальность) В. от дозы облучения,
и S-образный 2, отражающий более
сложную зависимость. Экспоненциа-
льный тип кривой характерен для
нек-рых одноклеточных организмов;
полагают, что подобный тип кривой В.
обусловлен тем, что в этом случае
для гибели клетки достаточно одной
ионизации в т. п. чувствит. объеме
(см. Биологическое действие иони-
зирующего излучения). В. многокле-
точных организмов характеризует-
ся S-образной кривой, обусловлен-
ной различной индивидуальной чув-
ствительностью облучаемых организ-
мов. В. является одним из основных
критериев радиочувствительности ор-
ганизмов. Конкретные показатели В.
см. в ст. Радиочувствительность.
ВЫКЛЮЧЕНИЕ РЕАКТОРА —
см. Остановка реактора.
ВЫКЛЮЧЕНИЕ РЕАКТОРА по
ПЕРЙОДУ — аварийное автоматпч.
выключение реактора в случае, если
период реактора становится меньше
определ. величины (обычно 5—10
сек.).
ВЫРАБОТКА ЭНЕРГИИ В РЕАК-
ТОРЕ — количество энергии, вы-
рабатываемой в ядерном реакторе
на 1 кг загруженного топлива. Опре-
деляется содержанием делящегося
изотопа в топливе и глубиной выго-
рания ядерного горючего. Для ориен-
тировочных расчетов можно исхо-
дить из след, соотношения: расход
1 кг U235 в сутки дает 20 млн. квпг-ч.
Если иметь в виду природный уран
(содерж. U235 — 0,72%) и глубину
выгорания U235 — Ю% (практически
достижимая величина), то выработка
равна 1,4* 104 квт-ч/кг.
ВЫРОЖДЕННЫЕ ЗНАЧЕНИЯ —
значения физич. величины, к-рым
могут соответствовать неск. со-
стояний квантовомеханпч. систе-
мы, т. е. неск. различных волновых
функций. Число, равное количеству
таких состояний, наз. кратностью
вырождения. Напр., энергия элект-
рона в атоме водорода не зависит
(если не учитывать небольших по-
правок, зависящих от спина электро-
на) от орбитального квантового числа
Z, характеризующего величину квад-
рата момента количества движения,
и от магнитного квантового числа тп,
характеризующего величину проек-
ции момента на ось z. Поэтому одно
и то же значение энергии могут иметь
состояния с различным значением
квадрата момента и его проекции.
Эти значения энергии и наз. В. з.
ВЫСАЛИВАТЕЛИ (в радио-
х и м и и) — вещества, уменьшаю-
щие растворимость соединений радио-
активных элементов в к.-л. фазе.
Применяются в процессе экстрагиро-
вания (напр., нитраты в азотнокис-
лых растворах) и дробной кристал-
лизации (напр., HG1 при осаждении
Ra с ВаС12).
ВЫСОКОСКОРОСТНОЙ селек-
тор НЕЙТРОНОВ — селектор тепло-
вых нейтронов с быстро срабаты-
вающим затвором, повышающим его
разрешающую способность. Дейст-
вие затвора обеспечивается быстро-
ходным ротором, делающим 6000
об/мин и дающим периодич. импуль-
сы нейтронов с полушириной 1 мксек.
Импульсы электрически сортируют-
ся детектором по измерительным ка-
налам, согласно времени их поступ-
ления после появления импульса
нейтронов.
, ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ РЕ-
АКТОР — ядерный реактор с от-
носительно высокой темп-рой актив-
ной зоны (450° С и более), что способ-
ствует повышению кпд процесса -
преобразования тепла в механич.
энергию. В. р. имеет темп-ру на по-
верхности тепловыделяющих эле-
ВЫСОКОЧАСТОТНАЯ СИСТЕМА УСКОРИТЕЛЯ
87
ментов и темп-ру теплоносителя на
выходе из реактора, близкие к уров-
ню, при к-ром физич. свойства мате-
риалов резко ухудшаются.
ВЫСОКОЧАСТОТНАЯ СИСТЕМА
УСКОРЙТЕЛЯ — система, создающая
ускоряющее высокочастотное эле-
ктрич. поле, за счет энергии к-рого
происходит ускорение частиц в резо-
нансном ускорителе заряженных ча-
стиц. В. с. у. состоит из ускоряющего
устройства ускорителя, высокоча-
стотного генератора необходимой
мощности и др. электронной аппара-
туры, обеспечивающей требуемую
величину ускоряющего напряжения
при заданном законе изменения его
частоты. Частота изменения элект-
рич. поля j в циклическом ре-
зонансном ускорителе определяет-
ся частотой обращения частиц,
зависящей от полной энергии ча-
стицы Е, ее заряда е и напряженно-
сти магнитного поля ускорителя
г_ , есН
Н — 2^ , где с — скорость света.
В линейном ускорителе частота оп-
ределяется скоростью частицы и рас-
стоянием между соседними ускоряю-
щими Промежутками. При неточном
равенстве частоты обращения частиц
пучка и частоты ускоряющего по-
ля ускорение оказывается возмож-
ным благодаря явлению автофази-
ровки. Частоту ускоряющего поля
в разных ускорителях выбирают в
пределах от сотен кгц в начале цикла
ускорения в синхрофазотроне до
3000 мггц в электронных линейных
ускорителях и микротронах. Вели-
чина ускоряющего напряжения оп-
ределяется приростом энергии час-
тицы при прохождении ускоряющего
устройства, необходимым для выпол-
нения условия резонансного ускоре-
ния. В электронных циклич. ускори-
телях на высокие энергии требуется
еще восполнить энергию, теряемую
электронами на излучение. Практиче-
ски ускоряющее, напряжение состав-
ляет от неск. сотен в до неск. сотен кв.
По принципу построения В. с. у.
делятся на 2 группы: системы, имею-
щие мощный генератор с самовоз-
буждением, элементом резонансного
контура к-рого является ускоряющее
устройство ускорителя, так что час-
тота ускоряющего поля определяет-
ся собств. резонансной частотой этого
контура (системы с пост, частотой
или небольшим диапазоном ее изме-
нения, в к-рых к стабильности час-
тоты предъявляются невысокие тре-
бования); системы с независимым воз-
буждением, в к-рых ускоряющее уст-
ройство питается через усилитель
мощности от задающего генератора,
определяющего частоту ускоряющего
напряжения. Существуют и более
сложные способы построения В. с. у.,
зависящие от конкретных условий
работы и параметров ускорителя.
Напр., иногда ускоритель имеет 2 или
более высокочастотные системы, рабо-
тающие последовательно в процессе
ускорения. Это удобно, если на раз-
ных этапах ускорения требования,
предъявляемые к ускоряющему полю,
различны (напр., в электронном син-
хрофазотроне, где основное измене-
ние частоты при небольшой вели-
чине напряжения требуется в начале
цикла ускорения, а после достиже-
ния электронами значит, энергий,
вследствие потерь энергии па излу-
чение, резко возрастает величина
необходимого напряжения, но при
этом частота остается постоянной).
В высокочастотных системах фазо-
тронов удается получить требуемый
закон изменения частоты перестрой-
кой собств. частоты резонансной ко-
лебательной системы, в к-рую вхо-
дит и ускоряющее устройство. Для
этой цели дуант фазотрона при по-
мощи соединит, линии подключают
к переменному конденсатору — ва-
риатору частоты. Дуант, линия и ва-
риатор составляют резонансный кон-
тур однокаскадного генератора с са-
мовозбуждением.
Значительно сложнее устройство
высокочастотной системы совр. про-
тонного синхрофазотрона, в к-рой
необходимо получить: ускоряющее
напряжение в неск. кв, изменение ча-
стоты в 10 и более раз (причем от-
клонения заданной зависимости ча-
стоты ускоряющего электронного по-
ля от напряженности магнитного по-
ля в зазоре электромагнита должны
быть в пределах ±0,1%). Эта систе-
ма состоит из широкодиапазонного
частотно-модулиров энного задающе-
88
ВЫСОКОЧАСТОТНЫЙ МАСС-СПЕКТРОМЕТР
го генератора, широкополосного уси-
лителя и резонансного усилителя
мощности, в контур к-рого включе-
но ускоряющее устройство резонанс-
ного контура. Собств. частота ре-
зонансного контура автоматически
настраивается на частоту задающего
генератора. Такое построение высо-
кочастотной системы позволяет вы-
полнить указанные выше требования
и сократить в значит, степени потреб-
ляемую мощность. Для изменения
частоты в широких пределах извест-
ное распространение получили ка-
тушки индуктивности с ферритовы-
ми сердечниками. Высокочастотные
системы линейных ускорителей име-
ют свои особенности (большая вели-
чина требуемой мощности, необходи-
мость устанавливать для параллель-
ной работы неск. высокочастотных
генераторов, трудность их фазиров-
ки). Дальнейшее развитие совр. ус-
корит. техники, в частности строи-
тельство силънофокусирующих уско-
рителей, предъявляет еще более вы-
сокие требования к В. с. у., особенно
к уменьшению пределов отклонений
от необходимой зависимости между
частотой ускоряющего электронного
поля и напряженностью магйитного
поля. См. Питание ускорителя.
ВЫСОКОЧАСТОТНЫЙ МАСС-
СПЕКТРОМЕТР —масс-спектрометр,
в к-ром разделяющими факторами
являются время пролета ионов от
источника до собирающего кол-
лектора — приемнрка ионов (хроно-
трон), или скорость
ионов в перем, эле-
ктрич. поле, или резо-
нансная частота коле-
бания ионов в перем,
электрич. поле.
В скоростном В.
м.-с. (рис. 1) на си-
стему из 3 парал-
Рис. 1. Схема скоростного масс-спект-
рометра.
лольных равноотстоящих сеток по-
дается отрицат. пилообразный уско-
ряющий потенциал U, а на сред-
нюю сетку — высокочастотное на-
пряжение V = 70(sin tot ± 0), при-
чем VQ<^U. Ион, пролетая эту си-
стему сеток со скоростью, зави-
сящей от величины ускоряющего на-
пряжения в данный момент и от
Рис. 2. Схема резонансного масс-
спектрометра.
его массы, приобретает или теряет
нек-рое количество энергии. Если
на пути ионов поместить 4-ю сетку
С достаточно большим тормозящим
потенциалом, то можно задержать
все ионы, кроме тех, к-рые получили
максимум энергии из высокочастот-
ного поля, т. е. именно те, к-рые
прошли систему с определенной.ско-
ростью. Изменяя напряжение & по
пилообразному закону, поочередно
сообщают эту скорость ионам всех
масс в нек-ром диапазоне массовых
чисел. Зная значение скорости для
данной системы сеток и величину U,
можро определить массу ионов, по-
павших на коллектор К. Основное
уравнение масс-спектрометра (для
однократно заряженных ионов):
л, 0,266 __
М~ S2f U'
где М — массовое число, s — рас-
стояние между сетками (<ш), f —
частота высокочастотного поля ^ге^),
U — величина ускоряющего Напря-
жения (в). Для повышения разре-
шающей способности прибора вклю-
чают последовательно неск. 3-се-
точных секций.
В резонансном В. м.-с. (рис. 2)
используется злектростатич. поле
с параболич. распределением потен-
циала, в к-ром период свобод-
ных колебаний ионов не зависит
от амплитуды. Однако ионы с соот-
ветствующим периодом свободных
колебаний будут накапливать энер-
гию за счет высокочастотного поля
ГАЗОВОГО УСИЛЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТ
89
до тех пор, пока она не станет до-
статочно велика для того, чтобы
ионы могли покинуть потенц. поле
и попасть на коллектор К.. Основ-
ное . уравнение прибора:
где /— целое число 1, 2, 3,..., f —
частота генератора, к — пост, число.
ВЫХОД ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ —
см. Ядерные реакции.
ВЫЧИСЛЙТЕЛЬ МОЩНОСТИ —
счетно-решающий прибор для оп-
ределения тепловой мощности ядер-
ного реактора. Количество тепла,
Схема вычислителя мощности реактора.
отдаваемое реактором теплоносите-
лю, определяют по формуле:
N^-iJG,
где и i2— теплосодержание теп-
лоносителя после реактора и до
него, G — расход теплоносителя. При
незначит. изменении теплоемкости
теплоносителя в реакторе эта фор-
мула примет вид:
Q=c(0, —02) G,
где с — теплоемкость теплоносителя;
0t и 02 — темп-ры теплоносителя
после и до реактора. В приборе (рис.)
производится перемножение элект-
рич. сигналов, получаемых с изме-
рителей расхода и перепада темп-р.
Умножитель м. б. ламповым или
электромеханич. _____
ВЫЙЦЕЛАЧИВАНИЕ (в радио-
хим и и)— метод извлечения радио-
активных элементов растворителем,
оставляющим материнское вещество
нерастворенным. Извлечение проис-
ходит из поверхностных слоев, и метод
не является количественным. Выхо-
да, приближающегося к количеств.,
достигают при растворении и по-
вторном осаждении материнского ве-
щества, обычно в виде прежнего со-
единения. Последний вариант возмо-
жен, если материнский изотоп при-
надлежит др. химич. элементу или
входит в комплексное соединение,
не разлагающееся при растворении.
ГАДОЛИНИИ Gd — химич. эле-
мент III гр. периодич. системы, п. н.
64, ат. в. 156,9, относится к ланта-
ноидам. Стабильных цзотопов 7: Gd152
(0,20%), Gd154 (2,15%), Gd155 (14,73%),
Gd156 (20,47%),	Gd157	(15,68%),
Gd158 (24,87%), Gd160 (21,90%). При
облучении Gd нейтронами, дейтро-
нами и у-квантами высокой энергии
образуется радиоактивный Gd159
(Ti/2=18 час.). Изотопы Gd157 и Gd155,
образующиеся при делении урана с
выходами 0,02 и 0,03%, имеют ог-
ромные сечения захвата тепловых
нейтронов (1,6-105 и 7«104 барн
соответственно) и являются «реак-
торными ядами» (см. Отравление ре-
актора), накопление к-рых в реакто-
ре ведет к потере реактивности. Воз-
можно применение Gd в материалах,
предназнач. для защиты от нейтрон-
ного излучения., Gd—металл, плоти.
г
7,95 г)см*, 1°пл 1350°. В химич. со-
единениях 3-валентен.
ГАЗОВАЯ СИСТЕМА РЕАКТОРА—
устройство ядерного реактора, от-
водящее газовый теплоноситель
или осуществляющее охлаждение
кладки замедлителя в реакторах с
твердым (напр., графитовым) за-
медлителем, система поддержания по-
стоянного давления в водяном реак-
торе, система пневматич. управления
и т. д.
ГАЗОВАЯ СЪЕМКА —метод по-
исков месторождений урановых и
ториевых руд, нефти и газов путем
выявления и оконтуривания газо-
вых ореолов, наблюдающихся над
месторождениями и вокруг них. См.
Эманационная съемка.
ГАЗОВОГО УСИЛЕНИЯ КОЭФ-
ФИЦИЕНТ — отношение общего
числа произведенных в счетчике или
90
ГАЗОВОЕ УСИЛЕНИЕ
ионизационной камере ионов к на-
чальному числу ионов, образован-
ных исходной ионизирующей части-
цей, входящей в счетчик (камеру).
Обычно Г. у. к. составляет от 100
до 100 000.
ГАЗОВОЕ УСИЛЕНИЕ — про-
цесс размножения ионов, основан-
ный на том, что при наличии доста-
точно большой разности потенциа-
лов между электродами счетчика
энергия электронов, образованных
в процессе ионизации, при их дви-
жении в электрич. поле может воз-
расти настолько, что они станут спо-
собными к ионизации. В этом слу-
чае, по мере прохождени i электронов
через газ счетчика, количество обра-
зованных пар ионов увеличивается, а
вновь образованные электроны, ус-
коряясь, также начинают ионизи-
ровать. Эффективность Г. у. харак-
теризуется газового усиления коэффи-
циентом.
ГАЗОВЫЙ СЧЁТЧИК — при-
бор для исследования радиоактив-
ных образцов, находящихся в газо-
образном состоянии. Обычно Г. с.
представляет собой счетчик, внутрь
к-рого вводится исследуемый обра-
зец.
ГАЗОДИФФУЗИОННЫЙ ЗА-
ВОД- завод для выделения изо-
топа U235 из естеств. урана методом
газовой диффузии. Один из типов
установки, работающей по прин-
ципу газовой диффузии, представ-
ляет собой камеру, разделенную по-
ристой перегородкой на 2 части.
В одну часть подается под невысо-
ким давлением газ (напр., шестифто-
ристый уран UF6), а в другой части
поддерживается еще более низкое
давление. Содержащиеся в газе мо-
лекулы имеют различные массы
(349 и 352), но характеризуются оди-
наковыми значениями средней энер-
гии; поэтому более легкие молекулы
обладают большей скоростью, что
приводит к большему проникно-
вению их через пористую пере-
городку (принцип равномерного рас-
пределения энергии согласно кине-
тич. теории газов). Т. о., в зоне по-
ниж. давления камеры собирается
обогащенный легким изотопом про-
дукт. Такая камера-сепаратор наз.
разделит, ступенью; неск. разделит,
ступеней, соединенных последова-
тельно, образуют каскад. Г. з. со-
держит каскад или серию каскадов
из неск. тыс. разделительных сту-
пеней.
ГАЗОДУВКА—машина для сжатия
газа до давления 2 кг/см* с целью
перемещения его по трубопроводам.
В ядернореакторных установках Г.
применяется для прокачивания га-
зообразного теплоносителя через ка-
налы активной зоны и теплообмен-
ники. Выполняются гл. обр. центро-
бежного типа с одной ступенью. Сте-
пень сжатия одной ступени по ус-
ловиям прочности ограничивается
наибольшей окружной скоростью
колеса 300—400 м/сек. Г. требует
повышенной герметичности, приме-
нения материалов и смазки, стойких
в перемещаемой среде. Привод Г.
осуществляется от вала электродви-
гателя или турбины (турбовоздухо-
дувка).
ГАЗОНЕПРОНИЦАЕМОЕ ЗДА-
НИЕ РЕАКТОРА — сооружение для
размещения ядерного реактора, ча-
сто выполняемое в виде герметич.
контейнера цилиндрич. или сферич.
формы, в к-ром размещается и все
оборудование, могущее быть радио-
активным. Контейнер изготовляется
из нержавеющей стали с таким рас-
четом, чтобы он не разрушился при
тепловом взрыве реактора. При
этом исключается радиоактивное за-
грязнение окружающей местности.
Г. з. р. является дорогостоящим соо-
ружением, и применение его целесо-
образно в случае расположения
ядерной электростанции в непо-
средств, близости к населенному
пункту.
ГАЗООТДЕЛЙТЕЛЬ — аппарат
для выделения газа из жидкого
теплоносителя и замедлителя. Г.
применяется в ядерных установках,
в к-рых замедлителем или теплоно-
сителем служат жидкости, разлага-
ющиеся с выделением газов под дейст-
вием радиации и высокой темп-ры.
В частности, в ядерных реакторах
с обычной или тяжелой водой под
действием радиации происходит
разложение воды с выделением гре-
мучего газа. Установка Г. необходи-
ГАЛЬВАНОМЕТР
3
ма также на реакторах с органич.
теплоносителями и замедлителями.
ГАЗОПРОНИЦАЕМОСТИ ОП-
РЕДЕЛЕНИЕ — радиоактивный ме-
тод определения газопроницаемо-
сти горных пород посредством радио-
активных индикаторов. В пласте
породы бурятся 2 или неск. скважин
на определ. расстоянии друг от
друга. В одну из них закладывают ам-
пулу с радиоактивным газом, напр.
ВгСН3; в другие— детекторы из-
лучения. Скважину с ампулой гер-
метично закупоривают, и ампулу раз-
бивают спец, устройством. Радио-
активный газ, распространяясь по
пласту, попадает в скважины с де-
текторами, к-рые регистрируют мо-
мент его появления. Зная расстоя-
ние между скважинами, свойства
горных пород и измеряя время рас-
пространения газа между скважина-
ми, можно определить газопрони-
цаемость пластов.
ГАЗОТУРБИННЫЙ ЦИКЛ ЯДЕР-
НОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ — тепло-
вой цикл ядерной установки с пре-
вращением тепловой энергии в меха-
нич. и далее в электрическую в газо-
турбинной установке. Для достиже-
ния достаточно высокого кпд не-
обходимо, чтобы нач. темп-pa рабоче-
го тела была не менее 600°—650°,
поэтому газотурбинные установки
можно применять при охлаждении
реакторов газом или жидким метал-
лом. Принципиально возможно при-
менение на ядерных электростанци-
ях 1-контурных и 2-контурных схем с
разомкнутым циклом теплоносителя
и замкнутым циклом теплоносителя.
1-контурная установка, в к-рой
воздух, охлаждающий реактор, по-
ступает непосредственно в газовую
турбину, работающую по разомкну-
тому циклу, самая простая. Однако
такая схема вследствие малой плот-
ности воздуха в газотурбинной уста-
новке мало реальна для стационарной
энергетики, т. к. при этом можно
получать лишь небольшие мощности;
коррозия в реакторе с воздушным
охлаждением лимитирует темп-ру в
активной зоне] радиоактивные газы
и продукты коррозии и деления,
попадающие в газ, выбрасываются в
атмосферу. В замкнутой 1-контурной
установке можно использовать не
только воздух, но и обладающие
лучшими свойствами Не и СО2, а
высокие давления газа дают возмож-
ность развивать большие мощности
установки. При 2-контурной схеме
охлаждения реактора теплоносите-
лем в реакторе м. б. не только газ, но
и жидкий металл,при этом предотвра-
щается активация турбины и выброс
в атмосферу радиоактивных газов.
ГАЛЛИЙ Ga — химич. элемент
III гр. периодич. системы, п. н. 31,
ат. в. 69,72. Стабильные изотопы:
Ga69 (60,5%) п Ga71 (39,5%). По ядер-
ной реакции (я, у), идущей на тепло-
вых нейтронах с сечением захвата 3,4
барна,из Ga71 получается радиоактив-
ный Ga72 (Ti/2=14,2 часа). Изотопы
Ga72 и Ga73 образуются при делении
урана (выход 1,5»10“5%и 1,0- 10“4%
соответственно). Ga72 находит, при-
менение в аналитич. химии, напр.
при разработке методов анализа
галлий с о держащих минералов и но-
вых технологич. схем выделения Ga
из бокситов. По Ga72 определяют ме-
тодом активационного анализа со-
держание Ga в метеоритах, железе и
др. материалах. М. б. приготовлены
длительно действующие источники
радиоактивного изотопа Ga68 (Т\2=
=68 мин.), образующегося при распа-
де германия Ge68. Свободный Ga —
металл с плотн. 5,91 г 1см3,1°пл 29,75°,
t°Kun 2300°. В соединениях 3-ва-
лентен.
ГАЛЬВАНОМЕТР — магнито-
электрич. прибор для непосредств.
Оптич. схема зеркального
гальванометра: 1 — зеркало
рамки гальванометра; 2 —
объектив; 3 — зеркало осве-
тителя; 4 — стекло с индек-
сом; 5 — линза; 6 — лампа.
измерения ионизационных
Т-Т Птг^ГкТТТ тттПТГ ТТХГП ЛТПТГТАТТТ. ТТЛ
? токов.
Наибольшей чувствительностью об-
92
ГАММА-АВТОРАДИОГРАФИЯ
л а дают зеркальные Г. с оптич. указа-
телем (рис.); при полном сопроти-
влении порядка 500 ом и постоянной
времени 6 сек. они имеют чувстви-
тельность 5 • 10“10мм!а. Недостатки
Г. — громоздкость и необходимость
хорошей амортизации. Г. снабжают
шунтом для изменения его чувстви-
тельности на различных уровнях
мощности и для критич. демпфиро-
вания.
ГАММА-АВТОРАДИОГРАФИЯ —
авторадиография, метод (см. Авто-
радиография), с помощью к-рого
получают изображение распреде-
ления у-излучающих веществ по сече-
нию исследуемого объекта. Y-излу-
чение вызывает значительно меньшее
почернение фотоэмульсии по срав-
нению с f-частицами. Фотография,
действие у-излучения зависит от чи-
сла вторичных электронов, возник-
ших в фотослое или ближайшем его
окружении, и, хотя мгновенный
эффект мал, он накопляется во вре-
мени, и при достаточной длитель-
ности экспозиции можно зарегистри-
ровать очень маленькие активности
у-излучающих веществ. Для целей
Г.-а. применяют рентгеновские плен-
ки.
Методом Г.-а. пользуются при
изучении распределения элементов
(Go, 1г, Тн, Ге, Мп, Cs и др.) и их
влияния на свойства различных си-
стем. Если у-изл учение исследуемого
образца сопровождается испуска-
нием а- или f-частиц, между образ-
цом и фотоэмульсией ставятся филь-
тры, ослабляющие потоки а- и 11-
излучения.
ГАММА-АППАРАТ ТЕРАПЕВТИ-
ЧЕСКИЙ — аппарат, применяемый
для глубокой лучевой терапии гл.
обр. раковых и др. злокачественных
новообразований. Г.-а. т. позволяет
создавать повышенные глубинные
дозы при облучении опухолей внут-
ренних органов человека. Лечение
проводится в специально оборудо-
ванных кабинетах.
Источником ионизирующего излу-
чения в аппарате служат радиоактив-
ный изотоп Со60, к-рый непрерывно
испускает ^-излучение, имеющее ли-
нейчатый спектр из двух резких
линий примерно одинаковой интен-
сивности, с энергией излучения у =
133 Мэв и у 2—1,17 Мэв, Ti/2=5,3 го-
да; такой характер спектра обуслов-
ливает сравнительно малое поглоще-
ние у-излучения радиоактивного пре-
парата в здоровых тканях, находя-
щихся между препаратом и глубоко
расположенным злокачественным но-
вообразованием. Кроме Со60, приме-
няется также радиоактивный изотоп
Cs137 (энергия излучения 7=0,66
Мэв, Ti/2=33 года).
Одной из основных частей Г.-а. т.
является тяжелое защитное храни-
лище — контейнер, в к-ром помещает-
ся радиоактивный препарат в не-
рабочее время. Это хранилище де-
лается из чугуна, свинца, вольфра-
ма, их сплавов или др. тяжелых ма-
териалов (типа ртути, урана) и обес-
печивает ослабление 7-излучений до
требуемой мощности доз на заданном
расстоянии до радиоактивного пре-
парата. Для управления пучком
7-излучения в Г.-а. т. служит меха-
низм с дистанционным механич. или
электрич. приводом, перемещающий
радиоактивный препарат из положе-
ния «хранение» (нерабочее положе-
ние), когда препарат находится в се-
редине контейнера, в положение
«облучение», при к-ром препарат пе-
ремещается в спец, головку (в за-
щитном устройстве имеется капал
для выхода пучка 7-лучей заданной
конфигурации и размеров). В Г.-а. т.
др. конструкций пучок 7-л у чей регу-
лируется тяжелым затвором, нахо-
дящимся в защитном хранилище,
к-рый открывает и закрывает вход-
ное окно для 7-пучка. В любом слу-
чае механизм управления 7-пучком
снабжен рядом электрич. блокиро-
вок и связан с сигнализацией, что
обеспечивает нормальную эксплуа-
тацию и безопасность при работе
Г.-а. т.
Для дистанц. перемещения пре-
паратов служат пульты управления.
Защитный контейнер подвешивает-
ся на штативе, позволяющем
производить необходимые перемеще-
ния контейнера для ориентирования
пучка 7-излучения в нужном направ-
лении. Существенным недостатком
Г.-а. т. является невозможность регу-
лирования жесткости излучения; для
ГАММА-ДЕФЕКТОСКОП
93
изменения энергии излучения необ-
ходимо зарядить Г.-а. т. препаратом
другого радиоактивного изотопа.
На табл. VII рис. 5 показан об-
щий вид ^-аппарата отечеств.произ-ва
типа ГУТ Со-400-1 с препара-
том 400 г-экв Ra.
На табл. VII рис. 3 показан об-
щий вид ^-аппарата типа ГУТ Со-
-20-1 с препаратом 20 г-экв Ra.
Этот аппарат предназначен для про-
ведения близкофокусной терапии.
На табл. VII рис. 4 представлен ап-
парат одпой из англ, фирм «Ма-
baltnon». На аппарате можно про-
водить лучевую терапию ротацион-
ным методом. Область примене-
ния 7-аппаратов см. ст. Гамма-
терапия.
ГАММАГРАММА — фотография,
изображение объекта на фотопленке,
получаемое при просвечивании его
7-лучами. Для получения Г. поль-
зуются толстослойными рентгенов-
скими пленками. Оптич. плотность
почернения Г., измеряемая ден-
ситометром, колеблется от 1,2 до
2,5. Рассматривается Г. посредством
негатоскопа.
ГАММАГРАФИЯ — см. Радио-
графия и Гамма-дефектоскопия.
ГАММА-ГРУНТОМЁР — прибор
для измерения концентрации пуль-
пы (смесь грунта с водой) в пульпо-
проводах землесосных снарядов.
Действие Г.-г. основано на явлении
изменения поглощения 7-излуче-
ния в зависимости от концентрации
пульпы. Контейнер 1 (рис. ) с 7-
Схема 7-грунтомера.
источником укрепляется на пуль-
попроводе 2, с противоположной
стороны закреплена ионизационная
камера 3,' ток к-рой усиливается лам-
повым усилителем 4 и регистрирует-
ся ламповым измерительным прибо-
ром 5 со шкалой, проградуирован-
ной в процентах содержания грунта в
воде. Прибор позволяет измерять
содержание грунта в воде с точ-
ностью до ±2%. Источниками 7-из-
лучения служат Со60 и Gs137 актив-
ностью от 50 до 100 мкюри. Г.-г. при-
меняются также для контроля гли-
нистой смеси при произ-ве алюминия.
ГАММА-ДЕФЕКТОСКОП — ап-
парат для контроля металлич. отли-
вок, слитков, сварных швов и др.
путем просвечивания их 7-лучами
Рис. 1. Схема передвижного 7-дефекто-
скопа: 1 — основной защитный кожух;
2 — кобальтовый препарат; з — рабо-
чий защитный кожух; 4 — гибкий
шланг; 5 — металлич. рукав; 6 — фрик-
ционное устройство; 7 — концевой кон-
такт хранения; 8 — концевой контакт
работы; 9 — незащищенный наконеч-
ник; А, Б, В, Г — места пломбиро-
вания.
(см. Гамма-дефектоскопия). Г.-д.
разделяются на стационарные, пе-
редвижные (рис. 1) и переносные
(рис. 2). Все Г.-д. обычно состоят из
ампулированного источника 7-из-
лучения, контейнера для хранения
его в нерабочем положении и уст-
ройства для передвижения источника
в рабочее положение. Стационар-
ные Г.-д. устанавливаются в гамма-
дефектоскопических лабораториях
или пунктах дефектоскопия, кон-
троля. Передвижные и перенос-
ные Г.-д. применяются для конт-
роля сварных швов, мелкого литья,
94
ГАММА-ДЕФЕКТОСКОПИЧЕСКАЯ ЛАБОРАТОРИЯ
механизмов, не подлежащих раз-
борке, и т. п. Детектором излуче-
ний могут служить: ионизационная
камера, сцинтилляционный счетчик.
Рис. 2. Схема переносного т-дефектоско-
па: 1 — основной защитный кожух; 2 —
переносный защитный кожух; з — пат-
рон; 4—кобальтовый препарат; 5—окно
для выпуска т-лучей; в— гибкий шланг;
7 — трос; 8 — ручка с тремя фикси-
рованными положениями а', б', в', соот-
ветствующими трем положениям пре-
парата (а — хранение препарата в цент-
ре сферич. части защитного кожуха,
б — рабочее положение в вершине
открытого конуса, в — рабочее положе-
ние препарата вне защитного кожуха).
ГАММА-ДЕФЕКТОСКОПЙЧЕ-
СКАЯ ЛАБОРАТОРИЯ—помещение
для контроля изделий путем просве-
чивания. их у-лучами. В Г.-д.л. име-
ются помещения со стационарными
или передвижными гамма-дефектоско-
пами, пульт дистанц. управления эти-
ми аппаратами, тележки и краны для
транспортировки тцщелых изделий,
помещение для хранения переносных
аппаратов, фотокомната для об-
работки гаммаграмм и комната
для просмотра и расшифровки по-
лученных снимков.
ГАММА-ДЕФЕКТОСКОПИЯ —
метод обнаружения дефектов в ме-
таллйч. отливках, слитках, свар-
ных швах и др. путем просвечива-
ния их ^-лучами. Контроль изделий
с помощью источников у-излучения
широко применяется в различных
отраслях пром-сти и строительства
(судостроение, металлургия, строи-
тельство нефте- и газопроводов и
т. п.). Источник у-излучения уста-
навливается на определ. расстоя-
нии (см. Фокусное расстояние) от
контролируемого изделия,, с другой
стороны к-рого располагается де-
тектор, регистрирующий эти из-
лучения. Интенсивность излучения,
прошедшего через разные участки
просвечиваемого изделия, будет раз-
ной в зависимости от состава, плот-
ности и толщины соответствующего
участка. Регистрируя это различие
в интенсивностях, можно определить
местоположение и размеры дефек-
тов (раковины, трещины, газовые
поры, непровары швов и др.).
Выбор радиоактивного изотопа в
основном определяется плотностью
материала и толщиной просвечи-
ваемого изделия. В табл, приве-
дены наиболее эффективная и воз-
можная величины толщин просве-
чивания для применяющихся в Г.-д.
изотопов.
Наименова- ние источ- ника из- лучения	Наиболее эффективная толщина просвечива- ния {мм)	Возможная • толщина просвечива- ния {мм)
Ен155	1 — 10	1-15
Ти170	1-10	1—15
Se75	10—15	5—30
1ГК2	10-25	5-70
EU152“154	20-40	15—80
Cs137	15-80	10-120
Co60	60-200	40-300
Активность источника, излучения
зависит от периода полураспада и
выбирается в соответствии с чув-
ствительностью детектора излуче-
ния, условиями работы, свойствами
материала и толщиной просвечивае-
мого изделия.
Существуют след, методы Г.-д.: а) Г.-д.
с применением в качестве детектора рент-
геновской пленки в светонепроницаемой
гибкой кассете, укрепляемой на контроли-
руемом объекте. После определенного
времени просвечивания {экспозиции про-
свечивания) источник убирается, пленка
вынимается и обрабатывается в спец, проя-
вителе и фиксажном растворе при темп-ре
18°. Области наибольшего почернения
гаммаграммы указывают на наличие де-
фектов в просвечиваемом изделии, а их
размеры подобны размерам дефектов. Для
сокращения времени просвечивания (при-
мерно в 2—3 раза) пленку помещают между
усиливающими фольгами и усиливающими
экранами. Четкость получаемого изобра-
жения зависит от расположения дефекта
по отношению к фотопленке. Размытое
ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЕ ЗЕМНОЙ ПОВЕРХНОСТИ
95
изображение получается в результате дей-
ствия рассеянного Т-излучения на фото-
пленку. Более четкие изображения полу-
чают при применении свинцовой фольги
толщиной 0,1—0,5 лш. Все ответств. узлы
проверяются посредством свинцовой фоль-
ги.
б) Г.-д. посредством ионизационных ка-
мер, сцинтилляционных и газоразрядных
счетчиков (ионизац. Г.-д.). Если прибор
регистрирует повыш. интенсивность излу-
чения, то это указывает на наличие дефек-
тов в контролируемом изделии, не давая
наглядного представления о размерах,
характере п местоположении дефектов.
Данный метод применяется для массового
контроля одинаковых деталей (сварных
труб, отливок и др.); он позволяет автома-
тизировать операцию контроля продукции.
в) Г.-д. с применением сцинтиллирую-
щих экранов (визуальная Г.-д.) в качестве
детектора 7-излучения. Изображение па
экране имеет наибольшую яркость в местах
с дефектами и дает наглядную картину их
размеров и местоположения в контролируе-
мом изделии. Яркость свечения изображе-
ния усиливается электронно-оптич. пре-
образователем и проицируется оптич. си-
стемой на матовый экран. Г. -д. с помощью
сцинтиллирующих экранов дает возмож-
ность полностью автоматизировать конт-
роль любых изделий и получать видимое
изображение размеров и местоположения
дефектов.
В Г.-д. при просвечивании изделий боль-
шой толщины (ок. 500 мм) применяют так-
же 7-излучение, возникающее при тормо-
жении электронного пучка большой энер-
гии, получаемого с помощью ускорителей
(бетатрона или синхротрона).
При Г.-д. необходимо обращать
внимание на соблюдение правил тех-
ники безопасности. Контроль изде-
лий с помощью ускорителей и стацио-
нарных или подвижных гамма-де-
фектоскопов с источниками большой
активности должен проводиться в гам-
ма-дефектоскопических лабораториях
или специально оборудованных по-
мещениях.
ГАММА-ИЗЛУЧАТЕЛИ — источ-
ники 7-лучей. Направление 7-лу-
чей, выходящих из излучателей,
зависит от распределения 7-источ-
ников в излучателе. Различают 3
вида Г.-и.: сферич., косинусоидаль-
ный и излучатель Ферми. Сферич.
Г.-и. представляет собой источник,
в к-ром поток выходящих у-лучей
при отсутствии самопоглощения рас-
пределяется равномерно по всем
направлениям. Поток 7-квантов, ис-
пускаемый в единичный телесный
угол, равен: Ф0/2тс ч-квант/см2сек.
Косинусоидальный Г.-и.—однород-
ный источник с самопоглощением,
в к-ром излучение в основном на-
правлено вперед. Поток 7-квантов,
испускаемый в единичный телесный
угол под углом 0, равен:
2Ф0 cos О
2к
Ферми Г.-и.— источник с само-
поглощением, в к-ром активность воз-
растает с удалением от поверхности.
Излучение" в таком источнике еще
более резко направлено вперед, чем
в косинусоидальном. Поток 7-кван-
тов, испускаемый в единичный телес-
ный угол под углом 0, равен:
О,928Фо (cos 04-/З cos20).
2тс
Если при угле 0 =0 принять иш
тенсивность сферич. излучателя за
1, то интенсивность косинусоидаль-
ного и Ферми излучателей будет
соответственно равна 2 и 2,54.
ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЕ ЗЕМНОЙ
ПОВЕРХНОСТИ — излучение, обус-
ловл. наличием в горных породах
земной коры элементов ураново-ради-
евого и ториевого рядов, а также
калия и др. радиоактивных элемен-
тов.
Под норм, полем 7-излучения зем-
ной поверхности подразумеваются
средние значения интенсивности из-
лучения над мощными наносами или
коренными породами с наиболее низ-
кой концентрацией в них радиоак-
тивных элементов. Количеств, харак-
теристика норм. 7-полей м. б. полу-
чена из вариац. кривой распределе-
ния 7-активности на основе массовых
измерений участков, сходных по
своим геолого-геофизич. данным.
Участки, на к-рых измеренная ин-
тенсивность 7-излучения превышает
верхний предел колебаний активно-
сти в норм, поле, считаются аномаль-
ными (см. Аномалии радиоактивные).
Концентрация урана в норм, поле
для различных по возрасту и ли-
тологии. составу наносов находится
в пределах 1—3-10~4%. Практически
все 7-излучение элементов ураново-
радиевого ряда приходится на долю
продуктов распада радия, 1 г тория
в равновесии со всеми продуктами
распада эквивалентен по 7-лучам
96
ГЛММА-КАРОТТАЖ
0,43 г равновесного урана, а 1 г при-
родного калия эквивалентен по у-лу-
чам 2.35-10“4 г равновесного урана.
ГЛММА-КАРОТТАЖ — геофизич.
метод исследования геология, раз-
реза буровых скважин по радио-
активному у-излучению горных по-
род. Важным преимуществом Г.-к.
по сравнению с др. видами карот-
тажа является возможность его при-
менения для скважин с обсадными
трубами и при различном заполне-
нии ствола скважин.
Для проведения Г.-к. пользуются
спец, аппаратурой (см. рис. 4 на
табл. VI), включающей опускаемый в
скважину приемник у-излучения,уси-
лительно-регистрир. схему, источ-
ники питания и соединит, кабель,
предназнач. для подачи питания
и электрич. связи между гильзой с
приемником и регистратором. Ап-
паратура имеет также блок автома-
тич. регистрации показаний. При
количеств, интерпретации получае-
мых диаграмм Г.-к. мощность пла-
ста и концентрация в ней радиоак-
тивного вещества определяется, ис-
ходя из предположения о пропорц.
зависимости между измеряемой ин-
тенсивностью у-излучения и кон-
центрацией радиоактивного веще-
ства в пласте.
Г.-к. широко применяется при
поисках и разведке месторождений
радиоактивных руд и вод, для реше-
ния мн. задач поисково-разведочной
и промысловой геологии нефти и уг-
ля, а также при поисках и разведке
калиевых месторождений. При по-
исках, разведке и эксплуатации ме-
сторождений радиоактивных руд
Г.-к. применяется для выявления
радиоактивных скоплений в скважи-
нах, их мощности, количеств, оцен-
ки концентрации в них радиоактив-
ных элементов при подсчете запасов
)рана, радия, тория и калия и т. д.
ГАММА-КАРОТТАЖНЫЙ РА-
ДИОМЕТР — прибор для исследо-
вания естеств. у-активности горных
пород в скважинах. См. Гамма-ка-
рсттаж.
ГАММА-ЛУЧИ (у-л учи) —
электромагнитное излучение с очень
короткими длинами волн (от 1 А и
меньше), испускаемое атомными яд-
рами в результате естеств. и искусств,
превращений или возникающее
вследствие торможения заряженных
частиц, аннигиляции пар частиц
(папр., электронно-позитронной па-
ры), распадов частиц (распад ло-
мезона) и т. д.
Г.-л. принято рассматривать как
поток частиц (т. н. у-квантов), а не
электромагнитных волн. Это связано
с тем, что волновые свойства Г.-л.
(диффракция, интерференция) прояв-
ляются лишь у самых длинноволно-
вых Г.-л., корпускулярные же свой-
ства их выражены более отчетливо
(фотоэффект, комптоновское рассея-
ние). Энергия Г.-л. (у-квантов) выра-
жается как Av, где h •— Планка по-
стоянная, a v — частота электромаг-
нитной волны. Энергия Г.-л. опреде-
ляется обычно по энергии вторичных
электронов, создаваемых Г.-л. Один
из наиболее точных и распростра-
ненных методов определения энер-
гии Г.-л. — измерение энергии эле-
ктронов внутренней конверсии с
помощью магнитного ^-спектрометра.
Естеств. радиоактивные источники
испускают Г.-л. с энергией Е до
неск. Мэв (напр., ТЬС" дает Г.-л. с
Е =2,62 Мэв)', в ядерных реакциях
можно получить Г.-л. с большей
энергией [Z? =17, 6 Мэв в реакции
Li(/?,2a)]. Г;-л. с Е порядка со-
тен Мэв и даже ок. VEoe получают-
ся при торможении электронов на
ускорителях заряженных частиц.
Г.-л. — одно из наиболее прони-
кающих излучений. При прохож-
дении через вещество Г.-л. испы-
тывают поглощение, описываемое
формулой:
1(х)=^Це-^х = 10е~^х,
где х — толщина слоя вещества,
I — интенсивность пучка Г.-л. по-
сле прохождения слоя х, /0— интен-
сивность пучка до прохождения
слоя х, N — ядерная плотность
слоя, т. е.. число ядер в 1 cmz, о —
полное эффективное поперечное се-
чение взаимодействия у-квантов с
веществом, — линейный коэфф,
поглощения у-квантов; о опреде-
ляется гл. обр. 3 процессами: 1) фо-
тоэффектом (т. е. передачей энер-
гии у-кванта связанному электрону
ГА ММ А-РА ДИОМЕТР
97
атома), существенным при малых
энергиях, 2) комптоновским рассеи-
ванием Г.-л. электронами (см. Ком-
птона явление), играющим глав-
ную роль в области больших энер-
гий (примерно между 0,5 и 5 Мэв
для РЬ и 0,5 и 15 Мэв для А1),
3)образованием электронно-позитрон-
ных пар в области еще больших
энергий. Т. к. все 3 эффекта возра-
стают с увеличением ат. н. Z веще-
ства (фотоэффект c/)Z5, комптонов-
ское рассеяние c/?Z и образование
пар coZ2), то естественно, что для
защиты от Г.-л. используют наи-
более тяжелые элементы (напр., РЬ).
На рис. дается для РЬ зависимость
полного коэфф, поглощения и его
составляющих от энергии 7-кван-
тов. Помимо 3 основных процессов
взаимодействия Г.-л. с веществом,
могут наблюдаться также взаимо-
действия с ядрами, приводящие к
фотоядерным реакциям, фотоделению
ядер, а при очень больших энергиях
л пождению элементарных частиц.
Радиоактивные вещества, испуска-
ющие Г.-л., используются в технике
для обнаружения внутр, дефектов
изделий с целью контроля (см.
Гамма-дефектоскопия), в медицине
для ^-терапии раковых опухолей
(см. Гамма-терапия), в пищевой
пром-сти для консервирования про-
дуктов (см. Стерилизация пищевых
продуктов) и в др. областях.
ГАММА-ЛУЧЙ ПРОДУКТОВ ДЕ-
ЛЕНИЯ — см. Излучение останов-
ленного реактора.
ГАММА-ПОЛЕ — полевой уча-
сток, оборудов. для исследований
влияния у-излучений на растения.
Источником излучения служит Со60,
испускающий 7 -кванты с энергией
1,173 Мэв и шмеющий 7'i/3==5,2 года.
В зависимости от условий опыта Г.-п.
может иметь один (центральный)
или неск. источников, распредел.
по полевому участку. В 1-м случае
интенсивность 7-излучения на поле
неравномерна и в каждом месте
обратно пропорциональна квадрату
расстояния от источника. Во 2-м
случае можно создать более или менее
равномерное облучение по всей пло-
щади Г.-п. Оптимальная активность
источника определяется размерами
поля и задачами опыта (от неск.
кюри до тыс. кюри). Т. к. пребы-
вание людей близ открытого источ-
ника излучения опасно, то на Г.-п.
оборудуется спец, защитный коло-
дец. При помощи дистанц. управ-
ления в этот колодец можно опу-
стить источник излучения (при про-
ведении работ на участке) или под-
нять его из колодца и установить
на желаемой высоте над поверх-
ностью земли. Дозу облучения, по-
лучаемую растениями в условиях
Г.-п., вычисляют по формуле:
_J,35./M
R2 ’
где D — доза (р)*, А — активность
источника — Со60 (кюри)*, t—дли-
тельность облучения (час.); R —
расстояние от источника (м). Ин-
тенсивность излучения в пределах
Г.-п. можно изменять в очень ши-
роком диапазоне; это позволяет про-
водить разнообразные исследования
по радиобиологии растений, в част-
ности в области генетического дей-
ствия излучений.
Г.-п. наз, также пространство, об-
лучаемое рентгеновскихм или 7-из-
лучением.
ГАММА-ПУЛЬПОМЕР — то же,
что гамма-грунтомер.
ГАММА-РАДИОАКТЙВНОСТЬ —
радиоактивность с испусканием гам-
ма-лучей.
ГАММА-РАДИОМЕТР — прибор
для измерения интенсивности 7-из-
лучения горных пород руд и др. См.
Радиометр.
4 «Атомная энергия»
98
ГАММА-СНИМОК
ГАММА-СНЙМОК — то же, что
гаммаграмма.
ГАММА-СПЕКТРОМЕТР — при-
бор для исследования у-излучения
(гамма-спектроскопия'). Известны лшг-
нитные гамма-спектрометры, сцин-
тилляционные спектрометры, кри-
сталлические гамма-спект рометры.
ГАММА-СПЕКТРОСКОПИЯ — ме-
тод эксперимент, исследования ’[-из-
лучений, испускаемых при пере-
ходе ядер из возбужденного состоя-
ния в основное (энергетич. состава
у-излучения, мультипольности ’[-пе-
реходов и пр.). Возможны методы
прямого измерения энергии ’[-излу-
чений (напр., метод диффракции
’[-лучей на кристалле) и косвенные
методы исследования энергетич. со-
става 7-излучения по создаваемым
им вторичным электронам (по фо-
тоэлектронам, по комптоновским
электронам отдачи, по электронно-по-
зитронным парам, по конверсионным
электронам и пр.). Особое место
занимает метод угловой корреля-
ций, используемый для определения
характера у-переходов (напр., муль-
типольности) .Данными, полученными
из анализа у-спектров, пользуются
для определения энергетич. уровней
ядер, установления схем распада
и построения моделей атомных ядер
в ядерной физике, а также в технике
защиты от излучений. Измерения
производят гамма-спектрометрами.
ГАММА-СЪЁМКА — метод поис-
ков и разведки месторождений, ос-
нованный на измерении интенсив-
ности у-изл учения горных пород.
Г.-с. производится на земной по-
верхности, в горных выработках и
буровых скважинах (см. Гамма-
кароттаж).
Полевая Г.-с. осуществляется с
самолета (см. Аэрорадио геологические
исследования), автомобиля (см. Ав-
то радиометрическая съемка) и при
пеших маршрутах, чаще всего путем
измерений интенсивности у-излуче-
ния в отдельных точках полевыми
у-радиометрами (см. Радиометр).
Наземная Г.-с. позволяёт диффе-
ренцировать горные породы по их
гамма-активности и служит для по-
исков выходов пород с повыш. ра-
диоактивностью. Для выявления уча-
стков с повыш. радиоактивностью
Г.-с. производится либо по определ.
профилям, либо по определ. сетке
на заданной площади. Хотя прони-
цаемость у-лучей естеств. радио-
активных элементов не превышает
неск. десятков см горной породы,
тем не менее, благодаря наличию оре-
олов рассеяния радиоактивных эле-
ментов вокруг рудных тел, такие
тела могут обнаруживаться Г.-с. на
значит, глубине от земной поверх-
ности. В подземных выработках Г.-с.
применяется для выявления участ-
ков с повыш. радиоактивностью,
для детального изучения’ распреде-
ления радиоактивного оруденения в
рудных телах, а также для контро-
ля за добычей руды. К Г.-с. иногда
относят и такие виды работ, как
оценку у-активности отвалов поро-
ды, обмер вагонеток с породой и т. п.
ГАММА-ТЕРДПЙЯ — р адиоте-
рапия с помощью у-из л учителей:
Со60, Cs137, Ra226. Разделяется на:
телегамматерапию — источник из-
лучения находится на известном рас-
стоянии от облучаемого объекта;
внутриполостную Г.-т. — источник
излучения в ампуле вводится в по-
лость тела (во влагалище, в прямую
кишку) для более тесного соприкос-
новения с облучаемой опухолью;
внутритканевую Г.-т. — источник из-
лучения вводится в виде радиоак-
тивных игл непосредственно в ткань
опухоли. Выбор метода Г.-т. опре-
деляется характером и местоположе-
нием опухоли и требуемой дозой.
ГАММА-ЭЛЕКТРОННОЕ РЕ-
ЛЕ — устройство, состоящее из
источника у-излучепия и детекто-.
ра, реагирующего на изменения по-
тока у-кваптов. Г.-э. р. применяют
для счета предметов, определения
уровня жидких или сыпучих тел,
индикации изотопной метки, конт-
роля за наполнением непрозрачных
сосудов и др.
ГАСЯЩАЯ СХЕМА — ламповая
схема, применяемая при работе с
несамогасящимися счетчиками для
уменьшения или изменения на обрат-
ный знак напряжения, приложенного
к счетчику для предотвращения мно-
гократного разряда от акта одиноч-
ной ионизации. Простейшая Г* с.
ГЕЙГЕРА—НЕТТОЛА ЗАКОН
99
(рис.) осуществляется путем подачи
высокого напряжения на нить счет-
чика через сопротивление R, равное
неск. мегомам, к-рое одновременно
является нагрузкой в анодной цепи
лампы, и соединения катода счет-
чика с управляющей сеткой лампы.
Потенциал сетки подбирают таким,
чтобы при отсутствии импульса в
счетчике лампа была закрыта.
ГАФНИИ Hf — химич. элемент
IV гр. периодич. системы, п. н. 72,
ат. в. 178,6. Изотопный состав при-
родного Hf: Hf174 (0,163%), Hf176
(5,21%),	Hf177 (18,56%),	Hf178
(27,10%),	Hf179 (13,75%),	Hf180
(35,22%). Из искусственно радиоак-
тивных изотопов важнейшими явля-
ются: Hf175 (Ti/2=70 дням) и Hf181
(7'i/2=45 дням), получаемые по реак-
циям Hf174 (п, ч), Hf175, Hf180 (п, т),
Hf181. Нек-рые радиоактивные изо-
топы Hf находятся в различных
изомерных состояниях. Содержание
Hf в земной |<оре составляет
3,2-10“4% по весу. Собств. минера-
лов не имеет, встречается в природе
вместе с цирконием. Отделение Hf
от Zr является оч. сложной химико-
технологич. проблемой. Hf— металл,
плотн. 13,31 г/см3, tQnjl 2 230°, t°fcun
выше 3 200°. Чистый металл обла-
дает высокой эмиссионной способ-
ностью, что позволяет использовать
его в электро-, радио- и рентгенотех-
нике.
ГАШЕНИЕ — процесс окончания
разряда в счетчике. Г. осуществляет-
ся либо гасящей схемой, либо за счет
внутр, процесса, протекающего в
самом счетчике, наполн. гасящим
газом (см. Само гасящийся счетчик).
ГЕЙГЕРА СЧЁТЧИК (о с т р и й-
ный счетчик) — несамогасящий-
ся счетчик для регистрации а- и f-ча-
стиц, предложенный Г. Гейгером
(Н. Geiger). Представляет собой ме-
таллич. цилиндр, вдоль оси к-рого на
изоляторе укреплена тонкая игла.
Частицы проходят внутрь счетчика
через отверстие в передней крышке
цилиндра. Свойства Г. с. зависят
от полярности острия и величины
приложенного напряжения. Г. с.
вышли из употребления вследствие
малой чувствительности и нестабиль-
ности в работе. Г. с. часто наз.
пропорциональные г азонаполненные
счетчики др. типов.
ГЕЙГЕРА — МЮЛЛЕРА СЧЁТ-
ЧИК — счетчик, действие к-рого ос-
новано на газовом усилении первич-
ных ионизационных процессов. Пред-
ложен Г. Гейгером (Н. Geiger) и
В. Мюллером (W. Muller). Состоит
(рис.) из полого цилиндрич. катода,
внутри к-рого помещен анод в виде
ff усилите пю
Г

Л

Типовая схема включения счетчика
Гейгера — Мюллера: U — напряжение
1000—2000 в; С— конденсатор; R — со-
противление 108—109 ом, к к-рому
присоединяется электромеха нич.
счетчик или электронная схема.
тонкой проволочной нити диаметром
0,1—0,2 мм, аксиально натянутой
вдоль оси цилиндра и закрепленной
на его концах в изолирующие пробки.
Г.— М. с. наполняются газами (воз-
дух, водород, аргон с кислородом,
азот и др.). Усиление основано на
том, что поле вблизи нити крайне
неравномерно. Вследствие большого
градиента поля электроны испыты-
вают сильное ускорение вблизи нити
и создают путем ударной ионизации
лавину ионов.
ГЕЙГЕРА —НЕТТОЛА ЗАКОН —
эмпирич. соотношение между по-
стоянной радиоактивного распада
a-активных ядер X и пробегом R
испускаемых а-частиц, получен-
ное в 1911—12 Г. Гейгером (Н. Gei-
ger) и Дж. Неттолом (J. Nuttoll) для
3 естеств. радиоактивных рядов. Это
соотношение имеет вид:
1пХ = А + Bln-R (рис.).
4*
wo
ГЕЙГЕРОВСКАЯ ОБЛАСТЬ
Постоянная В примерно одинакова
для всех трех радиоактивных рядов,
постоянная же А различна для
каждого из рядов.
Т. к. пробег ot-частиц является
степенной функцией энергии, то
Г.—Н. з. иногда приводится в виде:
In). = Л' + В'1пЕ,
где Е—энергия испускаемых а-ча-
стиц.
Г.— Н. з. может быть использо-
ван для оценки периодов полураспада
короткоживущих а-радиоактивных
веществ, если они трудно измеримы.
Согласно более поздним работам
по систематике а-радиоактивных
элементов, проведенным на боль-
шом количестве новых радиоактив-
ных изотопов, в области коротких
периодов полураспада имеет место
нарушение Г.—Н.з. Квантовая тео-
рия альфа-распада устанавливает
более точное выражение для In л,
зависящее также от заряда и радиуса
радиоактивного ядра.
ГЕЙГЕРОВСКАЯ ОБЛАСТЬ —
область напряжений, в к-рой вели-
чина импульса па нити счетчика
не зависит от числа ионов, создан-
ных нач. актом ионизации. Мини-
мальное напряжение на счетчике,
при к-ром это условие соблюдается,
наз. порогом Г. о. При величине
напряжения ниже порога Г. о. про-
исходит ухменмнение величины им-
пульсов и скорости счета. При
напряжении на счетчике выше Г. о.
возникает самовозбуждение счетчи-
ка, обусловливающее вначале появ-
ление ложных импульсов, а затем
переход в непрерывный разряд.
ГЕЛИЕВАЯ СИСТЕМА ОБНАРУ-
ЖЕНИЯ УТЕЧЕК — метод течеис-
кания в ядернореакторной установ-
ке,основанный на обнаружении проб-
ного газа (гелия). Требования к гер-
метичности реакторной аппаратуры
оч. велики (натекание часто не дол-
жно превышать 10 ~ 4 л/сеи). Тече иска-
тель присоединяется к испытуемо-
му объекту, внутри к-рого поддержи-
вается вакуум, и обдувает его сна-
ружи тонкой струйкой Не из сопла.
При попадании Не внутрь установ-
ки течеискатель дает сигнал. Место-
нахождение сопла (струи газа) в мо-
мент получения сигнала определяет
место течи. Индикатором присутст-
вия Не в вакуумной системе м. б.
разрядная трубка, в к-рой меняется
цвет свечения. Более чувствит. ин-
дикаторы — ионизационный мано-
метр и масс-спектрометр. Большая
чувствительность течеискателя обес-
печивается малым содержанием Не в
атмосфере (5 • 10 “ 4%) и практически
полным отсутствием его среди га-
зов, выделяемых стенками вакуум-
ных ж установок.
ГЕЛИЙ Не — химич. элемент пу-
левой гр. периодич. системы, п. н. 2,
ат. в. 4,003, инертный газ-. Открыт
впервые на Солнце методом спек-
трального анализа в 1868. На Зем-
ле выделен в 1895. В воздухе со-
держится 0,0005% Не по объему;
в нек-рых природных газах— до 10%.
Природный Не состоит из стабиль-
ных изотопов Не4 и Не3; их относи-
тельное содержание непостоянно и
зависит от источника получения Не,
однако в смеси всегда преобладает
Не4. Содержание Не3 в смеси, полу-
ченной из воздуха, равно 1,2-10“7%,
из природного газа (0,2—120)«10“7%,
из радиоактивных минералов
<0,2-10~7%, из метеоритов 17—
31,5%. Изотоп Не4 образуется в при-
роде за счет альфа-распада U, Th,
Sm и накапливается в минералах,
содержащих эти элементы (1 г урана
в равновесии с продуктами распада
дает 1,1 *10“7 см3 Не в год). Отно-
шение Не / (U Ч-Th) используемся
ГЕПЕРАТОР ВАН-ДЕ-ГРААФА
101
для определения абс. возраста ми~
нералов (гелиевый метод). Метод
имеет ограниченное применение из-
за низкой точности. Изотопы Не4 и
Не3 образуются также в результате
нек-рых ядерных реакций. В при-
родных условиях эффект этих реак-
ций невелик. Искусств, путем полу-
чены изотопы Не5 (Ту 2<1О“20
сек.) и Не6 (Ti/2 =0,8 сек.). Изуче-
ние радиоактивного превращения
sHe63“-^3Li6 сыграло существ, роль
в развитии теории бета-распада
Э. Ферми.
Атом Не построен из ядра и 2 элек-
тронов, образующих замкнутую обо-
лочку. Ядро Не4 очень устойчиво.
Энергия связи составляющих его
частиц равна 28,11 Мэв. Ядро Не®
значительно менее прочно. Ядра Не4
широко используются в ядерных
реакциях (т. н. а-частица). Опыты
с рассеянием а-частиц на ядрах,
проведенные Э. Резерфордом в 1912,
послужили основой для создания
планетарной модели атома. Не —
одноатомный газ без цвета и запаха,
химически недеятельный. , Ионизац.
потенциал первого внешнего элект-
рона атома Не равен 24,5 эв. Энер-
гия отрыва обоих электронов и об-
разования Не2+ ок. 79 эв. Жидкий Не
был получен в 1908 (tQKun —268,9°).
При давлении ниже 25,27 атм
жидкий Не не затвердевает вплоть
до темп-ры абс. нуля. При —271°
(2,186°К) Не переходит в др. мо-
дификацию Hell, к-рой присущи
сверхтекучесть и высокая тепло-
проводность (в 108 раз большая,
чему Не I, ив десятки раз большая,
чем у Си). Не3 при охлаждении до
—272° сверхтекучести не обнаружи-
вает. Этим пользуются для полу-
чения Не, обогащённого Не3. Твер-
дый Не был получен в 1926.
Не применяется для наполнения
ламп накаливапия, радиоламп, раз-
рядных трубок, а также ионизац.
камер, счетчиков импульсов, камер
Вильсона. Используется при поисках
течей в вакуумных системах; жидкий
Не — для получения низких темп-р.
ГЕЛИОДбР — минерал, прозрач-
ная желтая разновидность берилла.
ГЕМОРРАГИЧЕСКИЙ СИНД-
РОМ — один из наиболее тяжелых
и характерных синдромов (комплекс
симптомов) при лучевой болезни.
Г. с. развивается в разгаре заболе-
вания и проявляется кровоизлия-
ниями (от точечных до обширных)
в различных органах и тканях и
кровотечениями (носоглоточными,
легочными, кишечными, маточ-
ными), к-рые могут явить-
ся непосредств. причиной смерти.
К развитию Г. с. приводят глубо-
кие деструктивные изменения в стен-
ках кровеносных сосудов и качеств,
изменения крови. В стенках крове-
носных сосудов происходит разволок-
нение коллагеновой субстанции (осо-
бого вида белка, образующего в
организме коллагеновые волокна)
и гибель ретикулиновой субстанции
(особый вид соединит, ткани); сосу-
дистая стенка набухает и пропиты-
вается плазмой ^жидкой состав-
ной частью крови). Это обусловли-
вает ломкость стенок кровеносных со-
судов и увеличение их проницаемо-
сти. Качественные изменения крови
заключаются в уменьшении содер-
жания в крови тромбоцитов (кровя-
ных пластинок), уменьшении про-
тромбина (одного из белков крови)
и удлинении времени свертывае-
мости крови. См. Лучевая болезнь.
ГЕНЕРАТОР ВАН-ДЕ-ГРААФА—
ускоритель заряженных частиц, со-
стоящий из источника высокого на-
пряжения (электростатич. генератора)
и ускорит, трубки. Г. В.-де-Г. приме-
няется в физике, технике и медицине в
качестве источника быстрых заряжен-
ных частиц и жестких 7-лучей. Макс,
напряжение, получаемое от электро-
статич. генератора, определяется воз-
никновением разряда с кондуктора
во внешнее пространство. Оно по-
вышается с увеличением диаметра
кондуктора. Для получения большей
электрич. прочности при минималь-
ных размерах генератора кондуктор
помещают в атмосферу сжатого (до
10—15 ат) газа. Практич. предел
напряжения лежит ок. 10 млн. в.
Ток нагрузки генератора обычно не
превосходит 1 ма. Полученное вы-
сокое напряжение подводится от
кондуктора к ускорит, стеклянной
или фарфоровой трубке, в к-рой
создается высокий вакуум. Располо-
102
ГЕНЕРАТОР ВЫСОКОЧАСТОТНЫЙ
женная внутри трубки вдоль ее
длины система электродов обеспе-
чивает равномерность распределения
Схема генератора Ван-де-Граафа: 1—
полый металлич. шар (кондуктор);
2 — изолирующая колонна; <3 — беско-
нечная лента из диэлектрика (напр.,
прорезиненной ткани), приводимая в
движение электродвигателем посредст-
вом валиков 4; 5 — источник пост,
напряжения (неск. kg); б, 7 — две си-
стемы металлич. щеток для подачи за-
ряда от источника напряжения на леп-
ту и снятия его с ленты на кондуктор;
8 — ускорит, вакуумная трубка.
потенциала и фокусировку уско-
ряемых частиц.
ГЕНЕРАТОР ВЫСОКОЧАСТОТ-
НЫЙ — генератор синусоидального
напряжения, частота к-рого превы-
шает звуковую (выше 20 кгц). В за-
висимости от диапазона частот раз-
личают генераторы радиочастот
(100 кгц — 30 мггц), ультракоротких
(УКВ) частот (30—180 мггц), гене-
раторы сантиметрового и милли-
метрового диапазонов. Последние 2
типа резко отличаются от первых
средствами генерирования колеба-
ний. В генераторах радиодиапазона
и УКВ частоту колебаний задает
LC-контур, возбуждаемый ламповой
схемой. В сантиметровом и миллимет-
ровом диапазоне частота колебаний
задается объемным резонатором;
возбуждение и поддержание неза-
тухающих колебаний достигается с
помощью клистронов, магнетро-
нов и ламп бегущей волны.
В ряде случаев Г. в. с £С-резонапс-
ным контуром содержат дополнит,
схемные и функциональные узлы,
стабилизир. частоту колебаний. Ча-
ще всего для этой цели применяется
механич. колебат. система высокой
добротности (магнитострикционная,
пьезоэлектрич.). Г. в., стабилизиро-
ванные кварцем {кварцевый генера-
тор), при термостатировании и ста-
билизации питания длительно под-
держивают частоту с высокой точ-
ностью. В ядерной технике приме-
няется для высокочастотного пита-
ния ускорителей.
ГЕНЕРАТОР ДВОЙНЫХ ИМ-
ПУЛЬСОВ — ламповое устройство,
па выходе к-рого получаются пов-
торяющиеся пары импульсов обыч-
но остроконечной формы. Промежу-
ток времени между импульсами в
паре калиброван и м. б. от десятых
и сотых долей мксек до неск. десят-
ков мксек. Частота повторения пар
импульсов составляет 5—50 гц.
Г. д. и. применяется для наладки и
калибровки дискриминаторов вре-
мени, пересчетных схем и др.
ГЕНЕРАТОР КОКРОФТА — УбЛ-
ТОНА — см. Ускоритель Кокроф-
та и Уолтона.
ГЕНЕРАТОР МЕТОК ВРЕМЕ-
НИ — электронное устройство в ос-
циллографе для нанесения ряда ярких
точек (меток) на кривую, прочерчи-
ваемую лучом на экране. Точки по-
являются в результате воздействия
на модулирующий электрод лучевой
трубки кратковрем. импульсов с
определ. периодом чередования. По
числу ярких точек, приходящихся
на тот или ипой участок импульса,
судят о длительности этого участка.
Обычно Г. м. в. состоит из высоко-
стабильного (по частоте) генератора
гармонии, колебаний, синхронизи-
рованного с генератором разверт-
ки, и неск. усилителей-ограничите-
лей, связанных между собой диф-
ференцирующими  схемами. Недо-
статок этого метода нанесения меток*
ГЕНЕТИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЙ
103
времени — расфокусировка луча
вблизи метки.
Др. метод заключается в нанесе-
нии меток времени непосредственно на
изображение на экране осциллогра-
фа в виде кратковрем. пиков неболь-
шой амплитуды.
ГЕНЕРАЦИЯ ПАРА — процесс
образования пара при подводе тепла
к испаряемой жидкости. В отличие от
тепловых электростанций, где гене-
рация пара происходит в паровом
котле за счет тепла, выделяющего-
ся при химич. реакции горения топ-
лива, Г. п. в энергетич. ядерной уста-
новке осуществляется в теплооб-
менниках (парогенераторах) путем
передачи тепла от теплоносителя,
охлаждающего реактор, к испаряе-
мой жидкости. В энергетич. ядер-
ных установках с кипящим реак-
тором Г. п. осуществляется непосред-
ственно в ядерном реакторе.
ГЕНЕТИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ
ИЗЛУЧЕНИИ — действие излуче-
ний на организм, в результате к-рого
возникают изменения; передаю-
щиеся по наследству от одного поко-
ления организмов другому. Вызыва-
ются они сколь угодно малыми
дозами излучения; количеств, сто-
рона процесса подчиняется законам
статистич. распределения, причем
вероятность возникновения на-
следств. изменений прямо пропорцио-
нальна дозе облучения. Возникнове-
ние наследств, изменения — радиому-
тации — может иметь следствием
нежизнеспособность зародыша, раз-
вившегося из мутантной клетки (т.н.
летальные мутации). В случае, если
мутация не является летальной, но-
вая наследств, особенность про-
явится уже в первом поколении
(если мутация является доминант-
ной) или только в последующих
поколениях (в случае рецессивной
мутации). Возникают как полезные,
так и вредные радиомутации. Ве-
роятность возникновения вредных
наследств, изменений значительно
больше. Вредными последствиями м.б.
стерильность потомства и появление
наследств, заболеваний и изменений,
среди к-рых для человека наиболее
существенны пспхич. неполноцен-
ность и склонность к психич. за-
болеваниям, а также скрытые изме-
нения, передающиеся из поколе-
ния в поколение: укорочение про-
должительности жизни, понижение
сопротивляемости инфекц. болезням
и т. д. Появление в результате дей-
ствия излучений мутаций в соматич.
клетках организма, состоящих в из-
менении морфологич. и физиология,
свойств, может, как полагают, слу-
жить причиной возникновения зло-
качеств. новообразований. Законо-
мерности Г. д. и. более широко изу-
чены на нек-рых видах растений и
насекомых (напр., дрозофил). Среди
млекопитающих Г. д. и. изучено б.
или м. детально на мышах, при-
чем обнаружено, что мыши в неск.
раз чувствительнее к Г. д. и., чем му-
хи дрозофилы. Исследование Г. д. и.
на обезьянах, проведенное сов. уче-
ными, обнаружило значительно бо-
лее высокую чувствительность их
по сравнению с мышами. Последнее
обстоятельство чрезвычайно важно,
т. к. оно позволяет предположить,
что человек обладает по крайней
мере столь же высокой чувствитель-
ностью к Г. д. и., как и обезьяна.
Значит, увеличение числа людей,
отягощенных вредными наследств,
признаками, может, в конце концов,
представить серьезную угрозу суще-
ствованию человечества как биоло-
гия. вида.
Проблема Г. д. и. приобретает осо-
бенно большое значение в связи с
увеличением радиоактивного фона
в результате загрязнения земной по-
верхности радиоактивными продук-
тами испытат. атомных взрывов.
Те относительно малые дозы, к-рые
при этом создаются и не вызывают
патология, изменений в организме
человека, могут явиться причиной
возникновения вредных наследств,
изменений. Исходя из того, что ча-
стота возникновения мутаций про-
порциональна суммарной дозе воз-
действия за воспроизводит, период
(с момента зачатия индивидуума до
момента рождения всех его детей),
к-рый принимается равным 30 го-
дам, и полагая, что часть спонтанно
возникающих мутаций обусловлена
действием естеств. радиации, можно с
известной степенью вероятности рас-
104
ГЕОБОТАНИЧЕСКАЯ СЪЁМКА
считать тот генетич. вред, к-рый при-
несло и может принести в будущем
увеличение радиоактивного фона. Ра-
счеты показывают, что в случае про-
должения испытаний на совр. уров-
не каждый год продолжения испы-
таний дает 44 000 рождений, отяго-
щенных различными наследств, за-
болеваниями.
ГЕОБОТАНИЧЕСКАЯ СЪЁМ-
КА — метод поисков урановых руд,
основанный на том, что растения,
произрастающие над скрытыми на
глубине урановыми рудами, погло-
щают и накапливают (в ветвях, ли-
стьях и др.) уран и сопутствующие
ему элементы. Кроме этого, место-
положение месторождений м. б.
отображено в распространении от-
дельных видов растений или их со-
обществ, а также в изменении рас-
тений (формы и окраски листьев и
т. п.). Различают 3 метода Г. с.: био-
геохимия., геоиндикационный и
собственно ботанический.
Биогеохимический ме-
тод заключается в сборе проб вет-
вей и листьев определ. растений
(напр., можжевельника), в к-рых
отмечаются повышенные содержания
U при наличии его концентраций в
почве и подпочвенных горных по-
родах. Процентное содержание U
в золе, определяемое флуорометрия,
методом, дает возможность составить
карту ореолов рассеяния U и на-
метить участки для детальных по-
исков урановых руд с помощью
горных выработок и бурения.
Геоиндикационный ме-
тод заключается в изучении и на-
несении на карту распределения ин-
дикаторных растений, указывающих
на наличие в почве и горных породах
повыш. концентраций урана или
его спутников — V, Se, S. По кар-
там распространения индикаторных
растений устанавливаются перспек-
тивные площади, на к-рых произ-
водятся затем поисково-разведочные
работы (бурение и др.).
Собственно ботанический
метод основывается на изуче-
нии изменений, возникающих у
тех или иных видов растений,
произрастающих на площадях с по-
выш. ураноносностыо. Так, у некото-
рых растений -появляются видоиз-
мен. листья и побеги, возникает
пестрая окраска пли осветление ли-
стьев, уменьшается число цветов,
понижается или, наоборот, повышает-
ся всхожесть семян и т. д.
Г. с. и геоботанич. поиски урано-
вых руд могут быть применены с
наибольшей эффективностью в ме-
стах сплошного распространения рас-
тит. покрова на площадях, где ру-
доносные пласты залегают неглу-
боко (до 10—20 м).
ГЕОБОТАНИЧЕСКИЕ ПОИС-
КИ — метод поисков различных
полезных ископаемых, в т. ч. ура-
новых руд. См. Геоботаническая
съемка.
ГЕОЛОГИЧЕСКОЕ ЛЕТОСЧИС-
ЛЁНИЕ (геохронологи я)—
хронология геологич. событий в ис-
тории Земли, (образования горных
пород и появления организмов, на-
ступления или отступления моря,
образования складчатости и др.)
от древнейших доступных для изу-
чения этапов до наст, времени.
Различают относит, и абс. геохро-
нологию.
Относительная геохроно-
логия, или установление относит,
возраста горных пород, основы-
вается па изучении остатков орга-
низмов, к-рые находятся в осадоч-
ных породах (палеонтологии, ме-
тод), и последовательности залега-
ния слоев в земной коре. Развитие
органич. мира происходит по вос-
ходящей линии — от простых ор-
ганизмов к более сложным, поэтому
каждая эпоха в истории Земли харак-
теризуется особым сообществом насе-
ляющих ее организмов. Сравнивая
найденные в различных пластах оса-
дочных пород остатки вымерших жи-
вотных и растений, существовавших
сравнительно короткое время на
обширных площадях земного ша-
ра (т. н. руководящих ископае-
мых), можно установить по ним
более древние и более молодые по-
роды и сопоставить пласты в уда-
ленных друг -от друга пунктах.
Относит, древность горных" пород
выявляется также на основе поло-
жения, что в геологич. разрезе
нижележащие породы являются б о-
ГЕОЛОГИЧЕСКОЕ ЛЕТОИСЧИСЛЕНИЕ
105
лее древними по отношению к вы-
шележащим (при ненарушенном за-
легании), а прорываемые породы
более древними по отношению к
прорывающим их магматич. породам.
Таким путем толща осадочных на-
пластований земной коры была рас-
членена на группы, системы, отделы,
ярусы, а время образования отло-
жений, соответственно, на эры, пе-
риоды, эпохи, века (см. геохроноло-
гия. табл.).
Абсолютная геохронология
устанавливает время, протекшее от
к.-л. геологич. события, и абс.
продолжительность (в тыс. и млн.
лет) отдельных геология, эр, периодов
и эпох с помощью радиогеология,
методов определения абсолютного
возраста минералов, относит, возраст
к-рых известен. Определение абс.
геология, возраста производится на
основании данных о содержании в
минералах радиоактивных элементов
и продуктов их распада. Для вычис-
ления абс. возраста необходимо так-
же знать тип атомных превращений
радиоактивного элемента и скорость
распада, к-рая принимается постоян-
ной в течение всего геология, вре-
мени. При определении абс. воз-
раста древних горных пород ис-
пользуются 4 метода: свинцовый, ге-
лиевый, аргоновый и стронциевый.
Свинцовый и гелиевый методы основа-
ны на распаде элементов рядов урана,
актиноурана и тория, конечным продуктом
распада к-рых является свинец. Кроме
того, каждый из этих элементов при пре-
вращениях испускает а-частицы, являющие-
ся ядрами атомов гелия. Эти превращения
схематически можно записать след, об-
разом:
U238 —► Рь20Ч-8НеЧ-энергия,
Th232 —> РЬ208Н-6Не4-}-энергия.
При расчете возраста по свинцовому
методу применяется формула:
t=i ,515 • 1010lg l + -b-L5-L Pb 1,
L UH-0,3 4ТИ J ’
/=1,515* lOiojg j-dbl28'10 3Hel.
[	U-|-0,25Th J
В формулы подставляются найденные в ми-
нерале количества Pb, U, Th.
Определение изотопного состава свин-
ца на масс-спектрометре позволяет уста-
новить возраст минерала по соотношениям:
Pb206 Pb207	Pb208	Pb207
"и238 »	IJ235 ’ Th232 И Pb20e ’
Кроме того, масс-спектр а л ьные определе-
ния дают возможность учитывать со дер лет-
ние простого свинца, количество к-рого
необходимо знать для точных расчетов воз-
раста.
Аргоновый метод определения возраста
основан на К-радиоактивности К40. Этот
метод имеет большое значение для геоло-
гии, т. к. вследствие большой распростра-
ненности калиевых минералов в зем-
ной коре, он м. б. широко использован для
определения абс. возраста почти всех гео-
логия. образований, включая осадочные
горные породы. Наиболее надежные дан-
ные м. б. получены по этому методу на слю-
дах. Стронциевый метод основан на p-ра-
диоактивности изотопа рубидия — ЛЬ*7.
Точность даже наиболее разработанных
свинцового и гелиевого радиогеологич. ме-
тодов определения абс. возраста пока не
превышает ±5%.
Кроме этих методов, для определения
абс. возраста молодых четвертичных обра-
зований и в археологии) используется ра-
диоуглеродный метод, учитывающий рас-
пад радиоактивного изотопа углерода—Сн,
к-рый образуется под действием космич.
радиации, усваивается растениями и по-
сле гибели последних убывает по извест-
ному закону. Этот метод позволяет уста-
навливать возраст образований до 50 000
лет. Разрабатываются и др. радиогеологич.
методы определения абсолютного возраста.
Геохронологическая таблица
Относительное летосчисление		Абсолютное летосчисление		
Эры	Периоды	Шкала абс. геоло- гии. времени (в млн. лет)		Абс. возраст (выборочно) по определениям
		конец периода	продол- житель- ность периода	
Кайнозойская (xat»6c — НОВЫЙ И £<07) — жизнь) эра — про- должительность 70 млн. лет	Четвертичный (антрипогено- вый) Неогеновый Палеогеновый	0 1 30	1 29 40	
106
ГЕОМЕТРИЧЕСКИЙ ФАКТОР
Продолжение
Относительное летосчисление		Абсолютное летосчисление		
Эры	Периоды	Шкала абс. геоло- гич. времени (в млн. лет)		Абс. возраст (выборочно) по определениям
		конец периода	продол- житель- ность периода	
Мезозойская (р-еоо; — средний и	— жизнь) эра — про- должительность 115 млн. лет	Меловой Юрский Триасовый	70 110 150	40 4о 35	162 млп. лет. Хилок (Забайкалье)
Палеозойская (irakaifc — древний И	— жизнь) эра — продолжи- тельность 325 млн. лет	Пермский Каменноуголь- ный Девонский Силурийский Ордовикский Кембрийский	185 225 275 310 345 430	40 50 35 35 85 80	215 млн. лет. Урановая смолка (Чехословакия) 240 млн. лет. Магнитная гора (Юж. Урал) 250 млн. лет. Ильмен- ские горы (Юж. Урал) 285 млн. лет. Хибины (Кольский п-ов) 295 млн. лет. Калбип- ские граниты (Алтай) 340 млн. лет. Р. Чусо- вая (Сев. Урал) 350 млн. лет. Африкан- да (Кольский п-ов) 440 млн. лет. Кольмские сланцы (Швеция)
Протерозойская (прбтеоос: —прежний, ранний и	— жизнь) эра — про- должительность ок. 1290 млн. лет		510	ок. 1290	600 млн. лет. Катанга (Африка). 1 050 млн. лет. Арендаль (Норве- гия) 1 250 млн. лет. Большое Медвежье оз. (Канада) 1 460 млн. лет. Карель- ские интрузии Ладож- ского оз. и пегматиты Запорожской области (УССР)
Архейская (dr/atet; — первоначальный) древнейшая эра — продолжительность более 1700 млн. лет		ок. 1800	св. 1700	2 900 млн. лет. Сакса- ганские гнейсы Украи- ны. 3 300 млн. лет. Южная Африка
	Возраст земной коры	ок. 4500 млн. лет		
ГЕОМЕТРИЧЕСКИЙ ФАКТОР —
отношение ср. телесного угла, ох-
ватываемого чувствит. объемом ио-
низационной камеры или счетчика,
к полному телесному углу. Термин
«Г. ф.» часто применяется для обо-
значения эффективности счета, т. е.
отношения числа импульсов, по-
лученных в счетчике при данном
телесном угле, к числу импульсов
мри полном телесном угле.
ГЕОМЕТРИЧЕСКОЕ ОСЛАБЛЕ-
НИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ — ослабле-
ние излучения за счет расстояния
до источника излучения. Напр., для
точечного изотропного источника
Г. о. и. выражается законом 1/В2,
где R — расстояние до источника. Еели
источник нитевидный, то интенсив-
ность излучения прибл. обратно про-
порциональна расстоянию до источ-
ника. При расчете защиты необхо-
ГЕРМАНИЙ
107
димо учитывать Г. о. и., за счет
к-рого иногда можно снизить ин-
тенсивность излучения в заданной
точке пространства до допустимой
нормы, без установки защитных эк-
ранов.
ГЕОМЕТРИЯ (в ядерной
технике) — термин, обознача-
ющий физич. соотношение и сим-
метрию частей различных устройств
(плоская, цилиндрич. и сферич. Г.,
представляющие собой такие рас-
положения рассматриваемых уст-
ройств, при к-рых имеют место соот-
ветствующие симметрии). Часто фи-
зич. фактор или Г. относят к вза-
имному расположению источника,
детектора излучения и др. обо-
рудования, применяемого в экспе-
рименте. В зависимости от рас-
положения источника и детектора
различают «хорошую» Г. (при к-рой
конечная величина размеров ис-
точника и детектора приводит к
возможно малой ошибке) и «плохую»
Г. (при к-рой между ними имеет
место большая угловая апертура,
являющаяся причиной больших по-
грешностей при измерении энергии
частиц). Для получения более точ-
ных результатов измерения м. б.
сделаны поправки на плохую Г.
с помощью дополнит, измерений.
В ряде случаев для получения вы-
сокой интенсивности излучения
источника бывает необходимо приме-
нять условия плохой Г.
ГЕОМЕТРИЯ ИСТОЧНИКОВ ИЗ-
ЛУЧЕНИЯ — характеристика ис-
точников излучения, связанная с
их геометрия. форАмой. Г. и. и.
всегда учитывается при расчете за-
щиты от излучения. Б. ч. источников
излучения м. б. сведена к простей-
шим геометрия, формам: точечным,
сферич., нитевидным, плоским и др.,
что позволяет упростить расчет за-
щиты и в то же время производить
его с достаточной точностью. В слу-
чае больших объемных источников
учитывается само поглощение излуче-
ния (снижающее его интенсивность)
в материале источника.
ГЕОФИЗИЧЕСКАЯ САМОЛЁТ-
НАЯ СТАНЦИЯ — комплексное
устройство для поисков с самолета
месторождений полезных ископае-
мых по их радиоактивным и магнит-
ным проявлениям (см. Лэрогеофизи-
ческая станция). Г. с. с. (см. рис. 3
на табл. VI) непрерывно автоматиче-
ски записывает уровень ^-излучения,
значение напряженности магнит-
ного поля Земли и высоту полета.
Она состоит из гамма-радиометра,
магнитометра, высотомера, регист-
ратора измерений с 4 каналами за-
писи, аппаратуры питания и пульта
управления. Электропитание осуще-
ствляется от бортовой сети самолета.
Сцинтилляционный радиометр по-
зволяет отличать проявления ура-
новых руд от проявления ториевых
РУД-
ГЕРМАНИИ Ge — химич. эле-
мент IV гр. периодич. системы,
п. н. 32, ат. в. 72,60. Состоит из
стабильных изотопов: Ge70 (20,55%),
Ge72 (27,35%), Ge73 (7,78%), Ge74
(36,50%) и Ge7e (7,86%). Содержа-
ние в земной коре составляет
7-10~4% повесу. Богатые Ge мине-
ралы: германит (Cu2S-GuS-GeS2) и
аргиродит (4Ag2S-GeS2) встреча-
ются в природе крайне редко. Зна-
чит. количества этого элемента (до
1%) иногда содержатся в золе ка-
менных и бурых углей. Обычно Ge
производится как побочный продукт
при переработке нек-рых цинковых
руд. Металлич. Ge получается вос-
становлением GeO2 водородом при
600°, а очень чистые образцы ме-
талла — с помощью зонной плавки.
Одним из важнейших методов конт-
роля чистоты таких образцов яв-
ляется активационный анализ. Ge—
хрупкий блестящий металл, плоти.
5,35 г/см3, 1°пл 958°, ок. 2700°.
В соединениях 4-валентен. Находит
чрезвычайно важное применение в
полупроводниковой технике. Весьма
характерна для Ge способность к
образованию многочисл. металлоор-
ганич. соединений, к-рые успешно
применяются для обогащения его
радиоактивных изотопов. Известны
многочисл. радиоактивные изотопы
и ядерные изомеры Ge, получаемые
по разнообразным ядерным реак-
циям. Нек-рые из них образуются
с небольшим выходом в качество
осколков при делении U235 мед-
ленными нейтронами: Ge77 (7\2=
108
ГЕРМЕТИЧЕСКАЯ КАМЕРА
= 12 час.), Ge78(Ti/a=l,47 часа). Зна-
чит. часть радиоактивных изотопов
и ядерных изомеров является весьма
короткоживущими. Долгоживущий
изотоп Ge68 (Ti/2 = 275 дням), по-
лучаемый по реакциям: Zn65 (а, п)
Ge68 и Ga68 (d, 2п) Ge68, м. б.
использован для приготовления «по-
стоянных» источников одного из изо-
топов галлия GaQS	мин.).
ГЕРМЕТЙЧЕСКАЯ КАМЕРА с
инертной атмосфере й—
камера с инертным газом, в к-рой
работают с материалами, окисляю-
щимися в воздухе. Инертный газ
подается в Г. к. после предварит,
откачки воздуха вакуумными на-
сосами. Камера д. б. тщательно
герметизирована для предотвраще-
ния попадания воздуха и утечки
инертного газа. В Г. к. имеется си-
стема шлюзов и воздушных затво-
ров для подачи источников излу-
чения и материалов. Все операции
производятся в резиновых перчатках,
вделанных в корпус Г. к. Наблю-
дение ведется через смотровые окна,
сделанные из обычного стекла, или
прозрачных пластмасс. В камере
автоматически поддерживается пост,
давление газа.
ГЕРМЕТИЧНОСТИ КОНТРОЛЬ
(по радиоактивност и)—
метод контроля герметичности раз-
личных емкостей и трубопроводов для
хранения и транспортировки газов
и жидкостей с помощью радиоак-
тивных индикаторов. Газ или жид-
кость метят радиоактивным изото-
пом и вводят в исследуемую систему
под давлением. В местах, где име-
ются повреждения (мельчайшие по-
ры, непровары сварных швов, не-
качеств. уплотнения), нек-рое ко-
личество меченого вещества вытекает
из системы, повышая величину фона
естеств. радиации (см. Фон радио-
активный) в данном месте. Регистри-
руя это повышение фона радиомет-
ром, определяют точное местополо-
жение нарушения герметичности.
При Г. к. применяют короткоживу-
щие y-излучающие изотопы (для под-
земных сооружений Вг82, Аг41 и др.,
адляназемпых—Кг85,Н3, С14 и др.).
ГЕТЕРОГЕННЫЙ РЕАКТОР —
ядерный реактор, в к-ром ядерное
топливо и замедлитель в виде ди-
скретных блоков представляют со-
бой неоднородную среду для нейт-
ронов. В Г. р. блоки ядерного топ-
лива размещаются в замедлителе
в виде правильной решетки.
ГИДРАВЛИЧЕСКИЙ серво-
усилитель — сервоусилитель,
действующий посредством жидкости
(масла, воды) под давлением и зо-
лотника или струйного реле (рис.),
связанного с датчиком (восприни-
мающим органом). Г. с. преобразует
их перемещение в ступенчатое или
Схемы гидравлич. сервоусилителей: а—
с золотником (1 — воспринимающий
.орган, 2 — цилиндр золотника, <3 —
поршни золотника, 4 — исполнит, дви-
гатель); б — со струйной трубкой (1—
воспринимающий орган, 2 — сливная
камера, 3 — струйная трубка, 4 —
исполнит, двигатель).
пропорцион, изменение расхода жид-
кости, поступающей в гидравлич.
исполнительный двигатель. Основ-
ное преимущество — быстродейст-
вие при значит, усилении по мощ-
ности и малых габаритах усилителя.
Г. с. применяется в различных ча-
стях системы управления ядерными
энергетич. установками, где необхо-
димо сочетание гибкости системы с
большим усилением мощности.
ГИДРОГЕОХИМЙЧЕСКИИ МЕ-
ТОД ПОИСКОВ — метод поисков
урановых руд, основанный на своп-
гипероны
109
стве мн. урановых и урансодержа-
щих минералов разлагаться в верх-
них частях земной коры под воз-
действием процессов окисления, в
результате чего уран переходит в
легко растворимые соединения. По-
верхностные и грунтовые воды,
омывающие такие участки, обога-
щаются ураном за счет выщелачи-
вания последнего из рудных тел и
создают около урановых месторож-
дений и горных пород с повышенным
содержанием урана водные ореолы,
обогащенные ураном и нередко про-
дуктами его радиоактивного рас-
пада — радия и радона. Аномально
высокими содержаниями урана обыч-
но считаются превышения в 5—10
раз против нормального фона радио-
активного, радия в 3—5 раз и радо-
на в 2—3 раза. Водные ореолы с
ураном наблюдаются в сотнях м от
рудных тел и иногда до неск. км.
Отбор проб воды производится
из источников, ручьев, небольших
речек, озер и болот, по колодцам,
скважинам и из горных выработок
в процессе выполнения др. геологич.
работ, а иногда спец, гидрохимия,
отрядами. Объем проб 0,3—2 л.
Вода анализируется в первую оче-
редь па уран, а при более деталь-
ном изучении перспективных пло-
щадей й при разведке урановых ме-
сторождений также на радий и радон.
В случае циркуляции вод в резко
восстановит, среде (нефтяные, се-
роводородные воды) анализ их на
радий и радон является обязатель-
ным, т. к. в таких условиях уран
в раствор не переходит.
В ряде случаев в водах определя-
ются содержания Mo, Ni, Go, Zn,
Pb, Си, As и др. элементов, т. к.
они являются частыми спутниками
в месторождениях и их повышенные
концентрации в воде могут свиде-
тельствовать о наличии поблизости
руд урана.
Результаты Г. м. п. оцениваются
не только по абс. содержанию в них
урана, но, в основном, по превыше-
нию над норм, фоном. Интерпретация
результатов и использование их для
поисков урана производятся с учетом
общих и сезонных климатич. условий
района, рельефа местности, особен-
ностей процесса выветривания, на-
правления движения вод и их дебита,
а также степени общей минерализа-
ции вод.
ГИДРОНАСТУРАН—минерал, гид-
ратизированная разновидность
настурана.
ГИДРОСУЛЬФЙТНО-ФОСФАТ-
НЫИ ОБЪЁМНЫЙ метод опре-
деления УРАНА — количеств,
метод, основанный на малой
Растворимости в слабо кислой среде
осфата урана IV. По этому методу,
полученный после разложения про-
бы слабокислый (солянокислый или
хлорнокислый) раствор обрабаты-
вается гидросульфитом (Na2S204),
вследствие чего ионы урана VI
восстанавливаются до ионов урана
IV, к-рые затем осаждаются фосфа-
том в форме U(HPO4)2. При низких
содержаниях урана в испытуемый
раствор вводится хлористый торий,
к-рый, осаждаясь в виде фосфата,
количественно соосаждает фосфат
урана. Осадок, освобожденный этим
путем от мешающих элементов, от-
фильтровывается, промывается сла-
бым раствором HG1 и водным раст-
вором иода и затем на фильтре
растворяется в серной кислоте (1:2).
В полученном растворе ванадато-
метрически (см. Ванадатометрия)
титруют урап IV, применяя в ка-
честве индикатора фенилантрони-
ловую кислоту. Наилучшие ре-
зультаты объемный метод дает при
содержании от 5 до 0,1 мг урана.
ГИДРОТОРЙТ — урансодержа-
щий минерал, водный силикат тория;
формула ThSiO4 • 4Н2О. Содержит
57,79—66,67% ThO2; до 3% 1Ю8;
образует землистые агрегаты. Цвет
светло-розовый, розовато-буровато-
желтый, во влажном состоянии блед-
но-оранжевый. Тв. 1—2; уд. вес
не определен; сильно радиоактивен.
Встречается в альбитовых рогови-
ках, также в пегматитах совместно
с макинтошитом, торогуммитом, пил ь-
баритом и др. минералами.
ГИЛПИНЙТ — минерал, то же,
что иоганнит.
ГИПЕРбНЫ— неустойчивые эле-
ментарные частицы, масса к-рых
больше массы нейтрона, но меньше
массы дейтрона. Обозначаются за-
110
ГИПЕР-ЯДРА
главными греч. буквами. Известны
след. Г.: А°,Х°, S+,S“,E_, Е° (индекс
°, + ,~ указывает на заряд Г.; по ве-
личине заряд заряженных Г. равен
заряду электрона).
Массы Г., измеренные в элект-
ронных массах, равны: А°=2182 те;
= 2327 те; = 2342 me; 5" =
==2586 те. О массе 1° известно, что
опа меньше массы S- и больше
массы Масса Е° прибл. равна
массе S”. Время жизни всех Г. по-
рядка 10“10 сек. (исключая Х°, время
жизни которого порядка 10“19 сек.).
Продуктами распада Г. являются
нуклоны и пи-мезоны. Исключение
составляют Е“ (т. н. каскадный Г.),
в результате распада превращаю-
щийся в Л° (к-рый в свою очередь
распадается на нуклон и гс-мезон)
и гс-мезон, и 5°, превращающийся в
А0 и Y-квант.
Г. рождаются при столкновениях
нуклонов и гс-мезонов с нуклонами и
атомными ядрами; наряду с Г. при
этом рождаются также К-мезоны
(т. н. совместное рождение).
Превращение при распаде Г. в
нуклоны (с испусканием гс-мезонов)
даст возможность считать Г. воз-
бужденными нуклонами. На это же
указывает и тот факт, что Г. могут
образовываться в столкновениях при
таких энергиях, когда первичная
кинетич. энергия недостаточна для
образования массы покоя Г. О сход-
стве между Г. и нуклонами говорит
также то, что Л° может замещать
к.-л. из нуклонов в ядре; при этом
возникает т. и. Л°-ядро (или гипер-
ядро), время жизни к-рого 10“12—
10“10 сек.
Из факта распада Г. на нуклоны
и Л°-мезоны следует, что спин Г.—
полуцелый; существующие экспери-
мент. данные указывают на то, что
спин А°- и S -Г. равен х/2. Данных о
спине Е-Г. нет. Г. имеют антича-
стицы — антигипероны.
ГИПЕР-ЯДРА (гиперфраг-
менты, A-я д р а) — атомные ядра,
образующиеся при ядерных взаимо-
действиях и содержащие вместо
одного из нуклонов короткоживущую
частицу — А°-гиперон. Известны
А°-ядра от jH3* до 7N14*. Обозначение
Г.-я. отличается от обычного обозна-
чения атомного ядра знаком * спра-
ва вверху (напр., jH3*—Г.-я. трития,
содержащее 1 протон, 1 нейтрон
и 1 А°-гиперон). Связанный в ядре
А°-гиперон либо распадается за
время порядка 10“10 сек. на пи-мезон
и нуклон:
А°-^гс-+ р- А°^гс°+ п,
либо происходит реакция А°+п->
->• п-\-п', где п — один из нуклонов
A-ядра. Эти два способа распада
наз. соответственно мезонным и не-
мезонным распадами Г.-я. Анализ
энергии связи гиперонов в Г i-я.позво-
ляет получить данные о силах, дей-
ствующих между нуклоном и ги-
пероном.
ГИПОЦЕНТР ЯДЕРНОГО ВЗРЫ-
ВА— точка взрыва атомного боепри-
паса при подземном атомном взрыве.
ГИСТАМЙНОВАЯ ТЕОРИЯ —
одна из теорий патогенеза лучевой
болезни, согласно к-рой эта болезнь
обусловлена образованием в тканях
при облучении веществ, действую-
щих подобно гистамину (т. н. гиста-
миноподобные или Н-вещества) —
биогенному амину, образующемуся
при декарбоксилировании гетероцик-
лич. аминокислоты (гистидина), вхо-
дящей наряду с др. аминокислотами
в состав белков. При введении ги-
стамина животным наблюдается ряд
изменений, характеризующихся па-
раличом гладкой мускулатуры внутр,
органов и сосудов, что при доста-
точно большой дозе приводит к смер-
ти от шока. Наиболее детально Г. т.
была разработана амер, ученым
Ф. Эллингером и длит, время явля-
лась одной из ведущих теорий патоге-
неза лучевой болезни. В пользу Г. т.
говорят след, факты: сходство симп-
томов лучевой реакции ранней с
симптомами отравления гистамином
(падение кровяного давления, рас-
стройства деятельности желудочно-
кишечного тракта, шокоподобное со-
стояние), соответствие сравнит, чув-
ствительности животных к гистамину
и к облучению (морская свинка,
весьма чу ветвит, к гистамину, яв-
ляется в то же время одним из самых
чу ветвит, к облучению млекопита-
ющих), прямое обнаружение гиста-
мина в крови облученных животных.
гольмий
111
Вместе с тем Г. т. не может объяснить
всех симптомов лучевой болезни.
Доказано, однако, что нек-рые симп-
томы лучевой болезни м. б. вызваны
наличием в крови веществ, дейст-
вующих подобно гистамину, к-рые
образуются при распаде тканевых
белков под действием облучения.
ГЛУБЙННАЯ ДОЗА — доза иони-
зирующего излучения, поглощенная
на определ. глубине по отношению
к поверхности ткани. Измеряется
Относит, глубинные дозы для рентге-
новского излучения с макс, энергией
200 Кэв и для Т-излучения Со60. На оси
абсцисс — глубина в см; на оси орди-
нат — отношение дозы на глубине
к дозе, измеренной в воздухе: D[D0
расчетным путем, исходя из извест-
ной дозы, измеренной в воздухе, и
известного коэфф, поглощения из-
лучения данной энергии в ткани,
или путем непосредств. расположе-
ния измерит, прибора (ионизац. ка-
меры, фотоэмульсии) в фантоме, сде-
ланном из тлшнеэквивалентного ве-
щества (т. н. фантомное измерение
Г. д.). Г. д. составляет часть поверх-
ностной, или воздушной дозы. На
рис. приведены кривые, позволяю-
щие определить Г. д. в процентах
к дозе, измеренной в воздухе для
рентгеновского и у-излучения.
ГОЛОВКА МАНИПУЛЯТОРА —
захватывающее или режущее уст-
ройство из нержавеющей стали в
виде клещей, щипцов, зажимов, ку-
сачек, ножниц, отвертки, пилы, при-
способления для подъема тяжестей,
закрепляемое на манипуляторе по-
средством пустотелого держателя.
Нужная головка вставляется вруч-
ную или дистанционно, затем за-
крепляется. Взаимозаменяемые го-
ловки предназначены для проведе-
ния различных операций в горячих
камерах.
ГОЛОВНАЯ УДАРНАЯ ВОЛНА
(волна Маха) — ударная
волна воздушного взрыва, обра-
зующаяся на расстоянии от эпи-
центра взрыва, равном его высоте, в
результате взаимодействия падающей
(набегающей) ударной волны и отра-
женной ударной волны. Возникаю-
щее при это.м (рис.) избыточное да-
вление во фронте Г. у. в. примерно в
2 раза превышает то же давле-
ние во фронте падающей ударной
Структура ударной волны воздушного
ядерного взрыва.
волны. В дальней зоне поража-
ющего действия ударной волны
разрушение различных сооружений
и поражение людей обусловливаются
в основном действием Г. у. в.
«ГОЛЫЙ» РЕАКТОР — ядер-
ный реактор без отражателя.
ГОЛЬМИИ Но — химич. элемент
III гр. периодич. системы, п. н. 67,
ат. в. 164,94, относится к ланта-
ноидам. В химич. соединениях 3-ва-
лентен. Имеет единств, стабильный
изотоп Но165. При облучении Но
нейтронами образуется Но166 (Tv2=
— 27,3 часа), используемый в анали-
тич. химии в качестве радиоактивного
индикатора. Но — металл, плоти.
8,76 azW, 1°пг 1500°. В соединени-
ях 3-валентен.
112
ГОМОГЕННЫЙ РЕАКТОР
ГОМОГЕННЫЙ РЕАКТОР —
ядерный реакпщ.р^ в к-ром ядерное
топливо и замедлитель (если он
используется) находятся в смеси,
представляющей собой однородную
среду для нейтронов. Смесь м. б.
раствором ядерного топлива и за-
медлителя или суспензией с доста-
точно малыми размерами частиц по
сравнению с длиной свободного про-
бега нейтронов.
ГОРЯЧАЯ КАМЕРА (э к р а-
нированная камера) —
часть помещения горячей лабора-
тории* окруженная защитными сте-
нами, в к-рой с помощью дистанц.
манипуляторов производятся рабо-
ты с высокорадиоактивными источ-
никами. Стены Г. к. выполняются
из обычного или утяжеленного бе-
тона, стали или свинца, их толщина
(от 0,5 м и больше для бетонных
стен) определяется величиной ак-
тивности источника. Конструкция
Г. к. зависит от вида источника
излучения (газообразный, жидкий,
твердый) и характера выполняемых
операций. Внутрепние поверхности
Г. к., в зависимости от выполняемой
работы, покрываются легкосмыва-
ющимися красками, нержавеющей
сталью либо др. некоррозирующим
и легко дезактивирующимся ма-
териалом. В передней стене, а иногда
также и в боковых стенах, располо-
жено смотровое окно* закрытое свин-
цовым стеклом или заполненное тя-
желым прозрачным наполнителем.
На задней стенке устраиваются раз-
движные защитные двери, обеспе-
чивающие легкий доступ внутрь ка-
меры для ремонтных работ и дез-
активации. Внутри Г. к. находится
все необходимое оборудование, а
также электрич., газовые, канализац.
и др. подводки. Высокорадиоактив-
ные образцы доставляют в Г. к.
(и удаляют из нее) различными
способами: контейнер поступает не-
посредственно в Г. к., и образец
выгружается с помощью дистанц.
манипулятора; контейнер подводится
к одной из стенок камеры, и образец
по спец, каналам вводится внутрь;
контейнер подводится под пол ка-
меры, и оттуда образец переносится
в камеру.
ГОРЯЧАЯ ЛАБОРАТОРИЯ —
лаборатория, в к-рой производится
работа с радиоактивными источни-
ками высокой активности (от еди-
ниц до десятков тыс. кюри). Г. л.
строится так, чтобы обеспечить био-
логическую защиту персонала от
проникающего радиоактивного из-
лучения, от опасностей загрязнений
аэрозолями, радиоактивными жид-
костями и парами. Помещения Г. л.
подразделяются на помещения с вы-
соким, со средним уровнем актив-
ности и помещения без активности.
Работа с радиоактивными источ-
никами в. Г. л. производится в го-
рячих камерах посредством дистанц.
манипуляторов. В Г. л. преду-
сматриваются также хранилища для
образцов до и после исследований,
подъемно-транспортное оборудован ие
дистанц. управления для перемеще-
ния тяжелых контейнеров с образ-
цами и др. В Г. л., в зависимости
от ее специализации, можно произ-
водить: химич. исследования, ме-
талловедческие механич. испытания,
анализы проб (см. Горячая радио-
химическая лаборатория), расфасов-
ку и упаковку источников излу-
чения и др.
ГОРЯЧАЯ РАДИОХИМЙЧЕ-
СКАЯ ЛАБОРАТОРИЯ — лабора-
тория, в к-рой производятся раз-
личные химико-технологич. опера-
ции, связанные с переработкой и
изучением свойств высокоактивных
препаратов.
Основные операции проводятся в
горячей камере* предназнач. для пере-
работки полученных из реактора и др.
высокоактивных препаратов; здесь
проходит растворение облученного
материала, выделение радиоактив-
ных элементов методами осаждения,
экстракции, ионообмепа и др. Ак-
тивность в камере и операторской
проверяется стационарными дози-
метрами. После окончания работы
производится дистанц. дезактивация.
Горячие аналитич. лаборатории
имеют отделения для работы с пре-
паратами низкой и средней ак-
тивности, где проводятся физико-
химич. определения, синтезы новых
соединений и изучение их свойств,
а также др. исследования. При
ГОРЯЧИХ АТОМОВ химия
113
активности препаратов порядка 1
кюри работа ведется в обычных
защитных вытяжных шкафах.
Металловедческие горячие лабо-
ратории имеют дистанционно уп-
равляемую механич. мастерскую, где
готовятся образцы для физич., ме-
ханич. и металлография, испытаний.
Эти образцы через раздаточную по-
ступают в исследовательские ка-
меры для изучения свойств облу-
ченных материалов. Система диетанц.
управления позволяет определять
плотность, электропроводность, теп-
лопроводность, микротвердость, мо-
дуль упругости, внутреннее трение
и др. физич. и химич. свойства,
а также производить рентгенострук-
турные и электронно-микроскопич.
исследования.
ГОРЯЧИЕ АТОМЫ — атомы, воз-
никшие в результате ядерных пре-
вращений и обладающие вследствие
этого большой кинетич. энергией, вы-
соким зарядом или значит, энергией
возбуждения. Приобретение этих ка-
честв обусловлено явлением отдачи
при испускании составным ядром
^-частиц, у-квантов или электронов
внутр, конверсии. Г. а. способны
вступать' в химич. реакции, к-рые
не наблюдаются в обычных условиях.
Эти реакции изучаются в горячих
атомов химии.
ГОРЯЧИЕ ЧАСТЙЦЫ — атомы
или свободные радикалы, несущие
энергию, значительно превосходя-
щую тепловую энергию окружающих
молекул. Напр., кинетич. энергия
атомов Вг80, образующихся по ре-
акции Вт79 (п, у) Вг80, составляет
168 эв\ эта энергия, хотя и недо-
статочна для того, чтобы ионизи-
ровать частицы вдоль трека, но
значительно превосходит энергию хи-
мич. связи. Горячие атомы, или
атомы отдачи, образуются в ре-
зультате ядерных реакций. Горя-
чие свободные радикалы возникают
при фотолизе или радиолизе. Со-
ударения с окружающими молеку-
лами приводят либо к уменьшению
энергии горячих свободных ради-
калов до уровня тепловой энергии,
либо к химич. реакциям. Избыточ-
ная энергия горячих свободных ра-
дикалов обусловливает их большую
реакц. способность и позволяетучаст-
вовать в процессах, к-рые для обыч-
ных (не горячих) частиц термоди-
намически невозможны.
ГОРЯЧИХ АТОМОВ ХИМИЯ —
раздел радиохимии, посвящ. изу-
чению химич. состояния и поведения
атомов, получающихся при ядер-
ных превращениях. Начало раз-
вития Г. а. х. связано с открытием
эффекта Сцилларда— Чалмерса. Ха-
рактерная особенность Г. а. х.—
возникновение в результате ядерного
превращения атома с иным химич.
состоянием, чем в материнском ве-
ществе, даже если ядериое превра-
щение протекает без изменения
заряда ядра. Физич. основа явления
заключается в образовании горячих
атомов, к-рые из-за наличия ки-
нетич. энергии, необычно высокого
заряда или энергии возбуждения
в большинстве случаев отрываются
от содержащих их молекул. Далее
часть атомов снова переходит в
материнское вещество, другая всту-
пает в различные реакции микро-
синтеза, а часть остается в свобод-
ном состоянии. Образование горя-
чими атомами соединений, отличных
по свойствам от материнского, дает
возможность отделить получившиеся
атомы от материнского вещества.
Доля радиоактивных атомов, не от-
деляющихся от материнского веще-
ства после ядерного превращения
при данном методе обработки, наз.
удерж анием. Реакции горя-
чих атомов отличны от обычных
химич. реакций в этих условиях.
Считают, что в первый момент го-
рячий атом с большой кинетич.
энергией и энергией возбуждения
вступает в горячие реакции, к-рые
протекают по механизму упругих со-
ударений. По мере достижения энер-
гий, сравнимых с энергиями связей
атомов в молекулах, горячий атом
начинает вступать в «надтепловые»
реакции, испытывая неупругие со-
ударения с молекулами среды. После
большого числа столкновений го-
рячий атом охлаждается и участ-
вует в обычных тепловых реакциях
с окружающими его радикалами и
молекулами. Па свойствах горячих
атомов основан метод концентри-
114
ГРАММ-РЕНТГЕН
рования радиоизотопов (см. Сцил-
ларда — Чалмерса эффект) и ядер-
ных изомеров разделение. Кроме того,
свойства горячих атомов позволяют
применять их для прямого синтеза
химич. соединений, содержащих ра-
диоактивные атомы и для нейтронной
дозиметрии даже при малых плот-
ностях потока нейтронов.
ГРАММ-РЕНТГЕН (г-р)—единица
для измерения тканевых интеграль-
ных доз, равная дозе излучения в
рентгенах, умноженной на массу
облученной ткани в граммах. Имеет
значение для расчета доз при локаль-
ном облучении.
ГРАНИЦА РАДИОАКТЙВНОГО
ЗАРАЖЕНИЯ местности, воздуха,
различных объектов и местных
предметов определяется степенью
Обозначение предупредительными зна-
ками участков местности, зараженных
радиоактивными веществами.
заражения в том месте, где оно уже
не вызывает поражения людей. Раз-
меры зон и степень радиоактивного
заражения в основном обусловли-
ваются видом ядерного взрыва (воз-
душный, наземный, подземный), его
мощностью и способом применения
боевых радиоактивных веществ. Оп-
ределение Г. р. з. местности и воз-
духа производится только с помощью
дозиметрических приборов, т. к. ра-
диоактивные вещества не имеют спе-
цифич. запаха, цвета и др. заметных
внешних признаков. Г. р. з. харак-
теризуется мощностью дозы радиации
(уровнем радиации), измеряемой в
рентгенах в час. Зараженными при-
нято считать районы, уровень ра-
диации к-рых превышает 0,5 р}час.
Участки заражения с уровнем ра-
диации до 100 p/час считаются сильно
зараженными, а с уровнем радиации
св. 100 р/час — опасного зараже-
ния. Г. р. з. с установленным уров-
нем радиации обозначается знаками
ограждения (рис.).
ГРАФИТ— минерал, состоящий из
углерода, С; обычно содержит до 10—
20% различных примесей. Кристал-
лизуется в гексагональной системе.
Кристаллы в виде 6-угольных пла-
стинок или табличек встречаются в
природе редко. Чаще всего Г. об-
разует тонкочешуйчатые агрегаты,
реже шестоватые или волокнистые
массы. Цвет железо-черный до сталь-
но-черного, блеск сильный металло-
видный; у нек-рых разновидностей
матовый; лмягок, тв.— 1. Г. играет
важную роль в технологии реакто-
ростроения как замедлитель быст-
рых нейтронов благодаря низкому
поперечному сечению захвата теп-
ловых нейтронов, равному 0,0045
барна. Г. имеет высокую темп-ру
плавления, малую плотность, хоро-
шую теплопроводность, высокое со-
противление к термин, ударам, проч-
ность и крипоустойчивость при
высоких темп-рах. Эти свойства,
наряду с доступностью и невысокой
стоимостью Г., сделали его важней-
шим конструкц. материалом в боль-
шинстве ядерных реакторов.
Природный Г. имеет кристаллич.
структуру с кристаллами, сильно ме-
няющимися по величине и форме;
кроме того, он содержит много при-
месей.
Искусств. Г. обладает значительно
более однородной структурой и мень-
шим содержанием примесей. Пром,
сорта Г. приготовляются прессо-
ванием смеси у гл ер од содержащего
ГРАФИТ
115
наполнителя (нефтяной кокс) и свя-
зующего (кам.-уг. смола). Спрес-
сованный материал нагревается в
газовых или электрич. печах до
полного обугливания при темп-ре
выше 1500°, затем смесь медленно ох-
лаждается. Дальнейшая карбонизиру-
ющая обработка производится путем
повторного нагревания в электрич.
печи при темп-ре до 2750° в течение
неск. дней с последующим длит,
медленным охлаждением. При этом
происходит графитизация углеро-
дистого материала, в результате
к-рой мелкие кристаллики Г. (разме-
ром до 10"7cjw) вырастают до более
крупных размеров (при 1500°—10 ~ъсм,
а при 2750°—10“4 см) и Г. приоб-
ретает равномернозернистую струк-
туру (рис. 1). В сортах Г„ приме-
няющегося в реакторостроении, при-
меси, к-рые могут абсорбировать
нейтроны, предварительно тщатель-
но удаляются из материалов шихты.
В таблице приводятся нек-рые
физич. и ядерные свойства Г., при-
меняющегося в реакторостроении.
Действит. плотность (г/сл18).. 2,21—2,25
Кажущаяся плотность (з/суи3) 1,55—1,65 •
Пористость (%)............... 20—32
Точка плавления.......... 3800’—3900°
Теплопроводность при 20°
(ккал1м-час-град)........	30—32
Средняя уд. теплоемкость
в интервале от 0° до 1000°
(ккал/кг-град)........... 0,17—0,40
Уд. электросопротивление
(ом/м-лм12).............. 8—20
Линейный коэффициент рас-
ширения в интервале от 0°
до 1000° (°C) .........3,5-8,0.10-в
Предел прочности на рас-
тяжение (кг/см2)......... 50—95
Предел прочности на сжатие
(кг/см2) ................ 160—300
Предел прочности попереч-
ному сдвигу (кг/см2) ...	112
Модуль упругости (кг/сл!2) 0,56«105
Эффективное поперечное се-
чение захвата тепловых
нейтронов (барны) ....	0,0045
В кристаллич. структуре Г. каж-
дый атом углерода связан с 3 др.,
образуя гексагональнообразные пло-
ские слои. Эти плоские слои связаны
между собой в слоистую структуру
(рис. 2), в к-рой связь между отдель-
ными слоями оч. слабая и сдвиг
между ними происходит весьма легко.
В процессе обработки выдавливанием
межмолекулярные плоскости ориен-
тируются строго в направлении обра-
ботки, т. е. в направлении выдавли-
вающих сил. При прессовании Г.
в формы эти плоскости перпендику-
лярны к формующим силам. Проч-
ность Г. по направлению плоскостей
выше, чем в любом др. направлении.
Рис. 1. Электронномпкроскопич. сни-
мок искусственного графита (2800°).
Прочность Г., очень небольшая
при обычной темп-ре, возрастает с
ее увеличением. Немного материалов
обладают прочностью Г. при 3000°
и выше. Модуль упругости для Г.
также возрастает с увеличением
Рис. 2. Кристаллич. решетка гра-
фита.
темп-ры и при 2000° он на 40% боль-
ше, чем при комнатной темп-ре.
Сопротивление Г. термин, напря-
жениям весьма высоко. Г. легко
поддается механич. обработке с весь-
ма малыми допусками. Он обладает
высокой коррозионной стойкостью,
116
ГРАФИТОВАЯ КЛАДКА
благодаря чему успешно применяет-
ся в металлургической и химической
п ромышл енно с ги.
ГРАФЙТОВАЯ КЛАДКА — сте-
на или монолит, составленные из
графитовых блоков или графитовых
кирпичей, применяемых при соору-
жении ядерных реакторов. В гете-
рогенных реакторах Г. к. является
замедлителем, а в др. системах ис-
пользуется в качестве отражателя
или конструктивных деталей (напр.,
Г.к. тепловой колонны). В Г. к. реакто-
ра призмы (прямоуг. или 6-гранного
сечения), составленные из графито-
вых блоков или кирпичей, не скреп-
ляются между собой и в направле-
нии теплового расширения могут
сдвигаться одна относительно др.
Г. к. монтируется на опоре для ядер-
ного реактора.
ГРАФЙТОВАЯ КОЛОННА — го
же, что тепловая колонна.
ГРАФЙТО-ВОДЯНОЙ РЕАКТОР—
ядерный реактор на тепловых ней-
тронах с графитовым замедлителем
и водяным теплоносителем.
ГРАФИТОВЫМ БЛОК — брусок
графита высокой чистоты, обычно в
форме прямоуг. или 6-гранной приз-
мы, применяемый в ядерных реак-
торах для образования графитовой
кладки — скелета активной воны ре-
актора. Графит служит в реакторе
замедлителем. Сплошной Г. б. наз.
«холодным»; Г. б. с каналом для вво-
да тепловыделяющего элемента наз.
«горячим». Г. б. в виде призмы пря-
моуг, или 6-гранного сечения изго-
товляются из графита с плотностью
1,5—1,8 г/см9. Точность обработки
призм определяется допуском до
0,01 мм.
ГРАФИТОВЫЙ РЕАКТОР — ядер-
ный реактор на тепловых нейтронах,
в к-ром в качестве замедлителя ис-
пользуется графит.
ГР АФЙТО-НАТРИЕВЫЙ РЕАК-
ТОР — ядерный реактор с графито-
вым замедлителем и охлаждением
жидким Na. Установки с Г.-н. р.
в целях повышения безопасности
обычно имеют 2 последоват. контура
теплопередачи: первичный и вторич-
ный. Непосредств. охлаждение ре-
акюра осуществляется циркулирую-
щим в первичном контуре Na,
к-рый, проходя через активную зону
реактора, становится радиоактив-
ным. Запасенное в Na первичного
контура тепло передается во вто-
ричный контур, в к-ром циркулирует
жидкий Na или натриево-калиевый
сплав. Парогенератор включен во
вторичный контур, в к-ром цирку-
лирует нерадиоактивный Na, и об-
служивающий персонал допускает-
ся к парогенератору без спец, за-
щитных мер. Для предотвращения
контакта Na с водой, с к-рой он
бурно реагирует, применяются теп-
лообменные трубки с двойными стен-
ками. Главной отличит, чертой Г.-н. р.
является высокая допустимая темпе-
ратура теплоносителя (до 600°), без
применения повышенных давлений
в теплообменной системе реактора,
что повышает тепловой кпд уста-
новки .
, ГРУБОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ РЕ-
АКТОРА — управление ядерным ре-
актором, обеспечивающее непрерыв-
ную его работу в течение длит, вре-
мени. Наиболее распространенный
метод компенсации избыточной ре-
активности производится введением
в активную зону реактора доста-
точного количества вещества с боль-
шим сечением захвата нейтронов,
обычно в виде стержней грубого ре-
гулирования, или компенсирующих
стержней. Г. р. р. можно осуществить
также изменением количества деля-
щегося вещества в активной зоне
и др. методами. В гечение работы ре-
актора компенсир. стержни посте-
пенно извлекаются из реактора, воз-
мещая тем самым уменьшение коэфф,
размножения, получающееся за счет
«выгорания» делящегося вещества и
«отравления» реактора продуктами
деления. При автоматическом ре-
су лировании мощности реактора ком-
пенсир. стержни связывают системой
регулирования с регулирующими
стержнями (стержнями точного регу-
лирования). В этом случае пост, уро-
вень мощности поддерживается ре-
гул ир. стержнями, а компенсир.
стержни удерживают регулир. стер-
жни в той зоне реактора, где они наи-.
более эффективны. Часто система
Г. р. р. совмещается с аварийной
защитой реактора, .
ДАЛЬНОСТЬ ПОРАЖАЮЩЕГО ДЕЙСТВИЯ
117
ГРУППОВОЙ ДОЗИМЕТР — до-
зиметр группового контроля ДЛЯ
определения мощности дозы облу-
чения в установл. месте (помещении,
участке и т. д.). Г. д. обычно состо-
ит из ионизационной камеры или
счетчика и ламповой схемы; являет-
ся стационарным прибором, питае-
мым от сети перем, тока и имеющим
звуковую и световую сигнализации
или клеммы для подключения само-
пишущего лампового измерительного
прибора.
ГРУППОВОЙ ДОЗИМЕТРЙЧЕ-
СКИЙ КОНТРОЛЬ — дозиметрия,
контроль, проводимый в помещени-
ях, в к-рых ведутся работы с радио-
активными веществами и ионизирую-
щими излучениями. Для Г. д. к. в по-
мещениях устанавливаются стацио-
нарные дозиметры, снабженные зву-
ковой и световой сигнализацией,
централизованной в одном общем
пункте, обслуживающем несколько
помещений.
ГУММИТ — минеральные обра-
зования, оранжево-желтого цвета;
скрытокристаллич. смесь из 2 ми-
нералов — кюрита и содиита. Обра-
зуется в зоне окисления урановых
месторождений за счет разрушения
уранинита.
д
ДАВИДЙТ [назв. по им. австрал.
геолога Г. У. Э. Давида (Т. W. Е.
David, 1858—1934)]—минерал, ти-
танат железа, содержащий редкие
земли и уран; по составу и строению
близок к ильмениту; содержит 16,0—
17,4% ГеО; 13,0—17,9% Fe2O3; 0,4—
1,1% РЬО; до 1,15% У2О3; 2,1-8,3%
La2O3; до 1,26% Се2О3; до 2,25% UO3;
0,9—4,6% V2O5; 51,9—54,3% TiO2.
Наблюдается в виде кубообразных
кристаллов и неправ, зерен или зер-
нистых масс. Цвет черный, корич-
нево-черный; блеск сильный, металло-
видный. Уд. в. 4,48. Сильно радио-
активен. Встречается в кварцевых
жилах совместно с радиоактивными
титанистым железняком, рутилом и
магнетитом. Иногда служит источ-
ником получения урана и титана.
ДАЛЬНОСТЬ ПОРАЖАЮЩЕГО
ДЕЙСТВИЯ (ядерного ору-
жия) — расстояние по прямой от
эпицентра взрыва, на к-ром различ-
ные факторы поражения действуют
на живые организмы, грунт и соору-
жения. Д. п. д. может распростра-
няться на сотни и тысячи м, в зави-
симости от тротилового эквивален-
та ядерного заряда, вида ядерного
взрыва, рельефа и растит, покрова
местности, метеорологии, условий, а
также от степени защиты людей
в различных естеств. и искусств,
укрытиях. Д. п. д. возрастает с
увеличением тротилового эквива-
лента ядерного заряда, но не для
всех поражающих факторов одина-
ково, например отношение радиусов
поражающего действия одинаковой
степени по ударной волне пример-
но равно отношению корней кубиче-
ских из их тротиловых эквивалентов
По световому излучению отноше-
ние радиусов поражающего действия
равно отношению корней квадратных
из их тротиловых эквивалентов
При воздушном взрыве Д. п. д.
ударной волны и светового излуче-
ния неск. больше, а разрушение
ударной волной в ближней зоне зна-
чительно меньше и зараженность
местности в районе взрыва и по
следу облака в десятки и сотни раз
меньше, чем при наземном взрыве.
Рельеф местности, лесные масси-
вы, различные сооружения (насыпи,
выемки, окопы и т. п.) могут в из-
вестной мере ограничивать распро-
странение светового излучения, ос-
лаблять проникающую радиацию,
влиять на характер распростране-
ния ударной волны, а, следователь-
но, изменять радиусы и площади по-
ражения при ядерном взрыве. На
118
ДАЛЬНЯЯ ЗОНА
сильно пересеченной местности наи-
более поражаемыми будут топогра-
фия. гребни высот, подошва и скаты,
обращенные в сторону взрыва. В
траншеях, блиндажах, убежищах и
др. подобных сооружениях Д. п. д.
уменьшается в неск. раз. Глубокие
овраги п густые леса из стойких по-
род деревьев более чем в 2 раза умень-
шают Д. п. д. При этом опушки, про-
секи и лесные дороги могут в ряде
случаев явиться наиболее опасными
местами, вдоль к-рых Д. п. д. удар-
ной волны выше, чем на открытой
местности, а образование при взры-
ве сплошных завалов и пожаров пре-
пятствует передвижениям. Д. п. д.
на значит, удалении от эпицентра
взрыва усиливается попутным вет-
ром, а действие светового излучения
резко снижается при осадках и
тумане.
ДАЛЬНЯЯ ЗОНА района
воздушного ядерного
взрыва — зона, примыкающая к
границам ближней зоны и заканчи-
вающаяся там, где ударная волна
переходит в звуковую. Площадь Д. з.
во мпого раз больше площади
ближней зоны. Поражения в Д. з.
наносят головная ударная волна, све-
товое излучение и проникающая ра-
диация атомного и термоядерного
взрыва (см. рис. к ст. Ударная волна).
ДАТЧИК—первичный преобра-
зователь одной физич. величины в
др., более удобную для измерения на
расстоянии (обычно электрическую).
ДАТЧИК ПОЛОЖЕНИЯ СТЕРЖ-
НЕЙ— датчик для дистанц. передачи
положения управляющих стержней
реактора электрич. методами. Д. п. с.
воздействует на указатель положения
стержней. Д. п. с. могут служить
реостатные (потенциометрия.), индук-
тивные или автосинхронные (сель-
синные) датчики в зависимости от
требований точности передачи и ок-
ружающих условий. Наибольшее
распространение получили сельси-
ны. Индуктивные Д. п. с. обладают
меньшей точностью передачи поло-
жения, чем сельсины, однако они
удобны для бесконтактной передачи
положения стержня через немагнит-
ную стенку, способную выдержать
высокое давление.
ДАУ ЭКС — см. Иониты.
ДВОЙНОЙ БЕТА-РАСПАД — ис-
пускание 2 электронов или 2 пози-
тронов из атомного ядра в одном
элементарном акте с превращением
атомного ядра в его изобар, отличаю-
щийся от исходного ядра на 2 еди-
ницы по атомному номеру. Д. б.-р.
может ожидаться в том случае, если
обычный 8-распад энергетически не-
возможен, т. е. изобар, промежуточ-
ный между материнским и дочерним
ядром, имеет более высокую энер-
гию, чем они оба. Существование
Д. б.-р. пока экспериментально не
обнаружено. Важность Д. б.-р. для
теории состоит в том, что из него
можно сделать заключение о свой-
ствах нейтрино. Если нейтрино
представляет собой истинно ней-
тральную частицу (т. е. нейтрино сов-
падает со своей античастицей —
антинейтрино), то испускание элект-
ронов из ядра при Д. б.-р. может не
сопровождаться испусканием 2 анти-
нейтрино. При этом теория дает
величину среднего времени распада
порядка 1016—1017 лет, что находится
на пределе совр. эксперимент, воз-
можностей обнаружения. Если же
нейтрино и антинейтрино — разные
частицы, то электронный Д. б.-р.
должен сопровождаться испусканием
2 антинейтрино. В этом случае время
распада 'хЛО24 лет, т. к. испускание
4 частиц (2e~+2v) имеет мень-
шую вероятность, чем испускание
2 частиц.
ДВУСТОРОННИЕ СОГЛАШЕ-
НИЯ США ПО АТОМНОЙ ЭНЕР-
ГИИ — двусторонние соглашения
двух категорий по мирному исполь-
зованию атомной энергии, заключае-
мые США с др. странами: соглашения
об обмене информацией по н.-и.
работам, по к-рым продаются реак-
торы и др. н.-и. оборудование для
проведения научных работ; соглаше-
ния, по к-рым дополнительно к та-
кому обмену предусматривается воз-
можность поставки силовых реакто-
ров или всего оборудования атомных
станций.
Соглашения первой категории в
большинстве своем касаются обмена
информацией, поставок из США атом-
ного топлива, а также научного обо-
ДЕЗАКТИВАЦИОННАЯ ТЕХНИКА
119
рудования, в т. я. реакторов для ис-
следований. По форме эти соглашения
одинаковы и составляются по заранее
подготовленному образцу.
К настоящему времени (1958) США
заключили соглашения с 39 страна-
ми. Наиболее характерной чертой
системы гарантий по. этим соглаше-
ниям является право передающей
материалы стороны направлять на
территорию другой стороны ин-
спекторов для контроля за исполь-
зованием этих материалов. Одна-
ко на практике страны, заключа-
ющие соглашения с США, вносят
свои изменения в эту формулу гаран-
тий, а иногда и отвергают ее. Так, при
заключении соглашения США с
Евратомом, США настаивали на том,
что право инспекции необходимо им
для любого амер, сотрудничества,
однако представители Евратома при-
держивались позиции, что надлежа-
щая форма инспекции предусматри-
вается в договоре о создании Евра-
тома. Представители Евратома заяв-
ляли, что требование США затра-
гивает суверенитет этой организа-
ции шести государств, и потребовали,
чтобы США изменили свою точ-
ку зрения. В результате было до-
стигнутокомпромиссное решение, по
которому США отказались от свое-
го требования односторонней ин-
спекции.
ДВУХЗОНАЛЬНЫЙ РЕАКТОР —
ядерный реактор, активная зона
к-рого состоит из 2 зон, образован-
ных концентрическими сферами. Зо-
на воспроизводства располагается
на периферии, а активная зона —
в центре.
ДВУХПОЗИЦИОННОЕ РЕГУЛИ-
РОВАНИЕ — одна из разновидно-
стей дискретных автоматич. регуля-
торов, применяемых в системах уп-
равления различными процессами
ядерной техники. Двухпозиц. ре-
лейный орган всегда находится в
непрекращающемся колебат. режиме.
Регуляторы с таким органом часто
паз. вибрационными. Д. р. находит
применение в тех случаях, когда
автоколебат. процесс в системе
помогает увеличить ее быстродей-
ствие или способствует устране-
нию влияния нелинейностей элемен-
тов системы, таких, как гистерезис,
сухое трение и т. д. Вибрац. регу-
ляторы дают наиболее хорошие ре-
зультаты при регулировании мед-
ленно изменяющихся процессов.
ДЕ БРОЙЛЯ СООТНОШЕНИЯ —
соотношения между величинами,
характеризующими волновые свой-
ства микрочастиц (длиной волны X,
частотой v), и величинами, характе-
ризующими корпускулярные свой-
ства микрочастиц (импульсом р,
„ . . 2r.h 2nht	,
энергией Е): А =-= — y=Eh,
r	р	mv
где h — Планка постоянная, т —
масса частицы, v— ее скорость. Из
де Б. с. следует, что для макро-
скопических тел с большой мас-
сой и размерами длина волны де
Бройля пренебрежимо мала по срав-
нению с размерами системы, и вол-
новыми свойствами тел можно пре-
небречь. Напр., для частицы с мас-
сой в 1г, летящей со скоростью
4 м/сек, длина волны де Бройля со-
ставляет всего 10~28 А. Напротив,
для микрочастиц с малой массой и
малыми размерами волновые свой-
ства необходимо учитывать.
ДЕЗАКТИВАЦИОННАЯ ТЕХНИ-
КА— машины, приборы и приспо-
собления для дезактивац. работ
и сан. обработки людей, в боль-
Рис. 1. Мотопомпа М-600, применяемая
при дезактивации способом обмыва.
шипстве применяемые также при
дегазации и дезинфекции. Автомо-
бильная разливочная
станция (APG) предназначает-
ся для дезактивации боевых и транс-
портных машин и т. п., может
применяться и для дезактивации ас-
120
ДЕЗАКТИВАЦИЯ
фальтир. (бетонированных) участков
дорог, мостов и др. Спец, оборудова-
ние: цистерна емкостью 2650 л, меха-
нич. насос, ручной насос, система тру-
бопроводов с арматурой и комплектом
съемного оборудования. А в т о де-
газационная машина (АДМ)
Рис. 2. Артиллерийский дегазацион-
ный комплект.
предназначена для дезактивации бое-
вой техники и транспорта. Обору-
дование машины: резервуары, каж-
дый емкостью до 500 л, система
трубопроводов и насосы. Дезин-
фекционно-душевая ус-
тановка (автомашина ДДА) слу-
жит для сан. обработки людей
и дезинфекции обмундирования.
Спец, оборудование: паровой котел
с арматурой, дезинфекц. камера,
система трубопроводов, насосы и
съемное оборудование. Ранцевый
дегазационный прибор
(РДП) применяется для дезактива-
ции арт. орудий, танков и транспор-
та. Состоит из металлич. резервуара
емкостью 8,5 л, воздушного насоса
(для создания давления в резервуаре)
и брандспойта. Артиллерий-
ский (АДК) и пулеметно-миномет-
ный (П-МДК) дегазационные
комплекты состоят из металлич.
футляра, банок для растворов, кистей
и скребка. Служат для частичной дез-
активации орудий, минометов, пу-
леметов, автомобилей дегазирую-
щим раствором. Для дезактивации
проходов в зараженных участках
путем снятия верхнего слоя грунта
(снега) применяются дорожно-
строительные машины
(грейдер, бульдозер, кусторез и др.).
Для производства дезактивацион-
ных работ во время боя в круп-
ных населенных пунктах или при
ликвидации последствий атомного
нападения в системе МПВО могут
быть использованы машины комму-
нального х-ва для дезактивации мо-
стовых (поливо-моечные, подметально-
уборочные машины), для удаления
снега, зараж. радиоактивными веще-
ствами (плужные снегоочистители,
снегопогрузчики), для дезактивации
боевой техники и вооружения (по-
ливо-моечные машины).
ДЕЗАКТИВАЦИЯ — удаление
радиоактивных загрязнений. Сле-
дует различать собственно Д., т. е.
удаление радиоактивных загрязне-
ний с данного объекта или из среды
(вода, воздух), и окончат, удаление
ненужных радиоактивных изотопов
в безопасное место (см. Радиоактив-
ные отбросы). Для удаления радио-
активных загрязнений или пере-
вода их в форму, удобную для уда-
ления, применяются след, способы
или их комбинации: 1) мехапич.—
смывание водой, чистка щетками, со-
скабливание, обработка пылесосами
и пескоструйными аппаратами;
2) физич.— испарение, разбавление,
растворение и др., напр. газы и воз-
дух, содержащие радиоактивные изо-
топы, разбавляют до активности
1 мккюри!л и выпускают из высоких
труб; 3) химич.— обработка мыла-
ми и др. моющими средствами, ще-
лочными растворами (сода, тринат-
рийфосфат) , комплексообразующими
агентами (лимонно-кислый натрий,
трилон-Б), ионообменными смолами;
4) биологич.— пропускание актив-
ных жидкостей через активирован-
ный ил. Д. тканей, одежды и т. д.
производится повторной стиркой и
обработкой дезактивирующими хи-
мич. растворами.
Д. различных предметов и имуще-
ства, одежды, местности, оборонит,
сооружений, пищевых продуктов, во-
ды и т. п. во всех случаях произво-
дится организованными командами.
Д. имущества м. б. частичной, когда
радиоактивные загрязнения удаля-
ются с тех мест, к к-рым прихо-
ДЕЗАКТИВАЦИЯ
121
дится наиболее часто прикасаться,
и полной — со всей поверхности,
когда Д. производится путем много-
кратного обтирания поверхностей
смоченной ветошью, паклей, снегом
и т. п. или смыванием водой, кероси-
ном, дезактивирующими растворами,
незамерзающими смесями и др. жид-
костями. Для Д. могут применяться
кожаное снаряжение могут обрабаты-
ваться смоченными водой тампонами
из ветоши, пакли и т. п. При силь-
ном загрязнении одежды Д. произ-
водится в прачечных.
Д. местности осуществляется путем
снятия верхнего слоя грунта (снега),
смывания радиоактивных загрязне-
ний с твердых покрытий или уст-
Дезактивацпя: а — орудия при помощи автодегазационной машины; б — броне-
танковой техники при помощи авторазливочной станции; в — стрелкового оружия
при помощи ранцевого дегазационного прибора; г — обмундирования способом ме-
ханической стирки.
индивидуальные противохимнч. па-
кеты, дегазац. комплекты, приборы
и машины, мотопомпы (рис.). Полная
Д., сопровождаемая дозиметриче-
ским контролем, осуществляется по-
сле выхода из зараженной зоны на
пунктах специальной обработки или
дезактив ац. площадках. С целью
ускорения Д. дезактивац. машины
могут выдвигаться в места, где
находятся загрязненные предметы
и машины.
Одежда дезактивируется смыва-
нием радиоактивных веществ. Обувь и
ройства настилов из незагрязненного
грунта и др. материалов. Верхний
слой грунта толщиной не менее 5 см
(снег 10—20 см) удаляется грейде-
рами, бульдозерами или вручную.
G твердых гладких покрытий радио-
активные загрязнения смываются
водой и др. жидкостями с помощью
автоцистерн, мотопомпой и т. п.
При проделывании параллельных
проходов на зараж. участках мест-
ности расстояние между ними долж-
но быть не менее 25 м, чтобы избе-
жать наноса радиоактивной пыли
122
ДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ
при одновременном движении по 2
проходам.
Оборонит, сооружения в основном
дезактивируются вручную. При Д.
траншей и т. п. верхний слой грунта
срезается сверху вниз, также "сме-
таются (смываются) радиоактивные
загрязнения. Срезаемый загрязнен-
ный грунт удаляют не менее чем
на 20 м или засыпают в спец, отры-
тых рвах.
Д. выполняется в противогазе, со
средствами защиты кожи. После
окончания работы по Д. необходима
полная санитарная обработка рабо-
тающего.
ДЕЙСТВИЕ излучения —
комплекс физич., физико-химич. и
химич. изменений, происходящих в
веществе при прохождении через него
ионизирующего излучения, а также
изменения в клетках, тканях, орга-
нах и целостном животном или растит,
организме, являющиеся следствием
указанных первичных физич., фи-
зико-химич. изменений. О Д. и. на
биологич. объекты см. Биологическое
действие ионизирующего излучения,
Генетическое действие излучений,
Канцерогенное действие излучений,
Непрямое действие излучения, Пря-
мое действие излучения, Соматиче-
ское действие излучений.
ДЕЙТЕРИЕВАЯ БОМБА — во-
дородная бомба, в к-роп в качест-
ве основного ядерного заряда при-
меняется дейтерий jH2 (тяжелый
водород). _
ДЕЙТЕРИИ D—стабильный изотоп
водорода с массовым числом 2, ядро
к-рого состоит из 1 протона и 1 ней-
трона. Масса атома D = 2,01473 мас-
совых единиц. Содержание в природ-
ной смеси изотопов 0,0139—0,0151%.
Основной метод получения больших
количеств D — Электролитич. раз-
ложение воды. Скорость выделения
легкого водорода на катоде значи-
тельно превосходит скорость выде-
ления D, ввиду чего происходит кон-
центрирование D в остатке жидкого
электролита. Коэфф, разделения за-
висит от условий ведения электро-
лиза и колеблется от 3 до 12. Для
разделения изотопов водорода ис-
пользуются также методы изотоп-
ного химич. обмена и диффузии сквозь
пористые перегородки. Ввиду боль-
шой разницы в массах D2 и Н1 они
отличаются по своим физич. и хи-
мич. свойствам гораздо больше, чем
изотопы др. элементов. Тяжелая во-
да имеет большую плотность (1,10447
г 1см3 при 25°), большую вязкость,
хуже растворяет соли, чем обычная
вода, t°nun 101,43°, темп-pa замер-
зания —3,813°. Перекись дейтерия
D2O2 более устойчива, чем перекись
водорода. Термин, диссоциация мо-
лекул D2 при высоких темп-pax при-
мерно вдвое меньше, чем моле-
кул Н2.
Столкновения нейтронов с ядрами
D — дейтронами, благодаря близо-
сти их масс, приводят к быстрому
замедлению нейтронов до тепловых
энергий. Сечение захвата дейтрона-
ми тепловых нейтронов оч. мало
(0,0015 барн), тогда как сечение за-
хвата нейтронов протонами состав-
ляет 0,3 барна. Поэтому тяжелая во-
да широко применяется в ядерных
реакторах как замедлитель и теп-
лоноситель. D используется в каче-
стве «метки» (см. Меченых атомов
метод) при изучении процессов, про-
исходящих с участием атомов водо-
рода, особенно в химии и биологии.
Дейтроны (обычно получаемые путем
ионизации атомов D) используются
в качестве бомбардирующих частиц
в ядерных реакциях, в частности в
реакциях, служащих источниками
быстрых нейтронов. D (напр., в
виде дейтерида лития LiD) может
служить взрывчатым веществом в
термоядерных бомбах. Ведется ин-
тенсивное изучение мощных элек-
трич. разрядов в D (и нек-рых др.
газах) с целью получения управляе-
мых термоядерных реакций.
ДЕИТЁРИЙ-НАТРИЕВЫИ РЕА-
КТОР — ядерный реактор с тяжело-
водным замедлителем и натриевым
теплоносителем. Т. к. тяжелая вода
обладает оч. малым сечением погло-
щения тепловых нейтронов (см. Эф-
фективное поперечное сечение),реактор
может работать на естеств. или слабо
обогащенном уране. Это обстоятель-
ство, а также глубокое выгорание U235
и высокие темп-ры теплоносителя, по-
зволяющие использовать совр. тур-
бины, приводят к тому, что, несмот-
ДЕЛЕНИЕ АТОМНОГО ЯДРА
123
ря на высокую стоимость тяжелой
воды, энергия от реакторов такого
типа может оказаться весьма деше-
вой. Основная трудность при кон-
струировании Д.-н. р.— необходи-
мость предотвращения контакта меж-
ду натрием и водой, в результате
которого между ними происходит
бурная (взрывная) химическая ре-
акция.
ДЕЙТЕРИЯ бКИСЬ — см. Тяже-
лая вода.
ДЕЙТЕРО ТРЙТИЕВАЯ БОМ-
БА — водородная бомба, в к-рой
в качестве основного ядерного заря-
да применяется смесь изотопов во-
дорода: дейтерий — гН2 (тяжелый
водород) и тритий (сверхтяже-
лый водород). В результате термо-
ядерной реакции	—> 2Не44-п
выделяются свободные нейтроны и
энергия (17,6 Мэв).
ДЕЙТРОН (дейтон) — ядро
атома одного из изотопов водорода —
тяжелого водорода, или дейтерия.
Обозначается jH2, jD2 или d. Д. со-
стоит из 1 протона и 1 нейтрона и
является простейшей системой частиц,
связанных ядерными силами. Энергия
связи протона с нейтроном в Д.,
равная 2,2 Мэв, в неск. раз мень-
ше, чем энергия связи в более
сложных атомных ядрах (напр., в
ядре гелия энергия связи составляет
ок. 7 Мэв). Спин Д.= 1; магнитный
момент (см. Моменты ядерные)
Д. pi = 0,857 ядерного магнетона.
Изучение свойств Д. и ядерных
взаимодействий с участием Д. (наря-
ду с рассеяниелМ нейтронов на про-
тонах и фоторасщеплением Д.) поз-
волило оценить радиус действия
ядерных сил, а также привело к за-
ключению, что взаимодействие про-
тона и нейтрона зависит от взаимной
ориентации их спинов; они взаимо-
действуют слабее при противополож-
ной ориентации спипов (антипарал-
лельные спины),чем при совпадающей
ориентации (параллельные спины).
Д. широко применяются в реакциях
как бомбардирующие частицы. Они
используются, в частности, для полу-
чения быстрых нейтронов. При взаи-
модействии с любыми ядрами Д. вы-
соких энергий (порядка 100 Мэв) рас-
щепляются на протоны и нейтроны,
причем образуется узкий направлен-
ный пучок нейтронов больших энер-
гий (см. Срыва реакция).
ДЕЛЕНИЕ АТОМНОГО ЯДРА—
самопроизвольное или происходящее
под действием бомбардирующих
частиц расщепление атомных ядер
обычно на два осколка. Практич
интерес представляет Д.а.я. нейтро-
нами; однако оно может быть вызва-
но также протонами, дейтронами,
у-квантами и т. п.
Объяснение Д. а. я. состоит в сле-
дующем. Поведение тяжелого ядра
м. б. в известном приближении
описано моделью жидкой капли,
находящейся под действием сил эле-
ктростатич. отталкивания протонов
и противодействующих им сил по-
верхностного натяжения. Степень
неустойчивости ядра относительно
деления определяется отношением
энергий электростатич. отталкива-
ния к энергии поверхностного на-
тяжения, т. е. отношением Z2//!,
где Z — заряд ядра, А — его мас-
совое число. При достаточно боль-
ших значениях Z*/А Д. а. я. мо-
жет происходить самопроизвольно
(т. н. спонтанное деление). Пери-
од полураспада при спонтанном
делении быстро уменьшается с уве-
Z2
личением Z2/X (напр., для U238 —=
=35,5 и Тц =8«1015 лет; для
72	'2
Gf246 fL_ = 39 и у —2*103 лет).
А	/2	'
Теоретич. расчеты показывают, что
ядра с Z2/X > 45 неустойчивы от-
носительно деления и не могут, по-
видимому, существовать.
Деление тяжелых ядер в основ-
ном происходит на 2 сравни-
мых по массе осколка. Деление на 3
осколка (чаще всего 3-м осколком
является а-часгица) или на 4 оскол-
ка случается очень редко (пример-
но в 1 случае из 500 и в 1 случае из
3 000 соответственно). Осколки де-
ления тяжелых ядер перенасыще-
ны нейтронами и испытывают неск.
последов ат. g-распадов, прежде чем
превратятся в стабильные ядра. По-
мимо осколков, при Д. а. я. испу-
скаются нейтроны и у-квапты. Энер-
гия, выделяемая в одном акте деле-
124
ДЕЛИТЕЛЬНАЯ КАМЕРА
ния тяжелого ядра, составляет ок.
200 Мэв', при этом почти 80% этой
энергии выделяется в виде кинетич.
энергии осколков.
Нейтроны, испускаемые при Д.а.я.,
могут быть разделены на 2 груп-
пы: мгновенные нейтроны, выле-
тающие за время не более 10“"14 сек.
после деления, и т. н. запаздываю-
щие нейтроны. Мгновенные ней-
троны испускаются из сильно воз-
бужденных осколков сразу же пос-
ле их образования. Энергетический
спектр мгновенных нейтронов про-
стирается от тепловых энергий до
примерно 10 Мэв, причем большая
часть из них имеет энергии ок. 1—
2 Мэв, Запаздывающие нейтроны со-
ставляют не более 1% от общего чи-
сла испускаемых нейтронов. Тем не
менее они имеют большое значение
для осуществления управляемой цеп-
ной ядерной реакции деления в
реакторах. Эти нейтроны испускают-
ся осколками деления постепенно в
течение неск. сек. Объяснение этого
явления заключается в том, что эти
нейтроны м. б. испущены ядром-ос-
колком лишь после того, как оно ис-
пытает f-распад (нейтроны испу-
скаются в том случае, если энергия
связи нейтрона в осколке меньше
энергии возбуждения). Поэтому пе-
риоды полураспада для запаздываю-
щих нейтронов совпадают с перио-
дами полураспада для предшествую-
щих им f-распадов. Например, для
урана наблюдается 5 групп запаз-
дывающих нейтронов с перио-
дами полураспада от 0,43 сек. до
55,6 сек.
Эффективные поперечные сечения
деления тяжелых ядер на тепловых
нейтронах составляют сотни барн
(524 барна для U233, 590 для U285 и
729 для Ри239). Эффективные попереч-
ные сечения деления тяжелых ядер
под действием заряженных частиц
и 7-квантов значительно меньше
(примерно в 100 раз для деления
U238 на у-квантах). Число нейтро-
нов, испускаемых в каждом акте де-
ления тяжелого ядра, составляет от
2 до 3. Эти нейтроны могут, в свою
очередь, вызвать деление. На этом
основано практич. осуществление
цеппой реакции деления, при к-рой
в огромных масштабах происходит
выделение ядерной энергии.
При спонтанном делении ядер рас-
пределение осколков по массам, как
и число нейтронов, испускаемых на
1 деление, близко к распределению
по массам при делении тяжелых ядер
под действием нейтронов. Наблюда-
лось деление и более легких ядер
Bi, РЬ, Си— вплоть до ядер Ag.
Однако деление более легких ядер
энергетически невыгодно, и пороги
деления (т. е. минимальные энергии,
необходимые для деления ядра) до-
вольно велики (порядка десятков
и даже сотен Мэв). Особый инте-
рес для получения ядерной энер-
гии представляет деление атомных
ядер U238,	U235,	Ри239 нейтро-
нами.
ДЕЛИТЕЛЬНАЯ КАМЕРА (ка-
мера деления) — ионизаци-
онная камера для регистрации теп-
ловых нейтронов в пропорц. области.
Она обычно состоит из небольшой
трубки длиной до 100 мм и диамет-
ром до 20 мм. Изотоп U235 наносится
на внутр, поверхность камеры эле-
ктролитич. путем. Собирающий элек-
трод обычно выполняется в виде
стержня диаметром до 5 мм, рас-
полож. на оси цилиндра. Тепловые
нейтроны в камере сильно поглоща-
ются, и образующиеся продукты де-
ления U235, обладая большой энер-
гией, вызывают ионизацию и создают
т. о. импульсы тока. Д. к. может
служить для регистрации быстрых
нейтронов по реакции деления U238,
для этого необходимо отфильтровать
тепловые нейтроны кадмием или
бором и поместить в камеру естеств.
уран или уран, обедненный изото-
пом ^U235.
ДЁЛЬТА-ЛУЧЙ (6-лучи)—вторич-
ное излучение, образуемое при про-
хождении микрочастиц большой энер-
гии (космич. лучей, излучений
радиоактивных веществ) через ве-
щество. Д.-л. состоят из электронов
(т. н. 6-электронов), к-рые образу-
ются в результате того, что быстрые
частицы при столкновении с атомами
вырывают из электронных оболочек
этих атомов электроны (ионизируют
атомы). Обычно энергия 8-электро-
нов невелика, однако под действием
ДЕТЕКТОР
125
ускоряющего электрического поля
о-электроны приобретают значит,
энергию, к-рая позволяет им, в свою
очередь, ионизировать атомы, встре-
чающиеся на их пути. В ядерных
фотопластинках и следовых каме-
рах Д.-л. образуют видимые следы в
виде коротких ответвлений от следа,
образов, частицей большой энергии.
По числу Д.-л., образуемых части-
цей вдоль ее пути, можно определить
заряд этой частицы или ее ско-
рость.
ДЕЛЯЩЕЕСЯ ВЕЩЕСТВО — см.
Деление атомного ядра, Ядерное
топливо.
ДЕНСИТОМЕТР — прибор для
измерения оптической плотности по-
чернения проявленных фотография,
пленок, а также пленок в радиогра-
Фотоэлектрпч. денситометр: 1 —рычаг
фотоэлемента 2; 3 — диафрагма; 4 —
окно для отсчета оптич. плотности; 5—
маховик для передвижения оптич. кли-
на; 6 — рычаг для регулирования нуля
гальванометра.
фии или авторадиографии. При
пользовании Д. визуально сравни-
вают яркость светового луча, про-
шедшего через исследуемую фото-
пленку, с яркостью нач. светового
пучка, обычно ослабляемого в не-
обходимое число раз. В Д. имеется
лампа накаливания, изображение ни-
ти к-рой фокусируется на симметрич-
но располож. щель. Уменып. изоб-
ражение щели проицируется на фо-
топленку мпкрообъективом, после
чего свет собирается вторым подоб-
ным микрообъективом и направляет-
ся на щель, располож. перед об-
щим объективом.
Часто в Д.заменяют визуальную ре-
гистрацию интенсивности света на
регистрацию посредством фотоэле-
мента, чем достигается большая точ-
ность измерения (рис.).
ДЁРНЕРА—ГбСКИНСА РАСПРЕ-
ДЕЛЕНИЕ (логарифмиче-
ское распределение) —
процесс медленной кристаллиза-
ции солей, содержащих радий,
описываемый формулой, предлож. в
1925 Дернером и Госкинсом:
. . у
=л 1g —, где х и у —количества мик-
рокомпонента и макрокомпонента, пе-
решедших в кристаллы, а и Ь —
нач. их количества до кристаллиза-
ции твердой фазы, X—постоян-
ная.
Д.—Г. р. имеет место в тех слу-
чаях, когда процесс кристаллизации
идет медленно, причем между каждым
слоем растущего кристалла и раст-
вором устанавливается динамич. рав-
новесие. Распределение компонентов
внутри кристалла неравномерное,
весь кристалл неравновесен как
внутри себя, так и по отношению к
раствору, из к-рого он образовался.
Термодинамически такой смешанный
кристалл можно рассматривать как
систему с микрогетерогенным рас-
слоением.
ДЕСТИЛЛЯЦИЯ (в радиохи-
мии) — метод выделения радиоак-
тивного элемента или радиоактив-
ного изотопа, заключающийся в пе-
реведении его в летучее соединение
и отгонке в приемник при необхо-
димых темп-ре и давлении. Этот
способ применим и для Д. невесо-
мых количеств из раствора. При Д.
невесомых количеств с поверхно-
сти (дно, стенки сосуда) имеет место
испарение (переход в газообраз-
ное состояние) при более низкой
темп-ре, чем в случае Д. весомых
количеств.
ДЕТЕКТОР—1) Устройство для
превращения энергии а-, у- или
нейтронного излучения в энергию др.
вида, обычно электрич., к-рая м. б.
сравнительно легко зарегистрирова-
на. В качестве Д. в ядерной физике
пользуются ионизационными камера-
126
ДЕТЕКТОР АЛЬФА-ИЗЛУЧЕНИЯ
ми, счетчиками, фотопленками. Д.
различают по конструкции (направ-
ленный детектор, телескоп счетчиков,
делительная камера) и по свойствам
(изотропный детектор, антрацено-
вый детектор, борный детектор).
2) Прибор для обнаружения, а иногда
и количеств, определения а-, ₽-,
^-излучений и нейтронных пото-
ков (радиометр, монитор, дози-
метр).
ДЕТЕКТОР АЛЬФА-ИЗЛУЧЕ-
НИЯ—прибор для обнаружения и
количеств, определения «-излучения.
В качестве Д. а.-и. могут применять-
ся торцовые счетчики, сцинтилляци-
онные счетчики, плоские ионизаци-
онные камеры и др.
ДЕТЕКТОР БЕТА-ИЗЛУЧЕНИЯ—
прибор для обнаружения и коли-
честв. определения р-излучения. В
качестве Д. б.-и. могут применяться
торцовые счетчики, тонкостенные
счетчики, сцинтилляционные счет-
чики, ионизационные камеры и др.
ДЕТЕКТОР БЫСТРЫХ НЕЙТРО-
НОВ — прибор для обнаружения и
количеств, определения быстрых ней-
тронов. В качестве Д. б. н. могут
применяться борные камеры, бор-
ные счетчики и др.
ДЕТЕКТОР ГАММА-ИЗЛУЧЕ-
НИЯ — прибор для обнаружения и
количеств, определения у-излуче-
ния. В качестве Д. г.-и. применяют-
ся ионизационные камеры и счет-
чики.
ДЕТЕКТОР МЕДЛЕННЫХ НЕЙ-
ТРОНОВ — прибор для обнаруже-
ния и количеств, определения мед-
ленных нейтронов. В качестве Д. м.н.
могут применяться сцинтилляци-
онные счетчики, борные счетчики,
борные камеры. _
ДЕТЕКТОР НЕЙТРОНОВ — см.
Детектор быстрых нейтронов, Де-
тектор медленных нейтронов.
ДЕТЕКТОР РАДИОАКТИВНЫХ
АЭРОЗОЛЕЙ — прибор для обна-
ружения и количеств, определения
радиоактивных аэрозолей. Обычно
эти приборы состоят из воздуходув-
ки, прокачивающей загрязненный во-
здух через фильтр, и счетчиков с
ламповыми измерительными при-
борами для измерения активности
(обсчет) фильтров. Путем деления
общей активности фильтра на коли-
чество пропущенного через него за-
грязненного воздуха определяют кон-
центрацию радиоактивных аэро-
золей в воздухе (обычно в кюри
на 1 л).
ДЕТОНАТОР ТЕРМОЯДЕРНОЙ
БОМБЫ (водородной) — ядер-
ный заряд из делящихся веществ
(Pu, U235, U238), создающий при взры-
ве высокую (неск. млн. град.) темп-ру,
необходимую для инициирования
(возбуждения) реакции термоядер-
ного синтеза веществ основного за-
ряда водородной бомбы. По кон-
струкции Д. т. б. принципиально не
отличается от обычных атомных за-
рядов (бомб). Термоядерная бомба
большой мощности может иметь неск.
атомных детонаторов. Ведутся ис-
следования по созданию термоядер-
ного оружия без атомного детона-
тора. ,	,	ч
ДЕФЕКТ МАССЫ— разность Д ме-
жду точной массой М ядра (в массо-
вых единицах) и массовым числом А,
т. е. Д=Л/—Л. Так, напр., Д. м. ней-
трона равен 0,00898 ME', Д. м. кис-
лорода 8О16_0 (по определению). Д.м.
связан с энергией связи соотноше-
нием:
Есв =Z (Мр - Мп)+А (Мп - 1) - Д.
Здесь Z — число протонов, Мр—
масса протона, Мп — масса нейтро-
на. Употребляется также Д. м., от-
несенный к одному нуклону, т. н.
упаковочный множитель.
ДЕФЛЕКТОР — приспособление
для вывода частиц из ускорителя.
джилпинйт — минерал, то же,
что иоганнит.
ДИАГНОСТИЧЕСКАЯ ДОЗА —
доза рентгеновского излучения, к-рую
получает исследуемый во время рент-
гено-диагностич. процедур (рент-
геноскопии или рентгенографии).
Измерения Д. д. показывают, что
при рентгеноскопии грудной клетки
и желудка исследуемый подвергает-
ся локальному облучению грудной
клетки в дозе 15 р за 1 мин. просве-
чивания, при флюорографии—100 мр,
при рентгенографии — ок. 100 мр.
См. Разовая допустимая доза.
ДИНАМИЧЕСКИЙ КОНДЕНСА-
ТОР — конденсатор с периодиче-
ДИСТАНЦИОННОЕ УПРАВЛЕНИЕ
127
ски изменяющейся емкостью; пред-
назначен для преобразования пост,
чока в перем, путем модуляции
напряжения, приложенного к его
обкладкам, вибрирующим с пост, ам-
плитудой. В конденсаторе емко-
стью С, подключенном к источнику
пост, напряжения U, заряд равен
q = U-С. При изменении емкости С
по закону Co+CjSinwZ и неизм. на-
пряжении U величина q будет из-
меняться по закону g = Z7(d0+%sinw£).
Наряду с пост, составляющей по-
является перем, составляющая, про-
порц. приложенному напряжению;
она затем выделяется и усиливает-
ся стабильным усилителем перем,
тока вместо нестабильного усилителя
постоянного тока.
ДИНАМИЧЕСКИЙ ЭЛЕКТРО-
МЕТР — электрометр для измере-
ния токов до 10“14 —10“16а, приме-
няемый в схемах управления реак-
тором, отличающийся от лампового
электрометра тем, что усиление осу-
ществляется свободным от дрей-
фа усилителем перемен, тока, а в
качестве преобразователей применя-
ются гл. обр. динамические конден-
саторы. Частота преобразования
обычно не превышает неск. десятков
st/, вследствие чего посредством Д. э.
можно измерять только оч. медлен-
но протекающие процессы; наивыс-
шая частота в спектре измеряемого
процесса не должна превышать 0,1
от частоты преобразования. Дина-
мические преобразователи Д. э. да-
ют собственные помехи, поэтому
Д. э. не находят широкого приме-
нения.
ДИСКРЕТНЫЕ ВЕЛИЧИНЫ —ве-
личины, к-рые могут иметь не произ-
вольные, а только определенные, раз-
деленные нек-рыми интервалами, зна-
чения. Напр., к Д.в. относится про-
екция момента количества движения
квантовой системы, квадрат момен-
та количества движения. К Д. в.
относится также величина энергии
квантовой системы, находящейся
в огранич. обл., напр. энергия свя-
занного электрона в атоме (если пре-
небречь взаимодействием с электро-
магнитным излучением). Значения
энергии в этом случае наз. уровнями
энергии.
ДИСПРОЗИЙ Dy — химич. эле-
мент III гр. периодич. системы, п. п.
66, ат. в. 162,46, относится к ланта-
ноидам. Имеет след, стабильные изо-
топы.-Dy156 (0,0524%),Dy138 (0,0902%),
Dy160(2,294%), Dy161(18,88%), Dy162
(25,53%), Dy163(24,97%),Dy164(28,18%).
Радиоактивные изотопы Dy являют-
ся короткоживущими, за исключе-
нием Dy159 (T^i/2=134 дням), к-рый об-
разуется по реакции Dy158 (и, у).
Изотоп Dy163(Ti/2=139,2 мин.),образу-
ющийся по реакции Dy164 (п, 7) с
сечением образования 2600 барн,
используется в качестве радиоактив-
ного индикатора при химич. ис-
следованиях, для определения ма-
лых количеств Dy в др. редкоземель-
ных элементах, а также в Be, Bi, Pb,
Ge, графите с помощью активаци-
онного анализа. Dy м. б. исполь-
зован в качестве детектора слабых
нейтронных потоков. Dy — металл,
плотн. 8,56 г/см3,1°пл 1500°. В соеди-
нениях 3-валентен.
ДИСПРОПОРЦИОНИРОВАНИЯ
РЕАКЦИЯ — реакция самоокисле-
ния-самовосстановления , состоящая
в том, что 1 атом химич. элемента
окисляется до иона с большей ва-
лентностью за счет восстановления
2-го атома до иона с меньшей валент-
ностью. Примером может служить ре-
акция диспропорционирования 5-ва-
лентного урана, наблюдающаяся при
растворении в серной к-те закиси-
окиси урана, имеющей структурную
формулу U2O5-UOs, согласно уравне-
нию 2U5+±z^U4++U6+. Диспропор-
ционирование является одним из наи-
более важных свойств водных раство-
ров солей плутония. Так, если чистую
соль Ри4+ растворить в 0,5 М НС1,
раствор после стояния будет содер-
жать нек-рые количества Ри3+ и
Ри6+. При 25° указанные степени оки-
сления Ри будут находиться в рав-
новесии в след, относит, количествах:
27,2% Pu3+, 58,4%Ри4+ и 13,6%Ри6+.
Степень диспропорционирования за-
метно зависит от кислотности раство-
ра и комплексообразующего действия
присутствующих в нем анионов.
ДИСТАНЦИОННОЕ УПРАВЛЕ-
НИЕ — управление работой объек-
тов ядерной техники, располож. па
нек-ром расстоянии от пункта уп-
128
ДИФЕНИЛ
равнения. Осуществляется посред-
ством приборов и систем Д. у.
(электрич., гидравлич., пневматич.,
комбинир.). В общем случае систе-
ма Д. у. состоит из командных эле-
ментов (кнопки, ключи и др.), уси-
лителей (электронные, магнитные
и др. усилители), исполнительных
механизмов (электрич., гидравлич.
и пневматич. двигатели, контакторы
и др.) и регулирующих элементов
(заслонки, задвижки, регулир. стерж-
ни и др.).
Системы Д. у. делятся на системы
дискретного действия и системы
непрерывного действия. В первых ре-
гулир. орган может иметь 2 или неск.
фиксиров. положений или состояний.
Посредством таких систем обычно
включают и выключают двигатели,
аппараты, машины. Вторые системы
позволяют производить любое не-
обходимое изменение положения или
состояния регулир. элемента (напр.,
регулируют скорость, темп-ру, поло-
жение, расход и др. параметры).
Непрерывное управление можно осу-
ществлять также следящими систе-
мами и автоматич. регуляторами. Ес-
ли в системе управляемый объект
находится на значит, расстоянии от
пункта управления, то Д. у. наз.
телеуправлением.
ДИФЕНИЛ C6HS — GSHS — аро-
матич. углеводород. Одно из пер-
спективных веществ для использо-
вания в реакторе с органическим за-
медлителем и теплоносителем. Сла-
бо разлагается при нагревании и при
облучении. Не вызывает коррозии
конструкц. материалов; плотность
1,041 г/см3 (при 20°), ?пл +69°,
Z°Ktm255°; t°крит528°,	am,
критич. плотность 0,343 г/см3.
ДИФФЕРЕНЦИАЛЬНАЯ ИОНИ-
ЗАЦИОННАЯ КАМЕРА — иони-
зационная камера для измерения от-
ношения или разности 2 ионизаци-
онных токов. Конструктивно Д. и. к.
обычно состоят из 2 отделенных друг
от друга частей или 2 совершенно от-
дельных камер, включенных в об-
щую электроизмерит. систему (рис.).
Д. и. к. часто служат для определе-
ния слоя половинного ослабления
рентгеновских лучей (при этом 1 из 2
частей камеры должна обладать в
2 раза большей чувствительностью,
чем др.) и поглощения космич. лу-
чей различными веществами.
Схема дифференциальной ионизац. ка-
меры: 1 —электрометры и электронные
устройства; 2—изоляторы; 3 — основа-
ние камеры; 4 — центральный элект-
род; 5—цилиндрич. электрод; К, и К2—
ионизац. камеры; Ai и А2— слои раз-
личных веществ.
ДИФФЕРЕНЦЙРУЮЩАЯ СХЕМА
(дифференциатор) — элек-
тройное устройство, выходное
напряжение к-рого изменяется про-
порционально-производной входного
напряжения. Коэфф, передачи иде-
Рис. 1.
Рис. 2.
устройства
в оператор-
ального дифференцир.
(рис. 1), записанный
ной форме, равен
^вых <Р)
л / \ ВЫХ. '* '
Коэфф, передачи реальной дифферен-
цир. 2?С-цепи (рис. 2) равен
Р
р+^с
Такая цепь будет хорошо дифферен-
цировать при условии, что постоян-
ДИФФУЗИЯ
129
пая времени цепи z—RC будет до-
статочно малой величиной, однако
выходное напряжение тогда окажет-
ся слишком малым. Дополняя диффе-
ренцир. .НС-цепь усилителем посто-
янного тока с коэфф, усиления А, по-
лучают коэфф, передачи устройства
Кр
Дифференцир. НС-цепь обычно слу-
жит для укорочения импульсов, в
то время как дифференциатор в
счетно-решающем устройстве дей-
ствительно выполняет операцию диф-
ференцирования.
ДИФФРАКЦИЯ ЧАСТИЦ — рас-
сеяние потока микрочастиц ато-
мами кристаллов, жидкостей и т. д.
с образованием чередующихся мак-
симумов и минимумов в интенсивно-
сти рассеянного пучка. Распределе-
ние максимумов и минимумов в диф-
фракц. картине находится в соответ-
ствии с внутр, строением рассеи-
вающих тел. Д. ч. аналогична
диффракции света при прохождении
пучка света через диффракц. решетку
и доказывает квантовую природу
микрочастиц. Согласно квантовой
механике, подтвержденной много-
числ. опытами, поведение микроча-
стиц, движущихся с данной энергией
в виде пучка заданного направления,
можно описать при помощи плоской
волны — волны де Бройля, у к-рой
длина волны однозначно связана с
импульсом микрочастиц (см. Де
Бройля соотношения). Если длина
волны де Бройля падающего пуч-
ка микрочастиц сравнима с рас-
стояниями между атомами кристал-
лов рассеивающего тела, то в резуль-
тате сложения волн де Бройля,
рассеянных отдельными атомами
кристаллич. решетки, происходит об-
разование резких максимумов и ми-
нимумов в интенсивности рассеян-
ных микрочастиц. Если через d обо-
значить расстояние между рядами
атомов на поверхности кристалла,
то положение максимумов в рассеян-
ном пучке определится из уравнения:
пк—2d sin 0,
где п— последовательность чисел О,
1, 2, 3,...; а— длина волны де Брой-
ля падающих микрочастиц и 0 —
половина угла между началь-
ным и рассеянным пучком. Изучая
расположения максимумов на эк-
ране, можно определить d. Д. ч.
широко пользуются в практике для
исследования * поверхности твердых
тел, строения кристаллов, сложных
молекул. Применение Д. ч. особен-
но плодотворно при изучении про-
цессов окисления и коррозии поверх-
ности металлов, азотирования и це-
ментации стали, изменения струк-
туры тел в связи с истиранием, шли-
фовкой, давлением, полировкой и
т. д. Особенность применения Д. ч.—
сильное взаимодействие микрочастиц
с веществом и малые (сравнительно
с рентгеновскими) длины волн, что
позволяет проводить исследования и
в тех случаях, когда рентгенография
и оптич. методы непригодны.
ДИФФУЗИОННЫЙ ПОТОК (?) —
результирующий поток переноса
нейтронов из мест большей концен-
трации в места меньшей концентра-
ции. Д. п. можно также определить
и как число нейтронов, пересекаю-
щих за единицу времени единичную
площадку, нормальную к направле-
нию Д. п. Приближенно можно счи-
тать i — Z)grad Ф, где D —коэфф,
диффузии для потока, имеющий раз-
мерность длины, Ф— нейтронный
поток. Градиент нейтронного потока
л гь ЗФ . аФ . , дФ г
grad Ф = ^-1-Нт-
дх ду dz
(i, j, к— орты осей х, у, z).
ДИФФУЗИЯ — необратимый про-
цесс, приводящий к выравниванию
концентраций частиц в смеси с
неоднородной пространств, концен-
трацией. Д. наблюдается в газах,
жидкостях и твердых телах; при-
чем диффундировать хмогут как по-
сторонние частицы, так и частицы
самого вещества. Если, напр., у
молекул концентрация мало меняет-
ся на длине одного свободного про-
бега, то поток / молекул пропорцио-
нален градиенту их концентрации п
и направлен в сторону уменьшения
^dn
концентрации: /==—, где D —
коэфф. Д. Для газов он оценивается
130
ДЛИНА ДИФФУЗИИ
как D^lj9 vl, где v— ср. тепловая
скорость молекул, I — их свободно-
го пробега длина. Д. для смеси 2 га-
зов весьма слабо зависит от их от-
носит. концентрации — наибольшее
изменение D с концентрацией не
превосходит 7—8%. При Д. легкого
газа в тяжелом D зависит от массы
легкой компоненты. Д. в жидкостях
примерно в 100 000* раз меньше, чем
в газах. В твердой фазе Д. связана
с переходом атомов из одних поло-
жений равновесия в кристаллич. ре-
шетке в др. положения равновесия.
D в этом случае сильно зависит от
темп-ры. Д. удобно измерять мето-
дом изотопных индикаторов (см. Ме-
ченых атомов метод). Явление Д. про-
исходит при перетекании вещества
сквозь пористую перегородку; в этом
случае оно сопровождается перепа-
дом давления. Д. пользуются для изо-
топов разделения.
ДЛИНА ДИФФУЗИИ (Ld) — ве-
личина, характеризующая расстоя-
ние по прямой, проходимое нейтро-
ном данной энергии от места рожде-
ния до места поглощения. V6 ср.
квадрата этого расстояния равна
квадрату Д. д. В бесконечной среде
для плоского источника нейтронов
плотность нейтронов падает в е раз
на расстоянии, равном Д. д. {е—осно-
вание натуральных логарифмов).
Д. д. тепловых нейтронов измеряют
экспериментально по распределению
их плотности или рассчитывают по
формуле:
где D — коэфф. диффузии] —
макроскопич. сечение поглощения;
\tr—транспортная длина; \а — длина
поглощения. Д. д. тепловых ней-
тронов определяет их градиенты
вблизи источников и поглотителей и
утечку из реактора. Эти параметры,
в свою очередь, существенны для
расчета критич. массы реактора
и для системы его регулирования.
ДЛИНА ЗАМЕДЛЕНИЯ (Ls) —
величина, характеризующая ср. пе-
ремещение нейтрона определ. энер-
гии при его замедлении до более
низкого уровня Энергии (см. Замед-
ление нейтронов). Д. з. характеризу-
ет замедляющую способность веще-
ства. При расчетах обычно Д. з.
определяют по формуле: I? =-^r2t
где г2— средний квадрат перемеще-
ния нейтрона. Д. з. нейтронов спект-
ра деления до тепловой энергии для
различных замедлителей приведены
в табл.
Длина замедления.
Замедлитель	Плот- ность (г/сдг3)	Длина замедле- ния Ls (см)
Вода		1,0	5.7
Тяжелая вода . .	1,1	11.0
Бериллий ....	1,84	9,9
Графит 		1,62	18,7
ДЛИНА МИГРАЦИИ — величина,
характеризующая среднее перемеще-
ние нейтрона в данной среде в про-
цессе замедления до тепловых энер-
гий и диффузии при этих энергиях
до поглощения. С увеличением длины
замедления быстрого нейтрона или
длины диффузии теплового нейтрона
увеличивается Д. м. в данной среде.
Математически квадрат Д. м. равен
сумме квадратов длин замедления и
диффузии. Д. м. пользуются в ней-
тронно-физич. расчетах при опреде-
лении критич. массы реактора, в од-
ногрупповом приближении, когда
размеры реактора достаточно велики.
ДОЗА — количество ионизирующе-
го излучения, поглощаемое облучае-
мым объектом или частью его. Д. опре-
деляет действие ионизирующего излу-
чения в любой среде. Физической дозой
наз. энергия рентгеновского или у-из-
лучения, поглощенная единицей объе-
ма воздуха; единицей ее является
рентген. Д. ионизирующих излуче-
ний, отличных от рентгеновского и
у-излучений, измеряются физическим
эквивалентом рентгена, к-рый вызы-
вает ионизац. действие, эквивалент-
ное 1 р рентгеновских или у-лучей.
При одинаковом ионизац. эффекте а-,
f- и др. частиц их биологич. воздей-
ствие различно и учитывается био-
логическим эквивалентом рентгена.
В зависимости от вида ионизирующе-
го излучения различают: Д. у-облуче-
ния , Д. рентгеновского облучения, Д.
ДОЗА СМЕШАННОГО ОБЛУЧЕНИЯ
131
смешанного облучения, нейтронную
дозу, Д., отнесенная к единице вре-
мени. наз. мощностью дозы облуче-
ния. В радиологии Д. вблизи поверх-
ности облучаемого тела наз. поверх-
ностной дозой, а в глубине его —
глубинной дозой, имеется также по-
нятие тканевая доза. Отношение Д.
на глубине к Д. в свободном воздухе
наз. процентной или относит, глу-
бинной Д. Кроме того, различают
локальную Д., т. е. Д. в данной
точке, и интегральную дозу. Макс.
допустимой дозой общего облучения
человека считается Д., к-рая в свете
совр. знаний не должна вызвать
значит, повреждения его организма
в любой момент на протяжении его
дальнейшей жизни. Причем эта Д.
должна набираться равномерно в те-’
чение недели. Часто необходимо
знать Д., полученную в к.-л. пери-
од времени. При локальном облуче-
нии, благодаря компенсир. действию
организма, человек может безболез-
ненно переносить Д., значительно
превосходящие макс., напр. 10 р при
общей рентгеноскопии легких (поро-
говая доза). Д. измеряются посред-
ством дозиметров. Поверхностные и
глубинные Д. могут быть рассчитаны
для заданных условий облучения по
Д., измеренной в свободном воздухе.
В зависимости от эффекта действия
ионизирующего излучения на орга-
низм различают: летальную дозу, суб-
летальную дозу, сверхлетальную дозу,
стерилизующую дозу, толерантную
дозу, эритемную дозу, дозу половин-
ной выживаемости.
При мед. применении ионизир.
излучения пользуются диагностиче-
ской дозой, индикаторной дозой и
терапевтической дозой.
ДОЗА половинной выживА-
ЕМОСТИ — доза ионизир. излу-
чения, к-рая при массовом облуче-
нии биологич. объектов вызывает
смерть половины всех облученных
объектов. В зависимости от сро-
ков гибели облученных объектов
различают Д. п. в. за 1 сут-
ки, 14 дней, 30 дней и т. д. При об-
лучении теплокровных животных ча-
ще всего пользуются Д. п. в. за
30 дней. В радиобиологии эта доза
обозначается символом ЛД 50/30.
Величина Д. п. в. для разных видов
животных различна (см. Радиочув-
ствительность).
ДОЗА РАДИОАКТЙВНОГО ОБ-
ЛУЧЕНИЯ — основная количеств,
характеристика поражающего дейст-
вия радиоактивных излучений в ус-
ловиях пребывания и действий в ме-
стах, загрязненных радиоактивны-
ми веществами. Длит, облучение
при высоком уровне радиации при-
водит к заболеванию лучевой бо-
лезнью и выводит людей из строя.
Д. р. о. измеряется рентгенами. При
действиях на зараженной местности
сохранение и восстановление работо-
способности обусловливается, кроме
др. мероприятий, постоянным контро-
лем и учетом полученных Д. р. о.
Ориентировочные данные
о действии различных доз
радиоактивного облучения.
Кратко- врем. доза облучения (Р)	Результат действия на организм человека (при отсутствии надлежащего лечения)
50	Работоспособность сохра- няется
50—100	Наблюдаются изменения в крови, появление первых признаков лучевой болез- ни без потери работоспо- собности
100-200	Лучевая болезнь. Часть по- раженных может оказать- ся неработоспособной на неск. дней и даже недель
200—400	Лучевая болезнь. Потеря работоспособности на длит, срок, возможен смертель- ный исход
400	Лучевая болезнь. Смертель- ный исход в 50% случаев заболевания
600 и более	Смертельная доза
Небольшие Д. р. о., полученные
с промежутками в течение длит, вре-
мени, менее вредны, чем кратковрем.
облучение дозой, к-рую дает в сумме
продолжит, облучение. Лица, полу-
чившие Д. р. о. в 50 р и более, без
крайней необходимости определенное
время не допускаются к работе в
местах, зараженных радиоактивными
веществами.
ДОЗА СМЕШАННОГО ОБЛУЧЕ-
НИЯ— доза, получаемая объектом
при облучении его одновременно неск.
видами излучений (нейтронами, а-,
7-лучами и др.).
5*
132
ДОЗИМЕТР
ДОЗИМЕТР — прибор для опре-
деления дозы или мощности дозы из-
лучения. Д. подразделяются на при-
боры для измерения физич. дозы
излучения, в к-рых используется
ионизац. действие излучения в воз-
духе, и приборы для обнаружения
излучения, в к-рых для измерения
служат приборы, основанные на лю-
бом др. действии излучений, при
условии, что возникающие эффекты
дают возможность оценить погло-
щаемую энергию или в допустимых
пределах пропорциональны ей. Д.
обычно состоят из ионизационной
камеры и измерит, устройства (элек-
трометр, гальванометр, ламповый
измерительный .прибор).
В зависимости от рода измеряемой
величины различают Д., измеряю-
щие мгновенное значение мощности
дозы (групповой дозиметр, стацио-
нарный дозиметр) и измеряющие
суммарную или интегральную дозу
(рентгенметр, пленочный дозиметр,
химический дозиметр, индивидуаль-
ный дозиметр, колориметрический
дозиметр).
подготовка рекомендаций по созда-
нию, размещению и использованию
соответств. защитного оборудования
и приспособлений, определение до-
пустимых условий работы, а также
решение вопросов, касающихся эф-
фективной и практически возмож-
ной защиты персонала от вредных
воздействий излучений, и изучение
опасностей, связанных с взаимодей-
ствием излучений с окружающей
средой (напр., накопление радиоак-
тивных веществ растениями и жи-
вотными, употребление к-рых в пи-
щу может повредить здоровью лю-
дей). Д. с. обычно создаются в н.-и.
учреждениях и на предприятиях, ве-
дущих работы с радиоактивными ве-
ществами и ионизирующими излу-
чениями.
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ПРИБО-
РЫ — приборы для дозиметрия, из-
мерений (рис. 3 и 4, табл. V). Д. п.
разделяются па приборы для обна-
ружения излучения (индикаторы ра-
диоактивности) и приборы для изме-
рения физич. дозы излучения (дози-
метры и рентгенметры). Наиболее
Рис. 1. Переносный дозиметрический прибор.
По характеру применения Д. де-
лятся на стационарные, переносные
и индивидуальные дозиметрические
приборы. По способу отсчета разли-
чают Д. с непосредств. отсчетом по
шкале показывающего прибора или
счетному приспособлению и Д.,
требующие дополнит, манипуляций
и расчетов для получения измеряе-
мой величины.
ДОЗИМЕТРЙЧЕСКАЯ СЛУЖ-
БА — организация, занимающаяся
дозиметрией и защитой персонала от
вредного воздействия радиоактивных
веществ и ионизирующих излучений.
В задачи Д. с. обычно входит дозимет-
рия помещений, оборудования и тер-
ритории, проведение индивидуального
дозиметрического контроля и груп-
пового дозиметрического контроля,
удобно для измерения доз приме-
нять приборы, к-рые основаны на
том же явлении, что и единица
физич. дозы (рентген), а именно: па
ионизац. действии излучения в воз-
духе. Однако для дозиметрии могут
применяться и такие приборы, в
к-рых величина протекающего эф-
фекта пропорциональна энергии, по-
глощенной в воздухе. Для обнару-
жения излучения пригодны пленоч-
ный дозиметр, фотоэлектронные ум-
ножители, счетчики, люминесцирую-
щие экраны. Кроме измерения дозы
излучения в воздухе, часто требует-
ся определение дозы или мощности
дозы на поверхности объекта или в
глубине его, определение мощности
дозы рассеянного излучения, каче-
ства защитных устройств, автоматич.
Таблица V.
Дозиметрические приборы. 1. Карманная ионизационная камера. 2. 10 кар-
манных ионизационных камер на зарядно-контрольной установке. 3. Стационарный
дозиметр. 4. Переносный дозиметр. 5. 6-декадный пересчетный прибор. 6. Сцинтил-
ляционный гамма-спектрометр. 7. Электронный микросекундомер.
Таблица VI.
Радиометрические приборы. 1. Пересчетный прибор. 2. Автомобильный
гамма-радиометр. 3. Аэрогеофизическая станция с радиометром и магнитометром.
4. Кароттажный радиометр. 5. Полевой эманометр. 6. Анализатор амплитуд импуль-
сов. 7. Двухканальный анализатор с электронным переключателем.
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ
133
управление к.-л. устройством по
заданной дозе и др. Д. п. подразде-
ляются в зависимости от рода изме-
ряемой величины (дозы или мощности
дозы), степени точности (индикаторы,
сан. обработку, дезактивацию по-
мещений, имущества и загрязненных
участков местности, определять вре-
мя пребывания на таких участках,
не допускать использования загряз-
Рпс. 2. Стационарный дозиметрический прибор.
эталонные и технич. приборы), ха-
рактера применения [переносные
(рис. 1) или стационарные (рис. 2)],
способа получения отсчета (непосред-
ственно по шкале показывающего
прибора, механич. счетчику или по-
средством др. отсчетных приспособ-
лений). В зависимости от назначе-
ния Д. п. подразделяются на инди-
видуальные дозиметры, групповые
дозиметры и стационарные дози-
метры.
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТ-
РОЛЬ— система мероприятий для
контроля радиац. безопасности работы
на предприятиях атомной пром-сти,
при пользовании установками для
облучения и радиоактивными изото-
пами, а также по учету доз облучения
и заражения людей, вооружения
(при боевых действиях, в войсках),
техники, воды, продовольствия и
др. Основным мероприятием в си-
стеме Д. к. является контроль: сте-
пени загрязнения поверхностей и
предметов радиоактивными вещест-
вами; величины облучения живых
организмов при внешнем воздействии
излучений; скорости распада радио-
активных веществ в загрязненном
районе. Результаты контроля по-
зволяют обеспечить индивидуальную
и коллективную защиту людей, их
ненных продуктов и воды, органи-
зовать мед. помощь в необходимых
случаях. •
Д. к. облучения проводится дози-
метрами, показывающими непосред-
ственно мощность дозы в рентгенах,
или рентгенметрами, где доза облу-
чения определяется как произведе-
ние мощности дозы на время облуче-
ния. Для Д. к. радиоактивного за-
ражения применяются и у-радио-,
метры, измеряющие радиоактив-
ную зараженность в распадах на
1 см2 в мин.
Д. к. позволяет установить сте-
пень безопасности нахождения и
работы в данном месте и включает
измерение внешнего лучевого фона,
загрязненности территории, помеще-
ния и рабочих поверхностей радио-
активными веществами, а также за-
грязненности техники, одежды и
рук. Для измерения у-фона поль-
зуются как переносными, так и
групповыми и стационарными до-
зиметрами, нередко снабженными
звуковой или световой сигнализа-
цией, срабатывающей в случаях
превышения допустимых уровней
Y-фона; в местах, где возможно нали-
чие нейтронов, пользуются нейтрон-
ными дозиметрами. Контроль загря-
зненности помещений, рабочих по-
134
ДОЗИМЕТРИЯ
верхностей, одежды и рук людей,
работающих с радиоактивными веще-
ствами, осуществляется с помощью
а-, р- и у-счетчиков, регистрирую-
щих число радиоактивных распадов
в единицу времени на загрязненной
поверхности. Для Д. к. загрязнен-
ности рабочих поверхностей нередко
используется метод мазков — выти-
рание участка поверхности фильтро-
вальной бумагой с последующим из-
мерением ее активности. Для Д. к.
загрязненности воздуха применяют
прокачивающие установки с филь-
трами с последующим измерением
активности фильтра.Регистрация сум-
марной дозы излучения, получаемой
работающим в течение определ. сро-
ка работы,осуществляется спомощыо
фотопленок ' или малогабаритных
ионизац. камер (индивидуальный дози-
метр), к-рые носятся в карманах
рабочей одежды.
Разработаны также методы инди-
видуального Д. к. с помощью люми-
несцирующих таблеток. Методы ин-
дивидуального Д. к. позволяют из-
мерять не только общую дозу излу-
чения, полученную человеком, но
и дозу, полученную отдельными,
наиболее облучаемыми частями те-
ла, напр. дозиметры для рук, вы-
полненные в виде колец, надеваемых
на палец. Задачей Д. к. является
недопущение превышения предель-
но допустимой дозы у работающих.
Дозиметрическая служба, осущест-
вляющая Д. к. на предприятиях,
наделена полномочиями регламен-
тировать время работы на определ.
местах, ограничивать и даже запре-
щать работу в особенно загрязнен-
ных помещениях до ликвидации
загрязненности; данными Д. к. руко-
водствуется сан. служба предприя-
тия при оценке профессион. вредно-
сти на произ-ве. В военном д е-
л е цель Д. к.— обнаружение радио-
активного облучения личного соста-
ва в дозах, превышающих допусти-
мые пормы и вызывающих лучевую
болезнь (см. Доза радиоактивного об-
лучения).
ДОЗИМЕТРЙЯ — измерение дозы
ионизир. излучений, радиоактивных
загрязнений, активности радиоак-
тивных препаратов, а также воздей-
ствия радиоактивных излучений на
организм человека. Теория и прак-
тика Д. основаны на изучении и при-
менении законов прохождения радио-
активных излучений через вещество.
В’ состав излучений входят: рентге-
новские и у-лучи, 0- и а-частицы,
нейтроны, мезоны и др. элементар-
ные частицы. В результате взаимо-
действия этих частиц с атомами ве-
щества они постепенно теряют свою
энергию на возбуждение, на иони-
зацию атомов этого вещества и на
излучение при торможении. Коли-
честв. результаты зависят от свойств
среды (плотность, ат. в.) и природы
движущихся частиц (энергия, заряд,
масса). В радиотерапии с помощью
Д. определяют дозу облучения к.-л.
части тела пациента. Цель Д. радио-
активных источников и препаратов —
определение доз излучения вблизи
источников, а также нахождение
наиболее выгодных способов их раз-
мещения для получения дозного по-
ля требуемой равномерности. Д. оп-
ределяет макс, допустимые дозы
внешнего облучения, а также допу-
стимые уровни содержания отдель-
ных радиоактивных изотопов в во-
де и воздухе. Д. тесно связана с за-
щитой от радиоактивных излучений,
способствует правильному размеще-
нию защитных сооружений и уст-
ройств, ослабляющих вредное воз-
действие излучений на обслужи-
вающий персонал. Измерения осу-
ществляются дозиметрическими при-
борами.
ДОЗИМЕТРЙЯ БИОЛОГЙЧЕ-
СКАЯ — метод измерения биологич.
эффективности излучения путем пря-
мого эксперимента на живом объек-
те. В эксперимент, радиобиологии
Д. б. применяется для определения
дозы ионизир. излучения, вызываю-
щей желаемый эффект, напр. ми-
нимальной абсолютно смертельной
дозы, дозы половинной выживаемо-
сти ит. д., для чего неск. групп жи-
вотных или др. биологич. объектов
облучается разными дозами и стро-
ится кривая зависимости искомого
биологич. эффекта от дозы излуче-
ния (напр., кривая выживаемости),
по к-рой и определяется искомая
доза. Д. б. с использованием в ка-
ДОКРИТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ АТОМНОГО ЗАРЯДА
135
честве тест-объекта кожи человека
(эритемная доза) длит, время слу-
жила основным методом дозиметрии
в радио-рентгенотерапии.
ДОЗИМЕТРИЯ РЕНТГЕНОВСКИХ
ЛУЧЁН — определение физической
дозы или мощности дозы рентгенов-
ских лучей при использовании их в
радиотерапии. Результат измерения
физич. дозы (или мощности физич.
дозы) в ограниченной облучаемой об-
ласти дозиметром с наперстковой
ионизационной камерой в отсутствие
больного оказывается мепыппм, чем в
присутствии больного из-за рассея-
ния излучения, его телом. Иногда для
учета влияния рассеянного излуче-
ния на поверхности тела больного
помещается паперстковая камера
интегрирующего дозиметра, но этот
способ чрезвычайно сложен. Широ-
кое распространение получило ис-
пользование фантомов, различных
по форме, составу и размерам, для
непосредств. измерений дозы внут-
ри тела. Определение физич. дозы
или мощности физич. дозы в помеще-
ниях, окружающих рентгеновские
аппараты, производится посредством
обычных дозиметров и рентген-
метров, а контроль за облучени-
ем обслуживающего персонала —
посредством индивидуальных дози-
метров.
ДОЗИМЕТРИЯ ХИМЙЧЕСКАЯ —
метод измерения количества энергии
ионизирующего излучения, погло-
щенной в веществе; определяется по
величине радиационно-химич. превра-
щения в эталонном растворе, к-рый
ваз. дозиметрическим. Радиационно-
химический выход G дозиметрия, ре-
акции определяется к.-л. другим ме-
тодом (напр., колориметрическим).
Д. х. применяется при определении
доз в жидких и иногда в твердых телах,
преим. для легкого излучения. Д. х.
не требует сложных измерений и, в
отличие от др. методов дозиметрии,
позволяет определить дозу в объе-
ме любой формы. Доза D для
у-лучей рассчитывается по след, фор-
МуЛб:	n c-AM02F , 3
-------- эв/см ,
и
где с — концентрация вещества, обра-
зовавшегося в результате радиа-
ционно-химич. превращения в мил-
лимолях на 1 см3, N — число Аво-
гадро, F — отношение электронных
плотностей исследуемой системы и
дозиметрии. В случае использова-
ния мягких рентгеновских лучей не-
обходимо учитывать увеличение по-
глощения с возрастанием длины
волны.
Желательно, чтобы реакция, ис-
пользуемая как дозиметрии., удов-
летворяла ряду требований: радиа-
ционно-химич. выход не должен
зависеть от мощности дозы, от вели-
чины поглощенной энергии, вида
излучения, концентрации исходного
и конечного продуктов в достаточно
большом интервале; облученный рас-
твор не должен изменяться при сто-
янии па воздухе и свету. Ни одна
из систем не удовлетворяет всем
этим требованиям.
Выбор дозиметрия, системы оп-
ределяется гл. обр. величиной изме-
ряемой дозы. Дозы >1020 эв/см3
определяют по окрашиванию кри-
сталлов и стекол. Для определения
доз в интервале 1016—1019 эв/см3 слу-
жат радиационно-химич. реакции в
жидкой фазе с небольшим G (1—
15 молекул). Наиболее употребит,
является окисление Fe2+ (см. Фер-
росульфатный дозиметр)', применяют
также восстановление Се4ф, окисле-
ние бензола и бензоата натрия, вы-
деление иода из иодалкилов, разло-
жение НСООН, обесцвечивание ме-
тиленовой сини и др. реакции. Для
доз, не превышающих 1016 эв/см3,
служит обесцвечивание красителя(ди-
тизон, метиловый желтый и др.),
растворенного в галоидалкилах, а
также изменение окраски красителя-
индикатора при изменении pH рас-
твора вследствие образования НС1
из хлоралкилов. Для Д. х. малых
доз используются нек-рые цепные
реакции, но из-за зависимости G
от мощности дозы и малейших при-
месей точность определения дозы
мала.
ДО КРИТЙЧЕСКАЯ ЧАСТЬ АТОМ-
НОГО ЗАРЯДА — часть атом-
ного заряда, масса к-рого меньше
критической массы. В Д. ч. а. з.
цепная реакция не развивается, и
эта масса безопасна в хранении, в
136
ДОПУСТИМАЯ ДОЗА
связи с чем заряды в атомных бое-
припасах располагаются такими ча-
стями раздельно и соединяются осо-
бым взрывным зарядом к заданному
моменту взрыва. При соединении
леек. Д. ч. а. з. с образованием
массы, равной или большей крити-
ческой, создаются условия для ус-
пешного развития цепной реакции
и атомного г взрыва.
ДОПУСТЙМАЯ ДОЗА — доза ио-
низирующего излучения от внешнего
источника или от введенного внутрь
организма радиоактивного вещества,
однократное {разовая допустимая до-
за) и повторное (предельно-допусти-
мая доза) воздействия в к-рой не вы-
зывают в организме человека или
животного патологич. изменений на
протяжении всей его жизни.
допустймыи Вровень из-
лучения — интенсивность из-
лучения, к-рому может безопасно под-
вергаться организм человека. Пре-
дельный Д. у. и. меняется в зависимо-
сти от длительности рабочего дня,
участка тела, на к-рый падает излу-
чение, энергии и вида излучения и
т. д. Уровень излучения для внеш-
него облучения выражается в мкр!сек
или в количестве частиц излуче-
ния п, проходящих через 1 см 2
в'1 сек. (п1см2*сек), и служит основ-
ной характеристикой качества и на-
дежности защиты. Биологическая
защита проектируется в соответ-
ствии с нормами Д. у. и.
ДУАНТ — ускоряющее устрой-
ство циклотрона и фазотрона. Ио
Схематич. изображение дуапта.
форме напоминает половину разре-
занной вдоль диаметра цилиндрич.
коробки Jpnc.).
ДУБЛЕТОВ МЕТОД — метод,
применяемый в масс-спектрометрии
для точного определения масс иссле-
дуемых изотопов по масс-спектро-
грамме. Дублетами наз. ионы, отли-
чающиеся друг от друга на малую ве-
личину M\q (М и q — масса и заряд
иона). Дублеты образуют ионы, со-
стоящие из различных комбинаций
атомов, а также ионы, отличающиеся
сильно по массе, но несущие различ-
ные заряды.
На масс-спектрограмме ионные ли-
нии дублетов располагаются близко
друг к другу. Определив разность
масс ряда дублетов, можно путем
комбинации этих дублетов найти
массу исследуемого изотопа. Соче-
тание большого числа дублетов по-
зволяет повысить точность метода.
ЕВРАТОМ — см. Европейское со-
общество по атомной энергии.
ЕВРОПЕЙСКАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ
ЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ [Eu-
ropean Organization for Nuclear
Research (CERN)].— международный
научно-исследовательский центр в об-
ласти мирного использования атом-
ной энергии. 12 государств: ФРГ, Бель-
гия, Дания, Франция, Греция, Италия,
Норвегия, Голландия, Англия, Шве-
ция, Швейцария и Югославия 1 июня
1953 подписали конвенцию о создании
Е. о. я. и. Официально Е. о. я. и.
начала действовать 29 сентября 1954
(штаб-квартира в Женеве).
Е
Е. о. я. и. обеспечивает сотрудни-
чество в исследовательских работах
в области атомной энергии, имею-
щих чисто научный и теоретич. ха-
рактер, а также в др. исследователь-
ских работах, связанных с этой
областью. Е. о. я. и. воздержи-
вается от использования научных
достижений в военных целях. Ре-
зультаты экспериментальных и тео-
ретич. работ публикуются для все-
общего ознакомления. В Е. о. я. и.
могут быть приняты другие государ-
ства по единогласному решению со-
вета. Руководство Е. о. я. и. осуще-
ствляется советом, в к-рый входит по
ЕВРОПЕЙСКОЕ ОБЩЕСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
137
2 делегата от каждого государства-
члена. Совет определяет деятельность
организации в научных, технич. и
адм. вопросах; утверждает планы
н.-и. работ и бюджет и вырабатывает
финансовые постановления.
На 1958 председателем совета
избран Ф. де Роз (Франция), а вице-
председателями— Ж. Виллеме (Бель-
гия) и В. Хейзенберг (ФРГ). Глав-
ным административным лицом органи-
зации является директор, в 1955 на
этот пост был избран проф. Баккер
(Голландия).
В 1955 Е. о. я. и. начала строитель-
ство двух протонных ускорителей
(около Женевы). Энергия ускорен-
ных протонов на одном из них со-
ставит 25 млрд. эв.
ЕВРОПЕЙСКОЕ АГЕНТСТВО ПО
ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ (European
Nuclear Energy Agency) — объеди-
нение 17 стран — участниц Организа-
ции европейского экономического со-
трудничества (ОЕЭС) [Франция, ФРГ,
Италия, Бельгия, Нидерланды, Люк-
сембург (все — члены Евратома),
Англия, Ирландия, Исландия, Нор-
вегия, Дания, Швеция, Португалия,
Греция, Турция, Австрия и Швейца-
рия] для содействия развитию
произ-ва и использования ядерной
энергии в мирных целях в государ-
ствах-членах путем сотрудничества
между этими государствами и согла-
сования мероприятий, проводимых в
рамках отдельных государств. 20 дек.
1957 в Париже совет министров
ОЕЭС подписал устав . агентства и
конвенцию о безопасности, в соответ-
ствии с к-рыми Е. а. по я. э. сопо-
ставляет и согласовывает программы
и проекты развития пром-сти и на-
учных исследований в области про-
из-ва и использования ядерпой энер-
гии в мирных целях государствами-
членами; помогает им создавать со-
вместные предприятия для произ-ва
и использования ядерной энергии в
мирных целях; содействует регуляр-
ному снабжению совместных пред-
приятий и государств-членов ядерным
сырьем; устанавливает контроль за
деятельностью совместных предприя-
тий и использованием материалов и
услуг, предоставляемых агентством,
с тем, чтобы предотвратить примене-
ние атомной энергии в военных це-
лях; поощряет развитие н.-и. работ
в области атомной энергии, а также
оказывает помощь государствам-чле-
нам в деле подготовки кадров спе-
циалистов.
США и Канада участвуют в дея-
тельности Е. а. по я. э. в качестве
присоединившихся членов. В уставе
не содержится никаких указаний
относительно возможности вступ-
ления в агентство др. государств.
Задачи, возложенные на Е. а. по
я. э., осуществляются Руководящим
комитетом по ядерной энергии, со-
стоящим из представителей всех пра-
вительств государств—членов ОЕЭС,
и Секретариатом агентства. Руково-
дящий комитет имеет право, по со-
глашению с советом министров ОЕЭС,
устанавливать связи с международ-
ными правительственными органи-
зациями, занимающимися вопросами
ядерпой энергии. В Е. а. по я. э.
вошли все страны — члены Евратома
и в связи с этим в его уставе огова-
ривается, что участие в Е. а. по я. э.
не ограничивает полномочий Евр-
атома, возложенных на пего Римским
договором от 26 марта 1957.
20 дек. 1957, одновременно с под-
писанием устава Е. а. по я. э. и
конвенции о безопасности, 12 госу-
дарств — членов ОЕЭС (Австрия,
Бельгия, Дания, Голландия, Ита-
лия, Норвегия, Португалия, Тур-
ция, ФРГ, Франция, Швейцария и
Швеция), провозгласили создание
Европейского общества по химич.
обработке облученного горючего
(Еврохимик). Это общество будет
заниматься строительством и экс-
плуатацией завода по произ-ву плу-
тония в г. Моль (Бельгия).
ЕВРОПЕЙСКОЕ ОБЩЕСТВО ПО
АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ (European
Atomic Energy Society) — органи-
зация 8 европ. стран (Бельгии, Фран-
ции, Италии, Голландии, Норвегии,
Швеции, Швейцарии и Англии) для
содействия сотрудничеству в области
исследовательских работ по ядерной
энергии. Е. о. по а. э. было основано
15 июня 1954 на заседании Коро-
левского общества в Лондоне. Обще-
ство пе имеет официальной штаб-
квартиры.
138
ЕВРОПЕЙСКОЕ СООБЩЕСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
Е. о. по а. э. намечает регулярные
международные совещания ученых и
инженеров; распространяет различ-
ные открытия, доклады и докумен-
тацию; содействует стандартизации
номенклатуры и обозначений, упот-
ребляемых в области ядерной энер-
гии; проводит изучение мер безо-
пасности п др.
Основатели—члены общества: Бель-
гия (Исследовательский центр по
вопросам применения ядерной энер-
гии); Франция (Комиссариат по атом-
ной энергии); Италия (Националь-
ный комитет по исследованиям в
области ядерной энергии); Норвегия
(Институт атомной энергии); Нидер-
ланды (Управление по основным
исследованиям в области материи);
Англия (Управление по вопросам
атомной энергии); Швеция (Акцио-
нерное общество «Атомная энергия»);
Швейцария (Комиссия по атомной
энергии).
Порядок приема новых членов в
общество необычен. Е. о. по а. э.
приглашает войти в свой состав те
европ. страны, к-рые, по его мнению,
приступили к осуществлению про-
граммы в области ядерной энергии.
Подобное приглашение направляет-
ся органу, признанному правитель-
ством его страны в качестве централь-
ного по исследованиям в области
ядерной энергии. Совет общества
может пригласить в качестве при-
соединившихся членов неевропейские
страны или страны, которые не при-
ступили к осуществлению к.-л. про-
граммы в области ядерной энер-
гии.
Работа общества осуществляется
под руководством совета, состояще-
го из 8 членов, по одному от каждого
государства. Заседания совета про-
водятся один раз в год; в перерыве
между заседаниями работой обще-
ства руководит рабочая группа, в
к-рую входят по одному представи-
телю от каждой страны.
ЕВРОПЕЙСКОЕ СООБЩЕСТВО
ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ, Е в р-
а т о м (European Atomic Community,
Euratom), — организация, способ-
ствующая быстрому росту ядерной
пром-сти в государствах-членах. В
задачах сообщества не говорится о
запрещении использования расщеп-
ляющихся материалов для военных
целей. Договор о Е. с. по а. э. был
подписан 25 марта 1957 в Риме пред-
ставителями Зап. Германии, Фран-
ции, Италии, Бельгии, Голландии и
Люксембурга.
Руководство деятельностью Евр-
атома осуществляется ассамблеей, в
к-рую входят представители всех
стран-участниц. Ассамблея прини-
мает решения и осуществляет конт-
роль за деятельностью Евратома
(собирается на сессии один раз в
год). Совет Евратома занимается
координацией действий государств —
членов Евратома, устанавливает
н.-и. и учебные программы и прини-
мает решения по финансовым вопро-
сам. Постоянно действующим орга-
ном Евратома является комиссия,
к-рая следит за применением поста-
новлений договора. В состав ко-
миссии входят 5 членов разной нацио-
нальности, назначаемых на 4 года.
Одно из важных мест в плане Евр-
атома занимает создание совместных
предприятий. Договор о Евратоме
предусматривает возможность уча-
стия третьего государства в финан-
сировании или управлении. совмест-
ным предприятием. Комиссия Евр-
атома следит за тем,чтобы руда, сырье
и спец, расщепляющиеся материалы
использовались по назначению. Для
осуществления контроля комиссия
посылает инспекторов на территории
государств-членов, к-рые имеют до-
ступ к информации и к лицам, свя-
занным с материалами и оборудо-
ванием, поставленными под конт-
роль Евратома. Контроль Еврато-
ма не распространяется на материа-
лы, предназначь для нужд оборо-
ны. Т. о., Евратом дает возможность
своим членам получать и использо-
вать атомное сырье на военные цели
без к.-л. контроля. Конкретные пла-
ны развития атомной энергетики в
странах Евратома изложены в докла-
де «Цели Евратома» (т. н. «Доклад
трех мудрецов»: француза Армана,
немца Этцеля, итальянца Джорда-
ни). Основной целью Евратома в док-
ладе провозглашается создание атом-
ных электростанций мощностью в
15 млн. кет к 1967. Значительное
ЕСТЕСТВЕННЫЕ РАДИОАКТИВНЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ
139
место уделяется сотрудничеству Евра-
тома с США. Подготовленная «тре-
мя мудрецами» программа Еврато-
ма, рассчитанная на амер, помощь,
была положительно встречена в
США. В июне 1958 в Вашингтоне
было подписано соглашение между
США и Евратомом о вводе в строй к
1963 от 6 до 8 атомных реакторов
мощностью в 1 млн. кет. Общая
стоимость этой программы составит
350 млн. долл. Осуществление ме-
роприятий будет сопровождаться
программой исследований, рассчи-
танной на 10 лет, стоимостью в
100 млн. долл, в течение первых 5 лет.
Из общей суммы расходов 350 млн.
долл. США внесут 135 млн. в виде
долгосрочных кредитов.
ЕВРОПИИ Ен — химич. элемент
III гр. периодич. системы, п. п. 63,
ат. в. 152,0. Стабильпых изотопов
2: Ей151 (47,77%) и Ей153 (52,23%).
Пром-сть производит смесь радиоак-
тивных изотопов Ей152 и Ей154 (Ti/2=
= 12,7 и 16 лет, у-излучатели), по-
лучающихся при облучении Ен нейт-
ронами. При этом также образуется
Ей152 с Ti/2=9,2 часа, используемый
в качестве радиоактивного индикато-
ра и для определения содержания ма-
лых количеств Ен в графите, Be, Bi,
Pb, Ge методом активационного ана-
лиза. Ей152’154 применяется в качестве
источника излучения в гамма-дефек-
тоскопии. Изотопы Ен, как стабиль-
ные, так и радиоактивные, обладают
большими сечениями захвата нейтро-
нов (порядка неск. тыс. барнов). По-
этому Ей155 и Ей153,образующиеся при
делении урана с выходами 0,03% и
0,15%, являются «реакторными яда-
ми» (см. Отравление реактора). Ен
м.б. использован для детектирования
малых нейтронных потоков. Ей —
металл, плотн. 5,24 г/с.и3, г°пл1150°,
в химич. соединениях проявляет ва-
лентности 2 и 3.
ЕСТЕСТВЕННАЯ РАДИОАКТИВ-
НОСТЬ — радиоа ктивностъ встре-
чающихся в природе атомных ядер.
Существует 3 естеств. радиоак-
тивных семейства (урана, актиния
и тория) и неск. естеств. радиоак-
тивных изотопов (К40, Rb87, In115,
La138, Sm147, Lu176, Re187), не обра-
зующих семейств.
ЕСТЕСТВЕННЫЕ РАДИОАКТИВ-
НЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ. 1) Е.р.э. в поч-
в е содержатся в небольших коли-
чествах, но находятся во всех почвах.
За исключениехМ калия, количеств,
содержание радиоактивных элемен-
тов в почвах еще недостаточно изу-
чено. Имеющиеся данные показы-
вают, что радиоактивность почв по-
вышается с увеличением содержания
в ней коллоидальной фракции. По-
этому глинистые почвы по содержа-
нию Е. р. э. обычно бывают богаче
песчаных. Е.р.э. почвы могут усваи-
ваться растениями.
Среднее содержание некото-
рых естественных радиоак-
тивных элементов в почве.
Назв. элемента	Содерж. ра- диоактивных изотопов в смеси изо- топов эле- мента (%)	Содерж. элемента в почвах (%)
U 238	99,28	от 10~3до10“*
Ra228	100	10-ю
ТЦ232	100	от 10“3 до 10“*
К?‘>	0,0119	2,6
RbS7	27,85	0.03
SmU7	15,07	ю-<
Re187	62,93	10“7
Lu178	2,6	10-*
La138	0,089	10“3
Те130	3 4,11	10”6
In115	95,77	10“5
Sn124	6,11	10~3
2) Естественные радиоак-
тивные элементы в сель-
скохозяйственных расте-
ниях. С.-х. растения постоянно
содержат в своем составе Е. р. э.
Они усваиваются из почвы, природ-
ных вод и атмосферы (углерод С14).
Как показали опыты, растения в
процессе их развития концентри-
руют Е. р. э. Содержание Е. р. э. в
растениях во много раз выше, чем в
питат. среде (напр., в почв, растворе).
Анализы показывают,что растения со-
держат ок. 10“11—10“12% радия, ок.
10 “5—10 “6% урана и тория и ок.
10“4% рубидия. Нек-рые виды расте-
ний концентрируют такие количества
радиоактивных элементов, к-рые воз-
можно измерять при помощи торцо-
вых счетчиков. Иногда можно полу-
чать и авторадиографии растений за
счет их естеств. радиоактивности.
14U
ЖАРОПРОЧНОСТЬ
•и?
i£Uj
ЖАРОПРОЧНОСТЬ — совокуп- |
кость механич. и физико-химмч.
свойств (определяемых гл. обр. со-
противлением ползучести, усталости ।
и окислению), характеризующих спо-
собность материала работать без
разрушения и чрезмерной деформа-
ции при высоких темп-pax. Ж.—
необходимое свойство материалов
многих деталей ядерных реакторов:
корпуса, ряда трубопроводов п их
соединений, оболочек тепловыделяю-
щих элементов и др.
ЖАРОПРОЧНЫЕ СПЛАВЫ, в
частности жаропрочные ста-
л и,— применяются в ядерных ре-
акторах в связи с необходимостью
обеспечить жаропрочность и корро-
зионную стойкость деталей (см. Кон-
струкционные материалы, Коррозион-
ностойкие металлы). Степень жаро-
прочности конструкц. материалов осо-
бо нагруженных (напряженных) уча-
стков активной зоны реактора (обо-
лочки тепловыделяющих элементов,
каналы системы управления реакто-
ром и аварийной защиты реактора)
определяет в известной мере критич.
загрузку делящегося вещества. Чис-
ло Ж. с., применяемых в ядерной
технике, весьма велико и постоянно
растет.
Примеры: хромомолибденовые стали
перлитного класса (одна из них — с содер-
жанием 0,15-0,25% С, 0,17-0,37% Si,
0,4—0,7% Мп, 0,8-1,1% Сг, до 0,4% N1,
0,15—0,25%Мо) для изготовления труб
и барабанов вторичного контура; хромо-
никелевые стали аустенитного класса (од-
на из них — с содержанием до 0,12% С. до
0,8% Si, до 2% Мп, 17—20% Сг, 8-11%
NI, добавка Ti в 5-кратном к углероду
количестве) для изготовления корпуса ре-
актора, труб контура и пр.
Ж. с. в большинстве случаев яв-
ляются одновременно и жароупорны-
ми. Однако имеются и такие Ж. с.
и „металлы, к-рые могут найти при-
менение в активной зоне высокотем-
пературных реакторов и притом не
обладают жароупорностью; к ним
относятся, в частности, молибден,
ниобий и сплавы на их основе.
ЖЕЛЕЗО Fe — химич. элемент
VUI гр. периодич. системы, л. н. 26,
ат. в. 55,85. Стабильные изотопы:
Fe54(5,84%), Fe56 (91,68%), Fe57
(2,17%), Fe58 (0,31%). Железо широ-
ко распространено в природе. Его
содержание в земной коре составляет
5,1% по весу. Встречается в виде
РУД (красный железняк Fe2O3 и др.).
Блестящий серебристо-белый металл,
плоти. 7,874 г/см\ t° пл 1539°, t°KUn ок.
3000°. Сложные превращения, проис-
ходящие в железоуглеродистых спла-
вах (сталь) при изменении темп-ры
связаны с полиморфизмом Fe. В хи-
мич. соединениях 2- и 3-валентно. В
технике находит широчайшее при-
менение как конструкц. материал.
В реакторах на быстрых нейтро-
нах Fe м. б. использовано в качестве
отражателя.
При ядерных реакциях получаются
различные радиоактивные изотоны
Fe, важнейшими из к-рых являются:
Fe55(Ti/2-2,94 года), образующийся
по реакции Ее54(тг,у) и Fe39(Ti/2=45,1
дня) — по реакциям Fe58(zz, у) и
Со59(/г, р). Пром-сть поставляет изо-
топы Fe53 (из обогащенного Fe34)
и Fe55+Fe59. Эти изотопы находят
широкое применение в науке и тех-
нике. Облучая железную руду теп-
ловыми нейтронами, можно, следя
за движением меченого Fe в дом-
не, изучать кинетику доменного
процесса. С помощью радиоактив-
ного Fe изучалась реакция изотоп-
ного обмена Fe между металлом и
шлаком, диффузия металла в окис-
лы, износ деталей машин и режущих
инструментов.
Применение радиоактивных изо-
топов Fe позволило исследовать диф-
фузию, растворимость и сегрегацию
железа в германии, определить пре-
делы растворимости Fe в Ge при
темп-ре кристаллизации Ge.
С помощью Fe59 исследовался
обмен между Fe II и Felll в различ-
ных соединениях, изучалась проч-
ность комплексов, определялись
коэфф, распределения Fe между ор-
ганич. растворителями и водной
фазой. Введение в пищу живот-
ных радиоактивного Fe дало воз-
можность изучить жизненный цикл
красных кровяных телец, причем
ЖИДКОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
141
оказалось, что Fe концентрирует-
ся в кроветворных органах — кост-
ном мозгу и печени. G помощью Fe59
исследовались обмен Fe между плаз-
мой и красными кровяными тельца-
ми, время созревания красных кро-
вяных телец в костном мозгу; най-
дены методы определения сохран-
ности эритроцитов человека при раз-
личных условиях консервирования,
выработаны оптимальные условия
для хранения цельной крови. Благо-
даря меченому Fe выяснена роль Fe
в питании растений и причины воз-
никновения хлороза растений. Fe59
имеет среднюю, a Fe55— высокую ра-
диотоксичность .
ЖЁСТКОСТЬ ИЗЛУЧЕНИЯ —
характеристика проникающей спо-
собности р- и у-излучения: «жест-
кие» излучения обладают большой
проникающей способностью, «мяг-
кие» — малой проникающей способ-
ностью. Ж. и. зависит от энергии
Р-частиц илиу-квантов,к-рая в случае
жестких излучений измеряется мил-
лионами эв (напр., ^-излучение Р32=
=1,5Л/эе,у-излучение Со6®—1,ЗЗМэв);
энергия мягких лучей измеряется
тысячами эв (напр., р-излучение
Н3=6. Еэв, у-излучение Рц239 = 18
Кэв).
ЖИДКИЕ МЕТАЛЛЫ (рас-
плавленные металлы) —
служат в нек-рых ядерных реак-
торах теплоносителем, а иногда од-
новременно замедлителем (см. /Кид-
комепгалл ичес к и й	тепло нос ител ъ,
Ядерный реактор). В жидком виде
циркулирует также ядерпое топливо
(напр., уран в составе висмутоурано-
вОго сплава) в реакторах на жидко-
металлическом топливе.
ЖИДКОВОДОРОДНАЯ КАМЕ-
РА — пузырьковая камера, напол-
ненная жидким водородом, для изу-
чения элементарных взаимодействий
частиц с протонами. В одном из типов
Ж. к. водород при темп-ре 29°К и дав-
лении 6,5 ат заключен в сосуде из
нержавеющей стали с 2 стеклянными
окнами, уплотненными медными про-
кладками. Охлаждение камеры осу-
ществляется жидким водородом. С
целью уменьшения теплообмена Ж. к.
окружена 2 изолированными кожу-
хами, в один заливается жидкий
азот, в др. создается вакуум 10~5л/л«
рт. ст. Проектируются Ж. к. с объе-
мами в сотни дм3. В 1957 сов. физи-
ками создана Ж. к., наполненная дей-
терием.
ЖИДКОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО —
делящийся материал ядерного реак-
тора, находящийся в активной зоне в
виде жидкости или суспензии. Самый
простой метод получения Ж.я.т.—
растворение соли расщепляющего-
ся материала в воде с таким рас-
четом, чтобы ввести в раствор не-
обходимую критич. массу. Такими
солями, напр., являются обогащен-
ные сульфат уранила (U02S04) и
азотнокислый уранил [UO2(NO3)2].
Они употребляются в маломощных
энергетич. реакторах, где водород
воды выполняет функции замедли-
теля, а сама вода является теплоноси-
телем •
В кипящем реакторе в качестве
топлива применяются водные рас-
творы урановых солей, а охлаждение
осуществляется за счет превращения
воды в пар. Пар конденсируется
во внешней части реактора, отдавая
свое тепло, и снова возвращается
в активную зону. Вторым типом
Ж. я. т., к-рое наиболее применимо
для мощных энергетич. реакторов,
являются жидкометаллич. системы,
напр. расплавл. уран. Но для этого
требуется высокая рабочая темп-ра
(выше 1133°— точки плавления U).
При такой высокой темп-ре трудно
подобрать устойчивые конструкц. ма-
териалы. Можно использовать также
сплавы урана с металлами, имеющи-
ми сравнительно низкую темп-ру
плавления (висмутом, свинцом и оло-
вом). Напр., реактор может рабо-
тать на жидкометаллич. топливе,
содержащем от 600 до 1000 частей
,U на миллион частей Bi, а также ца
суспензиях урана в эвтектич. сплаве
Bi—РЬ—Sn. Растворимость U в Bi
возрастает с повышением темп-ры
от 300° до 600° соответственно от 0,1
до 2,8%.
Растворимость при 500° достаточ-
на для поддержания цепной ядер-
ной реакции. Смесь расплавленных
солей, содержащая соединения рас-
щепляющихся материалов, может
быть также отнесена к жидким
142
ЖИДКОЙ ЭМУЛЬСИИ МЕТОД
топливным системам. См. Ядерное
топливо,
ЖЙДКОЙ ЭМУЛЬСИИ МЕТОД—
метод получения авторадиографов с
высокой разрешающей способностью
посредством жидкой фотоэмульсии.
При применении Ж. э. м. теплая жид-
кая эмульсия тщательно наносит-
ся на поверхность образца слоем
необходимой толщины (можно также
целиком погружать образец в жид-
кую эмульсию). После требуемой
экспозиции образец обрабатывается
соответствующим проявителем и фик-
сажем. Ж. э. м. широко применяется
при исследовании микрообъектов с
помощью радиоактивных индикато-
ров.
ЖИДКОМЕТАЛЛЙЧЕСКИЙ ТЕП-
ЛОНОСЙТЕЛЬ — жидкий (рас-
плавленный) металл или металлич.
сплав, применяемый в качестве теп-
лоносителя в энергетич. ядерных
реакторах. Преимущества Ж. т.: вы-
сокие коэфф, теплопередачи, воз-
можность применения при высоких
темп-рах и небольших давлениях.
Жидкие металлы-тепдоносители ха-
рактеризуются хорошим сочетанием
спец, физич. свойств: обладая про-
стой структурой, они устойчивы про-
тив радиации; ввиду большой тепло-
проводности Ж. т. градиенты темп-р
в контуре теплоносителя м. б. отно-
сительно небольшими; вследствие
большой электропроводности жид-
ких металлов для их перекачивания
можно применять электромагнитные
насосы. В реакторах на тепловых ней-
тронах используются или могут ис-
пользоваться в качестве Ж. т. срав-
нительно легкоплавкие Pb, Bi, сплав
РЬ — Bi, а также Na, Al, Mg, отли-
чающиеся малым сечением поглоще-
ния тепловых нейтронов; в реакторах
на быстрых нейтронах используются
или могут использоваться Li, Hg,
сплавы Na— К (см. Натриекалиевые
сплавы). Один из главных факторов,
ограничивающих применение жидких
металлов при высоких темп-рах,—
коррозия, следствием к-рой, наряду
с разрушением материала, является
перенос частиц материалов конструк-
ции из горячей в холодную зону
контура теплоносителя, а также
приваривание деталей (напр., в по-
движных соединениях).
Нек-рые жидкие металлы могут
служить одновременно и теплоноси-
телем и замедлителем, напр. вис-
мут в составе сплава висмут—уран
(см. Гомогенный реактор).
ЗАГРУЗОЧНАЯ МАШЙНА—ус-
тановка с дистанц. управлением
для введения новых топливных эле-
ментов в рабочие каналы ядерного
реактора. См. Перегрузка топ-
лива.
ЗАГРУЗОЧНОЕ УСТРОЙСТВО —
совокупность механизмов и при-
способлений для подачи топлив-
ных элементов в каналы ядерного
реактора. 3. у. состоит из большого
крана для подъема верхней пробки,
закрывающей загрузочное отверстие
реактора; малого крана для манипу-
лирования с тепловыделяющими и др.
элементами реактора; инструментов
с длинными ручками для захвата те-
пловыделяющих элементов под слоем
воды; системы подводного освещения
и др. См. Перегрузка топлива.
3
ЗАДАТЧИК МОЩНОСТИ — эле-
мент системы автоматического регу-
лирования мощности реактора, по-
зволяющий устанавливать и изменять
заданный уровень мощности в диапа-
зоне работы регулятора. 3. м.—счет-
но-решающее устройство,к-рое, поми-
мо сравнения тока от ионизационной
камеры с током задатчика и выявле-
ния сигнала ошибки, дает на выходе
сигнал, пропорц. относит, изменению
мощности реактора, благодаря чему
чувствительность его к изменению то-
ка ионизац. камеры на разных уров-
нях мощности остается постоянной.
ЗАДЕРЖКА ПРОРАСТАНИЯ
с.-х. растений при помощи
облучения — использование
свойства больших доз иопизир. излу-
чений задерживать или останавли-
ЗАМЕНА ТОПЛИВА В РЕАКТОРЕ
143
вать рост растений. Облучение кар-
тофельных клубней, луковиц, кор-
неплодов моркови ^-лучами Со60 в
дозах от 5 до 20 тыс. р полностью пре-
дотвращает их прорастание в тече-
ние 9 и более мес. хранения. Под
влиянием облучения изменяется со-
стояние клеточных коллоидов клуб-
ней, подщелачивается клеточный сок
в меристематич. тканях, подавляется
активность окислит, ферментов и син-
тез нуклеиновых кислот, замедляется
газообмен тканей. При этом снижа-
ются потери веса за период хране-
ния клубней. Качество облученных
овощей (вкус, содержание сухого ве-
щества, аскорбиновой кислоты) не
изменяется. Однократное облучение
сильнее задерживает прорастание
клубней, чем облучение той же дозой
в неск. приемов. При выборе дозы
облучения учитывают сортовые осо-
бенности и физиология, состояние
клубней. При облучении картофеля
с осени доза должна быть выше, чем
при облучении в конце зимы. 3. п.
применяется при хранении овощей,
предназнач. гл. обр. для пищевых и
технич*. целей.
ЗАКУПОРКА ТОПЛИВНЫХ КА-
НАЛОВ — местное перекрытие про-
ходного сечения, нарушающее цир-
куляцию теплоносителя в техноло-
гия. канале. 3. т. к. наблюдается в
гетерогенных реакторах с водяным
охлаждением, где возможно местное
образование паровой пленки, рез-
кое ухудшение теплоотвода на дан-
ном уяастке, в результате яего пла-
вится или расширяется топливный
блочок и образуется пробка,перекры-
вающая проходное сечение потока
теплоносителя. В реакторах с жид-
кометаллическим охлаждением воз-
можна 3. т. к. окислами щелочных
металлов, происходящая в резуль-
тате диффузии окиси к более холод-
ным поверхностям и осаждения ее в
основном потоке жидкости, что со-
провождается ростом кристаллов при
прохождении более охлажденных
участков. Способ удаления пробок из
технология, канала определяется
конструкцией активной зоны.
ЗАМЕДЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ —
потеря энергии нейтронами при вза-
имодействии их с ядрами атомов.
При движении в среде нейтроны, в
силу отсутствия у них электрич. за-
ряда, не взаимодействуют с электрон-
ными оболочками атомов и не тормо-
зятся в электрич. поле ядер атомов.
Потеря энергии нейтронами происхо-
дит при их упругом и неупругом рас-
сеянии на ядрах атомов.
ЗАМЕДЛЕНИЯ КОЭФФИЦИ-
ЕНТ — отношение замедляющей
способности к макроскопия, сечению
поглощения ядер данного вещества.
3.	к.— величина, определяющая
эффективность замедлителя; она учи-
тывает тот фактор, что вещество,
интенсивно поглощающее нейтроны,
напр. бор, пе может служить в ре-
акторе замедлителем. Наивысшим
3. к. обладает тяжелая вода.
ЗАМЕДЛЙТЕЛЬ — материал, ис-
пользуемый в ядерных реакторах
для уменьшения энергии нейтронов.
Нейтроны теряют энергию в резуль-
тате соударений с ядрами 3. Чтобы
при этих столкновениях нейтроны
теряли значит, часть своей энер-
гии, сечение рассеяния должно
быть возможно больше, а сечение
поглощения ядер 3. — возможно,
меньше. Это свойство 3. количествен-
но характеризуется его замедляющей
способностью и замедления коэффи-
циентом. Кроме того, 3. должен
быть химически стабилен в усло-
виях интенсивного облучения, ко-
торые существуют в ядерном
реакторе. Основными материалами,
используемыми в качестве 3., яв-
ляются: графит, обычная вода, тя-
желая вода, а также соединения бе-
рилл ия.
ЗАМЕДЛЯЮЩАЯ СПОСбВ-
НОСТЬ — величина, пропорц. чи-
слу столкновений, необходимых для
уменьшения энергии нейтрона деле-
ния до тепловой энергии. Чем больше
3. с. вещества, тем скорее нейтрон в
данной среде теряет свою энергию и
становится тепловым. Из применя-
ющихся замедлителей наибольшей
3. с. обладает легкая вода. 3. с.
не учитывает возможности вещества
являться сильным поглотителем
нейтронов.
ЗАМЁНА ТбПЛИВА В РЕАКТО-
РЕ — совокупность операций по уда-
лению отработавшего топлива и вве-
144
ЗАМКНУТЫЙ КОНТУР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
дению нового в активную зону ядер-
ного реактора. См. Перегрузка топ-
лива.
ЗАМКНУТЫЙ КОНТУР ТЕПЛО-
НОСИТЕЛЯ — кольцевой трубопро-
вод с системой теплообмена,по к-рому
непрерывно циркулирует пост, ко-
личество теплоносителя, отбираю-
щего тепло реактора и отдающего его
парогенератору (первичный контур
энергетического реактора).
ЗАМКНУТЫЙ ЦИКЛ ТЕПЛОНО-
СИТЕЛЯ— цикл преобразования теп-
ла в работу на ядерной электростан-
ции при постоянном количестве жид-
кости или газа, циркулирующего в
контуре. 3. ц. т. может быть парово-
дяной или газовый. Пароводяной
3. ц. т. осуществляется в парогене-
раторе, паровой турбине с конденса-
тором и связывающих трубопроводах
и арматуре. Газовый 3. ц. т. совер-
шается в газовом (воздушном) котле,
газовой турбине, газоохладителе и
компрессоре.
ЗАПАЗДЫВАНИЯ СЧЁТЧИКА
ВРЕМЯ — интервал времени с момен-
та возникновения первичной иони-
зации до появления импульса в счет-
чике заряженных частиц,
ЗАПАЗДЫВАЮЩИЕ НЕЙТРО-
НЫ— нейтроны, испускаемые при
делении атомных ядер образующими-
ся при этом осколками ядер со зна-
чит. запаздыванием по отношению
к моменту деления (время запазды-
вания — от долей секунды до десятков
секунд). Для U 235, напр., установ-
лены след, периоды полураспада
такой нейтронной активности (в сек.)
0,4; 1,8; 4,4; 23 и 56. Доля 3. н. в
общем числе нейтронов, испускаемых
при делении, составляет не более 1%.
3. н. играют важную роль в управ-
лении работой ядерных реакторов.
ЗАПАЛЬНАЯ ЗОНА РЕАКТО-
РА— активная зона из высокообо-
гащенного урана, окруженная под-
критич. решеткой из природного
урана и воды (зона воспроиз-ва).
3. з. р. служит источником нейтро-
нов, размножающихся затем в зоне
воспроизводства, в к-рой развивается
значит, часть общей мощности ре-
актора.
ЗАПОРНАЯ АРМАТУРА — кла-
паны различной конструкции, уста-
новленные в контуре теплоносителя
реакторной установки. К 3. а. отно-
сятся клапаны, регулирующие рас-
ход теплоносителя в отдельных уча-
стках трубопроводов системы. Вслед-
ствие радиоактивности теплоноси-
теля и повышенных в связи с этим
требований к герметичности, в
реакторных установках применяется
3. а. спец, конструкций с высокой
надежностью уплотнений. Для обес-
печения безопасности персонала 3. а.
на радиоактивных линиях всегда
имеет дистанц. управление.
ЗАРАЖЕНИЕ ПО СЛЕДУ РА-
диоактйвного Облака — зара-
жение местности, различных предме-
тов и людей радиоактивной пылью по
пути движения радиоактивного обла-
ка. Имеет практич. значение при на-
земных взрывах, когда большое коли-
чество частиц грунта поднимается в
радиоактивное облако, создавая в нем
значит, количество радиоактивной
пыли. Величина района, заражен-
ного по следу радиоактивного обла-
ка, зависит от количества выпавшей
радиоактивной пыли, скорости дви-
жения радиоактивного облака и
метеорология, условий, ускоряющих
или замедляющих оседание радиоак-
тивной пыли (дождь, снег и т. и.).
По данным иностр, печати, в 1954
при взрыве американцами водород-
ной бомбы в Тихом ок. япон. рыбаки
были поражены радиоактивной
пылью, выпавшей по следу радио-
активного облака на расстоянии бо-
лее 100 км от места взрыва.
Чтобы не подвергнуться действию
3. по с. р. о., необходимо непре-
рывно наблюдать за направлением
движения облака, вести радиацион-
ную разведку, быстро выходить из
зараженных и опасных для зараже-
ния районов, а при нахождении на
зараженной местности широко ис-
пользовать противоатомные убежи-
ща и укрытия.
ЗАУРАНОВЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ —
то же, что трансурановые элементы.
ЗАХВАТНОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ —
излучение, возникающее в материале
защиты при захвате нейтронов ядра-
ми элементов, входящих в ее состав.
Энергия, вносимая нейтроном в ядро
при захвате, в большинстве случаев
ЗАЩИТА РАЗДЕЛЬНАЯ
145
сразу же высвобождается в виде
1 или неск. ^-квантов. Захватные
7-лучи имеют широкий спектр энер-
гий (до 10 Мэв), зависящий от ма-
териалов, поглощающих нейтроны.
Напр., захватные 7-лучи Fe имеют
энергию более 7 Мэв, Н — 2,2 Мэв.
3. и. требует установки дополнит,
слоев материалов, утяжеляющих и
удорожающих' защиту. Иногда для
уменьшения 3. и. в материал защиты
добавляются элементы, имеющие
большое сечение поглощения нейтро-
нов и не дающие 3. и. или излучаю-
щие мягкое ^-излучение. К таким
элементам относится, напр., Li и В.
Ядро лития при захвате нейтрона
распадается на 2 электрически заря-
женные частицы, имеющие малую
свободного пробега длину и, следо-
вательно, быстро поглощаемые в
материале защиты. При поглоще-
нии нейтронов ядрами бора энергия
захватных 7-лучей составляет ок.
0,5 Мэв.
ЗАЩИТА ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕ-
НИЯ— экран или система экранов
из материалов, содержащих элемен-
ты с большим ат. в. и хорошо погло-
щающих 7-л учи.
Гамма-излучатели широко приме-
няются в технике, поэтому защита
от 7-излучения встречается часто.
Поглощение 7-излучения зависит
от энергии 7-квантов и ат. в. по-
глотителя. При этом в основном на-
блюдаются 3 процесса: фотоэлектрич.
эффект, наиболее важный при ма-
лых энергиях 7-квантов; комптонов-
ское рассеяние и образование пар,
существенные при энергии 7-квантов
более 1 Мэв (см. Комптона явление,
Образование пар).
Др. процессы (ядерные реакции,
когерентное рассеяние и т. д.) при
расчете защиты не учитываются, т. к.
они менее вероятны.
Поскольку вероятность этих 3 про-
цессов тем больше, чем больше ат. в.
элемента, то для защиты от 7-излу-
чения применяются в основном тя-
желые материалы — свинец, железо,
чугун и т. д. Это следует особен-
но учитывать при конструировании
реакторов транспортных установок,
размеры защиты к-рых д. б. мини-
мальными. В стационарных реакто-
рах, не связанных с ограничением
размеров защиты, для ослабления
7-излучения нередко применяются
более дешевые, но менее эффектив-
ные защитные материалы — вода,
бетон, песок и т. д.
ЗАЩЙТА ОТ ИЗЛУЧЕНИЯ —
экран или система экранов, ослаб-
ляющих излучение. Если 3. от и.
снижает интенсивность излучения до
безопасного для человека уровня,
то она называется биологической за-
щитой. 3. от и. устанавливается не
только с целью предохранения пер-
сонала, работающего с источниками
излучений, но и для предохранения
оборудования и материалов (особен-
но органич.), разрушающихся или
сильно меняющих свои свойства под
действием облучения. 3. от и.—
обязательный элемент всех установок,
имеющих мощные источники излуче-
ний,— ядерных реакторов, ускори-
телей частиц, горячих лабораторий
и т. д. ,,	„
ЗАЩИТА ОТ НЕЙТРОНОВ —
экран или система экранов из мате-
риалов, содержащих элементы с ма-
лым ат. в., хорошо замедляющих ней-
троны. Для 3. от н. обычно приме-
няют вещества, содержащие водо-
род,— воду, бетон, парафин и т. п.
Процесс поглощения нейтронов за*
щитой можно разделить на 2 стадии:
замедление нейтронов высокой энер-
гии вследствие упругого и неупруго-
го рассеяния; захват нейтронов, за-
медлившихся до малых энергий. При
захвате нейтронов в большинст-
ве случаев происходит испускание
7-квантов значит, энергии (см. За-
хватное излучение). Это вызывает не-
обходимость в дополнит, защите из
элементов с большим ат. в. Добав-
ление в защиту элементов, погло-
щающих нейтроны и не испускаю-
щих 7-лучей (напр., Li6) или испу-
скающих 7-лучи оч. малой энергии,
в ряде случаев избавляет от не-
обходимости устанавливать допол-
нит. защиту от захватного 7-излу-
чения.
ЗАЩЙТА РАЗДЕЛЬНАЯ — защи-
та, окружающая наиболее сильно
излучающие компоненты реактора.
Слабо излучающие компоненты ос-
таются либо без защиты, либо с ос-
146
ЗАЩИТА РЕАКТОРА
лабленной защитой. 3. р. предна-
значается при сильном ограничении
в весе и размерах защиты (атомные
самолеты, локомотивы, небольшие
корабли).
ЗАЩИТА РЕАКТОРА — см. Био-
логическая защита.
ЗАЩИТА ТЕНЕВАЯ — защита,
устанавливаемая между источниками
излучения и местом, где находятся
или могут находиться люди, причем
место это ограничивается зоной «те-
ни», «отбрасываемой» защитой и обра-
зуемой прямыми лучами, проведен-
ными от источника через края защи-
ты. 3. т. применима в случае ограни-
чения веса и размеров защиты ре-
актора (напр., в атомных самолетах).
К 3. т. могут быть отнесены биологич.
и защитные экраны. Ширина и вы-
сота 3. т. рассчитываются с учетом
рассеянного излучения от воздуха и
близлежащих предметов.
ЗАЩИТА ЧАСТИЧНАЯ — умень-
шенная защита реактора в хместах, где
доступ к нему ограничен или отсутст-
вует; применяется для снижения веса
и габаритов всей реакторной установ-
ки. Напр., на судне с реактором«в ка-
честве источника энергии З.ч. может
быть осуществлена в направлении
дна. Однако эта защита должна обе-
спечивать достаточное ослабление
у-излучения, поскольку ^-кванты, от-
ражаясь от воды, могут попадать в
обслуживаемые помещения. Кроме
того, для предотвращения активации
конструкций установки в состав 3. ч.
должна входить защита от нейтро-
нов. 3. ч. может быть использована
также для реактора на самолете. При
полете па большой высоте воздух
малой плотности будет давать незна-
чит. рассеяние излучения в обслу-
живаемые помещения, но при по-
садке на землю проблема рассеянно-
го излучения приобретает важное
значение.
ЗАЩЙТНОЕ ДЕЙСТВИЕ (в р а-
диационной химии) — по-
нижение нек-рыми веществами (за-
щитными добавками) радиационно-
химич. выхода разложения др. ве-
ществ. 3. д. обусловлено взаимодейст-
вивхМ защитных добавок со свободны-
ми радикалами, ионами или воз-
бужденными молекулами, образую-
щимися при действии ионизир. излу-
чения на вещества и способными реа-
гировать с молекулами защищаемых
веществ. Напр., при радиолизе вод-
ного раствора метиленового голубого
обесцвечивание последнего можно
предотвратить добавлением глюкозы,
взаимодействующей с гидроксильны-
ми радикалами, образующимися при
радиолитич. разложении воды, к-рые
в отсутствие глюкозы окисляют кра-
ситель.
В ряде случаев 3. д. вызвано пере-
дачей заряда или энергии возбужде-
ния от защищаемого вещества к за-
щитной добавке. При этом молекулы
защитной добавки, дезактивируя мо-
лекулы защищаемого вещества, рас-
падаются сами («жертвенная» защи-
та) или рассеивают получаемую энер-
гию, не разлагаясь (защита тина
«губки»). Так, при радиолизе смеси
циклогексан — циклогексен осуще-
ствляется жертвенная защита перво-
го компонента вторым. В смеси цик-
логексан — бензол энергия возбуж-
дения, передаваемая от циклогекса-
на к бензолу, в основном превращает-
ся в теплоту, не приводя к химич.
распаду бензола.
ЗАЩЙТНОЕ СТЕКЛО — стекло с
повьпп. плотностью (до 6,4 г/см3) и,
следовательно, повышенной способ-
ностью к поглощению у-излучения,
что достигается включением в стекло
веществ с большим ат. в., напр.
окиси свинца (свинцовое стекло). 3. с.
применяется в смотровых окнах.
ЗАЩИТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ —
материалы для защиты от излучении
нейтронов, у-лучей, рентгеновских
лучей, электронов, протонов, а-ча-
стиц и др. Защита от излучений, пред-
ставляющих собой поток заряженных
частиц, не затруднительна ввиду их
малого пробега в любых матери-
алах; поэтому понятие «3. м.» ис-
пользуется лишь по отношению к
нейтронному, у- и рентгеновскому
излучениям.
3. м. от быстрых нейтронов, энер-
гия к-рых значительно выше энергии
теплового движения атомов в веще-
стве, содержат элементы с малым ат.
в. (см. Защита от нейтронов)-. Луч-
шими 3. м. от быстрых нейтронов
являются водородсодержащие веще-
ЗАЩИТЫ РАСЧЁТ ИЗОДОЗНЫЙ
147
ства—бетон, вода, гидриды метал-
лов, полиэтилен; используются так-
же песок, кирпич и др. дешевые мате-
риалы. Для защты от медленных
нейтронов, имеющих энергию, срав-
нимую с энергией теплового движе-
ния атомов (0,025 эв), применяют-
ся элементы с большим сечением
захвата медленных нейтронов —
В, Cd.
Для защиты от 7- и рентгеновских
лучей служат вещества, содержащие
элементы с большим ат. в., — свинец,
сталь, чугун (см. Защита от гамма-
излучения). Кроме того, применяют
комбинированные материалы, ослаб-
ляющие одновременно и нейтроны и
7- лучи,— тяжелый бетон (бетон с тя-
желыми заполнителями из бари-
та, железных руд, металлов и др.),
железоводяные смеси и т. п. Повыше-
ние эффективности защитных свойств
тяжелого бетона по сравнению с
обычным прибл. пропорционально
увеличению его плотности (с 2,2 г/см 3
до 6 г!см 3 для особо тяжелого бе-
тона).
ЗАЩЙТНЫЙ ВЫТЯЖНОЙ
ШКАФ — местное вентиляц. устрой-
ство, предназнач. для работы с ра-
диоактивными веществами и хране-
ния летучих веществ. 3. в. ш. может
иметь прямоугольную, цилиндрич.
или конусную форму. Стенки и пол
шкафа делаются из антикоррозий-
ных, легко поддающихся очистке ма-
териалов — стекла, алюминия и осо-
бенно нержавеющей стали. Приме-
няются также легко сменяемые пласт-
массовые покрытия. Толщина сте-
нок шкафа должна обеспечивать по-
глощение излучения радиоактивных
источников. Дно делается наклон-
ным, с желобом у задней стенки для
стока растворов. Ножки шкафа рас-
считываются на нагрузку до 500 кг.
Скорость движения воздуха через
проемы или дверцы должна быть та-
кой, чтобы при открытой задвижке
протекало не менее 1,5 м3!сек и
обеспечивался 5—6-кратный обмен
воздуха всего помещения в час.
3. в. ш. имеет индивидуальную вен-
тиляц. систему. Работа в 3. в. ш.
может производиться манипулято-
рами или непосредственно операто-
ром через дверцы шкафа с примене-
нием резиновых перчаток и пере-
движного защитного экрана.
ЗАЩЙТНЫИ КОСТЙМ — то же,
что пневмокостюм.
ЗАЩЙТНЫИ ЭКРАН — экран,
ослабляющий интенсивность излу-
чения, предназначенный для защиты
персонала, оборудования и мате-
риалов. 3. э. может быть подвижным
или стационарным. Чаще всего 3. э.
применяютсядля выгородки того или
иного участка в помещении, где
имеется или может наблюдаться из-
лучение, уровень к-рого выше допу-
стимого. Материал 3. э. определяет-
ся видом излучения (см. Защитные
материалы), толщина зависит от тре-
буемой степени ослабления излу-
чения.
ЗАЩИТЫ ИСПЫТАНИЕ — уста-
новление соответствия запроектиро-
ванных уровней излучения действи-
тельно измеренным за защитой. 3. и.
позволяет определить степень ослаб-
ления излучения внутри материала
защиты, а также дозы излучения в не-
обслуживаемых частях установки.
По этим данным проверяют точность
расчетов испытуемой защиты и про-
ектируют др. защитные установки.
Количество излучения измеряют до-
зиметрами и счетчиками. Обычно
3. и. производится при малом и
большом уровнях мощности реакто-
ра: неск. кет и 25—100 % полной
мощности.
ЗАЩЙТЫ РАСЧЁТ ИЗОДбЗ-
НЫЙ — расчет защиты, в результа-
те к-рого за любым участком защи-
ты реактора д. б. получена одина-
ковая доза излучения. Для 3. р. и.
проектируемая защита рассчиты-
вается по к.-н. одному направлению
и определяется ее толщина. Затем
по всей поверхности защиты условно
наносится сетка. в узлах к-рой опре-
деляется суммарная доза по у-лучам
и нейтронам от всех источников из-
лучения, находящихся за защитой.
Нанося результаты расчетов на бу-
магу, получают изодозную карту "и
устанавливают функциональную за-
висимость между толщиной защиты
и дозой. После этого толщину
защиты корректируют для полу-
чения одинаковых доз в каж-
дой точке. Полученная т. о., защита
148	звёзды
имеет ступенчатый вид. После кон-
структивной проработки защита
неск. отличается от ступенчатой, рас-
считанной по изодозной карте. З.р. и.
более точен и позволяет умень-
шить толщину защиты на 15—25%
по сравнению с защитой, имеющей
одинаковую толщину.
ЗВЁЗДЫ — ядерные превраще-
ния, зафиксированные фотоэмуль-
сиями.
ЗЕРКАЛЬНЫЕ ЯДРА. Два ядра
с одинаковым массовым числом (т. е.
два ядра-изоба/?а) наз. зеркальными,
если число протонов в одном равно
числу нейтронов в другом. Приме-
рами 3. я. являются протон и нейт-
рон, 3Н3 и2Не 3; 3Li7 и 4Ве7; 7N15 и
8О15 и т. д. В каждой зеркальной
паре одно из ядер обычно бывает
радиоактивным и распадается с обра-
зованием другого. Экспериментально
установленное сходство в свойствах
каждой пары 3. я. (одинаковые спи-
ны, близкие значения для энергии
уровней, почти одинаковые значения
энергии связи и т. п.) указывает на то,
что ядерные силы, действующие меж-
ду двумя протонами,не отличаются от
сил, действующих между двумя нейт-
ронами (см. Ядерные силы).Поскольку
различие в энергии связи двух 3. я.
определяется только кулоновским
взаимодействием «лишнего» протона
с остальными протонами и эта ве-
личина зависит от размеров ядра,
данные о 3. я. могут быть использо-
ваны для определения радиусов ядер.
ЗОЛОТО Au — химич. элемент
I гр. периодич системы, п. н. 79, ат.
в. 197,0. Состоит из одного стабиль-
ного изотопа Au197. Содержится в
земной коре в количестве 5-10“7%
(весовых). В природе встречается как
в свободном самородном состоянии,
так и в виде теллуристых соединений
(AuTe2). Au — блестящий желтый
металл, весьма инертный к действию
ряда сильных химич. реагентов,
плоты. 19,32 г/см\ Гпл1063°, Z°KUn
2970°. Применяется в качестве элек-
тродов при электрохимии, выделе-
нии нек-рых радиоактивных элемен-
тов и для покрытия оболочек естеств.
нейтронных источников, а также
для их калибрования. Наиболее дол-
гоживущий из искусственно ра-
диоактивных изотопов Au195 (Ti/2=
=185 дням) получается по реакциям:
Ir 193(а, 2n) Au 195, Pt194 (d, п) Au195,
Pt195 (р, п) Au195. Другим очень важ-
ным радиоактивным изотопом Au яв-
ляется Au198 (Ti/2=2,686 дня), полу-
чаемый с большим сечением (ок. 100
барн) по реакции Au197 (п, у) Au198.
Метод обогащения этого изотопа был
развит вскоре после открытия Сцил-
ларда — Чалмерса эффекта. Препа-
раты этого изотопа с оч. высокой
удельной активностью (5 кюри/г и
выше) получаются облучением ме-
таллич. Au в реакторе. Коллоидные
растворы радиоактивного Au нашли
применение в радиотерапии. Малый
период полураспада Au198 и возмож-
ность изготовлять коллоидные рас-
творы разной степени дисперсности и
разной устойчивости позволяют ши-
роко применять коллоидные раство-
ры 3. для внутритканевой и внутри-
полостной терапии злокачеств. опу-
холей (см. Радиотерапия). Au198 и
Au199 относятся к группе среднера-
диотоксичных изотопов.
ЗОНА ВОСПРОИЗВОДСТВА —
часть активной зоны реактора, где
помещается материал для получения
вторичного горючего. Существуют
такие системы реакторов, в к-рых
количество производимого ядерного
топлива равно количеству расходуе-
мого или превышает его (см. Реактор-
размножитель). Эти системы связаны
не с потреблением топлива в реакто-
ре, а, наоборот, с получением его за
счет произ-ва вторичного топлива.
Первичное делящееся ядерное горю-
чее и материал для вторичного ядер-
ного горючего используются либо в
1-зональных реакторах в виде смеси,
либо в 2-зональных реакторах, где
первичное делящееся вещество кон-
центрируется в центре реактора, а
материал для произ-ва вторичного го-
рючего — на периферии, вокруг цент-
ральной зоны, именно в 3. в.
ЗОНА РАЗРЕЖЕНИЯ —внутр, зо-
на (слой) сферич. ударной волны воз-
душного ядерного взрыва, приле-
гающая к зоне сжатия. Во внутр,
слое 3. р. давление сжатого воздуха,
воспринятое от взрывной волны, по-
степенно снижаясь в зоне сжатия в
направлении от фронта ударной вол-
ИГНИТРОННЫЙ ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЬ
149
ны к центру взрыва, становится мень-
ше, чем в невозмущенной атмосфере,
а темп-pa воздуха — ниже первонач.
Частицы воздуха в 3. р. движутся в
сторону, обратную направлению дви-
жения фронта ударной волны, и со-
здают явление обратного ветра, сила
воздействия к-рого, однако, во много
раз меньше действия ветра, сопро-
вождающего зону сжатия (см. рис. к
ст. Ударная волна).
ЗОНА СЖАТИЯ — наружная зо-
на (слой) сферпч. ударной волны (см.
рис. к ст. Ударная волна) ядерного
взрыва, в к-рой давление, воспри-
нятое от взрывной волны, достигает
вблизи от центра,взрыва десятков тыс.
атм. Передней границей 3. с. являет-
ся фронт ударной волны, где наблю-
дается наибольшее избыточное дав-
ление, постепенно убывающее к тыль-
ной границе (начало воны разреже-
ния), где оно становится равным
атмосферному. Частицы воздуха в
3. с. имеют постулат. движение
вслед за фронтом ударной волны (в
пределах 1 км от эпицентра взры-
ва бомбы в 20 кт — со скоростью
св. 100 м/сек\ на расстоянии св.
2 км — ок. 40—50 м/сек), создающее
по длине 3. с. ураган огромной си-
лы, наносящий поражения и разру-
шения на больших расстояниях от
места взрыва. Время прохождения
3. с. определяет длительность воздей-
ствия ударной волны на отдельные
объекты; при взрыве бомбы в 20 кт
оно составляет па расстоянии 500 м
от эпицентра взрыва ок. 0,8 сек.,
в 1 км — до 1,5 сек.
и
ИГЛА РАДИОАКТЙВНАЯ — по-
лая игла, содержащая внутри соль
радиоактивного изотопа или же вы-
полненная из радиоактивного метал-
ла (напр., Со60) и применяемая для
радиотерапии. Вводится на нужную
глубину в ткань опухоли путем непо-
средств. вкалывания или же «вы-
стреливается» из спец, «пистолета».
Введение И. р. в ткань опухоли поз-
воляет создать равномерное и длит,
облучение опухоли.
ИГНИТРОННЫИ ПРЕОБРАЗОВА-
ТЕЛЬ — устройство для превра-
щения перем, тока в пост, (выпрям-
ления) или обратного преобразова-
ния пост, тока в перем, (инвертиро-
вания), а также для преобразования
частоты перем, тока, в к-ром в каче-
стве электрич. вентилей применяют-
ся игнитроны — управляемые ион-
ные вентили с самостоят. дуговым
разрядом и жидким ртутным катодом.
II. п. применяются в системах пита-
ния магнита ускорителя синхрофа-
зотрона. При этом И. п. работает вы-
прямителем в период нарастания то-
ка в обмотках магнита и инвертором
при уменьшении этого тока, обеспе-
чивая процесс рекуперации энергии.
В простейшем случае (рис.) игнит-
рон 1 включен в цепь, образуе-
мую источниками перем, тока 2 и
пост, тока 3, сопротивлением R и
индуктивностью L. Возбуждение
электронной эмиссии и последующей
поток энергии
Принципы работы игнитронного преоб-
разователя: а — выпрямление; б —
инвертирование; U — перем, напряже-
ние; Uо— пост, составляющая напря-
жения; i — импульсы тона; ix— 1-я
гармонии, составляющая импульса.
проводимости игнитрона осуществ-
ляется в каждом положит, полупе-
риоде перем, напряжения на его ано-
де А пропусканием поджигающих
импульсов тока через электрод^ 17,
погруж. в ртуть. При работе преобра-
150
ИДЕНТИФИКАЦИЯ РАДИОАКТИВНОГО ИЗОТОПА
зователя в качестве выпрямителя
(рис., а) катод К игнитрона соеди-
нен с положит, щеткой машины пост,
тока, а момент поджига отрегулиро-
ван так, что угол сдвига фаз 9 меж-
ду перем, напряжением U и первой
гармония, составляющей тока ij ме-
нее 90°. Машина перем, тока работает
как генератор, а пост, тока — как
двигатель. Для того, чтобы получить
инверторный режим работы И. п.,
необходимо изменить полярность
включения машины пост, тока по от-
ношению к игнитрону (или наоборот)
и установить более поздний момент
зажигания (ср>90°). В этом случае
генератором работает машина пост,
тока, отдавая энергию двигателю
перем, тока (рис., б). И. п. чаще
всего питается 3-фазным перем, током
или преобразует пост, ток в 3-фаз-
ный. Для уменьшения пульсаций
выходного напряжения и увеличе-
ния кпд применяются многофазные
(6-, 12-фазные) И. п. с большим чи-
слом игнитронов.
ИДЕНТИФИКАЦИЯ РАДИОАК-
ТЙВНОГО ИЗОТОПА — опре-
деление тождества радиоактивного
изотопа (р. и.) по химич. и радио-
активным свойствам (период полу-
распада, характер и энергия излу-
чения) с известным р. и.; также опре-
деление, какому химич. элементу при-
надлежит новый неизвестный р. и.
На основании предполагаемого меха-
низма ядерной реакции можно ожи-
дать, что новый р. и. является р. и.
одного из небольшой группы (1—2,
реже больше) элементов. Соедине-
ния этих элементов прибавляют-
ся в качестве носителей р. и., и про-
изводится выделение каждого из
носителей различными методами, же-
лательно с иЗлМененивхМ валентно-
сти и физич. состояния (перевод в
газовую фазу, осаждение). Если но-
вый р. и. и прибавленный носитель
принадлежат одному химическому
элементу, то при всех операциях
соотношение между ними постоянно
(удельная активность носителя по-
стоянна).
ИЗБЫТОЧНАЯ РЕАКТИВ -
НОСТЬ — см. Реактивность.
ИЗЛОМ — поверхность полностью
механически разруш. образца или
детали. Строение И. является часто
единств, показателем эксплуатац.
процесса разрушения, приведшего к
поломке. Изучение строения разных
зон И. («анализ И.») является важ-
ным средством установления причин
и процесса реальных разрушений
оборудования ядерной техники. При
этом определяется характер и после-
довательность имевших место на-
грузок — ударных, статических, дли-
тельных статич., усталостных, тер-
мически-усталостных, а также кор-
р озионно-механическ их.
ИЗЛУЧАТЕЛЬ КОСИНУСОИ-
ДАЛЬНЫМ — см. Гамма-излучатели.
ИЗЛУЧЕНИЕ ОСТАНбВЛЕННО-
ГО РЕАКТОРА (остаточ-
ное излучение) — излучение
из активной зоны реактора после пре-
кращения цепной реакции деления.
После остановки реактора в течение
нек-рого времени (неск. мин.) из
активной зоны продолжают испу-
скаться нейтроны. Однако основным
И. о. р. является мощное у-излуче-
ние (гл. обр. из продуктов деления),
к-рое постепенно уменьшается по
мере распада радиоактивных ядер
продуктов деления. Вначале в тече-
ние суток это излучение уменьшает-
ся довольно быстро, затем спад за-
медляется и дальнейшее уменьшение
продолжается в течение длит, вре-
мени — неск. мес. и даже лет.
И. о. р. затрудняет ремонт и обслу-
живание частей реактора, находя-
щихся в непосредств. близости от
активной зоны. Для выполнения этих
работ необходимы либо длит, выдерж-
ка реактора до спада излучения до
безопасного уровня, либо приме-
нение передвижных биологических
экранов для защиты персонала, либо
выгрузка ядерного горючего из ре-
актора.
ИЗЛУЧЕНИЕ РАБОТАЮЩЕГО
РЕАКТОРА — излучение мощных
потоков у-лучей и нейтронов из ак-
тивной зоны реактора во время цеп-
ной реакции деления. Выходящие
потоки нейтронов и 7-лучей из
активной зоны и. отражателя ре-
актора в 108—101(* раз превышают
допустимый уровень излучения. Для
создания норм, условий работы об-
служивающего персонала реактор и
ИЗМЕРИТЕЛЬ СКОРОСТИ СЧЁТА
151
отдельные его части окружаются
мощной биологической защитой.
ИЗЛУЧЕНИЕ РАССЕЯННОЕ —
излучение, наблюдающееся в дан-
ной точке и возникающее в резуль-
тате рассеяния от веществ или мате-
риалов, не находящихся на прямом
пути между источником излучения и
данной точкой. Напр., И. р. возду-
хом может достигать недопустимой
величины для человека, находящего-
ся за биологическим экраном, если его
высота и ширина не рассчитаны со-
ответств. образом. В то же время пря-
мое излучение от источника, прохо-
дящее через биологич. экран, м. б.
пренебрежимо малым. И. р. также
необходимо учитывать при постанов-
ке частичной защиты или защиты
теневой, напр. на самолете или
судне при использовании реактора в
качестве источника энергии.
ИЗЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОГО ВЗРЫ-
ВА (а т о м п о г о) — световое из-
лучение и проникающая радиация,
к-рые оказывают поражающее дейст-
вие при взрыве, а также остаточное
радиоактивное излучение, являющее-
ся следствием распада радиоактив-
ных веществ, образовавшихся в ре-
зультате взрыва. Остаточное излу-
чение может оказывать поражаю-
щее действие в течение продолжит,
времени после взрыва.
ИЗМЕРЕНИЯ ДОЗИМЕТРИЧЕ-
СКИЕ — определение уровней ра-
диации (мощностей доз) р- и у-излу-
чения, степени радиоактивного зара-
жения местности и различных объек-
тов, а также доз радиоактивного облу-
чения людей в загрязненных радио-
активными веществами местах. В
войсках и на флоте И. д. производят-
ся при помощи полевой дозиметрия,
аппаратуры дозиметристами во вре-
мя ведения радиационной разведки и
дозиметрического контроля.
ИЗМЕРИТЕ ЛЬ ВРЁМЕНИ УДВОЁ-
НИЯ — см. Измеритель периода.
ИЗМЕРИТЕЛЬ ПЕРЙОДА —
указывающий или регистрирующий
прибор для измерения промежутка
времени, за к-рый мощность реак-
тора изменяется в е раз (е — осно-
вание натур, логарифмов). Схемы
И. п. основаны на том, что плотность
нейтронного потока в процессе нара-
стания или спада меняется в первом ,
приближении по экспоненциальному
г
т
закону: п=пое Р, где п— плотность
нейтронного потока, п0— нач. плот-
ность нейтронного потока, Тр.—пери-
од реактора, t — время. И. п. состоит
в основном из последовательно соеди-
ненных: ионизационной камеры, лога-
рифмического усилителя, дифференци-
рующей схемы и лампового измери-
тельного прибора, проградуированно-
го в сек. Для индикации положит, и
отрицат. значений периода середина
шкалы (период равен i оо) прини-
мается за начало отсчета. Крайние
значения шкалы отвечают к.-л. уста-
нови. значению периода, чаще все-
го ±5 сек., при к-ром замыкаются
контакты концевого выключателя и
происходит срабатывание аварийной
защиты реактора. Иногда прибором
пользуются для измерения времени,
за к-рое мощность реактора удваи-
вается. Такой прибор наз. измерите-
лем времени удвоения. Различие
между схемой И. п. и измерителя
времени удвоения заключается толь-
ко в градуировке шкалы. Существу-
ют также схемы И. п. с дифферен-
циатором и логометром.
ИЗМЕРИТЕЛЬ РЕАКТИВНО-
СТИ — счетно-решающий прибор
техники электронного моделирова-
ния для определения мгновенных
значений реактивности реактора по
сигналам, поступающим от иониза-
ционных камер или счетчиков. И. р.
можно использовать для изучения
физич. характеристики реактора,
для безопасности пуска реактора,
повышения устойчивости системы
автоматич. регулирования мощности
реактора и в системе аварийной
защиты.
ИЗМЕРИТЕЛЬ СКОРОСТИ СЧЁ-
ТА — прибор для измерения числа
импульсов, поступающих в секунду
от счетчика или импульсной ионизац.
камеры. Состоит из импульсного уси-
лителя, амплитудного дискримина-
тора, формирующего каскада и ус-
редняющей и измерит, схем. Измерит,
схема представляет собой ламповый
измерительный прибор пост, тока с
щитовым прибором на выходе, шка-
152
ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЙ УСИЛИТЕЛЬ
ла к-рого проградуирована в имп1сек*
Для расширения интервала изме-
ряемых скоростей счета и повыше-
ния точности измерения пользуются
переключателем диапазонов. Макс,
скорость счета 105 имп!сек. В дозимет-
рич. практике И.с.с. наз. интенси-
метром.
ИЗМЕРЙТЕЛЬНЫИ УСИЛЙ-
ТЕЛЬ — см. Электрометрический
усилитель.
ИЗНбСА ИССЛЕДОВАНИЕ (п о
радиоактивности) — метод
исследования износа режущего ин-
струмента, зубчатых колес, деталей
двигателей, прессформ, электрич. кон-
тактов, резиновых шин, подшипников
и т. д. посредством радиоактив-
ных индикаторов. Исследуемую де-
таль активируют и устанавливают
в рабочее положение. В зависимости
от условий и задач исследования ре-
гистрируют либо активность продук-
тов износа (или стружки), либо убы-
вание активности активиров. детали,
либо возрастание активности поверх-
ности, соприкасающейся с активи-
ров. деталью. Все эти 3 параметра
пропорциональны общему количе-
ству продуктов износа.
Активность регистрируют счетчи-
ками или методом авторадиографии,
причем авторадиограф показывает
количеств, распределение продуктов
износа, если он получен с соприка-
сающейся поверхности, или степень
износа исследуемой детали, если он
получен с этой детали. И. и. по срав-
нению с обычными методами пример-
но в 12—25 раз снижает время на
исследование и значительно увели-
чивает точность результатов опы-
тов.
ИЗОБАРЫ — атомные ядра, имею-
щие одинаковое массовое число, по
различные заряды (атомные номера
Z), т. е. принадлежащие к различным
химич. элементам. В природе изве-
стно большое число устойчивых и
радиоактивных И. Существуют даже
триады устойчивых И. (напр., 40Zr96,
42Мо96, 44Ru96). За редким исключе-
нием Z для всех соседних устойчи-
вых И. отличаются на две едини-
цы. Из 2 И. с Z, отличающимся
на единицу, 1 почти всегда оказы-
вается радиоактивным.
ИЗОДИМОРФЙЗМ — частный слу-
чай изоморфизма, когда 2 соеди-
нения в обычных условиях имеют
различную структуру кристаллов,
но из их общих растворов (или рас-
плавов) способны выделяться в виде
смешанных кристаллов. И. может
проявляться в различии как молеку-
лярной и кристаллической [Ra(NO3)2
и Sr(NO3)2 • 4Н2О], так и только
кристаллич. (RbCl и CsCl) струк-
тур. Взаимная растворимость изо-
диморфных компонентов, как пра-
вило, ограниченная. Изодиморфную
сокристаллизацию наз. «принуди-
тельной» в том смысле, что ионы или
молекулы одного из соединений рас-
полагаются по точкам решетки, к-рая
в условиях опыта для него является
неустойчивой.
И30Д03А — линия, соединяю-
щая на графике дозного поля точки
с одинаковыми значениями дозы,
полученными за определ. промежу-
ток времени от данного источника
излучения.^
ИЗОДОЗОГРАФ—прибор, позво-
ляющий автоматически снять изо-
дозы от данного источника излучения.
ИЗОЛИРУЮЩАЯ КАМЕРА с
управляемой атмосфе-
рой — камера в виде одного или
неск. соединенных между собой слож-
Схема изолирующей камеры с
управляемой атмосферой.
ных сосудов (рис.), снабженная от-
водами для создания в ней ваку-
ума или наполнения ее атмосферой
необходимого состава. Манипула-
ИЗОТОПИЧЕСКИЙ спин
153
торы пропущены сквозь пробки
в боковых отростках сосуда, ко-
торые имеют уплотнит, кольца и слу-
жат подшипниками. Нижние отрост-
ки представляют собой реакц. каме-
ры, оборудование к-рых размещается
на подставках, укрепленных на ниж-
ней крышке или пропущенных через
нее. Материал вводится в И. к. через
один из боковых отростков. Для И. к.
характерны небольшие объемы пре-
паратов, участвующих в реакциях,
применение простых манипуляторов,
рассчитанных только на поступат.
движение и вращение, и приспособ-
ленность к дистанц. управлению.
ИЗОМЕРЙЯ АТОМНЫХ ЯДЕР
(я д ер и а я изомерия) — на-
личие у нек-рых радиоактивных
атомных ядер возбужденных состоя-
ний с настолько большим временем
жизни, что ядро в возбужденном со-
стоянии и ядро в основном состоя-
нии могут рассматриваться как 2
различных ядра с одинаковыми за-
рядом и массой, но разными перио-
дами радиоактивного распада. Такие
ядра наз. изомерами. Ядро в воз-
бужденном состоянии наз. верхним
изомером, а в основном — основным
изомером. Различие между изомер-
ными и обычными возбужденными
состояниями проводится в зависимо-
сти от величины времени жизни этих
состояний: изомерными условно счи-
таются состояния с Тч2 > 10“10 сек.
Распад изомерных состояний про-
исходит либо с образованием основ-
ного состояния (т. н. изомерные пе-
реходы с испусканием у-излучения
или электронов внутренней конвер-
сии), либо с образованием к.-л. иных
ядер (напр., путем ^-распада). Явле-
ние И. а. я., как правило, наблю-
дается в тех случаях, когда велико
различие спинов основного и возбуж-
денного состояний. Испускание элек-
тронов внутренней конверсии при
изомерных переходах вероятнее у-из-
лучения в случае тяжелых ядер, не-
большой энергии возбуждения (но
большей энергии связи атомных элек-
тронов) и сильно различающихся
спинов возбужденного и основного
состояний ядра.
Среди естеств. радиоактивных ядер
известна одна пара верхних изомеров
изотопа Ра234 : UZ с Ti 2=6,7 часа и
UX2 с Тц2—1,2 мин. Известно ок. сот-
ни изомеров среди искусственно ра-
диоактивных ядер с Тх/2 от миллисе-
кунд до неск. лет. Известны случаи,
когда одно и то же ядро имеет неск.
изомерных возбужденных состояний
(напр., изомеры Sb124 с Т* 2=1,3 мин.,
21 мин., 53,7 дня).
ИЗОМЕРНОЕ С ОСТОЯНИЕ —
см. Изомерия атомных ядер.
ИЗОМОРФЙЗМ — открыт в 1819
Э. Митчерлихом, к-рый сформулиро-
вал закон: «аналогичные по соста-
ву соединения элементов, сходных
по химическим свойствам, имеют оди-
наковую или очень близкую кри-
сталлическую форму». В дальнейшем
понятие «И.» было значительно рас-
ширено В. Гольдшмидтом и Г. Грим-
мом. В радиохимии И. имеет большое
значение для изучения химич.
свойств тех радиоактивных изотопов,
получить к-рые в весомых количе-
ствах не представляется возможным.
Признаками И. двух химич. соеди-
нений являются: сходство молеку-
лярного строения (напр., RbCl и
КС1 или BaS04 и КМпО4); сходство
кристаллич. структуры (тип NaCl,
CsCl и т. д.); близость параметров
кристаллич. решетки.
Способностью двух изоморфных ве-
ществ образовывать смешанные кри-
сталлы часто пользуются в радиохи-
мии для выделения и концентриро-
вания радиоактивных изотопов, для
идентификации продуктов ядерных
реакций и т. д. В основе метода изо-
морфной сокристаллизации лежит
след, положение: если какой-либо
микрокомпонент распределяется меж-
ду раствором и осадком макро-
компонента по закону Хлопина, то
в ряде случаев (бывают и исключе-
ния) это может служить доказатель-
ством того, что кристаллизующиеся
вещества изоморфны или изодиморф-
пы и, следовательно, их молекуляр-
ное состояние как в растворе, так и в
кристаллах одинаково.
ИЗОТОПИЧЕСКИЙ СПИН — по-
нятие, применяемое для описания
разных состояний одной частицы,
различающихся по электрич. заряду.
Обозначается Т. Напр., у нуклона
возможны 2 зарядовых состояния
154
ИЗОТОПНАЯ МЕТКА
(т. н. зарядовый дублет), соответст-
вующих 2 возможным проекциям
(dz1/^) И. с., равного */2: состояние с
проекцией И. с. +\2 (электрич. заряд
+ 1 — состояние протона) и состоя-
ние с проекцией И. с.—\2 (электрич.
заряд, равный 0, — состояние нейт-
рона). И. с. является величиной,
характеризующей свойства нейтрона
и протона не как отдельных частиц,
а как двух состояний одной частицы—
нуклона. И. с. системы нуклонов,
напр. атомного ядра, равен вектор-
ной сумме изотопич. спинов нукло-
нов. Ядра, состоящие из четного чи-
сла нуклонов, имеют И. с., выражае-
мый целыми числами 0, 1,2... . И. с.
нечетных ядер выражается полу це-
лыми числами 1/2> 3/2, ••• • Для пи-ме-
зонов И. с. равен 1, поскольку воз-
можны 3 зарядовых состояния к-ме-
зонов — т. н. зарядовый триплет:
к+, л“, те°.
Установлено, что при ядерных
взаимодействиях, обусловленных
ядерными силами, имеет место закон
сохранения полного И. с. для замкну-
той системы; электромагнитные взаи-
модействия нарушают сохранение
И. с. Однако одна проекция И. с.
(как говорят, проекция на ось 2, обо-
значаемая Тг) сохраняется всегда —
это соответствует сохранению элект-
рического заряда. Значение проекции
И. с. Тг связано с числом нейтронов
N и протонов Z ядра соотношением:
Tt=±(N-Z).
Сохранение полного И. с. позволяет
установить отбора правила для
ядерных реакций с легкими ядрами,
где влиянием кулоновских взаимо-
действий можно пренебречь, и соот-
ношения между реакциями, отличаю-
щимися только различными зарядо-
выми состояниями частиц.
ИЗОТОПНАЯ МЕТКА — стабиль-
ные или радиоактивные изотопы, вне-
сенные в вещество для его изучения.
См. Меченых атомов метод, Радио-
активная маркировка металла.
ИЗОТОПНОГО РАЗБАВЛЕНИЯ
МЕТОД — метод химич. количествен-
ного анализа с помощью меченых ато-
мов. Необходимым условием исполь-
зования И. р. м. для анализа сложных
химич. соединений в смеси является
введение радиоактивного индикато-
ра в состав молекул анализируемого
соединения и отсутствие изотопного
обмена с др. соединениями. При
анализе с помощью И. р. м. отдель-
ных элементов в смеси различных
соединений, напротив, необходимо
наличие полного изотопного обмена
этого элемента со всеми соедине-
ниями. В соответствии с положением
о химич. идентичности изотопов
изотопный, состав выделенного со-
единения будет такой же, как в смеси
после прибавления индикатора. Рас-
чет содержания искомого компонен-
та основан на учете изменения перво-
пач. уд. активности индикатора, вве-
денного в анализируемую смесь, в
результате разбавления его иссле-
дуемым неактивным соединением. Вы-
делив часть смеси изотопов элемента
А+А* и определив новую уд. актив-
ность, находят содержание искомого
элемента А в смеси из соотношения
уд. активностей до и после разбав-
ления. Точность И. р. м. определяет-
ся чистотой добавленного и выделен-
ного соединений, отношением их уд.
активностей и статистич. ошибками
радиометрического анализа. Точ-
ность метода зависит также от со-
отношения количеств вещества
введенного с индикатором, и веще-
ства w2i находящегося в испытуе-
мом образце. Практически приемле-
мые результаты м. б. получены при
соотношении it/1/w2=1/5. И. р. м. вы-
полнено большое количество иссле-
дований в области биохимии и орга-
нич. химии для определения состав-
ных частей сложных смесей органич.
веществ и биопродуктов. Основные
преимущества И. р. м. (по сравнению
с др. аналитич. методами) — отсут-
ствие необходимости количеств, вы-
деления определяемого элемента А
или соединения. Достоинством мето-
да является также быстрота выпол-
нения анализа. И. р. м. использует-
ся для исследования многих анали-
тич. проблем, разрешение к-рых
обычными химич. методами затрудни-
тельно или невозможно. Применяется,
для определения объема подземных
водоемов и газохранилищ, веса ста-
ли в разливочных ковшах и т. д.
ИЗОТОПОВ РАЗДЕЛЕНИЕ
155
ИЗОТОПНОЕ РАВНОВЕСИЕ —
см. Изотопный обмен.
ИЗОТОПНЫЕ ИНДИКАТОРЫ —
то же, что меченые атомы.
ИЗОТОПНЫЙ МЕТОД —то же,
что меченых атомов метод.
ИЗОТОПНЫЙ НОСЙТЕЛЬ —см.
Носитель.
ИЗОТОПНЫЙ ОБМЕН — про-
цесс, в результате к-рого изменяется
распределение изотопов между раз-
ными химич. соединениями, разны-
ми фазами или внутри молекул, но не
происходит обычных химич. или фи-
зико-химич. изменений системы. Яв-
ление И. о. охватывает процессы раз-
личных типов и механизмов, вклю-
чающих переходы электронов ато-
мов, простых и сложных ионов, ней-
тральных молекул, и радикалов, на-
ходящихся как в гомогенных фазах,
так и в гетерогенных средах. Приме-
ром реакции И. о. является обмен
между нитратом и хлоридом свинца,
к-рый можно представить след, схе-
мой: АХ*+ВХ;£АХ4-ВХ*. Важны-
ми кинетич. характеристиками И. о.
являются: константа скорости, энер-
гия активации, порядок реакции
(помогающий установить правиль-
ное выражение скорости реакции
И. о. и на осповании этого сделать
выводы о механизме процесса), сте-
пень обмена и время полуобмена. Сте-
пень обмена — отношение числа ра-
диоактивных атомов, появившихся
в первоначально неактивном соеди-
нении в момент времени t, к числу
радиоактивных атомов,- соответ-
ствующих равновесному распределе-
нию их между обменивающимися
формами. Время полуобмена — вре-
мя, в течение к-рого степень обмена
достигает половины. Изотопное рав-
новесие — состояние, при к-ром ра-
диоактивный изотоп распределяется
пропорционально содержанию дан-
ного элемента в обменивающихся
соединениях. Изучение процессов
И. о. позволяет решать общие вопро-
сы механизма и кинетики химич. ре-
акций и реакц. способности веществ.
Явление И. о. широко используется
для введения изотопов в молекулы
различных соединений, для исследо-
вания характера химич. связей, уста-
новления структуры комплексов.
Изучение И. о. имеет важное значе-
ние ' для процессов обогащения
искусств, радиоактивных изотопов,
получаемых по ядерным реакциям,
не связанным с изменением порядко-
вого номера (см. Сцилларда — Чал-
мерса эффект), и изолирования ядер-
ных изомеров.
ИЗОТОПНЫЙ ЭФФЕКТ — откло-
нение от норм, значений величин,
характеризующих поведение веще-
ства при химич. и физич. процессах,
в результате замены одних изотопов
определ. элемента другими, с иными
массами или с иными ядерными свой-
ствами. Следует различать 2 вида
И. э. 1)‘ И. э.\ возникающие в связи
с различными термодинамич. и ки-
нетич. свойствами изотопов. Эти раз-
личия тем больше, чем больше отно-
сит. различие масс соответствующих
изотопов; в качестве примера можно
указать на весьма существенное раз-
личие физико-химич. поведения лег-
кого и тяжелого изотопов водорода.
2) И. э., являющиеся результатом
различий в схемах ядерных превра-
щений и энергетич. переходов. При-
мером подобного вида И. э. может
служить неодинаковое распределе-
ние изотопов Sb122 и Sb124 между раз-
личными химич. формами, наблю-
даемое при облучении медленны-
ми нейтронами фенилпроизводных
сурьмы.
ИЗОТбПОВ РАЗДЕЛЕНИЕ —
частичное или полное разделение
смеси изотопов данного элемента.
Применяется в технике для выделе-
ния атомной энергии в ядерных реак-
торах и при произ-ве атомных бомб.
И. р. необходимо для получения ста-
бильных изотопов, применяемых
в качестве меченых атомов, а также
для выделения чистых изотопов от-
дельных элементов с целью изуче-
ния их ядерных свойств и превра-
щений.
Для И. р. пользуются различия-
ми в физико-химич. свойствах изо-
топов, обусловленными различием их
масс. Поскольку для большинства
элементов относит, разность масс
изотопов незначительна, задача
II. р. является весьма сложной,
обычно требующей многократного
повторения единичной операции.
156
ИЗОТОПОВ РАЗДЕЛЕНИЕ
Универсального метода И. р., прак-
тически применимого для всех эле-
ментов, не существует. Выбор спо-
соба И. р. определяется рядОхМ ус-
ловий: природой элемента и содер-
жанием в нем концентрируемого изо-
топа, требуемой степенью разделе-
ния, стоимостью аппаратуры и сы-
рья, требуемой производительно-
стью и т. д. Во всякой установке
для И. р. исходная смесь разделяет-
ся на две (или несколько) фракций,
одна из к-рых обогащается од-
ним изотопом за счет других. Эффек-
тивность установки для И. р. ха-
рактеризуется двумя величинами
(обычно взаимосвязанныхми): ее про-
изводительностью и коэфф, раз-
деления а. В бинарной смеси изо-
топов а определяется равенством
_ N2 I Nt
а ~ 1 — х\2 I 1 - Wi ’
где N2 и 1—N2 — молярные доли лег-
кого и тяжелого изотопов в фракции,
обогащенной легким изотопом;
и 1—Nl — хмолярные доли тех же
изотопов в фракции, обогащенной
тяжелым изотопом. В данной уста-
новке повышение а обычно связано
с уменьшением ее производительно-
сти. По этой причине методы И. р.,
обеспечивающие большие значения
а, не всегда оказываются экономиче-
ски выгодными.
Основные методы И. р. Газо-
вая диффузия через по-
ристые перегородки. При
достаточно низких давлениях, когда
длина свободного пробега значи-
тельно превышает средний размер
пор, каждый компонент смеси дви-
жется независимо от других под дей-
ствием разности парциальных дав-
лений. Скорость этого движения
пропорциональна средней тепловой
скорости молекул, т. е. обратно
пропорциональна квадратному кор-
ню из молекулярного веса. Поэтому
при наличии разности давления по-
перек пористой перегородки моле-
кулы легкого изотопа проходят че-
рез нее неск. быстрее, чем молекулы
тяжелого изотопа, что приводит к
обогащению легким изотопом фрак-
ции, продиффундировавшей через
перегородку. При диффузии в вакуум
а — (Му и М2— молекулярные
веса легкого и тяжелого изотопов),
т. е. мало отличается от единицы по-
чти для всех изотопов. Напр., для
шестифтористого урана (U288 F6 и
U235 F6) а — у Г= 1,0043. С целью
увеличения эффекта разделения
применяется многоступенчатый, или
каскадный метод. Каскад состоит
из ряд^ последовательно соединен-
ных ступеней. Схема устройст-
ва одной ступени изображена па
рис. 1. Она состоит из трубки, сде-
Рис. 1.
Рис. 2.
ланной из пористого материала и
помещенной внутри более широкой
трубки. Смесь изотопов поступает
через А в пористую трубку. Часть
смеси, продиффундировавшая че-
рез пористые стенки и обогащенная
легким изотопом, откачивается че-
рез В в соседнюю правую (па схеме)
ступень, а остальная часть, обога-
щенная тяжелым изотопом, посту-
пает через D в соседнюю левую сту-
пень. Разделенные конечные продук-
ты отбираются из конечных ступе-
ней каскада; исходная смесь по-
дается в некоторую промежуточную
ступень.
Диффузия в потоке
паров легко конденсируемого ве-
щества приводит к И. р. благодаря
различию скоростей диффузии изо-
топов в разделяющих парах. В прин-
ципе метод аналогичен газовой диф-
фузии, но вместо пористой перего-
родки применяется поток разделяю-
щих паров. Этот метод был впервые
применен Г. ГерцехМ для разделения
изотопов неона.
Термодиффузия. Если
смесь газов помещена между 2 стен-
ками, между к-рыми поддерживается
разность темп-p, то, вследствие тер-
модиффузии, у холодной стенки неск.
увеличивается концентрация одного
ИЗОТОПОВ. РАЗДЕЛЕНИЕ
157
изотопа (в большинстве случаев тя-
желого), у нагретой стенки — др.
изотопа. Для умножения этого не-
большого эффекта разделения. при-
меняется термодиффузпонная ко-
лонка, состоящая из, охлаждаемой
снаружи вертикальной трубки, в
центре к-рой натяЕтута металлич.
нить, накаливаемая током. Разность
темп-p между нитью и стенками тру-
бы создает вертикальный конвекц.
ноток газовой смеси и одновременно
вызывает непрерывно идущее попе-
речное термодиффузионное разделе-
ние. Изотоп, собирающийся около
нагретой нити уносится конвек-
тивным потоком к верхнему концу
колонны, тогда как др. изотоп ув-
лекается вниз (рис. 2). В результате,
в верхней части колонны концент-
рируется один изотоп (б. ч. легкий),
в нижней части—др. изотоп. При
достаточной длине колонны можно до-
стичь полного разделения смеси.
Методом термодиффузии можно раз-
делять также жидкие смеси изотопов.
Для пром. И. р. метод термодиффу-
зии неэффективен вследствие малой
производительности колонны и боль-
ших затрат энергии на нагревание
нити. Благодаря простоте аппарату-
ры и обслуживания более выгодно
применять "термодиффузию для раз-
деления изотопов легких элементов
в лабораторном масштабе.
Фракционная пере-
гонка основана на разной лету-
чести изотопных соединений, бла-
годаря к-рой в парах неск. повы-
шается концентрация более лету-
чего соединения (содержащего лег-
кий изотоп). Это небольшое обога-
щение умножается в дестилляц. ко-
лонке, в к-рой сверху вниз течет
жидкость, а снизу вверх поднимается
пар. В результате обмена молекула-
ми между жидкостью и паром более
летучее соединение концентрирует-
ся в газовой фазе. Этот метод при-
меним для разделения изотопов лег-
ких элементов, иапр. для концент-
рирования тяжелых изотопов водо-
рода и кислорода в воде.
Химическое раздел е-
н и е основано на реакции изотоп-
ного обмена между соединениями
данного элемента. Напр., в двухфаз-
ной системе из газообразного ам-
миака и его раствора в воде проис-
ходит обменная реакция: азот га-
зообразного аммиака меняется с азо-
том аммиака в растворе. При этом
легкий изотоп азота концентри-
руется в газовой фазе, тяжелый изо-
топ— в жидкой фазе*. Обычно реак-
ция проводится в противоточной ко-
лонке, как и в случае фракционной
перегонки. Методом обменных ре-
акций пользуются для разделения
изотопов легких элементов.
Электролиз применяется
для* получения тяжелой воды (D2O).
При электролизе тяжелая вода раз-
лагается значительно медленнее, чем
легкая. В результате, в остатке про-
исходит накопление тяжелой воды.
Этот процесс отличается высоким
коэфф, разделения (<х=7), и для
получения чистой тяжелой воды до-
статочно повторить его 5—6 • раз с
доведением остатка до 710—
каждый раз. Для повышения выхода
водород, содержащий значит, ко-
личества дейтерия, сжигают и воз-
вращают в предыдущую ступень.
Электролиз можно также применять
для отделения трития от водорода
(а=14). Для других элементов элек-
тролиз неэффективен из-за малых
значений а.
Электромагнитное раз-
деление основано на том,
что заряженные частицы (ионы)
в магнитном поле описывают окруж-
ности с радиусом, зависящим от
массы иона. Напр., 2 иона, выходя-
щие из одной точки перпендикуляр-
но магнитному полю, постепенно
удаляются друг от друга, и после
поворота на 180° расстояние между
ними будет наибольшим. Если те-
перь поместить в соответствующих
точках приемники, в них будут со-
бираться чистые изотопы. Этот ме-
тод применим для получения чи-
стых изотопов всех элементов, но
в небольших количествах. Для
крупного пром, произ-ва тяжелых
изотопов небольших элементов
электромагнитное разделение эко-
номически невыгодно вследствие ма-
лой производительности.
Из др. методов следует отметить
центрифугирование, разделение в
158
изотопы
сверхзвуковом потоке, вытекающем
из сопла, хроматография. адсорб-
цию и способ, основанный на разной
скорости миграции ионов при про-
хождении электрич. тока.
ИЗОТОПЫ — разновидности ато-
мов одного и того же химич. эле-
мента, обладаДлцие разными мас-
совыми числами, но имеющие оди-
наковый электрический заряд
атомных ядер и потому занимаю-
щие одинаковое место в периодиче-
ской системе элементов Д. И. Менде-
леева.
И. химич. элемента обозначается
символом этого элемента с массовым
числом, помещаемым справа сверху;
иногда слева внизу указывается чис-
ло протонов в ядре (напр., хлор
имеет 2 устойчивых И. хлора: 17С1 35
и 17С137). Эти символы показывают
состав атомов И. (напр., 17С135: мас-
совое число, т. е. общее число нук-
лонов в ядре, А=35, число протонов,
т. е. заряд ядра, Z=17, число нейтро-
нов N=A — Z=35—17=18). Число
электронов в электронной оболочке,
окружающей ядра, для нейтраль-
ных атомов равно числу протонов
в их ядрах.
Атомы разных И. одного и того же
химич. элемента, отличаясь по со-
ставу ядра и по своим ядерным свой-
ствам, вместе с тем имеют одинако-
вое строение электронной оболочки,
к-рое обусловливается зарядом атом-
ного ядра; поэтому как химич. свой-
ства, так и зависящие от атомной
оболочки физич. свойства у различ-
ных И. почти тождественны. Однако
абсолютно тождественными их счи-
тать нельзя, т. к. все же в небольшой
степени на свойствах сказывается
различие в атомных весах и свойствах
ядер (напр., сдвиг спектральных ли-
ний, вызванный различием в массе
ядер для разных И. одного и того
же элемента, — т. н. изотопич.
эффект). Наибольшее различие в
свойствах различных И. того же
химич. элемента имеется у наи-
более легкого элемента — водоро-
да; напр., тяжелый водород —
дейтерий, ,D2, имеет вдвое больший
ат. в., чем легкий 1Н1 [сдвиг красной
линии (Hd и Dd) для этих И. со-
ставляет ок. 2AJ.
Различают И. устойчивые (ста-
бильные) и неустойчивые — само-
произвольно распадающиеся путем
радиоактивного распада, т. н. ра-
диоактивные изотопы.
Большинство химич. элементов в
природе состоит из смеси И. с раз-
личными ат. в. Но т. к. изотопный
состав у элементов различного про-
исхождения почти всегда остается
постоянным, то и ат. в. химич. эле-
мента (массы атомов химич. элемен-
тов, усредненные по их изотопич. со-
ставу) также является пост, величи-
ной. В наст, время известно ок.
250 стабильных И., ок. 50 естествен-
ных радиоактивных И. и ок. 1000
искусственных радиоактивных И.
Тождественность в химич. свой-
ствах И. одного и того же химич. эле-
мента и различие в ядерных свой-
ствах (радиоактивность, масса) обу-
словили широкое и разнообразное
применение И. в науке и технике
(см. Меченые атомы).
Термин «И.», кроме обозначения
различных видов атомов одного и
того же элемента, применяется
иногда также для обозначения ато-
мов различных элементов, отли-
чающихся друг от друга составом
ядра.
ИЗОТРОПНЫЙ ДЕТЕКТОР —
детектор, чувствительность к-рого
к радиоактивным излучениям оди-
накова по всем направлениям.
ИМПУЛЬСНАЯ ИОНИЗАЦИОН-
НАЯ КАМЕРА — камера для изме-
рения числа и энергии отдельных ча-
стиц путем регистрации импульсов
тока, возникающих в камере в резуль-
тате прохождения через нее отдель-
ных ионизирующих частиц. Отли-
чается от обычной ионизационной ка-
меры только наличием устройства
для регистрации частиц, в состав
к-рого входит усилитель переменного
тока. И. и. к. обычно работают при
наполнении любым газом, однако в
случаях, когда требуется регистри-
ровать большое число частиц или
когда камеры используются в сов-
падений схемах с большой разрешаю-
щей способностью, они наполняются
газами, в к-рых вероятность образо-
вания отрицат. ионов мала (напр.,
аргоном).
ИНДИКАТОРНАЯ ДОЗА
159
ИМПУЛЬСНЫЙ СЧЁТЧИК —
устройство, состоящее из несамогася-
щегося счетчика и ламповой схемы *
к-рое отвечает импульсами тока на
появление ионизир. частицы в рабо-
чем объеме счетчика. И. с. представля-
ет собой своеобразное газовое реле.
импульсный усилитель
(видеоусилитель) — лампо-
вый усилитель мощности быстро ме-
няющихся электрич. сигналов без
заметного искажения их формы. И. у.
характеризуется: входным сопротив-
лением, допустимыми искажениями
фронтов и вершин прямоуг. импуль-
са, наибольшей величиной выходного
сигнала, величиной отношения наи-
большего выходного сигнала к по-
мехам, коэфф, усиления напряже-
ния. Последний, в зависимости от
назначения И. у., меняется в очень
широких пределах (от долей единицы
до сотен и даже тысяч).
ИНДИВИДУАЛЬНЫЙ ДОЗИ-
МЕТР — дозиметр индивидуального
контроля для измерения суммарной
дозы облучения каждого работающе-
го с радиоактивными веществами или
ионизир. излучениями в течение ра-
бочего дня. И. д. служат пленочные
дозиметры, карманные дозиметры,
карманные ионизационные камеры.
ИНДИВИДУАЛЬНЫЙ ДОЗИ-
МЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ —
дозиметрический контроль, прово-
димый в н.-и. учреждениях, на пред-
приятиях, имеющих дело с радио-
активными веществами и ионизир.
излучениями, для определения сум-
марной дозы облучения, получаемой
каждым человеком. И. д. к. осущест-
вляется посредством индивидуально-
го дозиметра.
ЙНДИ0 In — химич. элемент
III гр. периодич. системы, п. н. 49,
ат. в. 114,76. Состоит из 2 стабиль-
ных изотопов: .In113 (4,33%) и In113
(95,67%). Последний изотоп обна-
руживает очень слабую f-радпо-
активность (Т\2 =6• 1014 лет). По-
лучены многочисл. радиоактивные
изотопы и ядерные изомеры In.
Нек-рые из них образуются в качест-
ве осколков при делении урана. Важ-
нейший радиоактивный изотоп 1п114л4
(Т^а=49 дням) получается по реакции
1п113(п,т)1п114л€ при облучении в
ядерном реакторе. Ядерный изомер
другого стабильного изотопа In113-*4
получается в результате К-захвата
из Sn113 (см. Олово). In был первым
элементом, для к-рого удалось воз-
будить метастабильное состояние
практически стабильного изотопа
In115 воздействием на его ядра элект-
ромагнитного излучения. В свобод-
ном состоянии In — серебристо-бе-
лый, легко режущийся металл, плотн.
7,31 г! см3, 1°пл 156,2°, £°кип ок.
2000°. На воздухе при обычной
темп-ре In не изменяется, при нака-
ливании энергично взаимодействует
с кислородом и серой. С хлором и бро-
мом реагирует при обычной темп-ре.
Растворяется в разбавленных кисло-
тах. В соединениях обычно 3-ва-
лентен.
ИНДИКАТОР ВКЛЮЧЕНИЯ -
прибор, сигнализирующий о возмож-
ности включения системы автомати-
ческого регулирования мощности ре-
актора для поддержания заданного
уровня мощности. Этот сигнал озна-
чает, что в момент включения раз-
ность между фактическим уровнем
мощности реактора и заданным неве-
лика, и при включении регулятора си-
стема не будет сильно возмущена.
ИНДИКАТОР ПОЛОЖЕНИЯ
СТЁРЖНЯ — см. Указатель положе-
ния стержней. _______
ИНДИКАТОР РАДИОАКТИВНО-
СТИ — простейший дозиметрия,
прибор для обнаружения радиоак-
тивного заражения местности. В за-
висимости от конструкции прибора,
радиоактивное заражение опреде-
ляется по вспышкам неоновой лам-
почки, отклонению стрелки микро-
амперметра и т. п. И. р. имеет га-
зовый счетчик с регистрирующим
устройством и источником питания.
Измерения уровней радиации при по-
мощи И. р. производить нельзя.
ИНДИКАТОРНАЯ ДОЗА — доза
радиоактивного вещества, вводимого
в организм с целью исследования
различных физиологии, процессов
методом меченых атомов (см. Мече-
ных атомов метод). И. д. радиоак-
тивного вещества не вызывает в ор-
ганизме обнаруживаемых физиоло-
гии. сдвигов.
160
ИНДИКАТОРНОЕ КОЛИЧЕСТВО РАДИОЭЛЕМЕНТА
ИНДИКАТОРНОЕ КОЛИЧЕСТ-
ВО РАДИОЭЛЕМЕНТА — мини-
мальное количество радиоактивного
изотопа, к-рое может быть исполь-
зовано для применения данного изо-
топа в качестве радиоактивного
индикатора, И. к. р. определяется
чувствительностью радиометриче-
ского анализа.
ИНДИКАТОРНЫЙ МЕТОД — то
же, что меченых атомов метод.
ИНДУКЦИОННЫМ УСКОРИ-
ТЕЛЬ —; см. Бетатрон.
ИНЖЕКТОР (в ускоритель-
ной технике) — ускоритель для
предварительного ускорения заря-
женных частиц перед впуском их
в вакуумную камеру (см. Ваку-
умная камера ускорителя) основно-
го ускорителя заряженных частиц.
И. может быть ускоритель любого ти-
па. Крупные синхрофазотроны име-
ют в качестве И. линейный ускоритель
или генератор Ван-де-Граафа, суще-
ствуют проекты применения цикло-
трона как И. и др. Нередко сам II.
имеет ступень предварит, ускорения,
наз. иногда форинжектором. При
норм, работе основного ускорителя
интенсивность пучка ускоренных ча-
стиц (число частиц в единицу време-
ни) определяется И. Кроме большого
числа ускор. частиц, от II. требуется
высокая однородность пучка частиц
по энергии, а при импульсной работе
И.— соответствие момента появле-
ния и продолжительности импульса
частиц наилучшим условиям впуска.
Условия эффективности инжекции
частиц в ускоритель накладывают
также жесткие допуски на стабиль-
ность параметров пучка впускаемых
частиц. Выполнение этих допусков
связано нередко с решением сложных
техпич. задач.
Ы. в узком смысле слова часто наз.
электронную пушку, применяемую
в бетатронах и синхротронах на энер-
гии до неск. сотен Мэв. Поскольку
энергия впускаемых в эти ускори-
тели частиц не превосходит обычно
сотни Кэв, оказывается возможным
помещать электронную пушку непо-
средственно в вакуумную камеру
ускорителя.
ИНЖЕКЦИЯ ЧАСТЙЦ в уско-
рителе — процесс вывода час-
тиц на орбиту, предшествующий про-
цессу ускорения в циклич. ускори-
теле заряженных частиц. По месту
расположения (внутри или вне маг-
нитного поля ускорителя) инжек-
тора различают И. ч. внешнюю
и внутреннюю. Внутренняя И. ч.
применяется, когда энергия вы-
пускаемых частиц не более 100 Кэв,
напр. в циклотронах и фазотронах, у
к-рых ионный источник расположен в
центре вакуумной камеры ускорителя,
а также в бетатронах и синхротронах
на конечную энергию до неск. сотен
Мэв с внутр, электронной пушкой
в качестве инжектора. Существуют
ускорители с непрерывной И. ч., в
к-рых захват частиц в ускорит, ре-
жим происходит в течение каждого
полупериода ускоряющего поля, и
ускорители с импульсной И. ч. К
ускорителям 1-го типа относятся
ускорители с пост, магнитным по-
лем и пост, частотой ускоряющего'
поля (циклотрон, микротрон). У
ускорителей 2-го типа условия для
впуска частиц существуют в течение
небольшой доли цикла ускорения,
при определ. значениях перем, маг-
нитного поля (бетатрон, синхро-
трон) или перем, частоты (фазотрон).
Импульсная И. ч. может длиться
неск. периодов обращения частиц
(многооборотная инжекция) или толь-
ко 1 период обращения (однооборот-
ная инжекция).
И. ч. должна обеспечить с необхо-
димой точностью вывод наибольшего
числа частиц на устойчивую орбиту
в магнитном поле ускорителя, для
чего параметры впускаемого пучка
частиц (размеры, однородность по
энергии, начальные условия впуска
и т. п.) и качество магнитного поля
ускорителя (определяющего форму
орбиты и магнитную фокусировку
частиц при инжекции) должны отве-
чать определ. требованиям. Для по-
лучения хорошо сфокусированного и
однородного по энергии пучка частиц
в ускорителях с внешней инжекцией
применяется сложная электронно-оп-
тпч. система, позволяющая точно ре-
гулировать пач. условия впуска ча-
стиц. В момент впуска частиц мгновен-
ная орбита проходит вблизи впуск-
ного устройства. Если частицы бу-
ИНКОРПОРАЦИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ
161
дут продолжать двигаться около этой
орбиты, они быстро будут потеряны
в результате соударения с впускным
устройством. Поэтому, чтобы обеспе-
чить захват частиц в устойчивый ре-
жим ускорения, необходимо создать
условия, при к-рых мгновенная орби-
та впущенных частиц быстро отойдет
от впускного устройства. Для этого
нужно изменить соответствующим об-
разом либо импульс частиц, либо маг-
нитное поле ускорителя. В нек-рых
ускоршелях с перем, магнитным
полем бывает достаточно существую-
щего в них роста магнитного поля во
времени, в др., напр. в бетатронах,
применяют спец, устройства для
«сжатия» орбит — контракторы.
Однако большинство бетатронов и
синхротронов с внутренней И. ч.
работают с большой эффективностью
инжекции и без контракторов. Меха-
низм захвата электронов в бетатрон-
ный режим ускорения в этом случае
обусловлен еще не изученным под-
робно коллективным взаимодейст-
вием частиц.
ИНКОРПОРАЦИЯ РАДИО-
АКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ — проник-
новение радиоактивных веществ в
животный или растит, организм и
фиксация их в его органах и тканях.
Проникновение радиоактивных ве-
ществ может иметь место в условиях
применения радиоактивных изото-
пов, а также в случаях применения
боевых радиоактивных веществ во
время войны; в связи с испытаниями
ядерного оружия и загрязнением
земной поверхности радиоактивными
веществами И. р. в. имеет место в
той или иной степени по всему зем-
ному шару.
В организм животных и че-
ловека в естеств. условиях радио-
активные вещества могут поступать
через желудочно-кишечпый тракт,
легкие (с воздухом), частично через
кожу. В эксперимент, условиях, а
также в случае применения радио-
активных веществ для диагностики
и лечения радиоактивные вещества
м. б. введены через желудочно-ки-
шечный тракт, путем ингаляции че-
рез легкие, внутривенно, подкожно и
внутрибрюшинно. Попадая в орга-
низм, радиоактивные вещества, в за-
6 «'Атомная энергия»
висимостп от своих химич. свойств,
физич. состояния и способа введения,
откладываются в различных орга-
нах и тканях. В зависимости от ха-
рактера распределения радиоактив-
ных веществ в организме различают:
вещества, равномерно распределя-
ющиеся по всем органам и тканям
[напр., Н3, С14, S35, Na24, К40 (естеств.
радиоактивный изотоп), Cs337], веще-
ства, фиксирующиеся преим. в кост-
ной ткани (напр., Р52, Са45, Sr89,
Sr90, Y91, Ba140, Sm140, Ra22e, Pu239),
в печени и др. паренхиматозных орга-
нах (напр., Со69, Zr95, Nb95, Ru106,
Се144, Рг144, Pm147, Ро210, Th232),
в почках (напр., U 235, U 238), в щито-
видной железе (напр., J131), в нерв-
ной ткани (напр., Вт82), в эритроцитах
(напр., Fe59). Попадая в организм,
инкорпорированные радиоактивные
вещества создают непрерывное облу-
чение органов и тканей. Доза излу-
чения, создаваемая в тканях, и био-
логии. эффект зависят: а) от количе-
ства радиоактивного вещества; б) от
характера излучения — наибольший
поражающий эффект оказывают «-из-
лучатели Ru, Ро, Ри; в) от энергии
излучения — чем выше энергия излу-
чения, тем больший объем тканей
подвергается лучевому воздействию;
у-излучатели (Na24, Nb95, частично
Ra) создают более или менее равно-
мерное воздействие на весь организм
независимо от характера распределе-
ния; г) от периода полураспада —
долгоживущие радиоактивные  веще-
ства (Sr90, Pu234, Ra и т. д.) оказыва-
ют длительный и значительно боль-
ший биологич. эффект; д) от скоро-
сти выведения радиоактивного ве-
щества— такие вещества, как Na24,
Cs 137, Н3, даже в том случае, если
опп обладают большим периодом
полураспада (напр., Cs137, Н3), бла-
годаря своему быстрому выведению
из организма оказывают меньший
биологич. эффект; е) от характера
распределения в организме — веще-
ства, фиксирующиеся в костях, по-
ражают преим. костный мозг (вы-
зывая лейкопению, анемию, в отда-
ленные сроки — лейкозы) и костную
ткань, приводя к остеосаркоме; ве-
щества, равномерно распределяю-
щиеся по организму, оказывают дей-
162
ИНКОРПОРАЦИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ
ствие, сходное с внешним облучением}
вещества, фиксирующиеся преим. в
тех или иных органах, вызывают по-
ражения этих органов (напр., U —
поражение почек и J131 — пораже-
ние щитовидной железы). Выведе-
ние радиоактивных веществ из орга-
низма осуществляется гл. обр. ки-
шечником или почками. Т. к. боль-
шинство радиоактивных изотопов
является тяжелыми металлами, то
выведение через кишечник превы-
шает выведение через почки. Осо-
бенно велико выведение веществ
через желудочно-кишечный тракт в
случае их попадания в организм с
пищей. Выведение инкорпорирован-
ных радиоактивных веществ из орга-
низма м. б. ускорено путем различ-
ных методов воздействия на орга-
низм. Ускорение выведения таких
веществ, как II3, входящего в состав
водной среды организма, осущест-
вляется путем обильного введения в
организм воды и дачи различных мо-
чегонных средств. Ускорение выве-
дения веществ, фиксирующихся в
определ. тканях, осуществляется с
помощью вытеснения их замещаю-
щими металлами; напр., ускорение
выведения Ри осуществляется путем
введения Zr, замещающего Ри в
органах и тканях, где он инкорпори-
руется. Выведение Sr и частично В а
м. б. ускорено путем усиления каль-
циевого обмена; однако опыт пока-
зывает, что значит, ускорения выве-
дения можно добиться лишь путем
нарушения кальциевого обмена в
такой степени, при к-рой разви-
ваются патология, состояния. В по-
следнее время внимание исследова-
телей направлено гл. обр. на приме-
нение веществ, образующих с инкор-
порированными радиоактивными ве-
ществами комплексные соединения,
к-рые легко выводятся из организма.
Наиболее часто применяющимся ком-
пледсообразователем является соль
этилендиаминтетрауксусной к-ты
(ЭДТА). Ускорение выведения инкор-
порированных радиоактивных ве-
ществ из организма является сложной
проблемой, в наст, время еще дале-
кой от разрешения (см. Лучевая бо-
лезнь). Возникающие при И. р. в.
поражения животных пчеловека име-
ют стойкий и длительный харак-
тер, приводя главным образом к
развитию отдаленных последствий
облучения.
В растения радиоактивные
вещества могут поступать через кор-
невую систему или через листья.
Исследованиями установлено неоди-
наковое распределение различных
продуктов деления тяжелых ядер
между надземной частью и .корневой
системой с.-х. растений. В надземные
органы растения наиболее интенсив-
но поступают радиоактивные изото-
пы Sr и Cs, аналоги соответственно С а
и К, имеющие много общего с ними
в распределении по разным органам
растения. Радиоизотопы Ru, Zr, Nb,
Се и Y концентрируются гл. обр. в
корнях. Накопление в надземных
органах растения Ru106, Zr95, Се144 и
Y91 составляет доли процента от об-
щего их количества в растении. В отд.
случаях накопление Се в надземной
части пшеницы достигает ок. 1%, а
Y в созревших растениях немного
больше 1% от содержания в целом
растении. Содержание Sr90 в надзем-
ной массе пшеницы достигает 80—
90%, а накопление Cs137 в надземных
органах в отдельные фазы развития
растения колеблется в пределах
20—60% от общего количества в
растении. При этом абс. содержание
Cs при поступлении из водного рас-
твора значительно превышает коли-
чество Sr в надземной массе расте-
ния. Эти закономерности распределе-
ния радиоактивных изотопов между
надземной частью и корневой систе-
мой наблюдаются для разных рас-
тений (пшеница, горох, овес, фа-
соль) .
С увеличением сухой массы рас-
тения повышается абс. содержание
продуктов деления, по накопление их
на единицу сухого вещества умень-
шается. Содержание Sr90, Cs 137 и ря-
да др. радиоизотопов в надземной
массе повышается с возрастом расте-
ния (макс.— к концу вегетации ра-
стений). В одном из опытов накопле-
ние Sr90 на единицу сухого веще-
ства старых листьев было пример-
но в 7 раз, а у пшеницы в 3 раза
больше, чем содержание в молодых
листьях. Аналогичное явление на-
ИНТЕГРИРУЮЩАЯ СХЕМА
163,
блюдается и в междоузлиях стеблей
растения.
Радиоактивные изотопы, поступив-
шие в надземную часть растения,
концентрируются гл. обр. в вегета-
тивных органах (листья, стебли)
и значит, меньше в репродуктивных
(мякина, зерно). Содержание радио-
изотопов на единицу сухого вещества
листьев обычно в 2—4 раза выше,
чем накопление их в стеблях. Эта
закономерность в основном сохра-
няется независимо от вида растения,
физико-химич. свойств изотопов, их
дозы и условий внешней среды.
Содержание радиоизотопов в се-
менах разных растений обычно ко-
леблется в пределах 1—9% от обще-
го количества в надземной части;
только накопление радиоактивного
Cs137 достигает 15—25%.
В створках бобов, колосьях без
зерен и метелке без зерен накапли-
вается больше радиоизотопов, чем
в зерне, но значительно меньше, чем
в соломе. Содержание радиоактив-
ных продуктов в соломе состав-
ляет 70-—85%, а в мякине 5—15% от
общего количества в надземной
массе.
ИНТЕГРАЛЬНАЯ ДОЗА (о б г-
о м н а я доза) — общая доза иони-
зирующего излучения, поглощенная
во всем облучаемом объеме (массе).
Измеряется обычно в грамм-рентге-
нах (з-р), т. е. дозой в рентгенах (/?),
умноженной на массу облучаемого ве-
щества или ткани в граммах. Эта
единица соответствует поглощению
энергии (ок. 84 эргов) в 1 з воздуха
при дозе излучения в 1 р. Величина,
полученная путем интегрирования
дозы облучения (г-р), по всей области
облучения соответствует И. д. По-
лученная объектом И. д. изме-
няется в зависимости от жесткости
излучения, размера полей облучения
и толщины облучаемого объекта.
ИНТЕГРАЛЬНЫЙ рентген-
метр — рентгенметр для опреде-
ления интегральной дозы излучения,
выраженной в рентгенах. И. р.
применяются при рентгено- и у-те-
рапии.
ИНТЕГРАТОР ЙМПУЛЬСОВ —
см. Интегрирующая схема.
6*
ИНТЕГРЙРУЮЩАЯ ИОНИЗА-
ЦИОННАЯ КАМЕРА — ионизацион-
ная камера для измерения ионизации
за к.-л. не слишком малый промежу-
ток времени. В И. и. к. заряд, вы-
званный значит, числом частиц, соби-
рается на конденсаторе и затем изме-
ряется посредством электрометра
или лампового измерительного при-
бора.
ИНТЕГРЙРУЮЩАЯ СХЕМА
(интегратор) — ламповое уст-
ройство, выходное напряжение ко-
торого изменяется пропорционально
интегралу входного
Рис. 1.
напряжения.
R
Рис. 2.
Коэфф, передачи идеального инте-
грир. устройства (рис. 1), где R—
активное сопротивление, С—емкость,
К — ламповая схема, записанный
в операторной форме, равен
т=
^вых
Свх
(р)
(р) ~ р'
Коэфф, передачи реальной интегри-
рующей 2?С-цепи (рис. 2) равен
1 1
RC ( . 1 V
Такая цепь будет хорошо интегриро-
вать при условии, что ее постоянная
времени т(т = RC) будет достаточно
большой величиной; однако выходное
напряжение тогда окажется слиш-
ком малым.
Дополняя интегрирующую -RC-
цепь усилителем постоянного тока с
коэфф, усиления К, получают коэфф,
передачи устройства:
___________ К___________
[яс (I<+1) j [р+лс (K+I)]
Интегрирующая .RC-цепь обычно
служит для затягивания импульсов,
в то время как интегратор в счетно-
решающем устройстве действительно
164
ИНТЕГРИРУЮЩИЙ ДОЗИМЕТР
выполняет операцию интегриро-
вания.
ИНТЕГРИРУЮЩИЙ ДОЗИ-
МЕТР — дозиметрия, прибор, со-
стоящий обычно из интегрирующей
ионизационной камеры и лампового
измерительного прибора, предназнач.
для определения интегральной дозы
облучения за к.-л. продолжит, пе-
риод времени. В мед. радиологии
воспринимающий орган (датчик ка-
меры) выполняется так. что его
можно устанавливать на поверхно-
сти тела пациента. И. д. может авто-
матически прекращать облучение
при достижении заранее заданной
дозы.
ИНТЕНСЙМЕТР— см. Измери-
тель скорости счета.
ИНТЕНСИФИЦЙРУЮЩИЙ эк-
РАН — см. Усиливающий экран.
ИНФЛЁКТОР — устройство, из-
меняющее направление движения
частицы для впуска ее па орбиту в
циклическом ускорителе заряжен-
ных частиц с внешней инжекцией
частиц. Основной' частью И. слу-
жит пара изогнутых металлич. пла-
стин, между к-рыми создается элект-
рич. поле, воздействующее на ча-
стицы.
ИОГАННЙТ (г и л и и н и т,
д ж и л п и н и т, п е л и г о и т, у р а-
новый купорос) — минерал
группы сульфатов
Cu[UO2]2 [SOJ2 [ОН]2 . 6Н2О.
Содержит 61,00—61,34% UOS. Кри-
сталлизуется в триклинпой системе,
образуя таблитчатые, игольчатые и
призматич. кристаллы, а также ра-
диально-лучистые и почковидные
агрегаты. Цвет зелено-желтый раз-
ных оттенков; блеск восковой,
смоляной. Тв. ок. 2; уд. в. 3,0—
3,32; радиоактивен. Встречается в
зоне окисления урановых месторож-
дений вместе с гипсом, бурым же-
лезняком, пиритом, халькопири-
том, малахитом и сульфатами меди.
ИОД J — химич. элемент VII гр.
периодич. системы, п. н. 53, ат. в.
126,91, относится к галогенам. При-
родный J состоит из одного изото-
па J127. Содержание в земной коре
3.10~5% (весовых). Свободный J —
черно-фиолетовые кристаллы, плотп.
4,93 г.сл13, t°nA 113°,t0Kf:n 183°. Химиче-
ски активен, в соединениях проявляет
переменную валентность. Важнейшие
искусств, радиоактивные изотопы:
J125v(Ti/2==563Hhm),Ji28(T1/2=25mhh.),
J130(7%“12,6 часа), J131 (Л/2=8 дням),
J132 (Т1/2— 2,4 часа), J133 (Т1/2=22 часам)
и J135 (Т1/2 —6,7 часа). Получаются
при облучении сурьмы а-частицами,
по реакции (п,у), из продуктов глу-
бокого откалывания на уране, плу-
тонии, тории, а также из продук-
тов деления урана. Изотоп J135,
образующийся в ядерно м реакторе
при f-распаде Те135, сам. распадает-
ся с излучением f-частицы и пере-
ходит в Хе135, к-рый является силь-
нейшим нейтронным ядом. J137, по-
лучающийся в реакторе, переходит
в Хе137, к-рый испускает нейтроны
с Т12 = 22 сек. (т. н. запаздывающие
нейтроны). Разработаны методы обо-
гащения радиоактивного J с помо-
щью иодсодержащих органич. со-
единений. Используя радиоактивный
J, удалось решить ряд вопросов,
связанных с произ-вом светочув-
ствит. материалов.
Радиоактивные изотопы J нашли
применение в медицине и биологии
гл. обр. при исследовании функций
и лечении заболеваний щитовид-
ной железы, т. к. подавляющая
часть введенного в организм И.
фиксируется щитовидной железой.
С помощью J131, обладающего ма-
лым Т1/2(8 дн.), детально изучена
функция щитовидной железы. При-
менение I131 для диагностики забо-
леваний щитовидной железы удоб-
но, т. к. концентрация его в щито-
видной железе может определяться
непосредственно с помощью дозимет-
ра, регистрир. у-излучение J131 над-
поверхностью железы. При патоло-
гии. повышении функции щитовид-
ной железы лечебное действие J131
основано на разрушающем дейст-
вии его f-излучения на секреторные
клетки. Хорошие результаты дает
также применение радиоактивного
J при раке щитовидной железы.
В последнее время, кроме изотопа
J131, начинают применять изотоп J133.
ИбДИСТЫИ ЛИТИИ LiJ — неор-
ганич. сцинтилляционный кристалл,
ИОНИЗАЦИОННАЯ КАМЕРА
165
применяемый после активирования
таллием в сцинтилляционных счетчи-
ках в основном для регистрации теп-
ловых нейтронов. Активированный
таллием И. л. [LiJ(T1)] представляет
собой твердые прозрачные кристаллы
плотностью ок. 4,06 г/сл?, обладаю-
щие гигроскопичностью. Время вы-
свечивания флуоресценции составля-
ет ок. 1,2-10’6 сек. Спектр флуорес-
ценции, возникающий при возбуж-
дении И. л. излучением, лежит в
сине-зеленой области, что соответ-
ствует спектральной характеристи-
ке изготовляемых фотоэлектронных
у множ шпелей. Сцинтилл яционные
импульсы пост, амплитуды, возни-
кающие в результате ядерной реак-
ции Li6(n, «)Н3 - и имеющие суммар-
ную энергию 4,8 Мэв, дают возмож-
ность зарегистрировать их на фоне
у-излучения.
ИОДИСТЫИ НАТРИИ NaJ — не-
органич. сцинтилляционный крис-
талл, применяемый после активи-
рования таллием в сцинтилляцион-
ных счетчиках для регистрации рент-
геновского и у-излучения. Активиро-
ванный таллием И.н. [(NaJ (Т1)] пред-
ставляет собой твердые прозрачные
кристаллы плотностью ок. 3,7 г 1см3.
Время высвечивания флуоресценции
меньше, чем у большинства неор-
ганич. сцинтилляторов, и составляет
ок. 2,5-10’7 сек. Спектр флуорес-
ценции, возникающий при возбуж-
дении И. н. излучением, лежит в
сине-зеленой области и имеет сред-
нюю длину волны 4100 А. И. н.
чрезвычайно гигроскопичен, поэто-
му в целях защиты от влаги его
обычно покрывают пленкой жид-
кого масла или помещают в запаян-
ные сосуды. Хорошее разрешение
импульсов от вторичных электронов
дает возможность использовать кри-
сталлы И. н. в спектроскопии рентге-
новских и у-излучений.
ИОНИЗАЦИОННАЯ ГАММА-
ДЕФЕКТОСКОПЙЯ — см. Г амма-
дефектос копия.
ИОНИЗАЦИОННАЯ ДОЗА — то
Же, что доза.
ИОНИЗАЦИОННАЯ КАМЕРА —
устройство, в к-ром под действием
радиоактивных излучений создают-
ся ионы в газе. Простейшая И. к.
представляет собой камеру, запол-
ненную газом, обычно воздухом,
в к-рой имеются 2 изолированных
электрода. Часто
одним из электро- -------11
дов является ме-
таллич. корпус ка- g
меры.	1_1|||||_/7Y--
К электродам И. к.
приложена разность
потенциалов (рис.
1). Под действием
ионизирующих из-
лучений в газе по-
являются ионы и
в цепи возникает
ионизационный ток,
который измеряется
чувствит. гальвано-
Рис. 1. Схема
включения иони-
зац. камеры:
ИК — ионизац.
камера; Г — уст-
ройство для изме-
рения ионизац.
тока; Б — источ-
ник питания (га-
льванич. батарея,
аккумулятор или
выпрямитель).
метром или лампо-
вым измерительным прибором. Вели-
чина тока зависит от интенсивно-
сти попадающего в И. к. излуче-
ния, а также и от прилож. к элек-
тродам И. к. разности потенциалов
(рис. 2). Если увеличивать разность
потенциалов начиная от нуля при
пост, интенсивности ионизирующего
Рис. 2. "Зависимость тока, про-
ходящего через ионизац. камеру,
от разности потенциалов на ее
зажимах.
излучения, то вначале (участок ОА)
будет наблюдаться увеличение тока
в цепи. При достаточно больших
разностях потенциалов ток становит-
ся постоянным по величине (участок
АВ) и равным току насыщения,
при котором все образовавшиеся в
газе ионы доходят до электродов;
ток насыщения пропорционален ин-
тенсивности излучения, попадающего
в камеру. На участке В В наблюдает-
ся постепенное возрастание тока с
увеличением разности потенциалов,
166
ИОНИЗАЦИОННОГО ТОКА НАСЫЩЕНИЕ
вследствие того, что образовавшиеся
в газе ионы приобретают под дейст-
вием большой разности потенциа-
лов настолько высокую кпнетич. энер-
гию, что при столкновении с нейт-
ральными молекулами, в свою оче-
редь, расщепляют их на ионы (удар-
ная ионизация), т. е. происходит
газовое усиление, В этом режиме
И. к. работает в качестве счетчика
частиц. При дальнейшем увеличе-
нии разности потенциалов (пунк-
тирный участок ВГ, рис. 2) происхо-
дит пробой.
И. к. разделяются на 2 типа: им-
пульсные ионизационные камеры для
измерения отдельных ионизац. им-
пульсов, вызванных прохождением
через камеру одной к.-л. заряжен-
ной частицы; камеры для измерения
ионизации за нек-рый, не слишком
малый, интервал времени или для
измерения силы ионизац. тока, выз-
ванного прохождением через каме-
ру потока частиц (интегрирующая
ионизационная камера, дифференци-
альная ионизационная камера, экст-
раполяционная ионизационная каме-
ра, компенсационная ионизационная
камера). Одна и та же И. к. может
быть отнесена к любому из указан-
ных 2 типов в зависимости от схемы,
применяемой для измерения иони-
зац. тока.
По конструктивному выполнению
различают: камеры, в к-рых измерит,
объем газа окружен достаточно тол-
стым слоем того же газа и попада-
ние в измерит, объем заряженных
частиц из пространства, окружающе-
го этот слой газа, исключено; камеры,
в к-рых измерит, объем газа окружен
оболочкой — стенкой камеры, при
этом измеряемая ионизация произ-
водится заряженными частицами,
возникающими как в измерит, объ-
еме, так и в стенках камеры. Кро-
ме того, И. к. в зависимости от на-
значения могут иметь разнообразные
формы и размеры.
ИОНИЗАЦИОННОГО ТОКА НА-
СЫЩЕНИЕ — ток в ионизационной
камере, в к-ром участвуют все обра-
зующиеся в ней ионы. Возникает
при достаточно высоком напряжении.
По И. т. н. можно определять иопи-
зац. эффект ра дпоактивпыхиз лу чений.
ИОНИЗАЦИОННЫЙ ГАММА-
ДЕФЕКТОСКОП — см. Гамма-де-
фектоскоп.
ИОНИЗАЦИОННЫМ дозй-
МЕТР — дозиметр, . в к-ром датчи-
ком является ионизационная камера.
И. д. служит дозиметром индиви-
дуального или группового контро-
ля. См. групповой дозиметрический
контроль.
ИОНИЗАЦИОННЫЙ ИНДИКА-
ТОР —• прибор для обнаружения
радиоактивных излучений, в к-ром
датчиком является ионизационная
камера. И. и. обычно имеют звуко-
вую (щелчки в телефоне) или свето-
вую (зажигание неоновой лампочки)
сигнализацию. И. и. дает возмож-
ность определить порядок мощности
дозы излучения.
ИОНИЗАЦИОННЫЙ МАНО-
МЕТР радиоактивный — при-
бор для измерения- давления газа
(от 0,001 до 10 мм рт. ст.), основан-
ный на регистра-
ции изменений
ионизационного
тока, возникаю-
щего под дейст-
вием источника
радиоактивных
излучений.в за-
висимости от из-
менения давле-
ния в ионизаци-
онной камере.
Т.к. а-частицы об-
ладают наиболь-
Схема ионизац. мано-
метра: 1 — источник
а-излучения; 2 и 3 —
рабочая и эталонная
ионизац. камеры; 4—
усилитель; 5 — реги-
стрирующий прибор.
шей ионизир.
способностью, то в И. м. в качестве
источников излучений применяют
чистые а-излучатели, напр., Ро210 и
Рц2з» ток ионизации, создаваемый
а-частицами в ионизац. камере, пря-
мо пропорционален в определенной
области давлению, что дает возмож-
ность иметь линейную шкалу у
прибора. Для устранения ошибок,
связанных с нестабильностью источ-
ника из-за уменьшения активности
в процессе распада и влияния окру-
жающей среды, в приборе имеются
2 ионизац. кахмеры (рис.) с источни-
ками, соединенные по компенсац.
схеме. Одна камера — эталонная,
в ней поддерживается пост, давление,
другая соединена с рабочим объемом.
иониты
167
И. м. позволяет измерить давление в
объемах с агрессивными средами.
ИОНИЗАЦИОННЫЙ ПОТЕН-
ЦИАЛ — разность потенциалов,
к-рую должен пройти электрон в ус-
коряющем электрич. поле, чтобы при-
обрести энергию, достаточную для
ионизации атома при столкнове-
нии с ним. Численно И. п.
равен энергии, к-рую необходимо
сообщить электрону, чтобы удалить
его из атома. Наименьший И. п. соот-
ветствует валентным электронам,
к-рые слабее всего связаны с атомом;
наибольший — электронам, находя-
щимся ближе всего к ядру. И. п. ва-
лентного электрона изменяется в за-
висимости от расположения элемен-
та в периодич. системе элементов
Д. И. Менделеева. Наименьшими
И. п. в каждом периоде обладают
щелочные металлы, наибольшими —
инертные газы. В случае многократ-
ной ионизации И. п. равен сумме И. п.
нейтрального атома,однократно заря-
женного иона, двукратно заряженного
и т. д. При нек-рых расчетах (напр.,
ионизац. noTQpn энергии заряжен-
ными частицами) используется сред-
ний И. п. для атома с зарядом атом-
ного ядра Z, равный прибл. 13,5
Z (в эв).
ИОНИЗАЦИОННЫЙ СЧЁТЧИК —
ионизационная камера для счета
ионизирующих частиц, работающая
в режиме счетчика (пропорциональ-
ного или с самостоятельным разря-
дом).
ИОНИЗАЦИОННЫЙ ТОК — эле-
ктрич. ток, возникающий в резуль-
тате движения ионов и электронов,
образующихся в объеме ионизацион-
ной камеры ври попадании в него
ионизирующего излучения. Вели-
чина И. т. обычно лежит в пределах
10"9— 10“10 а. Измеряется II. т.
чувствит. электрометром, гальвано-
метром или ламповым измеритель-
ным прибором.
ИОНИЗАЦИЯ — превращение
нейтральных частиц (атомов, моле-
кул) к.-л. среды в ионы — частицы,
несущие положит, или отрицат. Элек-
тр ич. заряд.
В газах II. происходит путем от-
рыва от атома или молекулы одно-
го или неск. внешних электронов.
При этом образуются положит, ио-
ны. В зависимости от рода газа элект-
роны, оторванные от атомов и моле-
кул, либо остаются свободными,
либо присоединяются к нейтраль-
ным частицам газа, образуя отрицат.
ионы. В растворах (электролитах)
И. происходит при процессе раство-
рения и заключается в том, что мо-
лекулы растворенного вещества рас-
падаются на заряж. атомы или за-
ряж. комплексы атомов. Характери-
стикой И. является степень И., т. е.
отношение числа распавшихся ча-
стиц к первоначальному числу нейт-
ральных частиц.
ИОНИЗАЦИЯ УДЕЛЬНАЯ —
число ионизаций, производимых за-
ряженной частицей в данной среде
на пути в 1 см. И. у. зависит от сре-
ды, в к-рой движутся частицы. Для
данной среды она пропорциональна
ее плотности и зависит только от
заряда ионизирующей частицы (про-
порциональна квадрату заряда) и ее
скорости. Измерение И. у. является
одним из основных способов опре-
деления скорости быстрых заряжен-
ных частиц.
ИОНИИ Jo (Th2”) — естеств. ра-
диоактивный изотоп тория. Член
радиоактивного семейства урана, до-
черний изотоп урана II. Испускает
а-частицы и песк. групп 7-лучей;
Т1/а =8,3 • 104 лет.
ИОНИТЫ (или ионообмен-
н и к и) — вещества, способные об-
менивать свои ионы па ионы ок-
ружающего раствора. В зависимо-
сти от того, какой тип ионов
способен обмениваться на ионитах,
И. подразделяют на катиониты
и аниониты. Катиониты — И.,
способные к обмену катионов, анио-
ниты— И., способные к обмену анио-
нов. Применяемые в наст, время И.
представляют собой препм. синте-
тич. органпч. смолы, содержащие
кислотные или щелочные группы,
способные к диссоциации. В зависи-
мости от природы ионогенных групп
II. делятся на сильные и слабые.
Сильные II. полностью диссоцииру-
ют в широком интервале pH раство-
ра, степень же диссоциации слабых
II. изменяется с изменением кислот-
168
ионный выход
ности равновесного раствора. Об-
щее число ионов, находящихся в
поглощенном состоянии и способных
к обмену на др. одноименно заря-
женные ионы, отнесенное к единице
веса смолы, определяет общую ем-
кость поглощения данного И. Для
сильных И. емкость поглощения не
зависит от pH раствора, в случае
же слабых И. емкость поглощения
меняется с кислотностью раствора.
Ионообменные смолы в значит, мере
способны набухать, что связано с
их структурой. Увеличение числа по-
перечных связей в скелете смолы
приводит к укреплению ее структу-
ры и уменьшению набухаемости, но
при этом происходит уменьшение ее
общей ионной емкости, т. к. затруд-
няется диссоциация ионогенных
групп. Число веществ, применяе-
мых в качестве И., весьма большое,
однако до наст, времени не вырабо-
тана единая рациональная номен-
клатура. К лучшим отечеств. И. мож-
но отнести смолы КУ-2, СБС, КБ-4
(катиониты), ЭДЭ-10П, АВ-16, АВ-17
(аниониты). Лучшие амер, иони-
ты— дау экс-50, амберлит 1R-100
(катиониты), амберлиты 1RA-400,
1RA-410 (аниониты). И. имеют боль-
шое научное и техническое зна-
чение. Они широко применяются
для разделения элементов в ионо-
обменной хроматоврафии, для ис-
следования состояния вещества в
растворе и разрешения ряда др.
задач.
ИОННЫЙ выход — отношение
количества образующихся (или рас-
падающихся) молекул М к числу
пар ионов 2V, возникающих в вещест-
ве при прохождении ионизирующего
излучения. Обычно И. в. обозначает-
ся М/N- В совр. радиационно-химич.
лит-ре И. в. используется для ко-
личеств. оценки эффективности ра-
диационно-химич. реакций только в
газовой фазе, т. к. непосредств.
экспериментальное определение чис-
ла образующихся пар ионов в кон-
денсированных системах в наст, вре-
мя затруднительно.
ИОНООБМЁННИКИ — см. Ио-
ниты.
ИОНООБМЕННЫЕ КОЛОННЫ —
колонны, содержащие слой иони- j
та и служащие для проведения хро-
матография. разделения веществ, на-
ходящихся в ионном состоянии. Ши-
роко применяются в технике разде-
ления осколочных элементов, полу-
чающихся в результате деления
урана.
Колонна представляет собой вер-
тикальную трубу с приспособле-
ниями для ввода раствора сверху
и вывода его снизу (иногда раствор
пропускают в обратном порядке).
Внутрь колонны помещают ионит,
к-рый предварительно измельчают
до состояния тонкой муки и вводят
в колонну в виде водной суспензии.
Измельчение ионита увеличивает
эффективность хроматографич. раз-
деления веществ. Но слишком тон-
кое измельчение замедляет ток жид-
кости через колонну и уменьшает
ее производительность. Хроматогра-
фич. разделение на И. к. осущест-
вляется пропусканием через ионит
раствора, к-рый содержит подлежа-
щие разделению ионы, а затем вымы-
ванием (элюированием') их по отдель-
ности специально подобранным ве-
ществом— элюентом. Вытекающий из
колонны раствор или собирается в
виде отдельных фракций, к-рые за-
тем анализируются, или же непре-
рывно исследуется непосредственно
при вытекании из колонны. При раз-
делении радиоактивных элементов
контроль м. б. осуществлен, напр.,
установкой счетчика или ионизац.
камеры так, чтобы их непрерывно
обтекал вытекающий из колонны
раствор. Максимумы активности, ре-
гистрируемые приборами, соответ-
ствуют появлению в фильтрате от-
дельных радиоактивных компонен-
тов смеси.
ИРИДИЙ 1г — химич. элемент
VIII гр. периодич. системы, п. н.
77, ат. в. 192,2. Стабильные изо-
топы: 1г191 (38,5%) и 1г193 (61,5%). По
реакции (п, у) образуются Ir192 (Т^ =
=74,5 дня) и 1г194(Т1/2 =19 час.). 1г192
производится пром-стью, исполь-
зуется в качестве источника у-из-
лу.чения (напр., в гамма-дефектоско-
пии). Металл из семейства платино-
вых, распространенность в земной
коре 1-10~7% по весу, плотность
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР
169
22,5 гiCmz, 1°Пл 2454°. В соедине-
ниях гл. обр. 3- и 4-валентен.
ИСКРОВОЙ СЧЁТЧИК — счет-
чик для регистрации радиоактив-
ных излучений, в к-ром благодаря
спец, подбору параметров разрядного
промежутка появление ионизирую-
щей частицы между электродами при-
водит к возникновению искры. Это
позволяет производить счет частиц
посредством телефона, включенного
в цепь счетчика. И. с. обычно при-
меняются в приборах для опреде-
ления загрязненности поверхностей
a-активными веществами.
ИСКУССТВЕННАЯ РАДИОАК-
ТИВНОСТЬ — радиоактивность ис-
кусственно полученных атомных
ядер. Принципиального различия
между Ц. р. и естественной радиоак-
тивностью нет, однако превращение
с испусканием позитронов (^-рас-
пад), а также электронный захват
наблюдаются только при И. р.
ИСПАРЕНИЕ (в р а д и о х и-
м и и) — см. Дестилляция.
ИСПАРИТЕЛЬ — теплообменный
аппарат для выпаривания воды с
послед, конденсацией образующего-
ся пара и получением практически
чистого дестиллата. На тепловых
электростанциях и во вторичном
контуре энергетического реактора
И. применяются для восполнения
потерь конденсата в случае оч. вы-
соко минерализованной сырой воды
и при повышенных требованиях
парогенераторов (котлов) к качеству
питат. воды.
ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ ДВИГА-
ТЕЛЬ — электрич. или гидравлич.
двигатель, выполняющий в следя-
щей системе силовые функции, та-
кие, как перемещение управляющих
стержней реактора, открытие или за-
крытие дросселирующего клапана и
т. д. Используется совместно с про-
порциональным или релейным сер-
воусилителем. Из электрич. И. д.
получили наибольшее распростране-
ние асинхронные двигатели перем,
тока. Гидравлич. двигатель находит
применение особенно в тех случаях,
когда нужен компактный быстро-
действующий механизм с весьма зна-
чит. усилием на выходнохМ валу.
ИСПЫТАНИЯ ЯДЕРНОГО ОРУ-
ЖИЯ — опытные взрывы ядерных
боеприпасов с целью исследования
физич. и технич. основ конструиро-
вания ядерного оружия, а также
особенностей его поражающего дей-
ствия. Обычно при И. я. о. произ-
водится проверка пригодности кон-
струкции данного вида боеприпаса,
определяется величина важнейших
параметров взрыва (мощность, из-
быточное давление во фронте удар-
ной волны, световые импульсы, до-
зы радиоактивного излучения и т.д.),
проводится измерение величины
и характера радиоактивного зара-
жения местности и атмосферы, ис-
следуется поражающее действие
взрыва на различные образцы воору-
жения, боевую технику, оборонит,
и гражданские сооружения и т. д.
В нек-рых случаях,по данным иностр,
печати, в И. я. о. участвуют войска,
практически изучающие особенности
ведения боевых действий в усло-
виях применения ядерного оружия.
СССР в 1958 односторонне отказался
от И. я. о.
При любых видах испытат. ядер-
ных взрывов происходит заражение
земной атмосферы радиоактивными
веществами, представляющее опас-
ность для населения всех стран.
ИСПЫТАТЕЛЬНЫМ реактор —
ядерный реактор для испытания ма-
териалов. По своему устройству И. р.
не отличается от исследовательского
реактора, но рассчитывается, обыч-
но, на высокую плотность нейтрон-
ного потока, порядка 1014 п/см • сек
и выше.
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАК-
ТОР — ядерный реактор для ис-
следований по нейтронной физике и
изучения методов, процессов и ма-
териалов, связанных с конструиро-
ванием новых реакторов. Отличается
от реакторов др. типов наличием боль-
шого числа экспериментальных кана-
лов (см. Канал реактора). Важными
характеристиками И..р. являются:
величина потока нейтронов и до-
ступность потока, т. е. возможность
расположения изучаемых объектов
в желаемых местах. Наивысшие до-
стижимые потоки нейтронов полу-
чаются внутри решетки, новследст-
170
ИСТОЧНИКИ ЯДЕРНЫХ ИЗЛУЧЕНИЙ
вие недостатка места значит, часть
экспериментов производится с
выведенными пучками нейтронов.
Канал, проходящий до самой решет-
ки, дает пучок нейтронов с таким
же распределением нейтронов по
энергиям, как и в решетке (см. Ре-
шетка реактора) активной зоны.
Из канала, ведущего в отражатель,
будет выходить пучок тепловых ней-
тронов с примесью быстрых. Теп-
ловые нейтроны без примеси быст-
рых получаются в тепловой колонне
реактора. На И. р. проводится рабо-
та по изучению физики реактора, из-
мерению эффективных сечений деле-
ния и полных сечений, изучению ки-
нетики реактора, свойств материа-
лов и др. (см. Бассейновый реактор,
Реактор нулевой мощности, Реак-
тор РФТ).
ИСТОЧНИКИ ЯДЕРНЫХ ИЗЛУ-
ЧЕНИЙ. Для облучения объектов ис-
следования применяются различные
типы и конструкции И. я. и., позволя-
ющие получать излучение различного
характера и энергии и определяющие
условия, в к-рых можно проводить
опыты: мощность дозы, величину до-
зы, объем облучаемого объекта, воз-
можность физико-химич. измерений
в исследуемой системе во время об-
лучения и т. п. По способу получе-
ния потоков частиц или у-квантов
И. я. и. разделяются на изотопные
И. я. и. и ускорители заряженных
частиц. Особое место среди И. я. и.
занимают ядерные реакторы. И. я. и.
применяются в радиационной хи-
мии, радиографии, радиотерапии, при
стерилизаций продуктов питания и
т. п.
Из изотопных II. я. и. в СССР и за
границей наиболее широкое приме-
нение получил Со60. Из ускорителей
частиц для облучения используют-
ся ускорит, трубки и генераторы
Ван-де-Граафа (d, р, е), бетатроны
(в основном тормозное излучение),
циклотроны (a, d, р) и в последнее
время линейные ускорители (е, тор-
мозное излучение). Последние дают
мощность дозы в пучке электронов
до 1020 эв'см3-сек п в пучке тормозно-
го излучения до 1017 эв!см8-сек. При-
меняются также мощные рентгенов-
ские аппараты.
Ядерные реакторы позволяют ис-
пользовать энергию осколков (в мо-
мент деления), интенсивные потоки
нейтронов и у-излучения, а также у-
(и частично f~) излучение осколков
во время «охлаждения» тепловы-
деляющих элементов или после их
химич. переработки.
ИТТЕРБИИ Yb — химич. эле-
мент III гр. периодич. системы, п. н.
70, ат. в. 173,04, относится к лан-
таноидам. Имеет 7 стабильных изо-
топов: Yb168 (0,14%), Yb170 (3,03%).
Yb171 (14,31%), Yb172 (21,82), W73
(16,13%),	Yb174	(31,84%), Ybne
(12,73%). По реакции Yb174 (n, y)
образуется Yb175 (Tll2= 102 часам, сече-
ние образования на тепловых нейтро-
нах 60 барн)',производится пром-стью.
Yb — металл, плоти. 7,01 г/см3, Гпл
824°. В соединениях 3- и 2-вален-
тен.
ИТТРИЙ Y — химич. элемент III
гр. периодич. системы, п. н. 39,
ат. в. 88,92, относится к редкозе-
мельным элементам. Единств, устой-
чивый изотоп "У89. В природе всег-
да встречается в смеси с элементами
иттриевой группы редкоземельных
элементов, среди к-рых является на-
иболее распространенным. Y —ме-
талл, плотн. 4,34 г^см3, t°nA 1500°,
t° кап ок. 2500°. В соединениях
исключительно 3-валентен. По хи-
мич. свойствахМ оч. близок к ланта-
ноидам, от к-рых отделяется с боль-
шИхМ трудом. Ряд радиоактивных изо-
топов имеется среди продуктов де-
ления урана. В качестве радио-
активных индикаторов применяются
изотопы Y90 (Тц2 =60,5 часа) и Y91
(Tjy =61 дню), Y90 является дочер-
ним веществом долгоживущего оско-
лочного изотопа стронция и бла-
годаря относительно небольшому пе-
риоду полураспада всегда сопут-
ствует последне.му, наделяя его вы-
сокопроникающим излучениехМ (энер-
гия f-частиц самого Sr90 сравнитель-
но невелика).
ИТТРОТАНТА ЛЙТ — минерал нио-
ботанталат из группы фергюсонита
(Fe, Y, U, Са,) (Nb, Та)04; содержит
1,6—5,6% UO2; 10,5—12,5% Y2O3;
3,5—6,7% Его03; 0,4—18,1% La2O3;
0,8—1,8% ThO2; 0,8—2,6% TiO2;
КАЛИЙ
171
12,3—20,4% Nb2O5; 37,3—46,2%
Та2О5; 1,1—3,0% SnO2; 0,7—2,4%
WO3. Кристаллизуется в квадратной
системе; кристаллы призматич. об-
лика. Цвет бархатно-черный, .бу-
рый, желтый; блеск стеклянный,
до смоляного. Тв. 5—5,5; уд. в.
5,42—5,92, после прокаливания —
6,15; радиоактивен. Встречается в
пегматитах совместно с монацитом,
гадолпнитом и слюдой, а также с
альбитом, гранатом и др.
к
кАдмий Cd — химич. элемент 1
II гр. периодич. системы, п. н. 48,
ат. в. 112,41. Изотопный состав при-
родного Cd: Gd10S (1,215%), Cd108
(0,875%),	Cd110 (12,39%),	Cd111
(12,75%), Cd112	(24,07%),	Cd113
(12,26%), Cd114	(28,86%),	Cd116
(7,58%). Содержание Cd в зем-
ной коре 5-10“5 % по весу. Ча-
ще всего находится в природе
вместе с цинковой обманкой ZnS
и медными рудами. Аналогичный
минерал Cd — гринокит CdS,
самостоятельно встречается весь-
ма редко. Металлич. Cd получает-
ся обжигом CdS до *CdO, к-рый
восстанавливается до металла уг-
лем. Плоти, металлич. Cd 8,64 г/см*,
1°пл 321°, C’xun 765°. В своих со-
единениях 2-валентен.
Cd обладает большим сеченпем. за-
хвата тепловых нейтронов, равным
2400 барн, В основном нейтроны по-
глощает изотоп Cd113, сечение за-
хвата для к-рого составляет 25000
барн. Это позволяет применять Cd
для изготовления регулирующих,
компенсац. стержней и аварийных
стоп-стержней в ядерных реакто-
рах, Они м. б. выполнены как из
массивного Cd, так и из кадмиевых
сплавов. Иногда стержни имеют
слоистую конструкцию. В ряде слу-
чаев Cd используется в качестве
защиты от нейтронов. Однако с этой-
точки зрения предпочтительнее бор
и его соединения, т. к. поглощение
нейтронов кадмием сопровождает-
ся эмиссией проникающего у-излу-
чения, в то время как захват ней-
тронов бором сопровождается эмис-
сией легко поглощаемых а-частиц.*
Cd113, образующийся в реакторе
при делении ядерного горючего, яв-
ляется одним из «нейтронных ядов».
Вместе с Ru103 изотоп Cd113 обуслов-
ливает 10% всех нейтронных потерь.
Выход Cd113 равен 0,005% от об-
щего числа осколков деления. По-
лучены искусств, радиоактивные
изотопы Cd, б. ч. к-рых существует
в различных изомерных состояниях.
Наиболее важными из них являют-
ся: Cd109 (7*1/2—470 дням), получаемый
по реакции Cd108 (n,y) Cd109; Cd113M
T*i/2—5,1 года) — чистый {$-.излуча-
тель, получаемый по реакциям Cd112
(n,y) Cd113^, Cd112(a, р) Cd113^, а так-
же образующийся при делении U235.
Cd115^ (7\2=43 дням) и Cd115 (74=53
часам),получаемые по реакции Cd114
(п, у) Cd115, а также являющиеся
продуктами деления Th232,	U233,
U235 и Рп239.
КАЛИБРОВКА РЕГУЛЙРУЮ-
ЩИХ СТЕРЖНЕЙ — эксперимент,
проверка эффективности управляю-
щих стержней. К. р. с. производится
в готовом реакторе или в критич.
ансамбле.
Если реактор находится в точно критич.
режиме и один управляющий стержень бы-
стро вынуть,мощность реактора начнет воз-
растать. По измеренной величине установив-
шегося периода можно вычислить 'реактив-
ность,соответствующую изменению положе-
ния управляющего стержня.Процесс повто-
ряется для всех точек режима, для к-рых
требуется К. р. с. Калибровка проводится
при оч. низкой мощности для избежания
искажений, связанных с температурными
эффектами. По одному откалиброванному
стержню калибруют остальные при усло-
вии, что нет взаимного экранирования
стержней. Когда управляющий стержень
немного опущен в реактор, уменьшение
реактивности на единицу длины стержня
незначительно. Это происходит потому, что
поток на периферии реактора мал, так что
поглощение тепловых нейтронов и возра-
стание утечки также невелики. По достиже-
нии известной степени погружения стерж-
ня изменение реактивности становится
почти линейным. А когда стержень почти
целиком погружен, изменение реактив-
ности снова становится малым.
КАЛИЙ К — химич. элемент I
гр. периодич. системы, п. н. 19, ат.
172
КАЛИФОРНИЙ
в. 39,096.'Природный К. состоит из
2 стабильных изотопов: К89 (93,08%)
и К41 (6,91%) и одного радиоактив-
ного— К40 (0,0119%). В природе
под действием нейтронов, испускае-
мых при спонтанном делении U285,
в уранинитах образуется также
изотоп К36. Распространенность в
земной коре составляет 2,6% по
весу. Он входит в состав главнейших
породообразующих минералов (поле-
вых шпатов и слюд), а также концент-
рируется в осадочных отложениях,
образуя калийные соли, глауконит
и алунит. Растворимые соединения
К повсеместно распространены в
гидро- и биосфере. В животных ор-
ганизмах К находится в клеточ-
ных элементах и концентрируется
гл. обр. в печени и селезенке. Метал-
лич. К получается электролизом рас-
плавленного КОН. В свободном со-
стоянии имеет серебристо-белый цвет
и в свежем разрезе — металлич.
блеск. Химически оч. активен. В со-
единениях одновалентен.
Изотопный состав К из различных
земных образований и в метеоритах
практически постоянен; незначит. ва-
риации наблюдаются в нек-рых об-
разцах и вызываются катионным об-
меном. Разделение изотопов К с
помощью катионного обмена уда-
лось произвести в лабораторных ус-
ловиях.
Радиоактивный К40 распадается
двумя путями: 88% атомов К40
образуют в результате f-распада
(энергия 1,36 Мэв) стабильный Са40;
12% атомов К40 путем К-захвата
превращается в метастабильный
Аг40, к-рый после испускания
7-кванта (энергия 1,46 Мэв) перехо-
дит в основное состояние. К-захват
сопровождается испусканием мягко-
го рентгеновского излучения и вы-
бросом электронов Оже с энергией
0,29 Мэв. Общий период полураспа-
да К40 равен 1,30-109 лет. Распад
К40 приводит к убыванию содер-
жания К40 в природном К в те-
чение геологич. времени и к на-
коплению продуктов распада Аг40
и Са40. На измерении отношений
Аг4°/К40 и Са40/К40 в минералах ос-
нованы аргоновый и кальциевый
методы определения абсолютного
возраста. 7-излучением К обуслов-
лено наличие аномалий над круп-
ными гранитными массивами и мес-
торождениями калийных солей, что
нередко искажает данные 7-аэросъем-
ки. Радиоактивность К играет значит,
роль в тепловом режиме Земли. При
распаде К, содержащегося в земной
коре, выделяется 0,92 *1020 кал/год.
Это количество тепла составляет
13,7% от общего радиогенного теп-
ла, выделяемого U238, U235 и Th232.
Количество К 3»109 млн. лет тому
назад было примерно в 5 раз боль-
ше, чем в наст, время, и доля выде-
ляемого им тепла составляла ок.
30%. Естеств. радиоактивностью К
пользуются для анализа содержа-
щих его смесей и сплавов. Из ис-
кусственно радиоактивных изото-
пов наиболее важен К42, получаю-
щийся облучением К дейтронами и
нейтронами или кальция и скан-
дия — нейтронами. К42 применяет-
ся как радиоактивный индикатор
в аналитич. химии и особенно в ме-
дицине и биологии. Радиотоксич-
ность К42 слабая. К в виде спла-
ва с Na может применяться в качест-
ве теплоносителя в ядерных реак-
торах, т. к. при сравнительно не-
большом сечении захвата тепловых
нейтронов этот сплав обладает хо-
рошей теплопроводностью. Сечение
захвата тепловых ' нейтронов калием
(^2 барн) примерно в 4 раза больше,
чем у Na (^>0,5 барн).
КАЛИФОРНИЙ Cf — искусствен-
но полученный радиоактивный хи-
мич. элемент семейства актиноидов у
п. н. 98, массовое число наиболее
долгоживущего изотопа 251 Обна-
ружен в 1950 в продуктах облучения
урана ионами азота N14 ив продуктах
облучения плутония мощным пото-
ком нейтронов порядка 1022 п/см*.
Известны изотопы Cf с массовыми
числами от 244 до 254; долгоживу-
щими являются: Cf248 (Tlj2==205 дням),
Cf249 (7\2=470 лет), Cf250 (^=2,2
года). Для последнего период полу-
распада по отношению к спонтан-
ному делению равен всего 66 го-
дам" Cf — типичный 3-валентный эле-
мент. При экстракции органич. рас-
творителями и при десорбции с ионо-
КАНАЛ РЕАКТОРА
173
обменных смол Gf располагается меж-
ду Вк и Es. Очистка Gf от др. элемен-
тов ведется хроматография, методом
путем десорбции со смол цитратом
аммония, лактатом аммония или
концентрированной соляной к-той.
кАльциа Ga — химич. элемент
II гр. периодич. системы, п. н.
20,0, ат. в. 40,08. Природный Ga
состоит из след, изотопов: Са40
(96,92%); Ga42 (0,64%); Са48 (0,129%):
Са44 (2,13%); Са46 (0,003%); Ga48
(0,178%). Известны многочисл. по-
пытки обнаружения двойного ^-рас-
пада Са48 с превращением его через
метастабильное состояние прямо в
стабильный -Ti48. Содержание Ga в
земной коре 3,6% по весу. Природ-
ные соединения Ga — известняк, мра-
мор, гипс. Анализ изотопного соста-
ва Са различных пород помогает
решить вопрос об их происхожде-
нии и является необходимым усло-
вием для определения абсолютного
возраста минералов т. и. кальцие-
вым методом, основанным на естеств.
превращении К40 в Са40 (Т^2 =49-108
лет). В свободном состоянии Ga —
металл, плоти. 1,55 г/см3, t°nA
851°, t°KUn 1439°. В соединениях
2-валентен, химически весьма акти-
вен. Из искусств, изотопов наибо-
лее важным является Ga45 (Т*^ =152
дня); он м. б. получен облучением
кальция нейтронами и дейтронами,
а также скандия — нейтронами. При
облучении кальция параллельно с Ga45
получается Ga41. Изотоп Ga45, не-
смотря на мягкое f-излучение, силь-
но токсичен, т. к. он легко усваи-
вается живым организмом и аккуму-
лируется костной тканью. Приме-
няется в малых дозах в качестве ра-
диоактивного индикатора при био-
логич.’ и мед. исследованиях.
КАМЕРА для облучения —
установка, в к-рой исследуемые об-
разцы различных материалов подвер-
гаются иптенсивному облучению ра-
диоактивным излучением (чаще все-
го у-излучением). Состоит обычно из
контейнера с радиоактивным ис-
точником (Со60 или др. у-излучате-
лем) и экранированной защитными
плитами полости, куда вводится ис-
следуемый образец. Камера скон-
струирована так, что в момент вво-
да ‘и вывода исследуемого образца
из полости источник излучения пе-
реводится в положение, в к-ром по-
лость не подвергается облучению.
Предусматриваются спец, приспособ-
ления, точно фиксирующие положе-
ние источника, активность к-рого
очень велика (от сотен до тысяч
кюри), и предупреждающие его пере-
мещение в рабочее положение во
время ввода и вывода облучаемого
образца. Облучение образца м. б.
постоянным и периодическим.
К. для о. бывают стационарными
или перемещаемыми по лаборатории.
КАМЕРА УСКОРЙТЕЛЯ — см.
Вакуумная камера ускорителя.
КАМПАНИЯ РЕАКТОРА — про-
должительность работы ядерного4 ре-
актора без замены делящегося ма-
териала. В процессе работы и выго-
рания топлива реактор зашлаковы-
вается продуктами деления. В свя-
зи с этим уменьшается первонач.
запас реактивности. В гетероген-
ных реакторах тепловыделяющие
элементы подвергаются действию весь-
ма интенсивных нейтронных пото-
ков и высоких темп-p, что может
привести к их разрушению. К. р.
определяется мощностью реактора,
нач. запасом реактивности и стой-
костью тепловыделяющих элементов.
канАл для ВЙВОДА ПУЧКА
НЕЙТРбНОВ — отверстие в защит-
ном экране реактора для вывода пуч-
ка нейтронов различной интенсивно-
сти и энергии, используемых в экспе-
риментах. Канал может начинаться
от отражателя, границы активной
зоны или от центра активной зоны.
Необходимость вывода пучка ней-
тронов за защиту реактора связана
с ограниченностью активной зоны
и ее неприспособленностью для про-
ведения экспериментов. Спектр ней-
тронов в пучке, выходящем из кана-
ла, практически не отличается от
спектра нейтронов в той части ап-
парата, где начинается канал. Если
для эксперимента требуются только
тепловые нейтроны, то пользуются
тепловой колонной.
КАНАЛ РЕАКТОРА — полость
или трубчатый элемент, в к-рых
размещается топливо (рабочий
174
КАНАЛОВЫЙ ЭФФЕКТ
Рабочий канал:
1 — урановый
стержень; 2 —
оболочка ^стерж-
ня; з — ноток
охладителя; 4—
труба рабочего
канала; 5 — цен-
трирующееутол-
щение.
канал), органы системы управле-
ния (канал СУЗ), либо экспери-
мент. образцы (эксперимент, каналы,
в т. ч. и вывод пучков облучения).
РабочиеК. р. (рис.) служат для
установки, размещения и извлечения
тепловыделяющих элементов, а так-
же для подвода, отвода и направл.
омывания элементов
потоком теплоноси-
теля, Для реакторов
с индивидуальным
подводом и отводом
теплоносителя к каж-
дому каналу послед-
ние представляют со-
бой длинные трубы,
проходящие через за-
щиту, корпус и отра-
жатель в активную зо-
ну. Креплениё и вы-
вод каналов через
корпус должны обес-
печить возможность
термич. расширений
и достаточно простой
смены канала. Для
этого особенно удоб-
ны каналы из 2 кон-
центрич. труб (типа
трубы Фильда) или
неск. рядом располо-
женных труб (как на
Первой атомной элек-
тростанции АН
СССР) с подводом и
отводом теплоносите-
ля с одной стороны. В реакторах без
индивидуального подвода-отвода теп-
лоносителя каналы короче и проще.
Во мн. случаях такие каналы не обес-
печивают плотного отделения внут-
ренней полости канала от внешней
и лишь направляют поток теплоноси-
теля, а давление теплоносителя вос-
принимается корпусом реактора.
Если весь замедлитель находится
внутри каналов, онп могут иметь
форму сот квадратного или 6-гран-
ного сечения (по форме устанавли-
ваемых в них сборок с топливными
элементами), располож. вплотную
друг к другу; часто в таких реакто-
рах роль стенок каналов выпол-
няют стенки чехлов (корпусов) топ-
ливных сборок, а сами по себе ка-
налы отсутствуют. Направление оси
каналов м. б. горизонтальным и,
чаще, вертикальным. Материалы ча-
стей каналов в пределах активной
зоны выбираются с учетом требова-
ния малого захвата нейтронов.
Каналы системы управле-
ния служат для размещения и свободного
перемещения органов управления и защиты
реактора, а также устройства охлаждения.
В зависимости от типа реактора, теплоноси-
теля и пр. они могут представлять собой
чехлы, вваренные внутрь корпуса т. о., что
органы системы управления и защиты ока-
зываются вне полости теплоносителя (это
обычно упрощает конструкцию привода, но
увеличивает вредное поглощение нейтро-
нов в реакторе), либо чехлы, вваренные
снаружи корпуса так, что органы системы
управления и защиты оказываются в по-
лости теплоносителя.
Экспериментал ь.н ы е ка-
налы предназначаются для эксперимен-
тов с нейтронами, изучения поведения ма-
териалов в поле облучения, вывода наружу
пучков для облучения, устройства т. н.
эксперимент, петель для установки экспе-
римент. топливных сборок с обеспечением
их охлаждения. Многообразие возможных
вариантов рабочих и эксперимент, каналов,
а также каналов для системы управления и
защиты реактора весьма велико, и их кон-
струкция и материалы зависят от типа реак-
тора и назначения канала.,
КАНАЛОВЫЙ ЭФФЕКТ — см.
Прострел излучения.
КАНЦЕРОГЕННОЕ ДЕЙСТВИЕ
ИЗЛУЧЕНИЯ (от лат. cancer — рак
и греч. yevvdw — рождаю, произво-
жу) — способность ионизир. радиа-
ции (рентгеновских лучей, 7-лу-
чей, нейтронов, а-, ^-частиц) вызы-
вать образование злокачеств. опу-
холей при действии ее на организ-
мы животных и человека. Злока-
честв. опухоли, вызываемые у жи-
вотных внешним облучением или
введением в организм различных
радиоактивных изотопов, являются
экспериментальной моделью, позво-
ляющей судить о К. д. и. на орга-
низм человека. Внешним облучением
рентгеновскими или у-лучами мож-
но получить лейкоз у собак, рак
кожи у кроликов и др. животных.
Посредством радиоактивных изо-
топов, избирательно откладывающих-
ся в скелете (Sr89, Sr90, Ra226, Ba140,
V91), можно вызвать образование
остеосарком; откладывающихся в ске-
лете и печени (Се144, Pt147, La140,
Au198) — остеосарком, опухолей пе-
чени и желез внутр, секреции; рав-
номерно распределяющихся по ор-
ганизму (Ruloet Cs137, Nb95, Ро210) —
карманная ионизационная камера
175
различных опухолей мягких тка-
ней.
Частота возникновения злока-
честв. опухолей у эксперимент, жи-
вотных варьирует от 15 до 60—80%
и зависит от концентрации радио-
активного изотопа, попавшего в ор-
ганизм, или от суммарной дозы внеш-
него воздействия, а также от при-
роды радиоактивного изотопа и вида
животного.
Опухоли у животных возникают
спустя определ. срок после лучевого
воздействия или введения в организм
радиоактивного изотопа, причем срок
этот тем бодыпе, чем больше средняя
продолжительность жизни у данного
вида животного; так, напр., у мышей
опухоли возникают спустя 2—4 мес.
после начала воздействия, у крыс—
через 6—10 мес., у собак— спустя
2,5—4 года. По литературным дан-
ным, у людей возникают злокачеств.
опухоли спустя 10—12 лет после
избыточного лучевого воздействия.
Термином «оптимальная доза» обоз-
начают дозу с наибольшей эффектив-
ностью К. д. и. Дозы, превышаю-
щие оптимальную, вызывают гибель
животного раньше, чем успевает раз-
виться опухоль. С уменьшением дозы
по отношению к оптимальной эффек-
тивность К. д. и. уменьшается. Напр.
0,6 мкюри/кг Sr90 вызывает гибель
крыс на 150—180-й день после внут-
ривенного введения изотопа; 0,2
мкюри/кг Sr90 является оптимальной
канцерогенной’ дозой, вызывающей
развитие остеосарком на 250—300-й
день после облучения, 0,025— 0,05
мкюри/кг Sr90 вызывает образование
доброкачеств, опухолей молочных
желез.
Механизм превращения норм, тка-
ни в злокачеств. под влиянием иони-
зирующего излучения изучен оч. ма-
ло. Можно сказать лишь о том, что
сначала возникают изменения тканей
дистрофия, характера, к-рые при-
водят к образованию атипических
незрелых структур; разрастание по-
следних приводит к образованию
злокачеств. опухолей.
Помня о возможном К. д. и., сле-
дует, с учетом всех конкретных осо-
бенностей, правильно организовы-
вать рабочее место при работе с ра-
диоактивными изотопами и др. ис-
точниками ионизирующих излучений,
абсолютно точно соблюдать прави-
ла техники безопасности и всех са-
нитарно-технич. норм, а также про-
водить регулярный дозиметриче-
ский контроль на рабочем месте и
перподическое (не реже 1 раза в пол-
года) тщательное мед. освидетельст-
вование работающих.
КАРБОНАТИТ — горная порода,
состоящая в основном из карбона-
тов, предположительно магматич.
происхождения. К. иногда обогащены
радиоактивными и редкоземельными
минералами: пирохлором, монаци-
том, бадделеитом, урансодержа-
щим торианитом, благодаря чему К.
нек-рых районов могут являться ру-
дой для извлечения редких земель
и, возможно, тория и урана.
КАРБУРАН — минерал, водное
соединение углерода и окиси урана;
по химич. составу близок к тухо-
литу. При сжигании остается 9—
10% золы, состоящей из 17,0%
РЪО, 6,0% Fe2O3, 54,2% UO3, так-
же Nb, Yb, Y, Gd, Ho, Dy и др.
редких земель. Цвет черный; уд. в.
ок. 1,6; радиоактивен. Встречается
в виде неправ, округлых гнезд в му-
сковит-плагиоклазовых пегматитах
совместно с монацитом, уранинитом,
циртолитом, ортитом, сульфидами.
Используется ограниченно в каче-
стве источника получения урана.
КАРМАННАЯ ИОНИЗАЦИОН-
НАЯ КАМЕРА — конденсаторная
ионизационная камера небольших
размеров для определения суммарной
Схема карманной ионизац. камеры: 1 —
изолятор; 2 — центральный электрод;
3 — мембрана для зарядки; 4 — ци-
линдрич. электрод.
дозы рентгеновского илиу-излучения,
воздействующей на обслуживающий
персонал. По формам и размеру
К. и. к. напоминает автоматич. руч-
ку и состоит из цилиндрич. корпуса,
покрытого изнутри графитом, с на-
тянутой тонкой проволокой, изо-
176
КАРМАННЫЙ ДОЗИМЕТР
лированной от корпуса (рис.). За-
ряженную от зарядно-измерит. уст-
ройства К. и. к. (рис. 1 и 2, табл. V)
работник носит в нагрудном кар-
мане в течение рабочего дня. При
облучении в камере образуются ио-
ны, к-рые постепенно разряжают
камеру. Остаточный заряд измеряет-
ся в конце рабочего дня измеритель-
ным устройством. К. и. к. изготов-
ляются с диапазонами измерений:
0,2 />, 5 р и др.
КАРМАННЫЙ дозиметр —
карманная ионизационная камера с
электроскопом и микроско-
Впом, имеющим шкалу, про-
градуированную в рентге-
нах, для визуального опре-
деления полученной суммар-
ной дозы облучения. Раз-
ность потенциалов прикла-
дывается между корпусом
Ili К. д. и центральной прово-
ii лочной нитью электроскопа
III К. д., к к-рой прикреплена
одним концом кварцевая
1| нить, выполняющая роль
|( золотого листочка в обычном
электроскопе. При заряде
Е К. д. кварцевая нить откло-
* няется от проволочки. Под
Внеш- действием излучения откло-
няй вид нение уменьшается, и по
него до- шкале можно определить
вимет- полученную дозу. К. д. из-
ра. готовляются с диапазонами
измерения: 0,2 р, 5 р и др.
КАРНОТЙТ [назв. по им. франц,
химика А. Карно (A. Carnot, 1839—
1920)] — минерал из группы ура-
новых слюдок. Химич, формула
K2[UO2]2 [VO4]2-3H2O; содержит
10,44% К2О, 63,41% UO3, 20,16%
V2O5, 5,99% Н2О. Кристаллизует-
ся в ромбич. (?) или моноклинной
системе, обычно наблюдается в по-
рошковых массах и в виде нале-
тов. Цвет ярко-желтый и зеленовато-
желтый; блеск сильный, на плоско-
стях перламутровый. Тв. 2—2,5;
уд. в. 3,71—4,46; сильно радиоак-
тивен. Встречается в зоне окисления
месторождений осадочного типа, ча-
ще в виде налетов по трещинкам и
гпездообразных скоплений в извест-
няках и особенно в цементе песча-
ников, совместно с тюямунитом,
шрекингеритом, ванадатами кальция
Принципиальная
схема каскадного
генератора.
и меди, гидроокислами железа, мала-
хитом и др. Используется в качест-
ве источника радия, урана и ванадия.
КАСКАДНЫЙ
ГЕНЕРАТОР — ИС-
точпик пост, высо-
кого напряжения,
состоящий из ячеек
(каскадов) с выпря-
мителями и конден-
саторами, работаю-
щими по принципу
умножения выпрям-
ленного напряже-
ния. Напряжения
ячеек складываются
и могут достигать
неск.млн. в при токе
нагрузки в неск. ма.
К. г. применяется
в установках пря-
мого ускорения за-
ряженных частиц.
КАТАРАКТА ЛУЧЕВАЯ — по-
мутнение поверхности хрусталика
глаза, ведущее к ослаблению или
полной потере зрения. В отличие от
катаракт др. происхождения, К. л.
образуется на задней поверхности
хрусталика. К. л. возникает в от-
даленные сроки после лучевого воз-
действия (через неск. лет) им. б. вы-
звана воздействием на глаз любого ви-
да излучения (чаще всего нейтронов).
КАТИОНИТЫ— см. Иониты.
КАТОДНЫЙ ПОВТОРЙТЕЛЬ —
одноламповая ступень усилителя с
Схема катодного повторителя.
нагрузкой в катодной цепи (рис.),
повторяющая величину, форму и
фазу входного напряжения. К. п.
КВАНТ ДЕЙСТВИЯ
177
обладает высоким входным сопротив-
лением, малой входной емкостью,
малым выходным сопротивлением
(100—200 ом), облегчающим работу
на повыш. (сотни пф) емкостную на-
грузку, а также стабильностью вы-
ходного напряжения. Коэфф, пере-
дачи напряжения близок к 1; коэфф,
усиления тока достигает десятков
тыс. К. п. находит применение
в импульсных усилителях при ра-
боте на активно-емкостную нагрузку
малого сопротивления, а также в ка-
честве устройства, согласующего вы-
сокоомный датчик сигнала с низко-
омной нагрузкой.
КВАДРАНТНЫЙ ЭЛЕКТРОМЕТР—
прибор для измерения слабых токов
порядка 10“’— 10“15 а. Подвижная
часть электрометра, т. н. бисквит
Рис. 1. Схема квадрант-
ного электрометра: 1 —
бисквит; 2 — квадранты.
(рис. 1), изготовляется обычно из
алюминиевой фольги, металлизир.
слюды или бумаги, подвешивается на
волластоновой нити толщиной 3—
10 мк или тонкой бронзовой ленточке
Рис. 2. Идиостатич. схема
включения квадрантного
электрометра: 1-—бисквит;
2 — квадранты.
и вращается внутри полого ме-
таллич. цилиндра, разделенного на
4 равные частп (квадранты). Обычно
квадранты соединяются между со-
бой крест-накрест и закрепляются
в корпусе на изоляторах. Отсчет
положения бисквита осуществляет-
ся по способу зеркал и шкалы. Су-
ществуют 2 способа включения К. э.:
идиостатич. (рис. 2), не требую-
щий др. источников напряжения,
и0
Рис. 3. Гетеростатич. схе-
ма включения квадрант-
ного электрометра: 1 —
бисквит; 2 — квадранты.

кроме измеряемого, и гетеростатич.
(рис. 3), требующий включения до-
полнит. источников напряжения.
КВАЗИГОМОГЁНПЫЙ PEAK-
ТОР — ядерный реактор, в к-ром
теплоноситель-замедлитель равно-
мерно распределен между тепловы-
деляющими элементами. В активной
зоне К. р. тепловыделяющие эле-
менты, замедлитель и теплоноситель
имеют настолько мелкозернистую
структуру, что плотность нейтронов
в пределах элементарной ячейки ак-
тивной зоны существенно не меняется,
т. е. по крайней мере в одном изме-
рении размеры тепловыделяющих
элементов значительно меньше дли-
ны диффузии.
квазистационАрное со-
стояние — такое состояние физич.
системы, при к-ром величины, ха-
рактеризующие систему, медленно
меняются со временем. В случае
стационарного состояния эти вели-
чины были бы постоянными. При
К. с. соотношения между различными
свойствами системы остаются при-
близительно такими же, как и в ста-
ционарном состоянии.
КВАНТ ДЕЙСТВИЯ (постоян-
ная Планка, h) — универ-
сальная постоянная, входящая в вы-
ражение законов движения микро-
объектсв и характеризующая спе-
цифику этих законов. К. д. имеет
размерность действия, т. е. произ-
ведения энергии на время. Соглас-
но совр. представлениям, как фо-
тоны, так и др. микрочастицы об-
178
КВАНТ СВЕТА
ладают двойственной корпускулярно-
волновой природой (см. Диффрак-
ция частиц), причем между волно-
выми свойствами (частотой v и дли-
ной волны X) и корпускулярными
(энергией е и импульсом р фотона или
микрочастицы) имеется количеств,
связь, определяемая К. д.: г—h^,
\~hfp. С понятием «К. д.» связано
также представление о прерывном
характере обмена энергией между
микрообъектами. Величина К. д.
Л=6,6252 • 10~27 эрг • сек может быть
определена из сравнения теоретич.
формул, в к-рые она входит, с опыт-
ными данными. Иногда К. д. наз.
величину Ъ.Г1к, к-рую обозначают
через 1i.
КВАНТ СВЕТА — см. Фотон.
КВАНТ ЭНЕРГИИ — определ.
количество энергии, к-рое м. б.
поглощено или отдано квантовой
системой (напр., молекулой, ато-
мом, атомным ядром). В классич.
физике передача энергии от одной
системы к другой происходит посте-
пенно, и м. б. передано сколь угод-
но малое количество энергии. Со-
гласно квантовой механике, энергия
микросистемы в стационарном со-
стоянии может иметь либо дискрет-
ный ряд значений, либо меняться
непрерывно. Поэтому при переходе
микросистемы из одного дискрет-
ного состояния в др. дискретное
состояние энергия ее может изме-
няться только скачком на вели-
чину К. э., равную разности энергий
системы в нач. и конечном состоя-
ниях. Помимо дискретного, возмож-
но в частном случае и непрерывное
изменение энергии квантовой си-
стемы. Напр., при действии на си-
стему внешнего медленно меняю-
щегося поля ее уровни энергии будут
претерпевать непрерывное измене-
ние. В частном случае электромагнит-
ного излучения К. э. наз. наимень-
шее значение энергии (Л>), к-рое
поглощается или испускается при
данной частоте v излучения.
КВАНТОВАНИЕ — переход от
классич. (макроскопических) законо-
мерностей к соответствующим кван-
товым, происходящий при замене
классич. описания физич. явлений
соответствующим квантовым описа-
нием (см. Квантовая механика). Фи-
зич. величины, характеризующие со-
стояние микрообъектов, часто могут
принимать лишь дискретный ряд зна-
чений. Это свойство физич. величии
и учитывается при К. Напр., со-
гласно законам квантовой механики,
подтвержденным многочисл. опытами,
атом водорода может иметь только
дискретный ряд отрицат. значений
энергии, момента количества дви-
жения и его проекции на к.-л.
направления. При квантовом описа-
нии атома оказывается, в согласии
с экспериментом, что проекция его
магнитного момента на направление
внешнего поля может принимать
только дискретные значения. Это
явление часто наз. пространственным
К. Иногда под К. понимают переход
от непрерывных значений физич.
величины к дискретным.
КВАНТОВАЯ МЕХАНИКА —
раздел теоретич. физики, изучаю-
щий законы движения частиц ма-
лой массы — микрочастиц, к к-рым
относятся как элементарные части-
цы — электроны, позитроны, мезо-
ны, нуклоны, гипероны, так и слож-
ные образования из элементарных
частиц — ядра атомные, атомы, мо-
лекулы. Движение микрочастиц ка-
чественно отличается от движения
обычных макроскопич. тел (т. е.
тел большой массы). Оно не представ-
ляет собой перемещения по траекто-
рии. Одни и те же физич. объекты,
напр., электроны, проявляют свой-
ства корпускулы и свойства волны
(см. Диффракцйя частиц). Опыты
приводят к заключению, что микро-
частица не является ни корпускулой,
ни волной, а есть физич. объект,
для к-рого нет подходящего образа
среди привычных макроскопич. тел.
Важнейшим понятием К. м. являет-
ся понятие волновой функции, при
помощи к-рой полностью описывает-
ся состояние системы микрочастиц.
Вероятностное толкование волно-
вой функции поставило К. м. в
разряд теорий, основным методом
к-рых служит статистич. метод. Ста-
тистич. метод всегда строится При-
менительно к огромному коллективу
явлений. Таким коллективом в К. м.
является совокупность независимых
КВАНТОВАЯ МЕХАНИКА
179
микрочастиц (или сложных мик-
росистем), находящихся в одинако-
вых внешних условиях. Каждая
микрочастица (или сложная микро-
система) из данного коллектива име-
ет одну и ту же волновую функцию,
знание к-рой в нач. момент времени
дает возможность вычислить вероят*
иость результатов любого произведен-
ного над микрочастицей (или слож-
ной микросистемой) измерения не
только в нач., но и во все последую-
щие моменты времени. Посредством
такого статистич. описания К. м.
выражает закономерности поведения
отдельной микрочастицы (тогда как
классич. статистич. физика на осно-
ве законов движения отдельных
частиц изучает поведение их сово-
купностей).
Основным уравнением К. м. яв-
ляется ур-ние Шрёдингера:
(1)
д
где ъ — мнимая единица, — част-
ная производная по времени, 6—вол-
новая функция, 1ъ — постоянная
Планка, а//—т. н. оператор Гамиль-
тона, к-рый является аналогом функ-
ции Гамильтона в классич. механи-
ке. Напр., для частицы массы /п,
движущейся в потенциальном по-
ле, U=U (x,y,z),
П-	I	1 ГТ/ '/94
И~ 2т\дх2+ dy2~rdz2)+U^’y’ ),(2)
Физический смысл имеют только та-
кие решения Ф(<71 ,<72? - - • ? Я/Л) уравне-
ния Шрёдингера, у к-рых волновая
функция	Qf’t)] есть одно-
значная, непрерывная и конечная
функция параметров g2,...,gy.
Если волновая функция квантовой
системы в нач. момент времени t0 из-
вестна, то при помощи ур-ния (1)
вместе с добавочными условиями
можно определить волновую функ-
цию во все последующие моменты
времени t>tQ. Т. о., ур-ние (1) выра-
жает принцип причинности в К. м.;
последующие состояния квантовой
системы причинно обусловлены пред-
шествующими. Если квантовая си-
стема изолирована или находится
в пост, внешних условиях, то энер-
гия такой системы не изменяется
со временем. Состояние системы с за-
данными значениями энергии наз.
стационарным. Спектр энергип Е и
волновые функции стационарных со-
стояний находятся решением ур-пия
Шрёдингера, не содержащего вре-
мени i:
Е^=Н^.	(3)
Зависимость волновой функции ста-
ционарных состояний от времени оп-
ределяется формулой:
Ф(91,	•••> Qf, t)=
-iS_t
= H?1> ?2> •••>?/> 0) в fc .
Впервые ур-ние Шрёдингера было
решено для атома водорода. Выводы
К. м. оказались в полном согласии
со спектроскопия, опытными данны-
ми, в то время как классич. механика
в применении к атому водорода при-
водила к абсурдньш результатам.
Одной из важнейших закономер-
ностей К. м. является соотношение
неопределенностей.
Являясь дальнейшим развитием и
обобщением классич. механики, К. м.
в то же время содержит в себе-
последнюю как приближенный част-
ный случай. Основное различие ука-
занных теорий состоит в том, что
в К. м., в противоположность клас-
сич. теории, т. н. действие (механич.
величина с размерностью энергии,
умноженной на время) имеет ато-
мистич. структуру. Прерывный ха-
рактер действия является .экспери-
ментально установленным фактом; в
частности, найдено, что квант дей-
ствия ii очень мал:	1,0544-
•10“27 эр?-сек. Именно малостью
кванта действия А по сравнению
с физич. величинами той же раз-
мерности обусловлена возможность
применения классич. механики
для описания движения макроско-
пия. тел, поскольку вследствие ма-
лости К действие можно с большой
точностью считать непрерывным. На-
против, при анализе движения мик-
рочастиц (электронов, протонов, ядер
и т. д.) величина А является относи-
тельно большой; поэтому необходимо
180
КВАНТОВАЯ СИСТЕМА
учитывать прерывный характер дей-
ствия. Т. о., область применения
К. м. — это область атомной и ядер-
пой физики. Создание К. м. дало
возможность объяснить огромное ко-
личество явлений, к-рые до того
оставались необъяснимыми: это из-
лучение атомов и молекул, устойчи-
вость атомов, теплоемкости тел, при-
рода химич. сил, ферромагнетизм,
нек-рые ядерные явления и мн. др.
К. м. является наиболее разрабо-
танной отраслью теоретич. физики
и служит основой совр. ядерной
физики и ее многочисл. практич.
применений. •
КВАНТОВАЯ СИСТЕМА — си-
стема частиц, поведение к-рой опи-
сывается законами квантовой ме-
ханики и не может быть описано за-
конами классич. физики. К. с. яв-
ляется, напр., атом. К. с. образуют
также электроны в металлах, ну-
клоны в ядре и т. д.
КВАНТОВАЯ СТАТЙСТИКА—раз-
дел статистической физики, в к-ром
изучается поведение систем с боль-
шим числом частиц, каждая из к-рых
в отдельности подчиняется законам
квантовой механики. Наиболее важ-
ными для К. с. положениями кван-
товой механики является существо-
вание дискретных уровней энергии
и принцип тождественности оди-
наковых частиц, из к-рого следует,
что при перестановке любого числа
одинаковых частиц состояние систе-
мы не изменяется. Для определения
состояния микросистемы (напр.,
молекулы) нужно знать, сколько
частиц находится в каждом состоя-
нии, а не какие частицы нахо-
дятся в каждом состоянии. Поэтому
распределение Максвелла становится
неприменимым в тех случаях, когда
квантовые свойства отдельных час-
тиц становятся существенными, имен-
но при больших плотностях и низ-
ких темп-pax. Такие условия име-
ют место, напр., для электронов про-
водимости в металлах, так что К. с.
лежит в основе электронной теории
металлов. Применение К. с. к си-
стемам одинаковых частиц приводит
к различным результатам в зави-
симости от того, является ли спин
частиц целым (фотоны, к-мезопы,
ядра с четным числом нуклонов) или
полуцелым (электроны, нуклоны,
ядра с нечетным числом нуклонов).
Это связано с тем, что одинаковые
частицы с полуцелым спином не мо-
гут одновременно находиться в одном
и том же квантовом состоянии (см.
Паули принцип). К. с. для частиц
с полуцелым спином наз. Ферми —
Дирака статистикой. Частицы с
целым спином могут одновременно
находиться в одном и том же кван-
товом состоянии. Соответствующая
К. с. наз. Возе — Эйнштейна стати-
стикой.
КВАНТОВЫЕ ЧЙСЛА — целые и
полуцелые числа, употребляемые в
квантовой механике для характе-
ристики стационарных состояний
квантовых систем, напр. атома или
молекулы. Физич. величины, харак-
теризующие стационарное состояние
связанной (т. е. находящейся в ко-
нечной области пространства) кван-
тово-механич. системы, могут при-
нимать лишь дискретный (квантован-
ный) ряд значений. Возможное зна-
чение каждой физич. величины оп-
ределяется своим К. ч. Напр., со-
стояние одного электрона в атоме
водорода полностью определяется его
энергией, абсолютным значением ор-
битального момента количества дви-
жения и проекцией орбитального мо-
мента и спина на нек-рое направле-
ние. Возможное значение каждой из
перечисленных физич. величин опре-
деляется своим К. ч., к-рое паз. со-
ответственно главным, орбитальным,
магнитным и спиновым К. ч.
КВАРЦЕВЫЙ ГЕНЕРАТОР —
ламповый генератор (генератор вы-
сокочастотный), частота к-рого
стабилизирована кварцевым резона-
тором. Кварцевый резонатор пред-
ставляет собой электромеханич. ре-
зонансную систему, в к-рой основ-
ным резонирующим элементом яв-
ляется кварцевая пластина, обла-
дающая пьезоэлектрич. свойствами.
Относит, изменение частоты К. г. за
длит, время имеет величину порядка
1 -10~5— 1-Ю-6, а для К. г., слу-
жащего эталоном частоты,— 1 • 10 “7—
МО’8.
КЕРАМЙЧЕСКИЙ РЕАКТОР —
ядерный реактор, активная зона
КИНЕТИКА РЕАКТОРА
181
к-рого составлена из керамич. блоков.
В гетерогенных реакторах блоки из
спеченной окиси Be служат замедли-
телем. В гомогенных реакторах ак-
тивная зона может состоять из спе-
ченной смеси, напр., ВеО, А12О8, ZrO
и др. с окислами U и Th. К. р. так-
же наз. сферич. или цилиндрич. го-
могенный реактор, корпус к-рого
изготовлен из керамич. материалов
типа ВеО, фарфора и т. п.
КЕРАМИЧЕСКОЕ ЯДЕРНОЕ
ТОПЛИВО — спечённая или сплав-
ленная смесь, содержащая делящееся
вещество. Керамич. материалы, напр.
двуокись урана (1°пл 2800°), карбид
урана (2700°), сульфид урана (1700°),
дисульфид урана (1850°), силицид
урана (1700°), обладают, по сравне-
нию с чистым ураном, более высокими
темп-рой плавления и прочностью при
высоких темп-pax, что позволяет зна-
чительно повысить рабочие темп-ры
в реакторе. См. Ядерное топливо.
КЕРМЕТ (м и н е р а л о м е-
таллокерамический ма-
териал) — смеси керамич. ма-
териалов (окисей, карбидов, бори-
дов, силицидов, интерметаллидов) с
металлами, получаемые либо про-
питкой огнеупорной керамики рас-
плавл. металлом, либо спеканием по-
рошков металла и керамики. В ядер-
ной энергетике К. применяются в
связи с их высокими жароупорно-
стью и жаропрочностью, сочетаю-
щимися со значительно большей, в
сравнении с керамикой, пластич-
ностью и теплопроводностью. К., в
зависимости от их состава и структу-
ры, могут обладать и нек-рыми спец,
физич. и физико-химич. свойства-
ми. Известен К. уран—карбид ура-
на (всего 2% С), обладающий цен-
ным свойством: устойчивостью про-
тив разрушающего воздействия, ока-
зываемого при нагреве и охлаждении
многократными фазовыми a-, f-ne-
рекристаллизациями; это объясняет-
ся наличием сетки карбида урана,
окружающей зерна урана и ограни-
чивающей их расширение. Нек-рые
К. (напр., на основе борида цир-
кония) хорошо противостоят воз-
действию жидких металлов и при-
меняются для изготовления деталей
подвижных соединений в контурах
с жидкометаллическими теплоноси-
телями. К. могут служить покры-
тиями на менее стойких (напр., в
жидких металлах), но легче обра-
батываемых материалах.
К-ЗАХВАТ — процесс, заключаю-
щийся в захвате атомным ядром од-
ного из* электронов К-оболочки свое-
го же атома. Подробнее см. Элект-
ронный захват.
КИНЕТИКА РЕАКТОРА—термин,
применяемый к описанию нестацио-
нарных процессов, протекающих в
реакторе.
1)	Нестационарные процессы, про-
текающие в относительно короткие
сроки (секунды — часы), напр. уве-
личение мощности, снижение мощ-
ности, аварийные режимы реактора.
Для процессов такого рода существ, роль
играют запаздывающие нейтроны, несмот-
ря на то, что их количество незначительно
(напр., для U235 ок. 0,7%). Эти нейтроны
испускаются со сравнительно большими
периодами запаздывания (сТ1/2до 1 мин.),
поэтому среднее время жизни одного поко-
ления нейтронов в реакторе резко увели-
чивается. При не слишком больших из-
быточных реактивностях происходит плав-
ное нарастание мощности реактора. Если
бы не существовало запаздывающих нейт-
ронов, то реактор был бы практически не-
управляемым, т. е. его мощность при по-
ложит. реактивностях увеличивалась бы
очень быстро — в десятки и сотни раз за
1 сек. Аналогичное положение создается
в реакторе, если положит, реактивность
превосходит долю запаздывающих нейтро-
нов. Это приводит к очень тяжелым по-
следствиям.
Нестационарные процессы могут быть
приближенно описаны след, системой урав-
нений:
dn К—1
dt ~ I
К?>п . г, , „
+ S,
dCi
~dt
где n — величина, пропорциональная мощ-
ности, t — время, К — эффективный ко-
эфф. размножения, I — время жизни нейт-
рона в активной зоне, р — доля запазды-
вающих нейтронов, = 2 Р» — доля
i
i-й группы запаздывающих нейтронов,
— постоянная распада осколка деле-
ния (источника запаздывающего нейтрона),
S — постоянный источник нейтронов в
активной зоне, — концентрация оскол-
ков деления (источников запаздывающих
нейтронов), г — номер группы запазды-
вающих нейтронов (1 = 1, 2. 3, 4, а, 6).
Решая эту систему уравнений с учетом
влияния на величину К различных фак-
182
КИПЯЩИЙ РЕАКТОР
торов (положения стержней, темп-ры и
т. п.) возможно определить изменение
мощности реактора во времени для любых
режимов работы.
У п р о щ е н н ы й случай для
одной группы запаздываю-
щих нейтронов. Если считать, что
имеется только одна группа запаздываю-
щих нейтронов с нек-рым средним време-
нем запаздывания, а реактивность реакто-
ра меняется скачком от нуля до нек-рого
малого постоянного значения, то можно
получить решение вышеприведенной си-
стемы дифференциальных уравнений в эле-
ментарных функциях. Это решение имеет
вид (для р О ):
п(О = по (Д ем/<з-Р)_
где п— мощность в момент времени t, пп—
начальная мощность, о — реактивность,
р= , ДК изменение величины К ,
1['к — среднее время запаздывания.
Из формулы (*) видно, что второе сла-
гаемое быстро затухает, т. к. величина
I обычно в реакторах на тепловых нейтро-
нах бывает равной 10 “3—10“4 сек., а ?=
0,0075. Если положить Z = 10“3,
р=0,0025, Х=0,08 сек.-1, в0,0075, то
n=n0 (1,5е°>°‘* — 0,5ё“5*), т. е. в пер-
вый момент (0,1 сек.) мощность бы-
стро нарастает до небольшой величины,
а затем плавно увеличивается с установив-
шимся периодом ~ 25 сек. Через 1 сек.
мощность возрастет в~1,5 раза. Если
совсем не учитывать запаздывающих нейт-
ронов, то получится, что мощность меняет-
ся по закону п=пов^^ , т. е. в первую же
секунду для рассмотренного случая мощ-
ность возрастет примерно в 12 раз. На этом
примере видно, как велика роль запазды-
вающих нейтронов в управлении реакто-
ром.
2)	Изменения состояния реактора,
связанные с изменением изотопного
состава внутри реактора. Эти изме-
нения происходят сравнительно мед-
ленно (месяцы, годы). Изотопный
состав изменяется в результате де-
ления ядер, радиационного захвата
нейтронов, g-распада нестабильных
изотопов.
Первоначально загруженный в реактор
делящийся изотоп будет «выгорать», т. е.
делиться и захватывать нейтрон радиацион-
но. Его концентрация при этом уменьшит-
ся, а концентрация осколков деления и
продуктов радиационного захвата будет
расти. Эти процессы ведут к уменьшению
реактивности. Если нейтрон захвачен яд-
ром П238или Th232, то в результате ряда
последовательных ^-превращений полу-
чаются относительно стабильные изотопы
Ри239 и U233 соответственно. Эти вновь
полученные изотопы в процессе работы ре-
актора являются хорошим ядерным горю-
чим, т. е. они легко делятся даже на теп-
ловых нейтронах. Такой процесс, наз.
воспроизводством ядерного ' горючего (ре-
генерация ядерного топлива), ведет к уве-
личению реактивности реактора. Суммар-
ное действие процессов выгорания, шла-
кования и воспроизводства приводит
к изменению реактивности. Чаше всего
это изменение отрицательное и приводит
в конце концов к затуханию цепного
процесса, но в принципе возможно и по-
ложительное изменение реактивности—
в этом случае длительность работы реак-
тора ограничивается только стойкостью
конструкц. материалов.
3)	Процессы, занимающие по вре-
мени промежуточное положение.
Напр., явление «иодной ямы». Ха-
рактерный период этого процесса
составляет 5—6 часов.
Нек-рые короткоживущие изотопы,
сильно поглощающие нейтроны, получа-
ются в результате деления ядер. Это яв-
ление наз. отравлением реактора. Основ-
ными «отравителями» являются изотопы
Хе135 и Sm1*9. В частности Хе135 образует-
ся из предшественника-осколка J135.
При работе реактора на постоянном уров-
не мощности сравнительно быстро уста-
навливается равновесная постоянная кон-
центрация «отравителей». При внезапной
остановке реактора Концентрация Хс135
начнет повышаться и может достигнуть
(через 5—6 час.) весьма больших значе-
ний. Предшественник-осколок J135 имеет
TiyQ =9,7 часа, 'Хе135 — Ti/2=13,4 часа.
Т. о., при остановленном цепном процессе,
т. е. в условиях отсутствия значит, потока
нейтронов, приводящего к сильному выго-
ранию Хе135, этот изотоп будет накап-
ливаться. Если вскоре потребуется снова
включить реактор, то это может не удаться
из-за большой отрицательной реактивно-
сти. Реактор снова можно включить толь-
ко после того, нак часть Хе135 распадется.
Для того чтобы иметь возможность вклю-
чить реактор в любое время, надо создать
дополнит, запас положительной реактив-
ности на преодоление «иодной ямы».
КИПЯЩИЙ РЕАКТОР — ядер-
ный реактор с кипящим теплоно-
сителем. К. р. может быть гомоген-
ным или гетерогенным, с естеств. ор-
ганизованной или неорганизованной
циркуляцией либо с принудит, цир-
куляцией. Реактор с неорганизован-
ной естеств. циркуляцией -всегда
гомогенный, т. к. в нем граница меж-
ду поднимающейся и опускающей-
ся жидкостью смещается. Такой ре-
актор отличается крайней простотой
конструкции (бак с кипящей жид-
костью, содержащей ядерное топ-
ливо). В реакторе с организованной
циркуляцией опускной участок кон-
структивно отделен от подъемного.
Он либо окружает кольцом боковой
отражатель, либо выполняет его
К-МЕЗОНЫ
183
функцию, либо представляет собой
ряд опускных труб, проходящих за
отражателем. Для усиления цирку-
ляции на опускном участке могут
располагаться циркуляционные на-
сосы, эжекторы и др. (табл. IX, в).
КИСЛОРОД О — химич. элемент VI
гр. периодич. системы, п. н. 8, ат.
в. 16. Природный О состоит из след,
изотопов: О1в (99,7575%) ;О17(0,0392%)
и О18 (0,2033%). В воздухе содер-
жится 20,93% кислорода по объему,
в земной коре, включая воду, 47%
(весовых). Кислород играет исклю-
чит. роль в органич. жизни на
Земле. При обычных условиях —
2-атомный газ О2;	—182,98°,
t°nji —218,7°. При —183° кис-
лород представляет собой синюю
жидкость с плоти. 1,13 г/см\ Хими-
чески весьма активен. Образует
окислы со всеми элементами, за
исключением инертных газов, при-
чем с большинством элементов реа-
гирует непосредственно.
Возможно концентрирование тяже-
лого кислорода О18 при электролизе
воды (в остатке), при перегонке воды,
жидкого воздуха, спиртов, с помо-
щью процессов термодиффузии, га-
зовой диффузии, изотопного обмена.
Пром-стыо поставляются вода и сер-
ная кислота, обогащенные изото-
пом О18. С помощью О18 исследовался
обмен кислородом в органич. и неор-
ганич. соединениях, действие ката-
лизаторов на скорость обмена и др.
Изучался процесс гидролиза эфи-
ров. Исследованиями процессов фо-
тосинтеза в растениях показано,
что кислород, выделяемый растения-
ми, поступает из почвенной воды, а
не из атмосферной двуокиси угле-
рода. Установлено, что содержание
О18 в атмосфере выше, чем в при-
родных водах (т. н. «эффект Дола»).
Содержание тяжелого кислорода в
природных карбонатах также повы-
шено.
Радиоактивные изотопы О14, О15 и
О19 —короткоживущие, с секундны-
ми периодами полураспада, полу-
чаются из азота по реакциям:
N14 (d, п) О15, N14(jo,7) О15, а также из
стабильных изотопов О по реакциям:
(и,у), (и, 2п) и (?,«)• Из-за малых пе-
риодов полураспада они неудобны
для применения в качестве индика-
торов.
КЛЕВЕИТ [назв. по им. швед, хи-
мика П. Клеве (Р. Cleve)], н и в е-
н и т,— минерал, разновидность ура-
нинита, содержащая редкие земли,
преим. иттриевые, в количестве до
12%. По химич. составу К. — окись
урана. В виде примесей содержит
Pb, Ra, Th и небольшие количе-
ства Са и Fe. Содержит: 3,9—7,6%
ThO2, 19,9—55,4% UO2, 20,9—
46,75% UO3. Кристаллизуется, как
и уранинит, в кубич. системе. Цвет
черный; тв. 5,5—6,3;. уд. в. 7,49—
7,91. Блеск полуметаллич., смоля-
ной или матовый. Радиоактивен.
Образуется в пегматитовых жилах,
где встречается совместно с полевым
шпатом, кварцем, биотитом, фергю-
сонитом, ортитом и нек-рыми др.
минералами. Употребляется как руда
для получения урана и радия с по-
путным извлечением редкоземельных
элементов.
«КЛЕТКИ» ЭФФЕКТ (Фран-
ка — Рабиновича эффект,
«с a g е » - э ф ф е к т) — состоит в
следующем: молекула, получившая
энергию, большую, чем энергия свя-
зи (в результате поглощения кван-
та света или поглощения энергии
ионизирующего излучения), может
распасться. Разлетевшиеся в раз-
ные стороны составные части моле-
кулы, потеряв свою кинетич. энер-
гию в результате столкновений,
имеют определ. вероятность встре-
титься и соединиться в первоначаль-
ную молекулу. В газе эта вероят-
ность ничтожна, но в конденсиро-
ванной системе, где части молекулы
не могут разойтись на большие рас-
стояния (как бы находятся в «клет-
ке»), вероятность близка к единице.
К-МЕЗОНЫ (К) — неустойчивые
элементарные частицы, обладающие
массой, равной 967 электронным мас-
сам. К-м. могут обладать электрич.
зарядом, равным по величине элемен-
тарному электрическому заряду (по-
ложит. К + или отрицат. К~), а также
быть электрически нейтральными
(К°).Стги« К-м. равен 0. Время жизни
разных типов К-м. различно и ле-
жит в пределах 10 ~10 —10 “7 сек. К-м.
могут распадаться различными путя-
184
КОБАЛЬТ
ми с образованием тс- или ц-мезонов
(см. Мезоны), электронов или пози-
тронов, а также нейтронов. Напр.:
К+-^к++к°; К+ ->2ic+-Hr-; К +
K + ->e+-j-v4-7c°; Ко->7с++?:~
и т. д. Установлено, что при распаде
К-м. не сохраняется четность состоя-
ния. К-м. сильно взаимодействуют с
атомными ядрами. При поглощении
К-м. нуклонами образуются гипе-
роны S, напр.:
K--h^S++7t-.
К-м. интенсивно рождаются при
столкновениях ^-мезонов или нукло-
нов большой энергии (больше млрд.
эв) с нуклонами. Реакции рождения
и поглощения К-м. происходят с
сохранением т. н. странности. При
распадах К-м. странность не сохра-
няется.
КОБАЛЬТ Со — химич. элемент
VIII гр. периодич., системы, п. н.
27, ат. в. 58,94. Природный Со со-
стоит из одного изотопа Со59.Содержа-
ние Со в земной коре 3-10~3% по
весу. В природе встречается вместе
с серой и мышьяком в виде минера-
лов типа CoAsS (кобальтин). Ме-
таллич. Со получается или восста-
новлением его окисла водородом
или электролизом растворов солей.
Белый металл с красноватым оттен-
ком, плотн. 8,75—8,92 г/см2, 1°пл
1490°, t°nun 3185°. При обычной
темп-ре на воздухе не окисляется,
медленно растворяется в разбавл.
кислотах—НС1, HNO3, H2S04. В
соединениях 2- и 3-валентен.
Из искусств, радиоактивных изо-
топов важнейшим является Со60
(Т1/2=5,27 года), получаемый по
реакции Со59(п,у)Со60. Значительное
сечение захвата тепловых нейтро-
нов Со59, равное 35,4 барна, позво-
ляет получать при облучении Со в
реакторе препараты большой актив-
ности, порядка сотен, тысяч и даже
десятков тыс. кюри. Это обстоятель-
ство, а также наличие у Со60 жестких
у-квантов (Еу =1,3316 Мэв и 1,1715
Мэв, Е^щах = 0,306 Мэв) обусловли-
вает широкое использование его в
качестве длительно действующего
источника у-излучения. В технике
гамма - дефектоскопии Со60 вытес-
нил дорогостоящий радий. Широ-
кое распространение получил Со в
технических радиоактивных прибо-
рах и в научных исследованиях в
качестве меченых атомов. В химии
высокомолекулярных соединений
мощные источники. радиокобальта
('чЛО ООО кюри) используются для
изучения процессов полимеризации
под действием у-радиации.
Излучение Со60 было успешно при-
менено для того, чтобы помешать
прорастанию картофеля при хране-
нии и для уничтожения вредителей
в зерне. Было предложено произво-
дить стерилизацию продуктов пита-
ния, лекарств и мед. аппаратуры об-
работкой излучением Со60. Большой
период полураспада Со60 и наличие у
него жесткого у-излучения делает
весьма опасным заражение им поме-
щений, вод, почв и т. д.
Радиоактивный изотоп Со60 на-
ходит применение в биологии и ме-
дицине (гл. обр. при лечении зло-
качеств. опухолей), в качестве ис-
точника внешнего у-излучения (см.
Г амма-а ппа рат тера певтический,
Игла радиоактивная, Кобальтовая
пушка, Радиотерапия).
КОБАЛЬТОВАЯ ПУШКА — часто
встречающееся в лит-ре назв. гамма-
установки, в к-рой источником у-из-
лучения служит Со60. К. п. приме-
няется, напр., для лечебных целей.
См. Гамма-аппарат терапевтиче-
ский.^
КОЖУХ РЕАКТОРА — наружная
металлическая оболочка ядерного
реактора, в которой располагаются
все его основные части: активная зо-
на с замедлителем, отражатель и
защита.
КОЛЕНЧАТЫЙ ПЕРИСКОП —
перископ с 4 поворотами оптич. оси
для устранения прямого облучения.
Обзор производится вращением 1-го
зеркала (рис.) и всей головки,
к-рая приводится в движение элек-
тродвигателем. Истинное поле зре-
ния 25°. К К. п. относится также
П-образный перископ, устанавли-
ваемый па верхней плоскости свин-
цовой защитной стены. Обзор осу-
ществляется вращением головки и
зеркала, объектив и первая оборачи-
вающая линза могут подниматься пли
опускаться. Длину колена с окуля-
КОЛОРИМЕТРИЧЕСКИЙ ДОЗИМЕТР
185
Схема коленчатого перископа.
ром можно изменять. Удлинители
имеют единичное увеличение, чтобы
диаметр трубы оставался неболь-
шим.
КОЛИЧЕСТВЕННАЯ РАДИОАВ-
ТОГРАФИЯ — определение ко-
личеств. распределения концентра-
ций радиоактивных веществ в ис-
следуемом объекте методом авто-
радиографии. При К. р. приготов-
ляют эталоны с известным содержа-
нием радиоактивного вещества и
такие же образцы из исследуемого
вещества; затем те и др. распола-
гают в определ. порядке и на них
накладывают общую пленку. По-
сле экспозиции пленку проявляют и
фотометр ир у ют. По полученной за-
висимости между концентрацией ра-
диоактивного элемента в эталонах
и оптической плотностью почерне-
ния авторадиограммы определяют
концентрацию данного радиоактив-
ного элемента в образцах. Др. мето-
дом К. р. является подсчет числа
следов, образованных а- и 0-части-
цами в фотоэмульсиях ядерного
типа. При этом методе повышается
чувствительность в 1000—10 000
раз по сравнению с первым методом.
КОЛЛИМАТОР (от лат. collimo —
искажение слова соШпо — направ-
ляю по прямой линии) — устройст-
во для получения пучка параллель-
ных лучей.
КОЛОРИМЕТРЙЧЕСКИИ ДОЗИ-
МЕТР — дозиметр для определения
дозы нейтронного или у-излучения,
основанный на свойствах различных
химич. соединений изменять цвет
при облучении их определ. дозой
излучения. См. Химический дозиметр.
КОЛОРИМЕТРИЧЕСКИЙ ЩЁЛО-
чно-карбонАтный пероксйд-
НЫЙ МЕТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ
УРАНА — метод количеств, опре-
деления урана, основ, на измерении
интенсивности окраски карбонат-
ных растворов урана, окрашиваю-
щихся в присутствии перекиси во-
дорода в желтый цвет. Наибольшая
устойчивость окраски растворов до-
стигается при значении их pH бо-
лее 12. От основных сопутствую-
щих в горных породах элементов
уран отделяют содовой обработкой.
Наиболее мешающее влияние ока-
зывают хром, ванадий и молибден,
дающие в щелочной среде с переки-
сью водорода желтую окраску, а
также органич. вещества и коллоид-
ная гидроокись железа, имеющие
собств. окраску. От основных коли-
честв ванадия, молибдена и хрома
освобождаются, осаждая уран сов-
местно с алюминием из почти нейт-
рального раствора в форме фосфатов,
к-рые затем переводятся в кар-
бонатный раствор. Окраска, вызы-
ваемая небольшим количеством ва-
надия, устраняется введением в
раствор избытка едкого натра, нагре-
ванием раствора до кипения и за-
тем охлаждением его незадолго пе-
ред колориметрированием. Иногда на
окраску, вызванную присутствием
ванадия, вводят поправку, определяя
его после подкисления азотной кис-
лотой испытуемого карбонатного
раствора и вторичного добавления
Н2О2. Органич. примеси и коллоид-
ную гидроокись железа удаляют,
адсорбируя их на активированном
угле. Обладая сравнительно боль-
шой избирательностью, пероксидный
колориметрия, метод отличается низ-
кой чувствительностью (не выше
0,005%), а при визуальном колори-
метрировании — точностью, не пре-
восходящей ±20%.
186
КОЛОРИМЕТРИЧЕСКОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТОРИЯ
КОЛОРИМЕТРЙЧЕСКОЕ ОПРЕ-
ДЕЛЕНИЕ ТОРИЯ в горных
породах — метод количеств, оп-
ределения тория. Осуществляется
определением концентрации тория в
растворе при помощи органич. ре-
агентов (торон и арсеназо I), поз-
воляющих при кислотности раство-
ра рН=1,0— 1,8 определять торий
в присутствии элементов редких
земель и щелочноземельных эле-
ментов. Присутствие в растворе
нек-рых анионов: оксалата, йодата,
фторида, сульфата, к-рые могут по-
пасть в раствор по ходу анализа,
вследствие явления комплексообра-
зования, снижает интенсивность ок-
раски соединения тория. Устране-
ние влияния указанных веществ до-
стигается обратным колориметрия,,
титрованием. При анализе горных по-
род полное выделение малых коли-
честв оксалата или фторида тория из
растворов достигается, если торий
соосаждать с искусственно вводи-
мым в раствор кальцием. Для этого
после осаждения полуторных окис-
лов их растворяют в соляной кисло-
те, вводят избыток хлористого каль-
ция и добавляют щавелевую кислоту
для осаждения оксалатов кальция,
тория и редких земель. Оксалаты озо-
ляют, переосаждают и переводят за-
тем в 0,04 N солянокислый раствор.
В известной части полученного
раствора колориметрически опреде-
ляют торий. Если анализируемый
материал содержит большие коли-
чества Ti и Zr, то Th вместе с Са и
редкими землями осаждают в форме
фторидов, к-рые затем вновь осаж-
дают в форме оксалатов.
Колориметрия, методы применимы
к анализу минерального сырья, со-
держащего от 0,002 до 0,5% тория.
КОЛЕМ — органич. вещество, со-
держащее иногда уран. См. Углеро-
дистое вещество.
КОЛЬЦЕВОЙ ФАЗОТРбН — ци-
клич, ускоритель заряженных ча-
стиц с постоянным во времени маг-
нитным полем, кольцевым магнитом
и сильной фокусировкой. Магнит
этого ускорителя состоит из боль-
шого числа пар секторов с противо-
положным направлением магнит-
ного поля, быстро растущего по абс.
величине вдоль радиуса ускорителя,
что обеспечивает сильную магнитную
фокусировку частиц в ускорителе при
ускорении их в широком интервале
энергий. Применение постоянного
магнитного поля в циклич. ускорите-
ле позволяет значительно повысить
эффективность его работы за счет уве-
личения частоты повторения циклов
ускорения частиц, а также упро-
стить технологию изготовления маг-
нита ускорителя и систему его пи-
тания. Кольцевая конструкция поз-
воляет уменьшить вес и мощность пи-
тания магнита по сравнению со
сплошными магнитами ускорителей
с пост, полем (циклотрона, фазо-
трона), К. ф. предложен в 1953 сов.
физиками А. А. Коломенским, В. А.
Петуховым и М. С. Рабиновичем.
В одном из возможных вариантов
К. ф. секторы магнита разделены про-
межутками, свободными от магнит-
ного поля. Направление поля в со-
седних секторах противоположно.
Центры кривизны отрезков орбиты
частицы в соседних секторах лежат
по разные стороны магнитного коль-
ца, так что орбита имеет форму зам-
кнутой волнообразной кривой. Бы-
строе нарастание абс. величины поля
в узком кольце позволяет ускорять
частицы от малых значений энергии
до больших, соответствующих пре-
дельному значению напряженности
поля. В одном из вариантов К. ф. не
имеет критической энергии. Предпо-
лагают, что нек-рые принципиальные
недостатки К.ф. (средний радиус маг-
нитного кольца благодаря наличию
участков с обратным направлением
поля должен в 2—5 раз превосходить
радиус кривизны частицы; допуски
на характеристики магнитного поля
д. б. более жесткими, чем в сильно-
фокусирующем синхрофазотроне) бу-
дут компенсироваться теми пре-
имуществами, к-рые появляются при
использовании пост, магнитного
поля в кольцевых ускорителях на
большие энергии. К. ф. может ра-
ботать как ускоритель со встречны-
ми пучками частиц.
КОМИССАРИАТ по атомной
ЭНЕРГИИ Франции (Commissa-
riat a I’energie atomique) —правитель-
ственный орган, ведающий научны-
КОМПЛЕКСООБРАЗОВАНИЕ
187
ми, технич. и пром, вопросами в об-
ласти развития и использования атом-
ной энергии во Франции. К. по а. э.
создан решением франц, правитель-
ства от 18 окт. 1945. Правительство
уполномочило К. по а. э. подгото-
вить страну к использованию нового
вида энергии в различных .отраслях
науки, пром-сти и нац. обороны. В
своей деятельности К. по а. э. подчи-
нен председателю Совета министров,
однако занимает неск. особое поло-
жение в структуре органов прави-
тельства, пользуясь адм. и финансо-
вой автономией.
Руководство комиссариатом осу-
ществляется Комитетом по атомной
энергии, состоящим из 10 членов.
Комитету приданы: научный совет,
горнорудный комитет и комитет
пром, оборудования, а также комис-
сия по закупкам. В 1955 была соз-
дана консультативная комиссия по
вопросам произ-ва электроэнергии.
Научно-техническое руководство
К.по а. э. осуществляет верховный ко-
миссар Ф. Перрэн (F. Perrin), ад-
министративные и финансовые функ-
ции — генеральный управляющий
П. Гийома (Р. Guillaumat). Основные
исследования по атомной энергии
ведутся в научных центрах Маркуля,
Шатий она и Сакле.
По планам развития атомной энер-
гии, разработанным комиссариатом,
предполагается уделить значит, вни-
мание строительству атомных элек-
тростанций. Из 200 млрд, квт-ч в
1975 50 млрд, квт-ч будет получено
от атомных электростанций.
КОМПЕНСАТОРЫ ОБЪЁМА —
приспособления для поддержания
установл. постоянного давления в
контуре охлаждения реакторов с
жидким теплоносителем. Обычно
К. о. представляют собой закрытые
сосуды, частично заполненные теп-
лоносителем. Пространство над сво-
бодным уровнем теплоносителя за-
полнено парами этого теплоносите-
ля или сообщено с баллонами инерт-
ного газа и заполнено им. Основной
функцией К. о. является сохранение
давления в контуре при изменениях
объема теплоносителя за счет коле-
баний темп-ры и в случае утечки
теплоносителя из контура.
КОМПЕНСАЦИОННАЯ ИОНИЗА-
ЦИОННАЯ КАМЕРА (компен-
сированная ионизаци-
онная камера) — ионизаци-
онная камера для анализа состава ра-
диоактивных излучений, в частности,
для измерения нейтронного потока в
реакторе. Состоит из 2 ионизац. ка-
мер, соединенных навстречу друг
другу (общий коллектор, потенциалы
на стенках камер противоположные
по знаку). При такой схеме включе-
ния результирующий ток К. и. к.
равен разности токов обеих камер.
Одна из камер имеет борное покры-
тие и поэтому чувствительна не
только к 7-лучам, но и к нейтронам.
Вторая камера чувствительна толь-
ко к 7-лучам. При надлежащем под-
боре объема (или формы) камер иони-
зац. ток от 7-лучей полностью компен-
сируется и результирующий ток про-
порционален нейтронному потоку в
области расположения К. и. к.
КОМПЕНСИРУЮЩИЙ СТЕР-
ЖЕНЬ — управляющий стержень
реактора для компенсации медлен-
ных, но больших по величине изме-
нений реактивности, обусловленных
выгоранием ядерного горючего, от-
равлением реактора, температурны-
ми коэфф, реактивности делящихся
веществ и др. факторами. К. с. наз.
также стержнями грубого управле-
ния. Они могут компенсировать
неск. процентов реактивности, поэ-
тому из-за опасности быстрого из-
менения реактивности привод К. с.
рассчитывается на медленное пере-
мещение стержней по одному или
группами со скоростями изменения
реактивности, не превышающими
0,01% в сек. В нек-рых случаях К. с.
используют в релейной системе ав-
томатич. регулирования совместно с
регулирующим стержнем с целью
возвращения последнего в среднее
положение, где его эффективность
максимальна.
КОМПЛЕКСООБРАЗОВАНИЕ —
образование определенных химич.
соединений из ионов или молекул с
помощью сил главных и побочных ва-
лентностей. В радиохимии К.
имеет место во мн. случаях. 1) Весь-
ма большая разница в концентра-
циях радиоактивного элемента (р. а.)
188
КОМПЛЕКТ ИНДИВИДУАЛЬНОГО КОНТРОЛЯ ОБЛУЧЕНИЯ
без носителя и остальных веществ в
растворе часто является причиной
того, что р. э. находится в растворе в
виде комплексного соединения, даже
если для весомых количеств этого
элемента комплексное соединение
оказывается неустойчивым. В от-
дельных случаях бывает выгодным
перевести р. э. без носителя в
комплексное соединение с тем, что-
бы сохранить его в растворе в
виде соединения с вполне определ.
свойствами и помешать его адсорб-
ции, соосаждению или образованию
им радиоколлоида. 2) При получении
радиоактивных изотопов (р. и.) по
ядерным процессам (п,^), (тл)
и нек-рым др. исходное вещество
выгодно брать с целью дальнейшего
обогащения р. и. в виде комплекс-
ных (внутрикомплексных) соедине-
ний (напр., ферро- и феррицианида,
кобальтинитрита, фталоционата и
т. д.). 3) При получении р. э. весьма
часто прибегают к К. Примерами мо-
гут служить выщелачивание урана из
руд в виде солей комплексной ура-
нилугольной к-ты, экстракционные
методы переработки горючего ядер-
ных реакторов и т. д. 4) Наиболее
успешные методы выделения р. э.
без носителя основаны обычно на
явлении К. Так, в хроматография,
методе успех разделения зави-
сит не столько от различия в спо-
собности к.-л. ионов (часто тоже ком-
плексных) к ионному обмену,
сколько от различия в величинах
констант нестойкости их комплек-
сов с десорбирующим соединением и
скорости образования комплексов.
В методе экстрагирования р э.
чаще всего извлекается органич.
растворителем в виде комплексного
соединения (с теноилтрифторацето-
ном, трибутилфталатом, 8-оксихино-
лином и др.). В др. методах: соосаж-
дении, выщелачивании, электролизе,
К является также очень распрост-
раненным и употребительным при-
емом.
КОМПЛЕКТ ИНДИВИДУАЛЕ-
И О ГО КОНТРОЛЯ ОБЛУЧЕНИЯ—
набор малогабаритных ионизацион-
ных камер и зарядноизмерительный
пульт для измерения индивидуаль-
ной дозы -(-облучения в полевых ус-
ловиях (рис.). Комплект обеспечивает
измерение при уровнях радиации
от 0,2 до 180 р!час в пределах от 0
до 50 р. Отсчет измерений дозы про-
изводится по шкале электроизмерит.
прибора непосредственно в рентге-
Зарядно-измерит. устройство и ионп-
зац. камера дозиметрия, комплекта
индивидуального контроля: 1 — регу-
лятор зарядного напряжения; 2 —
гнездо заряда камеры; 3 — гнездо
измерения; 4 — переключатель диапа-
зонов; 5 — переключатель рода рабо-
ты; 6 — регулятор установки нуля;
7 — переключатель «контроль нуля •—
работа»; 8 — регулятор «установка
шкалы»; 9 — ионизац. камера (раз-
рез); 10 — общий вид ионизац. камеры.
нах. В нек-рых приборах применяют-
ся также прямопоказывающие мало-
габаритные ионизац. камеры.
КОМПТОНА ЯВЛЕНИЕ (Комп-
тона эффект) (по им. амер,
физика А. Комптона) — рассеяние
кванта электромагнитного поля (фо-
тона) на свободном электроне с из-
менением . частоты кванта. К. я. —
одно из первых экспериментальных
подтверждений квантовой природы
света. Частота кванта, рассеянного
на свободном покоящемся электроне,
равна:
, <•>
1 H-COS0) ’
где о) и со' — угловые частоты соот-
ветственно до и после рассеяния, 0 —
угол рассеяния, К — квант действия,
т — масса электрона, с — скорость
света. Формула для со' выведена в
предположении,' что квант обладает
энергией &<о и импульсом аи>/с, т. е.
имеет нулевую массу покоя; тогда
(о' находится из законов сохранения
энергии и импульса. Изменение дли-
ны волны определяется формулой:
к —	— (1 — cos 0),
те.
КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ	189
tl
где — наз. комптоновской длиной
тс
волны.
К. я. приводит к уменьшению
энергии (частоты) y-квантов, прохо-
дящих через вещество. При прохож-
дении через вещество у-кванты теря-
ют свою энергию вследствие иони-
зации атомов комптоновского рас-
сеяния и образования пар элек-
трон + позитрон. В различных об-
ластях энергии ^-квантов эти три
явления играют разную роль. При
малых энергиях у-квантов (^to<^mc2)
основную роль в поглощении игра-
ют потери на ионизацию (фотоэф-
фект). По мере увеличения энергии
более существенным становится ком-
птоновское рассеяние и, наконец, при
очень больших энергиях (Йло^>?пс2)
поглощение целиком обусловлено об-
разованием пар.
В плазме с темп-рой в неск. сот
млн. градусов К. я. приводит к уста-
новлению теплового равновесия
между квантами и электронами.
КОНВЕРСИОННЫЕ ЭЛЕКТРО-
НЫ— электроны, испускаемые ато-
мом при явлении внутренней конвер-
сии у-лучей.
КОНДЕНСАТНЫЙ НАСОС —
центробежный насос для откачива-
ния конденсата из конденсатора и
иодачи его в питат. систему. На
ядерных электростанциях К. н.
применяется во вторичном контуре
энергетического реактора,
КОНДЕНСАТОР аварййный
(технологический) — ап-
парат для конденсации, пара 1-го
или 2-го контуров или спец, контура
расхолаживания реактора в случае
аварии, исключающей возможность
конденсации пара обычным путем,
напр. при выходе из строя главного
конденсатора. Иногда К. а. исполь-
зуется для конденсации пара в пе-
риод пуска (остановки) системы,
пока не достигнуты норм, парамет-
ры пара, а также для облегчения ре-
гулирования установки при сохра-
нении мощности реактора за счет
перепуска в К. а. большей или мень-
шей части пара при изменении на-
грузки турбогенератора.
КОНДЕНСАТОРНАЯ ИОНИЗА-
ЦИОННАЯ КАМЕРА — ионизаци-
онная камера для измерений в рент-
генах ионизирующих излучений, при-
меняемая совместно с электромет-
ром. Перед употреблением К. и. к.
соединяется с электрометром и за-
ряжается от источника высокого на-
пряжения до нек-рой разности по-
тенциалов. Затем камера отделяется
от источника и электрометра и под-
вергается облучению в течение опре-
дел. времени. После этого камера
снова присоединяется к электромет-
ру, и производится отсчет разности
потенциалов. Потенциал уменьшает-
ся пропорционально дозе излуче-
ния. К. и. к. применяется в прибо-
рах индивидуального дозиметрии,
контроля и в рентгенмепграх. В фи-
зич. исследованиях К. и. к. приме-
няются сравнительно редко вследст-
вие их малой чувствительности.
КОНДЕНСАТОРНЫЙ ДОЗИ-
МЕТР — дозиметр, в к-ром датчи-
ком является конденсаторная ио-
низационная камера.
КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕ-
РИАЛЫ реакторов. В ядер-
ных реакторах, ввиду специфики их
работы, могут применяться только
вполне определ. К. м. Для более чет-
кой формулировки предъявляемых
к ним требований конструкцию реак-
тора можно разбить на следующие
части: 1) тепловыделяющие элемен-
ты; 2) корпус реактора, арматура,
насосы, контр ольно-измер ит. при-
боры, первичный и вторичный кон-
туры; 3) система управления и ава-
рийной защиты реактора; 4) замед-
литель; 5) отражатель; 6) биологич.
защита. О материалах для оболочек
тепловыделяющих элементов, систе-
мы управления реактором, аварий-
ной защиты реактора, замедлителей,
отражателей, биологической за-
щиты — см. соответств. статьи.
К материалам оболочек системы уп-
равления и аварийной защиты реак-
тора предъявляются те же требова-
ния, что и к материалам оболочек
тепловыделяющих элементов.
Корпус реактора, арматура, на-
сосы, теплообменники, контрольно-
измерит. приборы, первичный и вто-
ричный контуры в ядер ном реакторе
выполняют функции, свойственные
им и в любых др. теплоэнергетик.
19 ) КОНСУЛЫ?. КОМИТЕТ ПО МИРНОМУ ИСПОЛЬЗОВАНИЮ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
установках.* В связи с этим требо-
вания к материалам для этих кон-
струкц. элементов обычно сводят-
ся к тому,, чтобы материал обла-
дал достаточной жаропрочностью (в
нек-рых случаях и жароупорностью),
технологичностью, для нек-рых кон-
струкц. элементов (теплообменники,
парогенераторы) — хорошей тепло-
проводностью, определ. коэфф, теп-
лового расширения и вполне надеж-
ной коррозионно-эрозионной стой-
костью. Все указанные требования
являются важными, но последнее
имеет особое значение, т. к. при не-
достаточной коррозионно-эрозион-
ной стойкости продукты коррозии,
попадая с теплоносителем в актив-
ную зону реактора, будут активиро-
ваться и разноситься по всему первич-
ному контуру энергетического реак-
тора. Кроме того, продукты коррозии
могут осаждаться на поверхности
тепловыделяющих элементов (что при-
ведет к ухудшению условий теплооб-
мена), а также в отдельных участках
реактора, особенно в контрольно-
измерит, приборах и арматуре (что
может нарушить их работу и даже
вовсе вывести их из строя).
В качестве материалов для пере-
числ. конструкц. элементов приме-
няются различные стали, гл. обр.
нержавеющие стали, а также жаро-
прочные хромоникелевые стали аусте-
нитного типа, хромистые — мартен-
ситного и ферритного типов, хромо-
молибденовые, хромомолибденована-
диевые и углеродистые — перлит-
ного типа (см. Жаропрочные сплавы,
Коррозионностойкие металлы).
КОНСУЛЬТАТИВНЫЙ КОМИ-
ТЕТ ПРИ ГЕНЕРАЛЬНОМ СЕКРЕ-
ТАРИАТЕ ООН ПО МИРНОМУ ИС-
ПОЛЬЗОВАНИЮ Атомной ЭНЕР-
ГИИ (Advisory Committee on Peaceful
Uses of Atomic Energy) — комитет
для оказания содействия генераль-
ному секретарю ООН в выполнении
задач, касающихся области атомной
энергии и проведения международ-
ных конференций. Консультативный
комитет по мирному использованию
атомной энергии был учрежден Ге-
неральной Ассамблеей 4 дек. 1954,
вначале как консультативный коми-
тет по созыву международной кон-
ференции о применении атомной энер-
гии для мирных целей (Женева,
1955). В состав указанного комитета,
согласно резолюции Генеральной Ас-
самблеи, вошли представители СССР,
США, Англии, Франции, Канады,
Индии и Бразилии. Этот комитет
собирался под председательством ге-
нерального секретаря три раза в
1955: в Нью-Йорке с 17 по 28 янв.,
в Париже — с 23 по 27 мая и в Же-
неве — с 3 по 5 авг. На первой сес-
сии была достигнута договоренность
о тематич. повестке дня конферен-
ции и о правилах процедуры. Гене-
ральный секретарь, в соответствии с
заключением консультативного коми-
тета, назначил председателем конфе-
ренции председателя Комиссии по
атомной энергии Индии д-ра Хоми
Баба и генеральным секретарем кон-
ференции — проф. Массачузетского
технологич. ин-та В. Уитмана. Был
создан научный секретариат в соста-
ве 19 ученых из 13 стран.
Резолюцией 912(Х) от 3 дек. 1955
Генеральная Ассамблея рекомендо-
вала, чтобы 2-я международная кон-
ференция по обмену технич. инфор-
мацией относительно применения
атомной энергии в мирных целях бы-
ла созвана под эгидой ООН в тече-
ние двух или трех лет. Этой же ре-
золюцией было постановлено, чтобы
консультативный комитет продолжал
функционировать. Генеральному се-
кретарю предлагалось также в кон-
сультации с консультативным коми-
тетом изучить вопрос о связи Меж-
дународного агентства по атомной
энергии с ООН. В этой резолюции
предусматривалось, что результаты
такого изучения, произведенного ге-
неральным секретарем и консульта-
тивным комитетом, должны быть на-
правлены соответствующим прави-
тельствам до начала конференции по
выработке окончательного текста ус-
тава агентства.
В 1957 консультативный комитет
занимался вопросами подготовки ко
2-й международной конференции по
мирному использованию атомной
энергии. В мае 1958 в Женеве про-
ходили заседания консультативного
комитета, обсудившего доклад гене-
рального секретаря конференции о
КОНЦЕНТРАЦИЯ ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМАЯ
191
ходе подготовки к конференции, а
также др. организац. вопросы.
КОНТАКТНЫЙ АППАРАТ —
аппарат в реакторах с водяным за-
медлителем и теплоносителем для ре-
комбинации гремучего газа с обра-
зованием воды (см. Газоотделителъ).
Различаются К. а. 2 типов: с
непосредственным сжиганием гре-
мучего газа и с разбавлением
гремучего газа до взрывобезопас-
ной концентрации и последующей
рекомбинацией на катализаторе.
Ввиду опасности непосредств. сжи-
гания взрывчатой смеси с радиоактив-
ными примесями К. а. первого типа
применяются только при низких
давлениях. Надежная работа К. а.
особенно важна в тяжеловодных
реакторах, где необратимая потеря
тяжелой воды при радиолизе недо-
пустима вследствие высокой стоимо-
сти ее произ-ва.
КОНТЕЙНЕР (в ядерной
технике) — приспособление для
хранения и транспортировки радио-
активных изотопов. К. выполняется
преим. в виде цилиндра (рис.), у кото-
Контейнеры для хранения и транспор-
тировки радиоактивных веществ.
рого по оси высверлено отверстие для
помещения металлич. или стеклянной
ампулы с радиоактивным изотопом.
К. закрывается крышкой или проб-
кой из такого же, как и цилиндр,
материала. Для изотопов, имеющих
жесткое у-излучение, применяются
К. из свинца, к-рый обладает боль-
шим коэффициентом ослабления.
Свинцовый К. заключается в кожух
из листовой стали и снабжается при-
способлением для транспортировки.
Для ^-излучателей применяются ком-
бинированные К. из алюминия и
свинца. Толщина защиты К. рассчи-
тывается в зависимости от активности
помещаемого в него изотопа.
КОНТРОЛЬ ХИМИЧЕСКОЙ
ОЧЙСТКИ — пром. метод конт-
роля степени химич. очистки раз-
личных веществ в фармацевтич.,
нефтеперерабатывающей, химич. и
др. отраслях пром-сти с помощью
радиоактивных индикаторов. При
этом незначит. количество соедине-
ний, подлежащих удалению, ак-
тивируется и равномерно перемеши-
вается с очищаемым веществом. На
трубопроводах, по к-рым отбирают-
ся очищенный продукт и удаляемые
соединения, устанавливаются датчи-
ки радиометров, показания к-рых
являются мерой степени очистки про-
дукта. Если очистка ведется методом
осаждения, то степень ее опре-
деляется по активности проб раство-
ра и осадка. К. х. о. позволяет вы-
брать оптимальную продолжитель-
ность процесса и с высокой точностью
определять степень очистки.
КОНТУР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ —
круговорот (циркуляция) теплопо-
сителя, служащий для охлаждения
ядерного реактора {первичный контур
энергетического реактора) или для
преобразования тепла теплоносителя
в механич. и затем в электрич.
энергию в тепловых двигателях ядер-
ной электростанции (вторичный кон-
тур энергетического реактора).
КОНФИГУРАЦИОННОЕ УПРАВ-
ЛЕНИЕ — управление реактором
посредством изменения конфигура-^
ции активной воны. Применяется в
реакторах на быстрых нейтронах.
КОНЦЕНТРАЦИЯ ПРЕДЕЛЬНО
ДОПУСТИМАЯ радиоактив-
ных веществ в организ-
ме, пищевых продуктах,
воздухе, воде, почве —
концентрация радиоактивных ве-
ществ, которая в результате воздей-
ствия на организм человека данного
радиоактивного вещества или комп-
лекса веществ не вызовет патологич.
изменений. При определении К. п. д.
принимается, что доза излучения,
192
КОНЦЕНТРОМЕТР СЕРЫ
создаваемая данным радиоактивным
веществом при попадании его внутрь
человеческого организма, не долж-
на превышать в критическом органе
предельно допустимой дозы. К. п. д.
зависит (в случае инкорпорации ра-
диоактивного вещества) от характера
и энергии излучения, от характера
распределения и путей выведения,
от эффективного периода полувыве-
депия (см. Период полувыведения эф-
фективный') данного вещества. Наи-
меньшие К. п. д. существуют для
долгоживущих а- и ^-излучателей,
фиксирующихся в скелете (Ru226’
Pu234, Sr90), наибольшие — длякорот!
Табл. 1. Предельно допу-
стимая концентрация радио-
активных веществ, в окру-
жающей среде*.
р- и 7-излучатели	Концентрация кюрил	
	вода	воздух рабочих помеще- ний
Н3 		5-10”6	1-10-8
Си 		1-10-7	1-10-9
Na24 		1-10—0	5-10-ю
Р32	1-10-8	1-10-ю
С а45		5-10-9	5-10-п
Со'10		5 -10 — 9	5 -10 -11
Sr89		5-10 —9	1 • 1 о-11
Sr90+U80		5-10 —10	1-Ю”12
yoi	1-10~9	5.10-и
Ru^+Rh10’ 		МО”7	5-10-ю
J»3L			5-10“10	5-10-12
Cs,37+Ba137		1-Ю-8	1 -10 “ ю
Au198		1-10-7	1-10-ю
Th234-Pa231 		1-10-7	1-10-и
Осколочные p-, т-сме-		
си неизвестного со-		
става 		5-10“10	1-10-12
Ро210		5-10-и	1-10 -1<
Rh222 		1-10—9	1-10-и
Ra226		5-10-и	10”14
Th естеств 		l-10-ii	5-10 “I5
Б естеств		3-10-и	1-10-и
* 1) В воде подземных источников допу-
скается присутствие лишь естеств. радио-
активных элементов.
2) В пищевых продуктах норма за-
грязнения устанавливается, исходя из
расчета, что суммарная доза активностей,
поступающих с суточным рационом, не
должна превышать дозы, установл. для
воды, принимая суточное потребление
воды 2,5 л в сутки.
3) Загрязненность воздуха насел,
пунктов не должна превышать:
по ^-загрязненности —- 5 • 10 ~13 кюри/л,
по а-загрязненности — 5-Ю'15 кюри л.
коживущих изотопов, равномерно
распределяющихся в организме (Na24.
Н3). При определении К. п. д. в
окружающей среде (вода, воздух) й
пищевых продуктах необходимо, кро-
ме того, учитывать степень проникно-
вения данного вещества в организм
через дыхательные пути и желудоч-
но-кишечный тракт. В случае опре-
деления К. п. д. в почве должны учи-
тываться пути движения радиоак-
тивного вещества из почвы в орга-
низм человека или животного.
В табл. 1 и 2 приводятся К. п. д.
для нек-рых радиоактивных веществ.
Табл. 2. Предельно допусти-
мые уровни загрязненности
рук, спецодежды и оборудо-
вания.
	По а-ак- тивпости: число распадов со 150 см2 поверх- ности за 1 мин.	По 3-ак- тивности: число распадов со 150 О/Ц2 поверх- ности за 1 мин.
Руки .......	75	5 000
Спецбелье .... Спецодежда, пер- чатки, спец- обувь, рабочие поверхности и	75	5 000
оборудование	500	25 000
КОНЦЕНТРОМЕТР СЁРЫ (в
нефтепродуктах) — при-
бор для непрерывного определения
содержания серы в твердых и жид-
ких нефтепродуктах, основанный на
избират. поглощении мягкого рент-
геновского излучения, к-рое в сере
в 20 раз сильнее, чем в углероде, и в
450 раз сильнее, чем в водороде. По-
этому, регистрируя изменение по-
глощения посредством детектора (ча-
ще всего сцинтилляционного счет-
чика), можно определить весьма
малые концентрации серы в нефтепро-
дуктах, помещая их между источ-
ником и детектором излучений.
Источником излучения в подобных
приборах обычно служит Fe55, а ис-
точником тормозного излучения—Н3.
КОРАБЕЛЬНЫЙ реактор —
ядерный реактор судовой ядерной си-
ловой установки.
КОРРОЗИОННОСТОЙКИЕ МЕТАЛЛЫ
193
КОРНЕВОЕ ПОГЛОЩЕНИЕ РА-
ДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ с.-х.
растениям и—поглощение кор-
нями и передвижение в надземные
органы с.-х. растений радиоактив-
ных продуктов деления тяжелых
ядер. Интенсивность поглощения за-
висит от химич. свойств изотопов и
условий внешней среды. Из водной
среды наиболее интенсивно погло-
щаются изотопы Sr ibCs, значительно
слабее Zr95,	Nb95,	Се144,	Ru106,
У91. Чем выше концентрация водо-
родных ионов, тем интенсивнее идет
поглощение радиоактивных продук-
тов деления. Повышение концент-
рации ионов калия и кальция сни-
жает поступление радиоактивных
веществ. Поглощение тех же про-
дуктов из почвы происходит значи-
тельно слабее, чем из водного раство-
ра. . Особенно велико это различие
для радиоактивных изотопов цезия.
Неодинаковая интенсивность по-
ступления радиоактивных изотопов '
из почвы и водного раствора объяс-
няется тем, что почва поглощает
и закрепляет эти изотопы. Поглощен-
ные почвой радиоактивные изотопы
стронция сильно вытесняются нейт-
ральными солями, а потому посту-
пают в растения значительно интен-
сивнее, чем Cs137, Ru106, Zr95, Се144 и
др. продукты деления. Поступив-
шие в растения радиоактивные ве-
щества аккумулируются .в разных
его частях, в т. ч. и в продуктах
урожая, создавая опасность для
здоровья населения (,рм. {{Стронцие-
вая опасность»).
КОРПУС РЕАКТОРА — ОСНОВ- i
ная металлич. конструкция, в к-рой
монтируется активная зона и замед-.
лителъ ядерного реактора. К. р.
из листового металла в виде сплош-
ной герметич. оболочки наз. баком
реакторav
КОРПУСКУЛА (ог лат. corpuscu-
lum — тельце) — частица материи.
КОРРЕКТИРОВОЧНЫЙ стер-
жень— см. Компенсирующий стер- I
женъ.	_
КОРРЕКТИРУЮЩИМ ЧЕТЫРЁХ-
ПОЛЮСНИК — электрич. схе-
ма с 2 клеммами на входе и 2
клеммами на выходе (четырехполюс-
ник), преобразующая передаваемый
сигнал и широко используемая в си-
стемах автоматич. регулирования для
получения оптимального качества пе-
реходного процесса. Вид математич.
операции, которую должен выпол-
нять К. ч. (передаточная функция),
определяется расчетным путем и зави-
сит не только от свойств регулятора
С
ъ-----II—-----Ч
</вх	^вых
Ч-------X------Ч
Схема дифференцирую-
щего корректирующего
четырехполюсника.
и объекта регулирования, но также
и от контура регулирования, в к-рый
он включен. Оптимальный выбор пе-
редаточной функции К. ч. является
весьма сложной задачей, определяю-
щей часто быстродействие и отсут-
ствие перерегулирований в системе
регулирования. Примером К. ч., ши-
роко используемого в простых серво-
механизмах, является дифференци-
рующая схема (рис.), к-рая да-
ет форсированный сигнал в первый
момент рассогласования. Этот К. ч.
обычно включается в прямой тракт
системы автоматич. регулирования,
за счет чего увеличивается запас
устойчивости системы и повышается
ее качество.
КОРРОЗИОННОСТбПКИЕ МЕ-
ТАЛЛЫ. Коррозионная стойкость
в отношении к воздействию теплоно-
сителя, особенно в активной зоне и
первичном контуре, имеет решающее
значение при выборе материалов для
ядерных реакторов (см. также Кон-
струкционные материалы, Жаропроч-
ные сплавы). Недостаточная кор-
розионная стойкость материалов в
активной зоне реактора может при-
вести к аварии, а в первичном кон-
туре — к распространению радиоак-
тивности, а также к осаждению про-
дуктов коррозии в узких зазорах,
щелях различных приборов, арма-
туры, органов управления и регу-
лирования реактора.
Нержавеюгцие стали аустенитного
типа и большая часть жаропрочных
сплавов являются достаточно кор-
194
КОСВЕННОЕ ДЕЙСТВИЕ
розионностойкими материалами в i
реакторах с водяным, натриевым
или натриекалиевым теплоносите-
лями (углеродистые стали и стали с
повышенной жаропрочностью перлит-
ного класса совершенно непригодны
для применения в активной зоне ре-
акторов с водяным охлаждением; с
рядом ограничений они м. б., в прин-
ципе, применены в реакторах с жид-
кометаллич. теплоносителями). Хро-
мистые нержавеющие стали из-за
недостаточной коррозионной стой-
кости в воде также не рекомендуется
применять в активной зоне реакто-
ров с водяным охлаждением; од-
нако стали эти вполне устойчивы по
отношению к натриевому и натриека-
лиевому теплоносителям, в связи с
чем они могут применяться в соот-
ветственных реакторах, особенно в
сочленениях с аустенитными нержа-
веющими сталями (чтобы не было зае-
дания). Молибден не является кор-
розионностойким в воде и на возду-
хе при темп-pax выше 450°—500°,
по вполне устойчив во многих жид-
кометаллич. теплоносителях (нат-
рий, натриекалиевые сплавы, ли-
тий, свинец, висмут). Хромоникеле-
вые аустенитные стали и сплавы на
никелевой основе достаточно устой-
чивы в воде и вполне устойчивы в
натрии и натриекалиевых сплавах
до 500°—600°; в литии, свинце,
висмуте сплавы эти устойчивы
при ‘темп-pax не выше 300°—450°.
Технически чистое железо, углероди-
стые стали и мн. стали, легирован-
ные хромом или хромом с молибде-
ном, устойчивы в свинце и висмуте
при темп-ре до 500°—600°, а молиб-
ден, ниобий и тантал устойчивы в
литии, свинце и висмуте до 700°—
1000°.
Вообще степень коррозионной
стойкости металлов и сплавов в жид-
кометаллич. щелочных теплоноси-
телях находится в прямой зависи-
мости от степени химич. взаимодей-
ствия компонентов и примесей кон-
струкц. материала с компонентами
и примесями теплоносителя. Имею-
щаяся на нержавеющих и жаропроч-
ных сталях и сплавах окисная плен-
ка, хорошо предохраняющая их от
коррозии в воде и паре при повы-
шенных темп-pax, совершенно не
влияет на их коррозионную стой-
кость в щелочнометаллич. теплоно-
сителях и является даже вредной,
поскольку загрязняет их окислами.
КОСВЕННОЕ ДЕЙСТВИЕ (в р а
диационной химии) —
химич. превращение растворенного
вещества в результате взаимодейст-
вия с продуктами радиолиза раство-
рителя. Если же превращение раство-
ренного вещества происходит в ре-
зультате непосредств. поглощения его
молекулой энергии ионизирующего
излучения, то эффект наз. прямым
действием. Доля прямого дей-
ствия определяется величиной элек-
тронной доли растворенного веще-
ства. В растворе с малой электронной
долей мало и прямое действие,
поэтому химич. эффект, наблюдае-
мый в разбавленных растворах, яв-
ляется, в подавляющей части, ре-
зультатом К. д. В концентрир. рас-
творах большая доля наблюдаемого
химич. превращения может вызы-
ваться прямым действием. По хи-
мич. влиянию прямое и косв. дейст-
вие могут различаться: напр., при
радиолизе водных растворов H3AsO3
в результате К. д. происходит окис-
ление до H3AsO4, а в результате
прямого действия — восстановление
до элементарного мышьяка.
КОСМИЧЕСКАЯ РАКЕТА С АТОМ-
НЫМ ДВЙГАТЕ ЛЕМ —проект летат.
аппарата, в к-ром используются реак-
тивные силы, возникающие при вы-
бросе газов, нагреваемых до высокой
темп-ры в ядер пом реакторе. См.
Атомная ракета.
КОСМЙЧЕСКИЕ ЛУЧИ — поток
элементарных частиц и атомных ядер,
непрерывно падающий из мирового
пространства на Землю. К. л. принято
разделять на первичное космич. излу-
чение (преобладающее на высоте
25—30 км над ур. м. и выше) и вто-
ричное (на малых высотах). Первич-
ные К. л. состоят в основном из про-
тонов (91,5%) и а-частиц (7,8%). Яд-
ра атомов остальных элементов со-
ставляют ок. 1%. Общий поток
заряженных частиц первичного из-
лучения, попадающий в атмосферуf
эквивалентен электрич. току 0,1 а.
Средняя энергия частиц первичного
КОФФИНИТ
195
излучения — порядка 101С эв. Од-
нако существуют частицы оч. вы-
сокой энергии (1014 —1019 эв). Плот-
ность энергии, заключенная в К. л.
у Земли, равна 1 эв/см3.
Первичные К. л., сталкиваясь с
ядрами атомов в стратосфере и тро-
посфере, образуют вторичное излу-
чение. Эти столкновения ведут к
расщеплению атомных ядер, к обра-
зованию электронно-ядерных лив-
ней, в к-рых возникают новые ча-
стицы (мезоны). Будучи неустойчи-
выми, мезоны К. л. самопроизволь-
но распадаются, превращаясь в бо-
лее легкие заряженные и нейтраль-
ные частицы. В результате взаимо-
действия первичного и вторичного
излучений с атомами среды К. л.
в большой степени поглощаются в
атмосфере и в самом верхнем слое
земной коры.
Вторичное излучение можно раз-
делить па 2 компоненты: «мягкую»
(легко поглощаемую) и «жесткую»
(мало поглощаемую и поэтому про-
никающую через большие толщи
вещества). «Мягкая» компонента со-
стоит в основном из электронов,
позитронов и фотонов, а «жесткая» —
из мю-мезонов, образующихся гл. обр.
при распаде пи-мезонов. Большая про-
никающая способность К. л. связана
именно с |х-мезонами, к-рые обнару-
жены даже под поверхностью Зем-
ли на глубине 1 км. Помимо большо-
го числа ji-мезонов, К. л. вблизи
уровня моря содержат электроны и
фотоны. В результате превращений
первичного и вторичного излучений
в атмосфере появляется особая,
ядерно-аьтлвпая компонента, состоя-
щая из нейтронов, протонов и ча-
стично тс-мезонов, к-рая поглощается
в атмосфере медленнее «мягкой» и
гораздо быстрее «жесткой» компо-
ненты.
Прежде чем попасть в верхние
слои земной атмосферы, К. л. прохо-
дят через слабое (^0,5 э) земное
магнитное поле, к-рое отклоняет за-
ряженные частицы. Следовательно,
К. л. должны обладать довольно
большой энергией, чтобы преодо-
леть это отклонение и проникнуть
В ту или иную часть Земли, причем
в экваториальную область попадают
7*
часлицы, обладающие большей мини-
мальной энергией по сравнению с
частицами, попадающими в поляр-
ную область. Поэтому интенсивность
К. л. по мере приближения к эква-
тору понижается (широтный эффект).
Сравнение интенсивности К. л.,
распространяющихся в зап. и вост,
направлениях, показало преоблада-
ние зап. направления (т. и. восточно-
западная асимметрия), что и долж-
но наблюдаться при положит, знаке
заряда первичных частиц.
К. л. испытывают периодич. и
непериодич. изменения интенсивно-
сти. В частности, сезонные вариации
(изменения) интенсивности К. л.
обусловлены метеорологии, эффек-
тами (напр., изменением направле-
ния воздушного потока), а неперпо-
дич. вариации связапы с изменения-
ми магнитного поля Земли, обуслов-
ленными солнечной активностью.
Полной и достоверной теории про-
исхождения К. л. еще не сущест-
вует. Основное научное значение
К. л. заключается в том, что они
представляют собой естеств. при-
родный источник частиц оч. больших
энергий, еще не полученных в лабо-
раторных условиях даже после по-
стройки совр. мощных ускорителей
заряженных частпц.Прп таких сверх-
высоких энергиях обнаруживается
ряд принципиально новых процессов,
происходящих при взаимодействии
К. л. с атомными ядрами и элемен-
тарными частицами.
КОСМОТРОН — наименование син-
хрофазотрона Брукхейвенской нац.
лаборатории (шт. Нью-Йорк, США).
В К. протоны ускоряются до энер-
гии 3 Бэе.
КОСТЮМ СО СЖАТЫМ ВОЗДУ-
ХОМ— то же, что пневмокостюм.
КОФФИНИТ — минерал, изучен
слабо. Предполагаемая формула:
U(SiO4)(OH4); содержит до 61%
U. Кристаллизуется в тетрагональ-
ной системе. Цвет черный, блеск
алмазовидный; радиоактивен. Встре-
чается в виде оч. мелких зерен в
осадочных породах совместно с ура-
нинитом, карбонатами урана, чер-
ными ванадиевыми минералами, ор-
гапич. веществом, пиритом и кварцем.
Служит источником получения урана.
196
КРЕКИНГ-ПРОЦЕССА КОНТРОЛЬ
КРЕКИНГ-ПРОЦЕССА КОНТ-
РОЛЬ — радиоактивный метод кон-
троля работы крекинг-установки по-
средством изотопной метки Эф-
фективность непрерывного процес-
са крекинга зависит от скорости
циркуляции катализатора, которую
очень трудно измерять обычными ме-
тодами. Катализатор загружается
(рис.) в крекинг-установку 1 в виде
шариков (неск. миллиардов штук),
к-рые циркулируют в ней. Десять
шариков 2 (па рпс. показаны толь-
ко 4шарика) активируются радиоак-
тивным изотопом (Zr5) и равномер-
но распределяются по всей цепочке
катализатора. На соединит, коле-
не устанавливаются два датчика 3
радиометра 4, с помощью к-рых
отмечается время прохождения ак-
тивированных шариков через’ уча-
сток датчиков. Зная время прохож-
дения 2 шариков и количество ката-
лизатора, заключенного между ни-
ми, оператор определяет скорость
циркуляции катализатора в т!час.
КРЕМНИЙ Si — химич. элемент
IV гр. периодич. системы, п. п. 14,
ат. в. 28,09. Состоит пз 3 стабиль-
ных изотопов: Si28 (92,27%), Si29
(4,68%) и Si30 (3,05%). Содержится
в земной коре в количестве 27,6% по
весу, т. е. является одним пз самых
распространенных в природе эле-
ментов. Встречается в виде много-
числ. силикатных пород, а также
в виде SiO2. В свободном состоянии
получается восстановлением SiO2 при
высокой темп-ре. Si, образующийся
при кристаллизации нз нек-рых ме-
таллов, представляет собой серые
хрупкие кристаллы, плотн. 2,4
г/сж3, епл 1430°±20°, t°Kttn 2300°.
Свободный Si находит исклю-
чительно важное применение в
полупроводниковой технике. В сво-
их соединениях Si 4-валентен. Весь-
ма характерна для него способность
образовывать мпогочисл. элементоор-
ганич. производные; многие из этих
соединений широко применяются в
науке и технике. Для Si известно
неск. радиоактивных изотонов: Si27
(Г»2=4,45 сек.), Si31 (7\2=2,62часа),
Si3?(Ti;2=710 лет). Важнейший из
них, Si32, получается в результате
двойного захвата нейтрона из Si39
или в результате реакции глубокого
отщепления пз хлора.
КРИПТОН Кг — химич. элемент
нулевой гр. периодич. системы; п. н.
36, ат. в. 83,80. Инертный газ. При-
родный Кг состоит из 6 изотопов:
Кг8 (0,354%), Кг80 (2,227%), Кг82
(11,56%), Кг83 (11,55%),Кг84(56,90%),
Кг86 (17,37%). Искусственно по-
лучено большое число радиоактив-
ных изотопов Кг. Нек-рые изотопы
Кг образуются в результате деления
ядер U235 медленными нейтронами
и при спонтанном делении урана.
Атм. воздух содержит 1*10“4% Кг
(по объему). Одноатомный химически
недеятельный газ, t°lcun —153,1°,
t°nJl —157,05°. Известны нек-рые
малоустойчивые молекулярные со-
единения Кг типа Кг • 6Н2О,
Krllg, Кг • 3G6HS ОН. Применяют Кг
в электровакуумной технике.
КРИСТАЛЛИЗАЦИИ КОЭФФИ-
ЦИЕНТ (коэффициент фрак-
ционирования, D) — число,
показывающее, во сколько раз отно-
шение концентраций микро- и макро-
компонентов в смешанном кристалле
больше (если Z)> 1), равно или мень-
ше (если D 1) того же отношения
в растворе. В физич. химии К. к.
называют «кажущейся» констан-
той ионообменной гетерогенной реак-
ции. На практике К. к. определяется
по формуле Гендерсона и Кре-
чека: D= — где х и у. соответ-
у 1—х
ствепно, — количества микро- и ма-
крокомпопентов, перешедшие в твер-
КРИТИЧЕСКАЯ ЗАГРУЗКА
197
дую фазу, а 1—х и 1—у—количества
того и другого, оставшиеся в раство-
ре. Термодинамич. обоснование К. к.
было дано А. П. Ратнером в 1933.
КРИСТАЛЛИЗАЦИЯ ДРОБНАЯ—
многократное соосаждение радио-
активного элемента (р. э.) с изо-
морфным носителем. Благодаря не-
пропорциональному переходу р. э.
и носителя в осадок, первонач.
смесь разделяется на концентрат —
обычно твердую фазу, обогащенную
р. э., и «хвосты» — обычно жидкую
фазу, обедненную р. э. В последую-
щих стадиях каждая из этих фрак-
ций вновь делится на «хвосты» и
концентрат, пока не будет достиг-
нута нужная степень обогащения в
концентрате. Эффективность обо-
гащения при К. д. равна где а —
коэфф, обогащения, п — число ста-
дий процесса. К. д. пользуются для
обогащения р. э. и получения их
без носителя; впервые применялась
М. Кюри для отделения радия от
бария. Теория процесса разработана
В. Г. Хлопиным.
КРИСТАЛЛЙЧЕСКИЙ ГАММА-
СПЕКТРОМЕТР — физич. прибор
для исследования энергетич. соста-
Рис. 1. Схема диффракцип
лучей от источника излуче-
ния S изогнутым кристал-
лом F,
ва 7-излучения (гамма-спектроско-
пии), основанный на диффр акции
7-лучей на изогнутом кристалле.
Кристалл F(pnc. 1) изогнут по дуге ок-
ружности радиуса R так, что линии, изоб-
ражающие продолжение его атомных пло-
скостей, пересекаются в точке Srt. Источник
исследуемого излучения помещается в точ-
ке S. Тогда при идеальном кристалле все
диффрагироваиные лучи попадут в область,
ограниченную прямыми А А' пВВКЕсли по-
местить в этой области свинцовый колли-
матор К (рис. 2) с каналами, вырезанными
по направлению распространения диффра-
гированных лучей, а за коллиматором де-
тектор излучения С (газовый плп сципти.т-
ляц. счетчик), то при определенных взаим-
Рпс. 2. Схема расположения источника
излучения S, кристалла В, коллима-
тора К и счетчика С.
ных расположениях источника 7-излучения,
кристалла и коллиматора будут наблюдать-
ся максимумы показаний счетчика. Наи-
больший счет будет тогда, когда выполняет-
ся условие Вульфа—Брэгга:
где угол скольжения; X— длина волны
исследуемого 7-излучения; d — постоян-
ная решетки кристалла. В случае идеаль-
ного кристалла ширина линии не будет за-
висеть от угловой апертуры (2а) первичного
пучка 7-лучей (рис. 1), т. к. при заданном
положении источника (в точке S) углы
скольжения равны GK—как вписан-
ные углы, опирающиеся на одну и ту же
дугу. В этом и состоит фокусирующее дей-
ствие изогнутого кристалла.
Прибор дает высокую точность из-
мерений и применяется для преци-
зионных измерений энергии -(-ли-
ний.-
КРИСТАЛЛЙЧЕСКИД СЧЁТ-
ЧИК — счетчик, в к-ром для реги-
страции радиоактивных излучений
используется проводимость, при-
обретаемая нек-рыми кристаллами
при прохождении через них быстрых
ионизирующих частиц и у-излучения
(кристаллами хлористого серебра и
хлористого таллия, алмазом и др.).
Преимуществами К. с. являются
простота конструкции и быстрота
нарастания импульса.
КРИТИЧЕСКАЯ ЗАГРУЗКА —
количество топлива в активной зоне,
обеспечивающее критический режим
реактора.
198
КРИТИЧЕСКАЯ МАССА
КРИТИЧЕСКАЯ МАССА — наи-
меньшая масса, в к-рой может проте-
кать самоподдерживающаяся цепная
реакция деления атомных ядер. См.
Цепные ядерные реакции.
КРИТИЧЕСКАЯ СБОРКА — си-
стема, в к-рой ядерное топливо
и замедлитель, находящиеся в оп-
редел. соотношении, доводятся до
критического состояния. К. с. слу-
жит для определения критич. за-
грузки небольших реакторов. В
К. с. помещают источник нейтронов
(ок. 106 п/сек) и постепенно добав-
ляют делящееся вещество. При до-
стижении критич. состояния цеп-
ная ядерная реакция обусловлена
только топливом, а источник делает
систему падкритич., т. е. интенсив-
ность потока нейтронов* возрастает
неограниченно. Чтобы не доводить
систему до надкритич. состояния, в
процессе регулирования строят гра-
фик зависимости величины, обратной
интенсивности нейтронного потока
(к-рая стремится к нулю по мере
приближения к критич. состоянию),
от количества делящегося вещества,
помещаемого в систему. Полученную
кривую экстраполируют к нулю. Т. о.
удается найти критич. загрузку, не
доводя систему до надкритич. состо-
яния.
КРИТИЧЕСКАЯ ЭНЕРГИЯ —
значение энергии ускоряемых ча-
стиц в резонансном ускорителе за-
ряженных частиц, при к-ром исче-
зает механизм автофазировки. К. э.
существует во многих силънофокуси-
рующих ускорителях, в к-рых при
достижении энергией частиц .кри-
тич. значения происходит скачко-
образное изменение синхронной
фазы. Чтобы исключить потери ча-
стиц в этот момент, необходимо про-
извести соответствующее изменение
фазы ускоряющего напряжения.
Изменение структуры магнитной си-
стемы ускорителя, предложенное
В. В. Владимирским в 1954, позво-
ляет избежать появления К. э.
КРИТИЧЕСКИЙ ОРГАН — ор-
ган, в к-ром радиоактивное вещество,
попавшее внутрь, концентрируется
в наибольшей степени (напр., ко-
сти — для стронция, щитовидная же-
леза—для иода).При расчете предель-
но допустимых доз для инкорпори-
рованных радиоактивных веществ
(см. Инкорпорация радиоактивных
веществ), помимо дозы для организ-
ма в целом, должна учитываться
доза излучения, создаваемая в К. о.
, КРИТЙЧЕСКИИ РАЗМЕР РЕ-
АКТОРА — объем ядерного реакто-
ра, при к-ром достигается критичес-
кий режим реактора. К. р. р.
без отражателя зависит от размно-
жающих свойств вещества активной
зоны и ее геометрии, формы. При
наличии отражателя К. р. р. умень-
шается.
КРИТЙЧЕСКИИ РЕЖЙМ PEAK-
ТОРА (стационарный ре-
жим реактора) — режим ра-
боты ядерного реактора, при к-ром
его мощность и распределение плот-
ности нейтронов остаются постоян-
ными во времени. К. р. р. имеет ме-
сто в том случае, когда число нейт-
ронов, теряющихся за счет погло-
щения и утечки, в точности равно
числу нейтронов, рождающихся в ре-
зультате деления, т. е. АГЭфф=1 (см.
Эффективный коэффициент размно-
жения). К. р. р. должен быть у реак-
тора, имеющего точно критич. раз-
мер, однако всегда в начале работы
реактора необходим запас реактив-
ности для компенсации отравления,
выгорания и температурного эф-
фекта (см. Температурный коэффи-
циент реактивности). Поэтому раз-
мер реактора должен быть больше
критического, и К. р. р. практичес-
ки достигается введением компенсир.
и регулир. стержней или др. спо-
собами (см. Надкритический режим).
КСЕНбН Хе — химич. элемент
нулевой гр. периодической системы;
п. п. 54, ат. в. 131,3; инертный газ.
Изотопный состав обычного Хе: Хе12*
(0,096%), -Хе 126 (0,090%), Хе 128
(1,919%), Хе 129	(26,44%), Хе130
(4,08%), Хе131 (21,18%), Хе 132
(26,89%), Хе134	(10,44%),	Хе138
(8,87%).
Искусственно получены радиоак-
тивные изотопы Хе. В ядерном реак-
торе при делении U235 образуются
изотопы Хе с массами 131, 133, 135,
137, 138, 139, 141, 143, 144, 145.
Из них наиболее вреден Xei35, яв-
ляющийся сильнейшим поглотите-
КЮРИТЕРАПИЯ
199
л ем тепловых нейтронов (см. От-
равление реактора). Получаемый
искусственно Хе127 (Ti/2^36,4 дня)
используется как радиоактивный
индикатор. В природе Хе обра-
зуется в результате спонтанного
распада U238 и U235 в урановых
минералах. Зная отношение Xe/U
в минерале и скорость спонтанного
распада U238 (7\2=0,8• 1016 лет) и
U235 (Т\'2=1,9-1017 лет), можно оп-
ределить абсолютный возраст ми-
нерала. В атмосфере содержится
9.10 ~ 6% Хе (по объему). Одноатом-
ный химически недеятельный газ,
С,™-107,8°,-111,7°.
Известны молекулярные соедине-
ния Хе (Xe-6EL>0 и Хе-2С6Н5ОН),
связь в к-рых осуществляется си-
лами Ван-дер-Ваальса. Получают
Хе ректификацией жидкого воз-
духа. Хе применяется в электрова-
куумной технике.
КСЕНОТИМ — минерал состава
YP04; иногда содержит до 5%
UO2; кристаллизуется в тетрагональ-
ной системе; цвет желтовато-бурый,
красный, серый; блеск стеклянный,
тв. 4—5, уд. в. 4,45— 4,59. Встре-
чается в пегматитах. Сырье для из-
влечения иттрия.
КУЛОНОВСКОЕ ВЗАИМОДЁИСТ-
ВИЕ — электростатич. взаимодей-
ствие электрически заряженных
частиц по закону Кулона. Потен-
циальная энергия К. в. 2 ча-
стиц, размеры к-рых значительно
меньше расстояния между ними,
имеет вид: e^ejr, где е1 и е2 —
электрич. заряды частиц, г — рас-
стояние между ними. К. в. играет
главную роль, напр., при взаимо-
действии атомных электронов с
атомным ядром. Электрич. поле, для
к-рого существенно лишь К. в.,
лаз. кулоновским полем.
КУЛОНОВСКОЕ ПОЛЕ —см. Ку-
лоновское взаимодействие.
КЮРИ (кюри)—единица измерения
радиоактивности, определяемая как
количество радиоактивного вещест-
ва, в к-ром происходит 3,7 -1010 рас-
падов в 1 сек. 1 К. также соответству-
ет количеству радона (0,66 ami3 при
0°С и 760 л^л^рт. ст.), находящемуся в
равновесии с 1 г радия. Употребля-
ются также и единицы, производи
ные от К.: в тысячу раз меньшая—
милликюри (мкюри), в миллион раз
меньшая — микрокюри (мккюри).
КЮРИИ Ст — искусственно по-
лученный радиоактивный химич.
элемент семейства актиноидов, п. н.
96, массовое число наиболее долго-
живущего изотопа 250. Получен в
1944 облучением плутония а-части-
цами с энергией 32 Мэв. Назван в
честь знаменитых исследователей ра-
диоактивности П. и М. Кюри. Из-
вестны изотопы Ст с массовыми чис-
лами от 238 до 250, из них наиболее
долгоживущие: Ст 245 (Г1/,=1,43*10*
лет), Cm246 (Т1р=:6,62‘ 103 лет), Ст248
(74=4,7-105 лет), Ст 250 (74-Ю7
лет). Ст— последний из элементов
периодич. системы, известных в ве-
совых количествах. Выделенный из
продуктов облучения Ри в реакторе,
Ст имеет изотопный состав: Ст 242
(-4%), Ст 244 (-90%), Ст 245-250
(<!%)• Небольшие количества Ст,
выделенные из облученного в реакто-
ре U, имели состав: Ст242 (—93%),
Ст2,3 (—5%), Ст244 (—2%). Кюрий,
подобно своему аналогу гадолинию,
имеет полузаполпенную 5/-оболочку
и поэтому только 3-валентен. Соеди-
нения Ст по своим свойствам ана-
логичны соединениям лантана. Мс-
таллич. Ст получен восстановлением
фторида парами бария. От прочих
элементов Ст отделяется лучше всего
хр оматогр афически.
КЮРИТ (назван в честь физика
П. Кюри) — минерал, гидрат окиси
свинца и урана, химич. состав:
2РЬ0 • 5UO3 -4Н2О. Содержит:
18,0—22,9% РЬО; 12,1% ThO2; 65,2—
74,3% UO3; кристаллизуется в ром-
бич. системе, цвет красновато-бу-
рый, оранжевый с красноватым и
желтым оттенками, блеск алмазовид-
ный, стеклянный. Тв. 4—5. Уд. в.
7,2, у разновидности с торием —
5,25; радиоактивен. Встречается в
зоне выветривания содержащих суль-
фиды урановых руд совместно с бек-
керелитом, скупитом, соддиитом в
виде игольчатых и длипнопрпзма-
тич. кристаллов, образующих спу-
т айнов олокни сты е, сахаров идны е,
плотные или землистые агрегаты.
КЮРИТЕРАПИЯ — то же, .что
радиотерапия.
200
ЛАВИНА ЭЛЕКТРОННАЯ
Л
ЛАВИНА ЭЛЕКТРОННАЯ —
поток электронов, число к-рых воз-
растает с увеличением пройденного
расстояния. В космич. лучах Л. э.
образуются при прохождении элек-
тронов большой энергии через ве-
щество. Увеличение числа электро-
нов в этом типе Л. э. происходит за
счет ^-квантов тормозного излуче-
ния, последующего образования пар
7-квантами и аннигиляции возник-
ших позитронов. Т. о. происходит
непрерывное возрастание числа элек-
тронов. Такне Л. э. получили назв.
электронных, пли каскадных, ливней.
Л. э. может также возникнуть в газе,
если ускорять электрон электрич. по-
лем. При определ. условиях проходя-
щий электрон будет ионизировать мо-
лекулы газа, а возникшие при иониза-
ции электроны, в свою очередь, будут
ускоряться полем, приобретать энер-
гию и ионизировать молекулы и т. д.
При многократнохм повторении про-
цесса иоиизацип возникнет Л. э.
Существование Л. э. пспользуется
в газонаполненных приборах для
усиления небольших токов насыще-
ния. На использовании Л. э. такого
типа основана, в частности, работа
пропорциональных счетчиков и Гей-
гера — Мюллера счетчиков.
ЛАМБЕРТЙТ — минерал, то же,
что уранофан.
ЛАМПОВЫЙ ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЙ
ПРИБОР — прибор непо средств,
оценки для измерения преим.
малых напряжений и токов высо-
кой частоты (от 30 гц до 108 ги) и ма-
лых пост, токов (от 10"10до 10~15а).
Л. и. п. состоит в основном из элек-
тронных ламп п указывающего
прибора магпптоэлектрич. измери-
тельной системы (гальванометра,
миллиамперметра или вольтметра).
Электронная лампа в схеме
Л. и. п. может служить или только
вентилем (диод), или также и для
усиления измеряемого тока или на-
пряжения (триод и много электродные
лампы). В 1-м случае вентиль позво-
ляет использовать для измерений пе-
рем. напряжения чувствительный
прибор пост. тока. Во 2-м случае
усиление дает возможность достичь
высокой чувствительности измере-
ния (0,01 в). Различают 2 схемы
Л. и. п. — с открытым и закрытым
входом. У Л. и. п. с открытым вхо-
дом входное сопротивление можно
приближенно считать бесконечно
большим; при закрытом входе в
Л. и. п. между сеткой и катодом вход-
ной лампы включено большое со-
противление, вследствие чего такой
прпбор нагружает объект измере-
ния оч. небольшим током. Диодные
Л. и. л. с автоматич. смещением
широко применяются для измерения
не только переменных, по и пульси-
рующих напряжений. Л. и. п. с авто-
матич. смещением с закрытым вхо-
дом можно измерять оба пика (ам-
плитуды) перем, составляющей пуль-
сирующего напряжения, поэтому
такой прибор находит ряд приме-
нений. Для повышения чувстви-
тельности Л. и. п. соединяется с
усилителем постоянного тока. Л. и. п.
снабжается феррорезонансным ста-
билизатором напряжения; точность
измерения синусоидального напря-
жения ок. ±3%. Для расширения
шкалы Л. и. п. применяется емко-
стный делитель напряжения.
ЛАМПОВЫЙ УСИЛИТЕЛЬ —
электрич. устройство, содержащее в
качестве усилит, элементов элект-
ронные лампы. В зависимости о г
назначения Л. у. разделяются па
большое число типов. В ядерной
технике применяются: электромет-
рический усилитель, включаемый па
выходе ионизац. камеры или счет-
чика частиц,—для усиления малых
токов, направляемых на электро-
механич. или электроннолучевой
измерит, прибор; импульсный уси-
литель — для усиления импульсов в
широком диапазоне частот следова-
ния; усилитель постоянного тока
с гальванпч. связью между каскада-
ми или с преобразованием пост, тока
в перем., предназначенный для уси-
ления пост, токов или напряжений;
логарифмический усилитель, выпол-
няющий, помимо усиления входных
сигналов, еще их логарифмирование;
ЛЕЙКОЗ ЛУЧЕВОЙ
201
усилитель бегущей волны — для уси-
ления сигналов сверхвысоких ча-
стот, когда обычные электронные
усилители перем, тока оказываются
неработоспособными.
ЛАМПОВЫЙ электрометр —
ламповый прибор для измерения
весьма слабых (до 10~14—10“15 а) то-
ков и малых электрич. зарядов.
Л. э. служат, папр., для измерения
ионных токов в масс-спектрометре
и токов ионизационных камер. Обыч-
но Л. э. — это усилитель с отрицат.
обратной связью и электрометриче-
ской лампой па входе. Применяются
также Л. э. с одной электрометрии,
лампой без усилителя. В этом случае
на выходе включается чувствит. галь-
ванометр. Основной недостаток
Л. э. — медленный дрейф выходного
напряжения, вызывающий ошибки
измерения. От этого' недостатка сво-
бодны динамические электрометры.
ЛАНТАН La — хпмич. элемент
III гр. периодич. системы, п. н. 57,
ат. в. 138,93. Известны 2 природных
изотопа: La139 (99,911%) и La138
(0,089%). La138 распадается путем
К-захвата с 7\/2—3,2-1011 лет.
La139 образуется при делении урана
(выход 6,3%) и является «реакторным
ядом» (см. Отравление реактора).
Из искусств, изотопов наибольший
интерес представляет La140 (7\/2=40,22
час.), дочерний изотоп Ва140,
к-рый получается как при облуче-
нии Л. нейтронами по реакции
La139 (и,у), так и при делении ура-
на (выход 6,17%), тория, плутония
Пром-сть производит как чистый
La140, так и смесь Ва140 4-La140. Изо-
топ La140 применяется в качестве ра-
диоактивного индикатора (при изу-
чении хроматографич. разделения
лантаноидов, процессов соосажде-
пия, изотопного обмена п т. д.).
По радиотоксичности La140 средне-
опасен. La — металл, плоти, («-мо-
дификации) 6,19 г/см\ 1°пл 920°,
i° кип ок- 4500°. В химич. соедине-
ниях 3-валентен. Металлич. La мо-
жет применяться для экстракции
плутония из жидкого урана.
ЛАНТАНОИДЫ (лантан п-
д ы) — группа химич. элементов,
следующих в периодич. системе за
лантаном и имеющих и. н. 58—71 (це-
рий, празеодим, неодим, прометий,
самарий, европий, гадолиний, тер-
бий, диспрозий, гольмий, эрбий,
тулий, иттербий, лютеций). При-
надлежат к III гр. периодич. систе-
мы, причем образуют самостоятель-
ный ряд в связи с особенностями
строения их электронных оболочек:
при переходе от одного Л. к другому
заполняются глубоколежащие элек-
тронные слои (4/), число же электро-
нов в наружном слое (6s) остается
постоянным у всех Л. и равно 2.
При этом число валентных электро-
нов для всех Л. равно 3, что обуслов-
ливает большое химич. сходство Л.
друг с другом, а также с лантаном,
иттрием и скандием, с к-рыми их
часто объединяют под названием
редкоземельные элементы.
ЛЁГКАЯ ВОДА — см. Вода.
ЛЁГКИМ ВОДОРОД (п р о т и й)—
обычный водород, т. е. наиболее рас-
пространенный изотоп водорода Н1
(ок. 99,99% в природной смеси изо-
топов) .
ЛЕГКОВОДЯНОИ РЕАКТОР —
реактор, в к-ром замедлителем слу-
жит обычная вода. См. Водо-водяной
реактор.
ЛЁГКОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ — тер-
мин в радиац. химии, применяемый
для обозначения ионизир. излуче-
ния, создающего малую плотност ъ
ионизации линейную (у-лучи, быст-
рые электроны и др.).
ЛЕЙКОЗ ЛУЧЕВОЙ (лейке-
мия лучевая) (от греч.
Zsozoq — белый) — злокачеств. забо-
левание крови, вызываемое воз-
действием ионизир. радиации на ор-
ганизм человека и животных. Л. л.
может развиться как исход хронич.
или острой лучевой болезни. Л. л. мо-
жет проявляться, в зависимости от
вида лучевого воздействия, в различ-
ных формах лейкемий (белокро-
вия), характеризующихся разраста-
нием тех или иных кроветворных
органов (костного, мозга, лимфатич.
узлов, селезенки) и количеств, и
качеств, изменениями различных
форм белых кровяных телец (лейко-
цитов): острая и хронич. миэлоид-
ная лейкемия, лимфоидная лейке-
мия, моноцитарная лейкемия и рети-
кулез.
202
ЛЕЙКОПЕНИЯ ЛУЧЕВАЯ
ЛЕЙКОПЕНИЯ ЛУЧЕВАЯ (от
греч. hoxoq —белый и w/£a—-бедность)
— уменьшение количества белых кро-
вяных телец (лейкоцитов) в перифе-
рия. крови у человека и животных
в результате лучевого пораже-
ния. Л. л. является одним из ди-
агностич. признаков при лучевых
поражениях и м. б. выражена в
большей или меньшей степени, в за-
висимости от тяжести лучевого по-
ражения и периода его развития.
Л. л. является одной из причин
снижения иммунобиология, свойств
организма (сопротивляемости его
к инфекции) и способствует раз-
витию аутоинфекции (см. Лучевая
болезнь).
ЛЕКАРСТВЕННЫЕ вещества
МЕЧЕНЫЕ — лекарственные ве-
щества, в молекулу к-рых введен
радиоактивный изотоп одного из
элементов, составляющих данное
вещество. С помощью Л. в. м. стано-
вится возможным подробно изучить
путь лекарств, вещества в организ-
ме, место и длительность его фикса-
ции и пути выведения, что позво-
ляет глубже понять механизм дейст-
вия данного .вещества. Л. в. м. могут
служить также в качестве перенос-
чиков (кондукторов) радиоактив-
ного вещества в нужное место ор-
ганизма с целью избирательного об-
лучения контролируемой ткаци или
органа.
ЛЕТАЛЬНАЯ ДОЗА (лат. leta-
Jis, от греч. AvjOt) — в греч мифоло-
гии река забвения) — доза иони-
зир. излучения от внешнего источ-
ника или введенного в организм ра-
диоактивного вещества, вызывающая
гибель организма.В соответствии с ха-
рактером смертности различают: по-
роговую Л. д., вызывающую гибель
лишь отдельных наиболее чувств,
особей, средне-летальную дозу, или
дозу половинной выживаемости, и
минимальную абсолютпо-летал ьну ю
дозу, вызывающую гибель всех об-
лученных особей,
ЛЕТАЛЬНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ —
облучение растит, и животных орга-
низмов ионизир. радиацией от внеш-
него или внутр, источника, приводя-
щее к смерти облученного организ-
ма вследствие острой или хропич.
лучевой болезни. См. Радиочувстви-
тельность.
ЛЕТАРГЙЯ U (в ядерпой
физике) — натуральный лога-
рифм отношения нач. энергии нейт-
рона источника Eq к энергии нейт-
рона Е. Для спектра деления за Е^
принимают ср. энергию спектра,
равную 2 Мэв. Энергия нейтрона Е
связана с его Л. U след, соотношени-
ем: Е—Ейе~и. Для нейтронов источ-
ника (Е=Ей) Л. равна нулю. По мере
замедления нейтронов их энергия
уменьшается, а Л. возрастает. Для
увеличения Л. на заданную величи-
ну нейтрон должен испытать в ср.
одно и то же число столкновений
независимо от величины Л. В этом
состоит преимущество использова-
ния Л. в качестве независимой пере-
менной.
ЛИБИГЙТ — урановый минерал,
то же, что ураноталит.
ЛЙВНИ ЧАСТЙЦ (в ко смп че-
с к о м излучении) — группы ча-
стиц, имеющих общее происхождение,
т. е. образовавшихся в результате
процессов, вызванных одним и тем
ясе первичным взаимодействием. Чи-
сло частиц в Л. ч. может колебаться
от 2—3 до сотен млн. В космических
лучах Л. ч. образуются при взаимо-
действии первичной частицы высо-
кой энергии с атомами вещества;
энергия вторичных частиц черпается
из энергии первичной частицы (в этом
отличие Л. ч. от цепной ядерной ре-
акции). Напр., при образовании ла-
вины электронной в результате мно-
гократного тормозного излучения
у-квантов большой энергии и после-
дующего образования электронно-
позитронных пар энергия всех
электронов и фотонов в ливне в
данный момепт времени получена,
в конечном счете, от первичной ча-
стицы. Ливни, в к-рых образование
частиц происходит также и за счет
ядерного взаимодействия, наз.
электронно-ядерными. Для таких
Л. ч. важен процесс образования
нейтрального тг-мезона в резуль-
тате ядерного -взаимодействия и его
распад на 2 фотона. Л. ч., образо-
ванные непосредственно в одном ак-
те взаимодействия, паз. взрывны-
ми Л. ч.
ЛИНЕЙНЫЙ РЕЗОНАНСНЫЙ УСКОРИТЕЛЬ
203
ЛИКВИДАЦИЯ ПОСЛЕДСТВИЙ
ПРИМЕНЕНИЯ Атомного и
ТЕРМОЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ — вос-
становление норм, условий деятель-
ности населения, предприятий, тран-
спорта, связи и вооруж. сил,, под-
вергшихся воздействию ядерного
оружия. Основные мероприятия по
ликвидации последствий ядерного
нападения: спасательные работы и
первая помощь пострадавшим, ту-
шение пожаров, восстановление ук-
рытий и убежищ, дезактивация за-
раженных участков и имущества, сап.
обработка людей. Аварийно-спаса-
тельные работы выполняются спец,
группами (командами, подразделе-
ниями) в защитной одежде и с предо-
хранит. приборами, в первую очередь
при пожарах и угрозе обвалов или
затопления в.зданиях и убежищах,
с одноврем. расчисткой путей. Дез-
активация техники, одежды и раз-
личных объектов осуществляется ма-
шинами и вручную всеми наличными
средствами с задачей ограничить
время действия па людей радиоак-
тивного облучения. На дорогах и
важных участках местности загряз-
ненный радиоактивными веществами
грунт машинами срезают и перека-
пывают (перепахивают) или засыпа-
ют сверху незагрязненной землей,
песком и др. В населенных пунктах
в первую очередь дезактивируют
площади и проходы для вывода по-
страдавших, а также магистрали и
проезды.
ЛИНЁЙНО-ЦИКЛЙЧЕСКИИ УС-
КОРИТЕЛЬ — ускорите я ъ	за ря-
Схема одного из предложенных линей-
но-циклич. ускорителей: 1—магнитные
зеркала; 2 — линейные ускорители; з—
линейный ускоритель-инжектор; 4—
траектории электронов; 5 — магнит-
ный дефлектор для ввода частиц.
жеиных частиц, в к-ром сочетаются
свойства линейного и циклич. ус-
корителей; в Л.-ц. у. система маг-
нитных зеркал (рис.) обеспечивает
многократное прохождение частиц
через линейный ускоритель, служа-
щий как бы ускоряющим устройст-
вом циклич. ускорителя. Вследствие
трудности получения устойчивости
движения частиц около орбиты
Л.-ц. у. практич. применения еще не
нашел.
линейный индукционный
НАСОС — см. Насос.
ЛИНЕЙНЫЙ РЕЗОНАНСНЫЙ
УСКОРЙТЕЛЬ — ускоритель за-
ряженных частиц,в к-ром траектория
движения ускоренной частицы близ-
ка к прямолинейной, а ускорение
частиц осуществляется перем.высоко-
Схема линейного резонансного уско-
рителя с пролетными трубками: 1 —
вакуумная камера; 2 — ионный источ-
ник; 3 — пролетные трубки; 4— шины
в ыс он оч аст от ног о генератора.
частотным электрич. полем, действу-
ющим в резонансном режиме (ре-
зонансный метод ускорения час-
тиц). Для ускорения тяжелых
частиц (напр., протонов) приме-
няют Л. р. у. с пролетными (дрейфо-
выми) металлич. трубками, распо-
лож. внутри вакуумной камеры
вдоль траектории частицы (рис.).
Между трубками возбуждается высо-
кочастотное электрич. поле (непо-
средств, подключением трубок к гене-
ратору или возбуждением камеры как
эндовибратора). Длина трубок под-
бирается так, чтобы время пролета
частицей расстояния между зазорами
всегда было равно периоду измене-
ния ускоряющего поля: l[v —То, так
что при пост, периоде То длина тру-
бок I растет пропорционально ско-
рости частицы V. Стремление умень-
шить длину ускорителя приводит
к уменьшению периода ускоряющего
поля, т. е. к применению более корот-
ких электромагнитных волн. Самый
большой ускоритель такого типа,
ускоряющий протоны до энергия
204
ЛИНЕЙНЫЙ УСКОРИТЕЛЬ
68 Мэв при общей длине 12 м, раз-
работан Л. Альварезом и работает
с 1948 в г. Беркли (США) (рпс. 1,
табл. XI).
Для ускорения электронов
удобны Л. р. у. с бегущей волной,
возбуждаемой в волноводе. Прп ра-
венстве скорости распространения
электрич. поля вдоль волновода и
скорости частицы она будет непре-
рывно ускоряться, находясь все
время под действием поля одного
направления. Фазовая скорость
электромагнитной волны снижает-
ся до скорости частицы диафраг-
мами, помещенными в волноводе.
Самый большой Л. р. у. электронов
разработан под руководством У. Па-
новского и работает в Станфордском
ун-те в США. Его макс, энергия
600 Мэв, длина 60 м. Во Франции
(в Орсэ) заканчивается сооружение
Л. р. у. электронов на 1 Бэе.Энергия
частиц, получаемых в Л. р. у., в
принципе ограничена лишь длиной
ускорителя и мощностью высокочас-
тотной системы, необходимой для
возбуждения электрич. поля (см. Пи-
тание ускорителя), В Л. р. у. энер-
гия частицы возрастает значительно
быстрее, чем в циклических резонан-
сных ускорителях', на определ. ста-
дии ускорения в них также дейст-
вует механизм автофазировки. Одной
из трудностей, возникающих при
постройке Л. р. у., является фоку-
сировка частиц в ускорителе.
ЛИНЕЙНЫЙ ускорйтель —
ускоритель за ряж. частиц, в к-ром
траектория движения ускоряемой
частицы близка к прямолинейной.
Л. у. делятся на: электростатич.,
в к-рых частицы ускоряются пос-
тоянным электрич. полем, получа-
емым от высоковольтного генератора
(генератор Ван-де-Граафа,ускоритель
Кокрофта и Уолтона), и линейные
резонансные ускорители с перем,
высокочастотным ускоряющим по-
лем.
ЛЙНИЯ ЗАДЕРЖКИ — устрой-
ство, пропускающее через себя им-
пульсы без заметного искажения их
формы, но задерживающее их во
времени. Импульс, поданный на вход
Л. з., появляется на ее выходе лишь
спустя определ. время, называемое
временем задержки. Конструктивно
Л. з. выполняется в виде коаксиаль-
ного кабеля (линия с распределен-
ными параметрами), комбинации ин-
дуктивностей п емкостей (линия с
сосредоточенными параметрами) и
пр. Применяются также звуковые
линии задержки в виде сосуда с
водой или ртутью (водяная или ртут-
ная линия). Время задержки линий
колеблется от сотых долей микро-
секунд (коаксиальный кабель) до
неск. миллисекунд (ртутная линия).
ЛИСТОВОЕ ПОГЛОЩЕНИЕ РА-
ДИОАКТЙВНЫХ . ВЕЩЕСТВ с.-х.
р а с т е и п я м и. Попадая па ли-
стья с.-х. растений, радиоактивные
продукты деления проникают в
ткань листа и передвигаются в раз-
личные органы растения. Наиболее
интенсивно (до 60—80% от коли-
чества, нанесенного па лист) идет
передвижение Cs137. Радиоактивные
изотопы Sr90, Се144 и Ru106 через
листья поступают очень мало (доли
процента от исходного количества).
В генеративные органы через листья
передвигается лучше всего радио-
активный цезий, напр. в семенах
подсолнечника содержание его до-
ходит до 3,5% нанесенного на
лист количества. Чем блпжо к ре-
продуктивным органам расположены
листья, на к-рые наносятся радио-
активные продукты, тем выше на-
копление их в семенах.
ЛИТИЙ Li — химич. элемент
I гр. периодич. системы, п. и. 3,
ат. в. 6,940, относится к щелочным
металлам. Природная смесь стабиль-
ных изотопов: Li6 (7,52%) и Li7
(92,48%). Распространенность в зем-
ной коре 6,5-10~3% по весу. Встре-
чается в природе в составе многих
минералов [сподумен Li2O • А12О3-
• 4SiO2, лепидолит KLi2Al(Si6OJ0)-
• (F,OH)2, петалит (Li, Na)AlSi4O10
п др. J, в минеральных водах и
живых организхмах. Металлич. Li
получается электролизом расплав-
ленного Lid (иногда смеси Lid
и КС1) пли восстановлением в ва-
кууме Li2O. В чистом состоянии
имеет слегка желтоватый цвет и
металлич. блеск, плотность 0,534г!см\
t°nz 180°, t°KUn ок. 1330°. Хими-
чески весьма^активен. Во всех соеди-
ЛОГАРИФМИЧЕСКИЙ УСИЛИТЕЛЬ
Аз
нениях одновалентен. В металлур-
гии Л. используется в качестве
добавок, повышающих пластичность,
твердость и улучшающих литейные
качества сплавов. Гидрид LiH слу-
жит источником водорода, фторид
LiF и окись Li2O вводят в сосгав
спец, стекол. В органич. синтезах
используется двойной гидрид LiAlH4
и многочпел. лптийорганич. со-
единения.
На изотопах Li хорошо идут мно-
гие ядерные реакции: Li (v,p),
Li(d,a), Li(y?, а) и др. В ядерной физи-
ке реакция Li*+H^He‘+He*+Q
используется для получения а-час-
тиц разной энергии. В источни-
ках 'f-лучей может применяться
реакция типа Li(p,Y)Be, а для
получения моноэнергетич. пейтро-
повь Li7(a, п)В10 и Li7(d, /г)Ве8.
Большой интерес представляет .ре-
акция Li6(y?, a)Ts, с помощью
к-рой получается радиоактивный
изотоп водорода — тритий. Если
эту реакцию проводить путем облу-
чения нейтронами литиевой соли
(LiCl, Li2CO3 и т. д.) в смеси с к.-н.
органич. соединением, то образую-
щийся быстрый тритон разрывает
химич. связь и обменивается с водо-
родом. Т. о. можно получать орга-
нич. соединения, меченые по три-
тию, большой удельной активности.
Возможно применение дейтерида
лития (особенно Li6 D) в качестве
ядерного горючего в водородной бомбе.
ЛОВУШКА ДЛЯ ПАРОВ ЖИД-
КОГО МЕТАЛЛА — установка, по-
нижающая содержание паров жид-
кого металла в вептиляц., газах до
значений, соответствующих равно-
весному давлению пара при рабочей
темп-ре. В реакторах с жидкометал-
лическим охлаждением, работающих
при высокой темп-ре, возникает проб-
лема улавливания паров жидкого ме-
талла, уносимого газовым потоком,
т. к. поток, выбрасываемый через си-
стему вентиляции в атмосферу, обла-
дает радиоактивностью, кроме того,
пары натрия при застывании закупо-
ривают арматуру. Ловушка устраи-
вается в виде колонны, содержащей
насадку — нити из нержавеющей
стали.
ЛОВУШКА НЕЙТРОНОВ — уст-
ройство, поглощающее пучок нейт-
ронов на пути его из реактора без
образования рассеянного излуче-
ния в помещении. Защитный мате-
риал Л. н. представляет собой сочета-
ние водородсодержащего вещества,
предназнач. для замедления нейтро-
нов, с В, служащим для поглоще-
ния замедленных нейтронов. Иног-
да вместо В употребляется Li, к-рый,
в отличие от В, не дает даже мягких
захватных у-лучей. Нейтроны, по-
падая в полость ловушки, окружен-
ную защитными материалами, погло-
щаются в пей.
ЛОГАРИФМИЧЕСКИЙ изме -
РЙТЕЛЬ СКОРОСТИ СЧЁТА -
прибор для непрерывного измерения
в интервале неск. порядков ср. чис-
ла импульсов в сек., поступающих
от счетчика или импульсной каме-
ры. Состоит из тех же элементов,
что и обычный измеритель скорости
счета. Для представления выход-
ной величины в логарифмич. масшта-
бе в усредняющем устройстве обыч-
но пмеется логарифмич. диод (см.
Логарифмический усилитель). Есть
выход на показывающий прибор
п самописец. Л. и. с. с. приме-
няется в пусковой аппаратуре реакто-
ра. Если выходной сигнал Л. и. с.с.
продифференцировать, то на вы-
ходе дифференцирующей схемы будет
сигнал, пропорциональный устано-
вившемуся значению периода реак-
тора.
ЛОГАРИФМИЧЕСКИЙ усили-
тель — усилитель постоянного то-
ка, напряжение на выходе к-рого
изменяется по логарифмич. закону
в функции изменения тока на его
входе. Применяется для измерения
тока от ионизационных камер в диа-
пазоне 6—7 порядков без переклю-
чения диапазонов усилителя, а также
в системе управления реактором —
при контроле мощности реакто-
ра во время его пуска. В про-
стейшем таком усилителе (рис.) лога-
рифмич. элементом служит диод Д,
падение напряжения Ux на к-ром
является логарифмич. функцией про-
ходящего через него тока от иони-
зац. камеры К, пропорционального
мощности реактора. Изменение тока
206
ЛОЖНЫЙ ИМПУЛЬС
в 10 раз приводит к изменению па-
дения напряжения на диоде на 0,2 в.
Усиление измепения этого напряже-
ния производится усилителеА! пост.
Схема логарифмич. усилителя.
тока У ПТ. Практически приме-
няется более сложная схема Л. у.
из-за необходимости стабилизировать
дрейф напряжения диода, обуслов-
ленный изменением напряжения на-
кала. На выходе Л. у. включают
показывающий или самопишущий
магнитоэлектрпч. прибор или изме-
ритель периода.
ЛОЖНЫЙ ЙМПУЛЬС — импульс,
появление к-рого .в счетчике вызвано
особенностями механизма разряда и
не связано с прохождением через
счетчик ионизирующей частицы. Л. и.
наблюдаются в каждом счетчике и
являются одним из факторов, опре-
деляющих его качество.
ЛбЖНЫИ ОТСЧЁТ — регистра-
ция счетчиком ложного импульса.
ЛОКАЛЬНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ —
воздействие ионизирующего излу-
чения па отдельные органы или сис-
темы органов живого организма.
Действие зависит от дозы излуче-
ния, массы облучаемой ткани и ло-
кализации облучения. В зависимо-
сти от указанных факторов Л. о.
может вызвать местное лучевое по-
ражение или лучевую болезнь раз-
личной тяжести; в случае Л. о. опу-
холи происходит ее разрушение (ча-
стичное или полное). Наибольший
биологич. эффект оказывает Л. о.
области живота и области головы,
наименьший — облучение конеч-
ностей. При сравнении биологич.
эффекта облучений различной лока-
лизации необходимо учитывать массу
облучаемой ткани (доза облучения
должна выражаться в г-р) (см.
Рентген). Так, напр., работами сов.
исследователей показано, что при
равной дозе облучение головы оказы-
вает больший биологич. эффект, чем
облучение живота. Л. о. органа, по-
раженного опухолью, является ос-
новным методом радиотерапии.
ЛУЧЕВАЯ БОЛЕЗНЬ — следст-
вие поражающего действия ионизир.
излучения, к-рое может возникнуть
от воздействия излучения на живот-
ный организм извне (т. п. внешнее
облучение), а также от излучения, ос-
вобождаемого при распаде радиоак-
тивных веществ, попавших внутрь
организма (т. п. внутреннее облуче-
ние). Л. б. представляет собой реак-
цию целостного животного организ-
ма, проявляющуюся в форме комплек-
са последовательно развивающихся
патологии, изменений в организме,
и возникает, как правило, при об-
лучении всего организма или круп-
ных его отделов (голова, грудная
клетка, живот, тазовая область).
Последнее условие характеризует
отличие развивающейся Л. б. от
различных форм лучевых поражений
(см. Ожог лучевой. Вторичное лучевое
повреждение, Отдаленные послед-
ствия облучения, Стерилизация луче-
вая и т. д.).
Л. б. может возникнуть в условиях
разнообразных нарушений правил
эксплуатации ядерных п ускорит,
установок при проведении лабора-
торно-изыскательных работ, в ре-
зультате аварий на радиохимии,
произ-вах, ври нарушении сан.-ги-
гиенпч. правил использования и уда-
ления радиоактивных отходов. Иног-
да Л. б. возникает как осложнение
лечебного применения излучений и у
работников радиология, мед. уч-
реждений.
Л. б. в известной мере представ-
ляет собой типовую реакцию орга-
низма на действие радиации, заклю-
чающейся прежде всего в процессах
ионизации среды; но на практике
и в эксперименте существует весьма
значительное многообразие этого за-
болевания, зависящее от различных
причин. Л. б., вызванная действием
источников внешней радиации, мо-
жет протекать своеобразно не толь-
ко от различия действующего фак-
тора (рентгеновские лучи, 7-лучи,
нейтроны, протоны), но и от их-
характеристики (жесткие и мягкие
рентгеновские лучи, 7-лучи, быст-
рые н медленные нейтроны п др.),
ЛУЧЕВАЯ БОЛЕЗНЬ
207
а также и от дозы излучений, по-
павшей на организм, длительно-
сти воздействия излучения и т. д.
В случае попадания радиоактивных
веществ внутрь организма своеоб-
разие течения развивающейся Л. б.
зависит от характеристики действу-
ющего фактора — попавшего в ор-
ганизм радиоактивного вещества
(или веществ) и его физико-химич.
свойств. Принято различать острую,
подострую и хронич. форму Л. б.
Острая форма Л. б. (ост-
рый лучевой синдром)
может возникнуть при однократном
поражении организма извне радиа-
цией большой дозы или при попада-
нии внутрь организма большого ко-
личества радиоактивного вещества.
Одна и та же доза у разных людей
может вызвать развитие Л. б. раз-
личной тяжести, в зависимости от
реактивности организма. Принято
считать, что общее облучение чело-
века у-лучами в дозе 550—600 р
абсолютно смертельно, от облучения
у-лучами в дозе 400—450 р насту-
пает смерть в 50% случаев, у-облу-
чение в пределах доз от 100 до 250—
300 р обычно не приводит к смерти,
вызывая тем не менее острую Л. б.
различной тяжести.
В течении острой Л. б. отмечается
определ. периодичность. Общей за-
кономерностью для острой Л. б.
является обратная завпшшость сро-
ков развития Л. б. от дозы облуче-
ния — чем больше доза облучения,
тем короче периоды развития бо-
лезни.
1-й период Л. б. наступает уже
через неск. часов после интенсивно-
го воздействия (в зависимости от
дозы облучения — через 1—6 ча-
сов). Пострадавший испытывает как
бы состояние опьянения с явлениями
тошноты, рвоты, головокружения;
м. б. нарушения чувствительности;
в периферия, крови наблюдается
увеличение числа лейкоцитов (бе-
лых кровяных телец); отмечаются
колебания кровяного давлеппя (час-
то кратковрем. повышение его) и
др. Такое состояние продолжается
от неск. часов до 2 дней (в зависи-
мости от тяжести поражения) и сме-
няется 2-м периодом — и е р и о-
дом мнимого благопо-
лучия (латентный период), к-рый,
также в зависимости от тяжести про-
цесса, продолжается от 2—3 дней
до 2 недель. В случае поражения оч.
большими дозами излучений 2-й пе-
риод отсутствует. Период мнимого
благополучия получил свое яазв.
из-за внешнего субъективного бла-
гополучия пострадавшего: у боль-
ного сохраняется аппетит, интерес
к окружающему, отсутствуют к.-л.
жалобы. Но объективно в крови
регистрируется лейкопения (умень-
шение количества лейкоцитов;,
прежде всего за счет уменьшения
числа лимфоцитов, тромбопения
(уменьшение числа тромбоцитов), из-
менения биотоков мозга, хронаксии.
Обследования специально умерщ-
вленных животных в латентном пе-
риоде показывают нарастание зна-
чит. изменений со стороны ряда
органов и систем, в первую оче-
редь со стороны кроветворных ор-
ганов, кишечного эпителия и поло-
вых желез. В случае резкой тяжести
поражения на 3—5-е сутки после
облучения может наступить смерть,
прежде чем выявится развернутая
картина поражения. При этом кон-
статируется подавление кроветворе-
ния в лимфатич. узлах, костном моз-
гу и селезенке, обнаруживаются
дистрофии, изменения во внутр, ор-
ганах на фоне нарушенного крово-
обращения и начинающегося отека
с явлениями пропитывания стенок
кровеносных сосудов плазмой кровя
(плазморрагии) и начальной дест-
рукции мелких сосудов. Редко
встречаются кровоизлияния.
С наступлением 3-го периода кар-
тина заболевания проявляется ря-
дом своеобразных признаков. У боль-
ных пропадает аппетит, появляется
рвота, понос, переходящий в кро-
вавый и сопровождающийся мучи-
тельными позывами; повышается
темп-pa; больной жалуется на недо-
могание, общие расстройства чув-
ствительности; появляются точечные
и обширные кровоизлияния под ко-
жей, кровотечение из десен, носа,
матки; развиваются язвенные пора-
жения слизистых оболочек полости
рта, носа, глотки, кишечника; раз-
208
ЛУЧЕВАЯ БОЛЕЗНЬ
виваются инфекционные осложне-
ния в виде воспаления легких п вос-
палит. процессов в кишечнике п др.;
может появиться белок и цилиндры
в моче; развивается резчайшая лей-
копения — падение количества бе-
лых кровяных телец (до 0). На
высоте этого периода при летальном
облучении наступает смерть. При-
чиной смерти может послужить рез-
кий геморрагический диатез, общий
сепсис, тяжелая интоксикация орга-
низма (в особенности при ожогах,
возникающих от комбинации пони-
зир. и светового действия при взрыве
атомной бомбы или от массивного
местного действия при авариях).
На вскрытии обнаруживается наи-
более характерный для острой Л. б.
синдром кровоточивости, проявляю-
щийся, кровоизлияниями в ряде ор-
ганов: брюшине, эпикарде, слизи-
стой оболочке желудочно-кишечно-
го тракта, легких, яичках, глотке,
миндалинах и др. Вторым отчетли-
вым признаком острой Л. б. является
обнаруживаемая на вскрытии острая
атрофия и дистрофия всех кроветвор-
ных органов с кровенаполнением
в них Третий основной признак,
обнаруживаемый на вскрытии, за-
ключается в дистрофпчески-дегенс-
ративпых изменениях паренхиматоз-
ных органов (сердца, печени, почек,
желез впутренней секреции). На
фоне вышеперечисленных 3 призна-
ков острой Л. б. обнаруживаются
инфекц. осложнения в виде некротич.
ангин, некротич. язвенного стомати-
та (воспаления слизистой оболочки
полости рта), некротич. язвенного
геморрагия, энтероколита (воспа-
ления тонких и толстых кишок),
серозно-фибринозных, геморрагия,
или некротия. пневмоний (воспале-
ний легких). Все изменения, наблю-
дающиеся на высоте острой Л. б.,
свидетельствуют о резком кислород-
ном голодании тканей, подавлении
функции мезенхимных тканей, рас-
стройствах кровообращения, повыше-
нии проницаемости кровеносных со-
судов и резком самоотравлении ор-
ганизма, особенно проявляющемся
в слуяаях острой Л. б., возникшей
от попадания внутрь организма ра-
диоактивных веществ.
В менее тяжелых слуяаях но
прошествии 3-го периода насту-
пает -4-й — период выздоровления,
длящийся от неск. недель до 2 мес.
Происходит постепенное сглажпва;
ние симптомов болезни в последова-
тельности, зависящей от индивиду-
альных особенностей организма и от
картины заболевания в целом.
В большинстве слуяаев после пере-
несения острой Л. б. остаются стер-
тые симптомы заболевания, проявля-
ющиеся в виде разлпяпых невроло-
гия. симптомов, вялости процессов
регенерации в кроветворной систе-
ме, неустойяивостп в системе желез
внутр, секреции, пониженной сопро-
тивляемости к инфекциям; отмеча-
ются признаки преждеврем. старе-
ния, поседение и выпадение волос;
часто развиваются вторичные аплас-
тические апемпи (особый вид мало-
кровия). Данные по обследованию
лиц, перенесших острую Л. б.,
в частности среди японцев, подверг-
шихся облучению во время взрывов,
свидетельствуют об учащении лей-
козов (белокровия); спец, морфоло-
гия. исследования па собаках вы-
являют спустя неск. лет после пере-
несения острой Л. б. значит, изме-
нения в тканях центральной нервной
системы (см. Отдаленные последст-
еия облучен ия).
Острая форма Л. б., вызванная
попаданием внутрь организма радио-
активных веществ, практически
ничем не отличается по своей карти-
не от описанной выше острой Л. б.,
вызванной внешними источниками
облучения.
Патогенез острой Л. б. весьма
сложен ввиду тотального пораже-
ния всех систем организма. Име-
ются попытки отдельных исследо-
вателей представить весь механизм
острой Л. б. как проявление от-
дельных нарушений жизненно важ-
ных систем или функций организма.
К числу таких нарушений относят:
подавление действия ферментов; из-
мен сипе проницаемости клеточных
оболочек; общую денатурацию бел-
ков; кислородное голодание тканей;
нарушение нервной трофики; обра-
зование и поглощение (или только
поглощение) токсинов (в особенно-
ЛУЧЕВАЯ БОЛЕЗНЬ
209
сти гистампноподобных веществ) и их
циркуляцию в организме; аутосен-
сибилизацию; недостаточность кор-
кового слоя надпочечников и т. д.
Признавая важную роль наруше-
ний отдельных систем или функции
организма в развитии заболевания
в целом, следует считать, что пато-
генез острой Л. б. является сложным
взаимозависимым процессом наруше-
ния всех систем и функций организ-
ма, причем наиболее выраженными
механизмами острой Л. б. являются
нарушения проницаемости сосудов
и подавление функций активной сое-
динит. ткани на фоне поражения
центральной нервной системы и ре-
цепторного аппарата, приводящего
к нарушению регуляции основных
жизненных функции организма. Не-
признание абсолютного значения от-
дельных нарушений и механизмов
в развитии острой Л. б. отнюдь
не свидетельствует об отрицании их
значимости. Более того, все выше-
перечисленные нарушения позволя-
ют вырабатывать (на основе знания
этих механизмов и нарушений функ-
ций) рациональную комплексную те-
рапию острой Л. б.
Сов. учеными разработана система
комплексного лечения острой
Л. б., принципы к-рого заключаются
в применении средств детоксикации
(обильное питье, потогонные, моче-
гонные, слабительные, клизмы, кро-
вопускания) в первые дни после по-
ражения; переливание крови, кровя-
ной плазмы, эритроцитарной массы,
введение кровезамещающих жидко-
стей (полпвенилпиролидон п др.)
с целью заместительной терапии, про-
филактики кровоизлияний, усиления
иммунобиологии, свойств организ-
ма; витаминные препараты, препа-
раты кальция, антпгпстамиповые
препараты и др. для укрепления
сосудистых стенок; витаминные пре-
параты (В12 и др.) для стимуляции
кроветворения; различные антибио-
тики (пенициллин, стрептомицин,
левомицетин, ауреомицин) с целью
предотвращения ипфекц. осложне-
ний; спец, диета; парэнтеральное
питание (подкожное вливание глю-
козы, физиологии, раствора соли);
покой; симптоматич. терапия в зави-
симости от течения заболевания и
индивидуальных особенностей ор-
ганизма.
Подострая и хрониче-
ская форма Л. б., как пра-
вило, возникает при растянутом во
времени действии излучений (фрак-
ционном илп непрерывном). Об-
щая характеристика этих форм Л. б.
также свидетельствует об извест-
ной периодичности течения, но, в
отличие от острой Л. б., не наблю-
дается фаза первичных реакций и
развитие болезни наступает спустя
продолжит, срок (месяцы и годы)
после периода воздействий радиации.
Хронич. форма Л. б. может воз-
никнуть в результате систематиче-
ски повторяющихся воздействий
внешней радиации илп длит, воз-
действия долгоживущего изотопа,
попавшего в организм и фиксиро-
ванного в его тканях. В данной
форхме Л. б. в зависимости от тя-
жести поражения принято разли-
чать 3 степени.
1-я, легкая, степень поражения
начинается исподволь, без жалоб со
стороны заболевшего, хотя при ис-
следовании констатируется неболь-
шое уменьшение количества белых
кровяных телец (лейкопения) и тром-
боцитов и довольно выраженный
т. п. астенический спндром (комплекс
симптомов функциональной недо-
статочности). Появляются жалобы на
общее недомогание, слабость, ухуд-
шение аппетита, расстройство сна,
головную боль; иногда появляются
дпспептичоские явления. В крови
отмечается уменьшение количества
гранулоцитов. При надлежащем ле-
чении все этп явления исчезают.
При 2-й степени хронич. Л. б.,
соответствующей средней тяжести
течения заболевания, все вышепе-
речисленные признаки более ярко
выражены п более устойчивы. К ним
присоединяется сухость слизистых
оболочек, катары верхних дых ат.
путей. Из нарушений функций нерв-
ной системы удается выделить т. н.
диэнцефальный синдром, проявля-
ющийся в периодически возникаю-
щих приступах учащения сердечных
сокращений (пароксизмальной Taxi -
кардии), ознобе, похолодании ко-
210
ЛУЧЕВАЯ БОЛЕЗНЬ
вечностей, чувстве жара, субфеб-
рилыюй темп-ре и др., а также сни-
жении памяти, ослаблении полового
чувства и потенции, общем похуда-
нии (т. н. синдром церебростении).
Возможно появление зуда и шелу-
шение кожи и т. д. Самым харак-
терным признаком язляется пора-
жение функции кроветворения. Все
эти изменения в результате длит,
лечения все же м. б. обратимы.
3-я степень хронич. Л. б. — тяже-
лое поражение организма; для нее
характерны прежде всего малообра-
тимые признаки заболевания. Все
изменения, описанные выше, резко
выражены. В нервной системе разви-
ваются явления токсич. воспаления
мозга (энцефалита) с преимуществ,
поражением среднего и промежуточ-
ного мозга. Наблюдаются носовые
кровотечения и кровоточивость де-
сен, кровь в мокроте и испражне-
ниях. Изменения крови становятся
более выраженными. У женщин на-
блюдаются резкие расстройства в
овариально-менструальном цикле,
нарушения в течении беременности.
Развивается адинамия. Появляются
подкожные кровоизлияния, пролеж-
ни; присоединяется инфекция, сеп-
тич. очаги. Могут иметь место крово-
излияния в мышцу сердца и в веще-
ство мозга. Отмечается сильное угне-
тение костномозгового кроветворе-
ния. Смерть наступает обычно при яв-
лениях полного подавления кроветво-
рения и развивающегося общего сеп-
сиса. Лечение хронич. Л. б., вызван-
ной внешними источниками радиа-
ции, в значит, степени индивидуаль-
но и принципы его остаются теми же,
что и для лечения острой Л. б.
Принцип действия радиоактивных
веществ при попадании их внутрь
организма тот же, что и при внешнем
облучении и заключается в иониза-
ции среды; но при радиоактивном
заражении вступают в действие мно-
гие факторы, определяющие особен-
ности клинич. течения Л. б. К таким
факторам следует отнести:
1)	Пути попадания радиоактивных
веществ в организм. В зависимости от
того, попадают ли они в организм
через легкие, желудочно-кишечный
тракт или через кожу, течение про-
цесса м. б. различным и проявляться
наряду с общим заболеванием в пре-
имуществ. поражении тканей тех или
иных органов.
2)	Спектр излучения того или др.
радиоактивного вещества, попавшего
в организм. Так, а-частицы (полоний)
обладают малой энергией и поэтому
проникают в ткани на небольшую
глубину (микроны),но обладают весь-
ма высокой плотностью ионизации;
7-излучепие (кобальт, естес тв. излуча-
тели, имеющие смешанный спектр из-
лучения — радий, радиоактивный то-
рий и др.), характеризующееся вы-
сокой энергией, проникает в ткани
на большую глубину, но имеет низ-
кую плотность ионизации; р-частицы
(стронций, церий) занимают проме-
жуточное положение по характери-
стике энергии и плотности производи-
мой ионизации (действие рентгенов-
ских лучей идентично действию 7-лу-
чей).
3)	Различная химич. и физико-
химич. характеристика радиоактив-
ных веществ, от к-рой зависит распре-
деление вещества в организме (равно-
мерное распределение или избират.
накопление вещества в тех или иных
органах), депонирование его, пути
выведения, скорость выведения во
многом определяют особенности те-
чения Л. б.
4)	Продолжительность радиоактив-
ности изотопа, определяющаяся ве-
личиной его периода полураспада.
Данный фактор имеет громадное зна-
чение в случае депонирования эле-
мента и прочной его фиксации в тка-
нях организма (напр., фиксация
стронция в костях). Поэтому, иногда
значит, количества радиоактивного
вещества, быстро выводящегося из
организма и имеющего короткий пе-
риод полураспада (т. н. короткожи-
вущие изотопы), вызывают меньший
радиобиология, эффект, нежели не-
большие количества долгоживущего
изотопа, прочно фиксирующегося в
тканях организма, все время облу-
чающего его и обусловливающего ку-
муляцию (накопление) действия. От-
сюда, напр., в мед. практике для диа-
гностики употребляются короткожи-
вущие радиоактивные изотопы, к-рые
являются источниками излучений ог-
ЛУЧЕВАЯ БОЛЕЗНЬ
211
ранич. период времени (см. Радиоак-
тивные изотопы). Описанные особен-
ности радиоактивных веществ про-
являются при подостром и в особен-
ности при хронич. течении Л. б.
Лечение хронич. формы Л. б.,
вызванной попаданием радиоактив-
ных веществ внутрь организма, кроме
вышеуказанных принципов, включа-
ет в себя специфич. мероприятия, свя-
занные с ускорением (в первые часы)
выведения радиоактивных изотопов
из организма. В случае попадания
радиоактивного вещества в желудок
необходимо повторное промывание
желудка и др. мероприятия. При
попадании радиоактивного вещества
на кожу целесообразно иссечение
пораженных участков ткани. Спустя
веек, дней происходит перераспреде-
ление радиоактивного изотопа в орга-
низме; тогда проблема выведения его
из организма становится оч. сложной.
Принципами ускорения выведения
являются: 1) метод комплексообра-
зования, т. е. образование прочных
комплексных соединений между ра-
диоактивными изотопами, находя-
щимися в организме и введенными в
него химико-фармакологич. средст-
вами; 2) метод иопно-обменных реак-
ций, т. е. применение ионно-обмен-
ных соединений с целью вытеснения
радиоактивных элементов из различ-
ных соединений, находящихся в кро-
ви или тканях.
Лучевая болезнь у сельскохозяй-
ственных животных может возникать
и протекать в острой или в хронич.
формах. 1-й период остройЛ. б.,
или период первичной общей реакции,
тянется от неск. дней до неск. недель,
проявляется резким возбуждением,
сменяющимся общей слабостью, па-
дением кровяного давления. Наблю-
даются учащение сердечной деятель-
ности, повышение темп-ры, понос, а у
свиней и собак, кроме того, рвота.
Указанные явления развиваются в
течение 10—20 мин., но иногда про-
должаются неск. чабов. В зависимости
от тяжести поражения 2-й период,
период мнимого благополучия,харак-
теризуется ослаблением или почти
полным исчезновением симптомов,
свойств, нач. периоду. Исследования
крови больных животных позволяют
отметить лейкопению и лимфопению.
Кроме того, большинство поражен-
ных животных в течение этого периода
заметно теряет в весе. В 3-м периоде,
периоде разгара Л. б., появляется
стойкое повышение темп-ры и резкое
ухудшение общего состояния живот-
ных. Развиваются прогрессир. сла-
бость, одышка; кровяное давление па-
дает. Появляется понос, нередко кро-
вавый; у свиней п собак — иногда
рвота. На слизистых оболочках и ко-
же возникают кровоизлияния. В тя-
желых случаях появляются изъязв-
ления, раньше всего в полости рта,
постепенно охватывающие весь пи-
щеварит. тракт. В 4-м периоде (неск.
мес.), периоде выздоровления, по-
степенно восстанавливаются функции
тканей и органов и улучшается об-
щее состояние.
Характерные признаки хро-
нической формы Л.б. с.-х. жи-
вотных: повыш. утомляемость, пе-
риодически наступающее общее угне-
тение, повыш. потливость, замедл.
пульс; при исследовании крови от-
мечается уменьшение общего коли-
чества лейкоцитов и лимфоцитов;
количество эритроцитов и реакция
оседания эритроцитов (РОЭ) чаще
остаются в пределах нормы. При
правильном лечении заболевание за-
канчивается выздоровлением. По сте-
пени чувствительности к лучевым
поражениям животных можно рас-
положить в такой нисходящий ряд:
крупный рогатый скот, свиньи, овцы,
лошади, собаки.
В зависимости от силы влияния
ионизир. радиации и клинич. прояв-
лений в течении острой Л. б. с.-х.
животных различают тяжелую, сред-
нюю и легкую степени (форхмы). Тя-
желая форма, при проникающей ра-
диации св. 400 р, характеризуется
быстрым проявлениехм болезн. при-
знаков. Преобладают симптомы, ука-
зывающие на нарушение функций
центр, нервной системы. Облуч. жи-
вотные находятся в состоянип рез-
кого ^гнэтения, движения их связа-
ны; пропадает аппетит; арте-р. дав-
ление падает. Возникают учащение
пульса и аритмия, одышка, отечность
губ и конечностей, язвенный стома-
тит, понос. У свиней и собак через
212
ЛУЧЕВАЯ БОЛЕЗНЬ
1—2 часа после облучения появ-
ляется рвота. Темп-pa повышается
с первых дпей поражения. На 4—6-е
сутки у крупного рогатого скота п
собак наблюдается выпадение шер-
сти. Скрытый период во мп. случаях
длится не более суток. Затем общее
состояние неск.’улучшается. Однако
на 7—10-й день от начала болезни
появляется лихорадка, а повышаю-
щаяся темп-pa достигает высоких
пределов. В последующие дни состоя-
ние больного животного, вследствие
присоединения аутоинфекции и по-
явления геморрагия, синдрома, все
более ухудшается. Смерть наступает
при явлениях падения сердечной дея-
тельности или в результате кровоиз-
лияний в мозг, сердечную мышцу,
легкие. Большинство овец и лошадей
погибает на 9—21-е сутки. Средняя
степень Л. б. возникает при дозах от
200 до 400 р. Патологич. процесс раз-
вивается более медленно. Скрытый
период начинается через 3—4 дня и
продолжается от 3 до 19 дпей. У по-
раж. животных отмечаются угнете-
ние, периодич. отказ от корма. В
1-й день могут наблюдаться поносы,
однако па 2-й или 3-й день они пре-
кращаются. Перистальтика и руми-
нация (сокращение рубца) усилены.
Нередко наблюдается чрезмерное вы-
деление мочи. На 2—3-й педеле на-
чинается выпадение шерстп. Темп-ра
тела умеренно повышенная, но не у
всех облуч. животных. Анализ крови
показывает колеблющуюся лейко-
пению и постоянную лимфопению.
3-й период заболевания начинается
с резкого ухудшения общего состоя-
ния. Период выздоровления харак-
теризуется медл. восстановлением на-
рушенных функций организма. Ос-
ложнения после выздоровления
встречаются в этих случаях редко.
Легкая форма Л. б. возникает у с.-х.
животных при облучении от 100 до
200 р. Наблюдается незначит. вялость
и частый отказ от корма; у свиней и
собак бывает рвота. Исследование
крови показывает слабо выраж. лей-
копению, к-рая может длиться до 2
недель. Изменения сердечно-сосуди-
стой системы и дыхания отмечаются
только у отдельных животных. Вос-
становление здоровья происходит
медленно. При средней и легкой фор-
мах Л. б. своеврем. и радикальные
меры позволяют добиться выздоров-
ления пораж. животных. При тя-
желой степени Л. б. лечение счи-
тается нецелесообразным. Во всех
случаях смерти от Л. б. характер-
ным натологоанатомич. признаком
будет геморрагия, диатез. При ин-
галяционном заражении наблюдают-
ся обширные кровоизлияния в слизи-
стой оболочке дыхат. путей и ката-
рально-гнойное воспаление’ легких.
При кормовом отравлении поражает-
ся преим. толстый отдел кишечника.
Степка толстой кишки утолщена,
отечна, пронизана кровью, на ней
бывают прободные язвы.
Первоочередным мероприятием
при лучевых поражениях является
предупреждение дальнейшего воз-
действия проникающей радиации.
Для этого возможно быстрее выво-
дят пораженных животных из зовы
радиоактивного заражения, проводят
их обработку и лечение. Лечебные ме-
роприятия д. б. направлены на уда-
ление из организма радиоактивных
веществ путем применения слабит,
средств (в обычных дозах). Лошадям
назначают ареколин, пилокарпин;
собакам рвотные (апоморфин), моче-
гонные (диуретин, уротропин); круп-
ному рогатому скоту — мочегонные
и адсорбенты: сернокислый барий,
костяную муку, животный уголь;
через 20—30 мин. после г ведения
адсорбентов назначается сернокислая
магнезия. На другой день дачу сла-
бительного повторяют. Для поддер-
жания деятельности центр, нервной
системы в нач. период болезни при-
меняют бром в сочетании с кофеи-
ном, при резком возбуждении назна-
чают хлоралгидрат в клизмах, мор-
фин и др. наркотич. средства.
В целях профилактики и лечения
местной и общей инфекции и ослож-
нений необходимо комплексное при-
менение антибиотиков (пенициллин,
биомицин, стрептомицин и левомице-
тин). При подозрении на возникнове-
ние пневмонии используются суль-
фидин, ингаляция аэрозолей пени-
циллина. При появлении язвенно-
некротич. процессов в полости рта
рекомендуется орошение растворами
ЛЮМИНЕСЦЕНТНАЯ СЪЁМКА
213
антибиотиков. Для поднятия кровя-
ного давления и предупреждения
сгущения крови прибегают к внутри-
венному вливанию физиологии, рас-
твора с послед, введением 30-про-
центного раствора глюкозы. Питье-
вая сода дается вволю. При наличии
поноса вводится внутривенно 30-про-
центный раствор глюкозы. Для улуч-
шения пищеварения назначают соля-
ную к-ту с пепсином. Диета д. б. щадя-
щей, возможно более обогащенной ви-
таминами. При устранении желудоч-
но-кишечных расстройств переходят к
диете, обильной белками. При комби-
нир. поражениях лечение животных
должно проводиться на основе об-
щих принципов лечения обычных кон-
тузионных и ожоговых травм. Осо-
бое внимание при этом уделяют про-
филактике и лечению шока.
Возможность использования жи-
вотных, больных Л. б., на мясо зави-
сит от степени их поражения радио-
активными веществами. Животных,
получивших облучение в дозе 400—
500 р, не забивают па мясо и в слу-
чае нужды уничтожают. Животных,
имеющих радиоактивное заражение
в пределах допустимых норм (не свы-
ше 200 тыс. ^-распадов в 1 мин. на
1 см2 поверхности тела), после дози-
метрии. контроля можно исполь-
зовать на мясо. Мясо от таких жи-
вотных оказывается щелочным и не
может длительно храниться.
ЛУЧЕВАЯ РЕАКЦИЯ РАННЯЯ—
реакция организма на облучение в
первые часы после облучения, первая
фаза проявления острой лучевой бо-
лезни, для к-рой характерны тош-
нота, рвота, падение кровяного дав-
ления и др. Явления Л. р. р. обычно
прекращаются через 1—2 суток после
лучевого воздействия и наступает
т. н. период мнимого благополучия
(латентный период) лучевой болезни.
Л. р. р. может наблюдаться в случаях
общего облучения в дозах 50—200 р
(вызывающих острую лучевую бо-
лезнь различной тяжести), а также
при местном облучении в целях ра-
диотерапии (наиболее часто в случае
облучения области живота). Выра-
женность симптомов Л. р. р. зависит
от дозы облучения и может служить
признаком для оценки тяжести и
вероятного исхода лучевой болезни.
Механизм развития Л. р. р. обус-
ловлен гл. обр. появлением в крови
токсич. веществ (см. Токсемия лу-
чевая) и изменениями со стороны
центральной нервной системы.
лучевой синдрОм Острый—
см. Лучевая болезнь.
ЛУЧЕВЫЕ ПОРАЖЕНИЯ — по-
ражения, к-рые возникают после
воздействия ионизир. радиации на
организм человека и животных. Л. п.
могут возникать при взрывах атом-
ных и водородных бомб и при
применении др. видов ядерного и
термоядерного оружия, при авари-
ях недостаточно защищенных реак-
торов, во время физико-технич. ра-
бот по измерению доз излучений,
монтажа и ремонта рентгеновских и
7-терапевтич. аппаратов, при запус-
ке и эксплуатации ускорителей за-
ряженных частиц, при испытании
новых источников ионизир. излуче-
ний, при экспериментальных медпко-
биологпч. исследованиях. Л. п. мо-
гут иногда возникать, как резуль-
тат вредного побочного действия на
организм ионизир. излучения при
выполнении мед. исследований и ле-
чебных процедур, если не соблю-
даются педантично правила тех-
ники безопасности и охраны труда.
См. Лучевая болезнь, Ожог луче-
вой, Отдаленные последствия облу-
чения, Вторичное лучевое повреж-
дение.
ЛЮМИНЕСЦЕНТНАЯ СЪЁМ-
КА — метод поисков урановых руд.
Л. с. основана на свойстве нек-рых
урановых минералов, образующихся
в зоне выветривания урановых место-
рождений, люминесцировать при об-
лучении ультрафиолетовыми лучами.
К их числу относятся фториды, фос-
фаты, арсенаты, карбонаты, сульфаты
(см. Урана и тория минералы). Л. с.
производится в сумерках или ночью,
а также в неосвещенных горных
выработках, чтобы можно было непо-
средственно наблюдать свечение ура-
новых и урансодержащих минера-
лов. Л. с. применяется преим. на
площадях с установи, радиоактив-
ностью пли в пределах ураноносных
рудных полей для оконтуривания
окисленных выходов рудных тел и в
214
ЛЮМИНЕСЦЕНТНЫЙ МЕТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ УРАНА
особенности в целях выявления новых
рудных тел. Л .с. применяется для вы-
яснения природы радиоактивности
аномалий, т. к. из числа радиоактив-
ных образований свечение в ультра-
фиолетовых лучах дают лишь урансо-
держащие минералы.
Л. с. производится чаще в мас-
штабах 1:1000 —1:5 000, а также
путем систематпч. облучения («шаг за
шагом») определенных рудоконтро-
лир. структур или горных выработок.
В качестве источника ультрафи-
олетовых лучей применяются порта-
тивные полевые люминоскопы, пита-
ющиеся от аккумуляторных бата-
рей или от генератора переменного
тока повыш. частоты, приводимого
в движение рукой.
ЛЮМИНЕСЦЕНТНЫМ МЕТОД
ОПРЕДЕЛЕНИЯ УРАНА (ф л ю о-
ро метрический метод) —
метод, основанный на способности
сплавов солей урана VI с фтори-
стым натрием давать при освещении
их ультрафиолетовым светом (X =
=365 ммк) желто-зеленую флюорес-
ценцию. При содержании урана в
сплаве (перл весом 25—50 мг) от
10"9 до 5* 10“6 г интенсивность
свечения прямо пропорциональна его
концентрации. Многие элехменты, по-
падая в сплав, снижают интенсив-
ность флюоресценции, «гасят» ее.
К гасителям относятся: хром, мар-
ганец, кобальт, никель, серебро,
платина, золото, свинец, церий,
ланта й, празеодим, неодим, ртуть,
железо, медь, цинк, олово, торий,
титан, вольфрам, а также нек-рые
др. элементы перем, валентности.
Высокое содержание урана в перле
также снижает его способность к
флюоресценции. Для количеств, оп-
ределения урана в минеральном
сырье мешающее влияние элементов-
гасителей д. б. устранено. Это дости-
гается большим разведением иссле-
дуемого раствора (взятие малой его
части), при к-ром влияние гасителей
прекращается, а уран продолжает
еще люминесцировать; пли же уран
химич. методами отделяется от
мешающих элементов, до перевода
его в перл. В 1-м методе переведен-
ная в раствор проба обрабатывается
содой и смесью фтористого аммония с
сернистым, осадок отфильтровывает-
ся и фильтрат выпаривается досу-
ха. Сухой остаток растирается, часть
полученного порошка помещается
в петлю из платиновой проволоки
и сплавляется в окислит, пламени
до получения прозрачного перла.
Во 2-м методе для отделения урана
используется схема трилоно-фосфат-
иого метода (см. Трилоно-фосфатный
колориметрический метод определе-
ния урана). Содержание урана в пер-
ле определяется путем сравнения его
флюоресценции с флюоресценцией
перлов с известным содержанием
урана (шкалой). Метод обладает вы-
сокой чувствительностью, при точ-
ности ок. ±20%.
ЛЮМИНЕСЦЕНТНЫЙ СЧЁТ-
ЧИК — см. Сцинтилляционный счет-
чик.	___
ЛЮМИНЕСЦЕНЦИЯ — холодное
свечение вещества. Л.вызывается раз-
личными причинами: освещением ве-
щества ультрафиолетовыми лучами,
прохождением в нем электрич. тока
(особенно в газах и парах), химич.
процессами, облучением вещества ра-
диоактивными излучениями. Спектр
Л., в отличие от теплового излуче-
ния, линейчатый или полосатый.
ЛЮМИНОСКОП — прибор для
люминесцентного метода обнару-
жения и диагностики урансодер-
жащих минералов. Метод основан
на способности ряда минералов из
руд, содержащих группу уранила
(UO2), люминесцировать под воз-
действием ультрафиолетового облу-
чения; минералы, содержащие уран
в иной форме, предварительно акти-
вируют путем сплавления с фтори-
стым натрием.
Л. включает обычно источник
ультрафиолетового излучения в виде
ртутно-кварцевой газоразрядной
лампы, набор фильтров, измерит,
устройство и псточники питания.
В полевых Л. определение интен-
сивности свечения люминесценции
перлов производится чаще всего от-
носит. методом, при к-ром интенсив-
ность свечения измеряемого перла
визуально сравнивается с интенсив-
ностью свечения эталонного перла,
активированного известным коли-
чеством урана.
МАГНИЕВЫЕ СПЛАВЫ
215
В нек-рых образцах Л. в качестве
элемента сравнения служит постоян-
ный люминофор, интенсивность
свечения к-рого изменяется в ши-
роких пределах с помощью оп-
тич. клина. В последнее время
на базе фото-электронных умножи-
телей построены люминесцентные
фотометры с объективным отсче-
том. _____
ЛЮТЕЦИЙ Lu — химич. элемент
III гр. периодич. системы, п. н. 71,
ат. в. 174,99, принадлежит к ланта-
ноидам. Состоит из 2 изотопов:
Lu175 (97,412%) и 0“-активного Lu176
(2,588%) с 2-1010 лет. При
облучении Lu нейтронами образу-
ются радиоактивные Lu176*w	=3,7
часа) и Lu177 (Т1^=6,8 дня). Lu176M
м. б. использован для определения
с помощью активац. анализа содер-
жания Lu в соединениях редко-
земельных элементов. Ln— металл,
плоти. 9,74 г[см3, 1?пл 1650°—1750°.
В соединениях 3-валентен.
МАГИЧЕСКИЕ ЧИСЛА—вядер-
пой физике числа: 2, 8, 20, 50, 82,
126. Своим назв. И. ч. обязаны
ряду эксперимент, данных, согласно
к-рым атомные ядра являются осо-
бенно устойчивыми по отношению к
радиоактивному распаду, если число
протонов или число нейтронов в них
равно одному из М. ч. (напр.: 2Не4,
,Э“, 20Са40 и др.).
Ядра с М. ч. протонов обладают по-
выш. числом изотопов, что связано с
большой устойчивостью таких ядер.
Соседние по заряду ядра превращают-
ся в них путем 0-распадов. На высокую
устойчивость ядер с М. ч. нуклонов
указывает также широкая распрост-
раненность таких ядер во вселенной
(см. Распространенность изотопов).
Происхождение М. ч. и явления,
связанные с ними, можно объяснить
при помощи модели ядерных оболо-
чек, согласно к-рой нуклоны ядра об-
разуют оболочки, напоминающие
электронные оболочки в атомах. Если
число нуклонов в ядре равно М. ч.,
то соответствующие ядерные оболоч-
ки оказываются заполненными. Ат.к.
в заполненных оболочках нуклоны
связаны особенно сильно, то ядра с
такими оболочками наиболее устой-
чивы.____
МАГНЕТОН БбРА(|1Б,|1р)—единица
магнитного момента в атомной физи-
ке. М. Б. равен рБ	где е — за-
ряд электрона в единицах СГСЕ, h —
постоянная Планка, те— масса элек-
трона, с — скорость света.
м
|лБ==0,9273 • 10 ” ™ эрг! гаусс. Применя-
ют также М. Б., отнесенный к 1 грамм-
атому, равный МБ = Na *Нб—5583
эрг/гаусс*моль (Nд— число Авогадро).
При измерении гораздо более сла-
бых магнитных моментов ядер и нук-
лонов (протонов и нейтронов) поль-
зуются ядерным, или протонным маг-
нетоном, отличающимся от рБ заме-
ной массы электрона те на массу про-
тона Мр:
сЪ
Ня = 4дл4с = 5,°5’10"21 9Рг1гаУсс-
МАГНИЕВЫЕ СПЛАВЫ — бла-
годаря малому эффективному попе-
речному сечению поглощения тепло-
вых нейтронов (для магния — 0,059
барна) и хорошей теплопроводности,
являются ценными конструкц. мате-
риалами ядерных реакторов. Приме-
нение М. с. ограничивается областью
относительно низких темп-p. Из М.с.
изготовляют гл. обр. оболочки тепло-
выделяющих элементов в реакторах
с газовым охлаждением. Применение
М. с. в реакторах с водяным ох-
лаждением затруднено из-за их по-
нпж. коррозионной стойкости в во-
де. Для повышения коррозионной
стойкости оболочек из М. с. па де-
талях из них создают искусств,
защитные поверхностные пленки по-
средством химич. или электрохимии,
обработки. Пленки эти д. б. устойчи-
выми при циклпч. нагревах и обла-
дать малым поперечным сечением пог-
лощения тепловых нейтронов. Для
изготовления оболочек тепловыделя-
216
МАГНИЙ
ющих элементов чаще применяется
М. с., содержащий ок. 1% А1,
0,05% Бе и 0,2% Са. При комнатной
темп-ре предел прочности этого
сплава ок. 20 кг'мм\ удлинение при
разрыве ок. 12%; при высоких
темп-pax в 200° и выше прочность
сплава значительно снижается. Бо-
лее жаропрочны и, возможно, при-
менимы в ядерных реакторах М. с.
с церием, торием и цирконием.
МАГНИЙ Mg — химич. элемент
II гр. периодич. системы, п. п. 12,
ат. в. 24,32. Состоит из 3 стабильных
изотопов: Mg24 (78,60%), Mg25
(10,11%) н Mg26 (11,29%). Содержание
Mg в земной коре 2,10% по весу.
Встречается в природе гл. обр. в виде
минералов: доломита CaCO3-MgCO3,
магнезита MgCO3 и карналлита
KCi-MgCl2*6H2O. Магний полу-
чается электролизом расплавленных
его солей, представляет собой легкий,
серебристо-белый металл, плотн.
1,738 г/см3, 1°пл 651 °, t°7iun 1120°.
Химически весьма реакционноспосо-
бен. На воздухе при обычной темп-ре
окисляется, при внесении в пламя
горит ослепительно белым светом.
Легко растворяется в разбавленных
кислотах. В соединениях 2-валентеи.
Находит широкое применение при из-
готовлении легких сплавов, а также
в магниевых сплавах для реакторо-
строения. Имеются указания о воз-
можности применения Mg в качестве
теплоносителя в реакторах. Нек-рые
неорганпч. соединения Mg, напр.
MgO, используются в качестве мише-
ни при получении долгоживущего
изотопа натрия по реакции Mg24
{d, a) Na22 и как отражатель све-
та в сцинтилляционных у-спсктро-
метрах. Из искусственно радиоактив-
ных изотопов Mg наибольшее значе-
ние при индикаторных исследованиях
имеет сравнительно недавно откры-
тый изотоп Mg28 (Тг>п— 21,2 часа), по-
лучаемый по реакциям: Si30 (у, 2р)
Mg28 и Mg26 (я, 2р) Mg28, а также по
реакции глубокого отщепления из
хлора.
МАГНИТ УСКОРИТЕЛЯ — элект-
ромагнит, создающий магнитное по-
ле, к-рос в циклич. ускорителе заря-
женных частиц искривляет траекто-
рии частиц, заставляя их двигаться
по замкнутьш орбитам, и обеспечива-
ет посредством магнитной, фокусиров-
ки частиц в ускорителе устойчивость
их движения по орбите. М. у. разделя-
ются на магниты, создающие постоян-
ное во времени поле, и магниты, со-
Рис. 1. Магнит циклотрона или фазо-
трона со сплошными полюсами кругло-
го сечения: 1 — зазор для размещения
вакуумной камеры; 2 — обмотки маг-
нита.
здающие перем, поле. В ускорителях
с пост, полем {циклотрон, фазотрон,
микротрон} орбиты частиц разных
энергий имеют разные радиусы, по-
этому магниты этих ускорителей
имеют сплошные полюса круглого
сечения (рис. 1) (исключение состав-
рис. 2. а — Поперечное сечение коль-
цевого магнита синхрофазотрона {1—
зазор для размещения вакуумной ка-
меры; 2 — обмотка маГнита); б — схе-
ма расположения (в плане) полюсов
магнита типа «рейстрек».
ляет кольцевой фазотрон). В уско-
рителях с перем, полем {бетатрон,
синхротрон, синхрофазотрон) ча-
стицы ускоряются практически при
пост, величине радиуса орбиты, поэто-
му магниты таких ускорителей выпол-
няются и форме кольца (рцс. 2, а),
В ускорителях с кольцевыми магни-
тами типа рейстрек, имеющими пря-
молинейные промежутки, в к-рых
МАГНИТНАЯ ФОКУСИРОВКА ЧАСТИЦ В УСКОРИТЕЛЕ
217
магнитное ноле отсутствует (рис. 2,6),
облегчается размещение ускоряющих
устройств, вывод частиц и др.
По виду магнитной фокусировки
М. у. делятся, как н сами ускорите-
ли, на слабофокусирующие и сильпо-
фокусирующне. Изменение магнит-
ного поля с радиусом по требуемому-
для фокусировки закону достигается
выбором формы стальных полюсов
(исключение составляет безжелезный
магнит ускорителя).
Магниты пост, тока изготовляются из
стальных поковок, магниты перем, тока
для уменьшения потерь на вихревые токи
набираются из отдельных изолированных
стальных листов. К М. у. предъявляются
высокие требования в отношении однород-
ности магнитного поля вдоль азимута
(азимутальная симметрия), допуска на
изменение показателя поля вдоль радиуса
(ширина рабочей области), симметрии маг-
нитного поля относительно средней пло-
скости зазора магнита и т. п. Особенно ма-
лые величины допусков на точность изго-
товления и установки магнитов имеют
ускорители с сильной фокусировкой. Изго-
товление М. у. с необходимой однородно-
стью характеристик магнитного поля за-
труднительно (напр., из-за неодинаковости
магнитных свойств отдельных элементов
магнита), поэтому для исправления иска-
жений магпптого поля обычно пользуются
добавочными компепсац. обмотками.
Вследствие большой величины за-
пасаемой в магнитном поло энергии
питание магнита ускорителя свое-
образно. В ускорителях с перем,
полем на малые и ср. энергии для на-
копления реактивной мощности, не-
обходимой для возбуждения обмоток
магнита, применяются батареи кон-
денсаторов. В системах электропита-
ния крупных синхрофазотронов ре-
активная мощность запасается махо-
виками электромашинных агрегатов.
МАГНИТНАЯ ЛИНЗА — область
неоднородного магнитного поля (в
вакууме), обладающего свойством фо-
кусировать потоки заряж. частиц
(электронов или попов) т. о., что все
частицы, исходящие из одной точки
(в плоскости объекта), снова собира-
ются в одну точку (в плоскости
изображения), причем геометрии, ме-
сто точек, лежащих в плоскости объ-
екта, отображается М. л. в геометри-
чески подобное место точек в плос-
кости изображения. Свойствами М. л.
обладает любое неоднородное акси-
ально-симметричное магнитное поле.
М. л. можно, напр., образовать по-
лем короткой круговой катушки,
обтекаемой током.
М. л. по аналогии с оптич. линзой
характеризуется фокусным расстоя-
нием / (расстоянием от линзы до места
схождения пучка частиц, влетающих
в линзу параллельно оси) или обрат-
ной ему величиной 1// — оптич. си-
лой линзы. Последняя пропорцио-
нальна квадрату напряженности маг-
нитного поля на оси и обратно про-
порциональна квадрату скорости вле-
тающих в линзу частиц. Кроме того,
•оптич. сила линзы пропорциональна
заряду и обратно пропорциональна
массе частиц.
Для увеличения оптич. силы М. л.
катушки, создающие поля, обычно
заключают в оболочки из ферромаг-
нетика. Имеются также качественные
линзы с фокусным расстоянием всего
в неск. мм.
МАГНИТНАЯ ФОКУСИРОВКА
ЧАСТЙЦ В УСКОРЙТЕЛЕ — обес-
печение устойчивого движения час-
тиц около, орбиты в циклич. ускори-
Ряс. 1. Модель действия фокусирую-
щих сил по осям z и р: 1 — фокусируе-
мая частица.
теле заряженных частиц. В циклич.
ускорителе частица совершает за вре-
мя ускорения до неск. млн. оборотов.
Силы, удерживающие частицу вбли-
зи орбиты и противодействующие раз-
личного рода возмущениям ее дви-
жения (в результате рассеяния на
остаточном газе, неоднородностей и
искажений магнитного поля, неточ-
ного впуска на орбиту в начале'ус-
корения), создаются тем же магнит-
218
МАГНИТНЫЙ: БЕТА-СПЕКТРОМЕТР
ным полем ускорителя, к-рое обеспе-
чивает движение частицы по замкну-
той орбите. Эти силы, наз. фокуси-
рующими, вызываются силой Лорен-
ца, действующей на частицу в маг-
нитном поле, и м. б. представлены
силами пружин, препятствующих
смещению частицы в вертикальном
и радиальном направлениях (рис. 1).
Под действием фокусирующих сил
магнитного поля частицы совершают
свободные колебания около устой-
чивой орбиты, называемые бета-
тронными колебаниями^ т. к. впервые
они были изучены в бетатроне.
Величины вертикальной п радиальной
фокусирующих сил зависят от показателя
поля:
д ]og Н ТТ const
П = —STogR’ H =	’
где Н — напряженность магнитного поля,
a R — радиус орбиты. Магнитное поле
фокусирует частицы: по вертикали при
условии, что п>0 (т. е., что поле убывает с
радиусом), в радиальном направлении при
условии, что п<1 (т. е., что поле убывает
не быстрее, чем функция ~). Т. о., для
н
получения фокусировки в обоих направле-
ниях показатель поля должен удовлетво-
рять условию 0<п<1.
Периоды свободных колебаний частиц
по вертикали Т2 и по радиусу Тр опреде-
ляются формулами:	и
где Т— период обращения частицы по орби-
те. Периоды свободных колебаний не д. б.
равны периоду обращения,т. к. в противном
случае искажения магнитного поля, дей-
ствующие на частицу с периодом обращения
Г, находились бы в резонансе с периодом
колебаний, что приводило бы it быстрому
увеличению амплитуды колебаний и по-
тере частиц в результате соударения со
стенками вакуумной камеры. Такого рода
резонансы возможны при граничных зна-
чениях показателя поля Тр= Т при п=0;
Т2 = Т при п=1, а иногда и при др.
значениях п, к-рых приходится избегать.
В ускорителях с кольцевым магнитом (бе-
татрон, синхротрон, синхрофазотрон) по-
казатель поля равен 0,6—0,7 5. Необходи-
мая форма магнитного поля получается
обычно за счет выбора соответств. формы
полюсных наконечников магнита.
Усиление действия фокусирующих сил
достигается в том случае, когда магнит
ускорителя составлен из большого числа
секторов с перем, показателем поля, так что
в 2 соседних секторах показатели поля по
абс. величине значительно превосходят 1,
а знаки их противоположны (рис. 2). При
этом каждый сектор является сильнофо-
кусирующим в одном направлении и дефо-
кусирующим в другом. Для существ, улуч-
шения фокусировки число пар секторов N
и показатель поля|?г1|=|п2|—п д. б. связаны
№
определ. соотношением В- этом слу-
чае величина фокусирующих сил может ха-
рактеризоваться эффективными значениями
показателя поля пг=0,2 п;пр=—0,2 п. Воз-
можность получения т. о. сильной фокуси-
ровки в обоих направлениях связана с тем,
что частица всегда приходит в фокусирую-
щий сектор после дефокусировки в преды-
дущем секторе, следовательно, в фокуси-
рующих секторах частица всегда находит-
Рис. 2. Схематич. план магнита уско-
рителя с сильной фокусировкой;секто-
ры, заштрихованные в одну сторону,
имеют одинаковый показатель поля.
ся дальше от орбиты, чем в дефокусирую-
щих. Если учесть, что фокусирующие си-
лы (подобно упругим) пропорциональны
отклонению от орбиты, и усреднить их
действие по всем секторам, то получится
преобладание фокусировки над дефокуси-
ровкой. Выбрав величину п достаточно
большой, можно значительно увеличить
фокусировку и, следовательно, уменьшить
размеры пространства, необходимого для
ускорения частиц. Это важно для ускори-
телей на энергию в десятки млрд, эв, т. к.
позволяет значительно уменьшить габари-
ты и вес их магнитов. Недостатком ускори-
телей с сильной фокусировкой является
гораздо большее число возможных резо-
нансов (благодаря малости периода коле-
баний по сравнению с периодом обраще-
ния), возмущающих движение частиц. В
результате оказывается необходимым вы-
держивать с большей степенью точности
размеры магнитов, величину показателя
поля и др.
МАГНИТНЫЙ БЕТА-СПЕКТРО-
МЕТР — спектрометр, у к-рого осе-
вая траектория электронов перпен-
дикулярна или параллельна магнит-
ному полю. Такие М. б.-с. наз. соот-
ветственно спектрометрами с попереч-
ным или продольным магнитным по-
лем. К ним относятся: спектрометры
I с фокусировкой электронного пучка
МА.’ЮСКОРОСТНОЙ СЕЛЕКТОР НЕЙТРОНОВ
219
на центральный угол в 180° в одно-
родном магнитном поле, с фокуси-
ровкой на 180° в поле, изменяющемся
только вдоль одной из декартовых
координат, с двойной фокусировкой
в поперечном аксиально симметрич-
ном магнитном поле, ^-спектрометр
без железа с двойной фокусировкой
пучка электронов на угол пУ2, а так-
же спектрометры с продольным одно-
родным магнитным полем, с тонкой
магнитной линзой, с толстой маг-
нитной липзой, с системой линз.
МАГНИТНЫМ ГАММА-СПЕКТРО-
МЕТР— спектрометр, в к-ром поль-
зуются свойством 7-лучей при вза-
имодействии с веществом создавать
вторичные электроны или электрон-
но-позитронные пары; по отклонению
электронов и позитронов в магнит-
ном поле судят об энергии 7-квантов
(т. к. у-лучи не поддаются воздейст-
вию электрич. и магнитных полей).
Назв. спектрометра зависит от то-
го, какой механизм взаимодействия
7-квантов с веществом используется
для получения корпускулярного из-
лучения: элотрон — используются
электроны отдачи,кэтрон—электроны
внутренней конверсии у-лучей, и т. д.
МАКРОКОМПОНЁНТ — один из
компонентов системы, минимальная
концентрация к-рого порядка 10“2
молярной. Его свойства определяют
химич. и физпч. свойства фаз сис-
темы. Изменение количества М. в
системе сопровождается изменением
состава ее фаз.
МАКРОРАДПОГРАФИЯ — метод
исследования объектов средствами
радиографии, при к-ром данные о
распределении и количествах радио-
активных элементов в объекте полу-
чают на основании измерения опти-
ческой плотности почернения фото-
слоя, поскольку изображение со-
здается множеством проявленных зе-
рен.
МАКРОСИСТЕМА — физич. си-
стема, состоящая из огромного ко-
личества отдельных частиц.
МАКСИМАЛЬНО- ДОПУ СТЙМАЯ
ДОЗА ОБЛУЧЕНИЯ — доза облу-
чения, к-рую может получить орга-
низм, без к.-л. вредных последствий.
М.-д. д. о. определяют концентрации
радиоактивных элементов в воде, воз-
духе, толе человека и т. п., при этом
считается, что ни один орган не по-
лучает дозы облучения, превышаю-
щей максимально-допустимое значе-
ние. Международная комиссия по ра-
диология. защите опре дел и л а М .-д. д. о
как дозу ионизирующего излуче-
ния, к-рая не должна вызывать зна-
чит. повреждения человеч. организма
в любой момент времени на протяже-
нии его жизни. При установлении'
значений М.-д. д. о. принимается во
внимание тот факт, что человек всегда
подвергается воздействию ионизиру-
ющих космич. лучей и излучений,
исходящих от естеств. радиоактив-
ных элементов, к-рые в сумме соз-
дают дозу облучения ок. 10 мр в не-
делю. М.-д. д. о. всего организма че-
ловека (0,3 р в неделю, или 0,05 р в
день) установлены, исходя из знаний
в области воздействия излучения на
организм, однако, учитывая возмож-
ность накопления эффектов облу-
чения, рекомендуется принимать все
меры к тому, чтобы понизить облу-
чение всеми видами ионизирующих
излучений до наинизшего возмож-
ного уровня.
Максимально-допустимые
дозы при внешнем облуче-
нии всего организма.
Виды излучения	Максимально- допустимые дозы (в фэр или р) за неделю
Рентгеновские или Т-лу-	
чи		0,3
в-частппы п электроны .	0,3
Тепловые нейтроны . . .	0,06
Быстрые нейтроны . . .	0,03
Протоны		0,03
а-частицы	 Многозарядные иопы и	0,03
яцра отдачи		0,015
МАЛАКОН — урансодержащий
минерал, разновидность циркона.
МАЛОСКОРОСТНОИ СЕЛЕКТОР
НЕЙТРОНОВ — селектор с малой
скоростью срабатывания, а также
селектор, в затворе к-рого применяет-
ся кадмий. В последнем случае энер-
гия нейтронов не должна превышать
границы поглощения кадмия. См. Се-
лектор тепловых нейтронов.
220
МАНИПУЛЯТОР
МАНИПУЛЯТОР — приспособ-
ление для работы на расстоянии с
радиоактивными веществами. При ра-
боте с открытыми источниками малых
активностей, особенно с «-источника-
ми, применяют простейшие ручные М.
(наборы щипцов из нержавеющей
стали длиной ок. 50 см). Для работы
в камерах с открытым верхом и в
горячих камерах используются М. с
механич., гидравлич. или электрич.
приводом. Более простые из этих М.
(координатные) позволяют захваты-
вать предмет и перемещать его с ме-
ста на место; более сложные (уни-
версальные), кроме того, дают воз-
можность поворачивать захвачен-
ный предмет под любым углом, об-
ладая 3 степенями свободы переме-
щения, 1 степенью свободы для управ-
ления захватами или пальцами и 3
степенями свободы вращения. В боль-
ших горячих камерах применяются
М., в к-рых перемещения в продоль-
ном и поперечном направлениях осу-
ществляются подобно мостовому кра-
ну по направляющим рельсам (мос-
товые М.). Захват предмета и его об-
работка выполняются головками ма-
нипулятора, к-рые часто бывают смен-
ными.
Ствол механич. щипцевпдного М. пропу-
щен через шаровой шарнир, вмонтирован-
ный в защитную степку: на одном конце
ствола находится рукоятка, на др.— го-
ловка М. (рис. 1). Чтобы радиоактивное
загрязнение не проникло в помещение,
где находится оператор, на шаровой шар-
Управляющая рукоятна
Рис. 1. Механический щппцевпдпый
манипулятор.
пир надевается предохранит, чехол, а на
М.—гофрированный рукав. М. пантографпч.
типа с механич. приводом (копирующий М.)
в точности воспроизводит движение руки
оператора, позволяет хорошо ощущать‘пе-
редаваемое усилие, но имеет малую (2—
4 кг) грузоподъемность, ограниченную си-
лой руки оператора. Управляющее и ко-
пирующее плечи М. связаны поворотной
трубой, к-рая удерживает их в одной пло-
скости. Движение происходит по коорди-
натам а', у, z. Угловая ориентация копи-
Рис. 2. Копирующий манипулятор.
рующеп руки и движения сжимания и зах-
вата передаются тросами, идущими от
управляющей рукоятки к копирующей
руке (рис. 2), пли гидравлич. приводом. М.
с электроприводом применяется для вы-
полнения работ в большом пространстве и
Рис. 3. Гидравлический манипу-
лятор.
па большом расстоянии от оператора и
состоит из управляющего и копирующего
плеч, связанных между собой электри-
чески. Копирующее плечо м. б. подвешено
иа мостовом кране пли на др. движущемся
приспособлении. Посредством такого М.
возможна ориентация по осям х, у, г, за-
.МАСС-СПЕКТРОМЕТР
’221
крепление захватов, вращение в кистевом
сочленении, качание в сгибе и вращение
плеча, грузоподъемность его до 300 кг.
Усилие на захватах передается оператору
посредством сигнализации или измерит,
приборами стрелочного типа.Органы управ-
ления смонтированы на панели пульта
управления.
В гидравлич. М. гидравлич. система
п органы управления (компрессор, резер-
вуар, клапаны) заключены *в водонепрони-
цаемый кожух, к-рый передвигается по
рельсам мехапич. пли электрич. приводом.
Вертикальное перемещение и движение
кистевого сочленения и захвата осуществ-
ляются гидроприводом (рис. 3). Когда с
пульта управления поступают сигналы, то
открываются соответствующие электромаг-
нитные клапаны п от гидравлич. компрес-
сора подается регулируемое по величине
давление на соответствующие механизмы
гидропривода, что приводит в движение
запястный сустав или захват. Потери па
трение в гидравлич. системе не велики, что
увеличивает чувствительность оператора
к создаваемому им усилию. Привод гидро-
системы осуществляется от электродвига-
теля. Пульт управления гидравлич. М.
вынесен за защитную стенку камеры, он
имеет рукоятку для всех видов перемеще-
ний, а также ножные педали для регулиро-
вания скорости.
МАРГАНЕЦ Мп — химич. эле-
мент VII гр. периодич. системы, п. н.
25, ат. в. 54,94. Природный Мп со-
стоит из одного изотопа Мп55. Содер-
жание Мп в земной коре 9-10~2% по
весу. Небольшие количества Мп на-
ходятся во мп. горных породах. В
скоплениях встречается минерал пи-
ролюзит МпО2-жН2О. Металлич. Мп
получается восстановлением его окис-
ла углеродом. Мп—серебристо-белый
хрупкий металл, плоты.7,2—7,4 г!см\
1^1245?, tfain 2027°. В соедине-
ниях проявляет валентность о г 2
до 7. Обычно пз руд выплавляют не
чистый Мп, а высокопроцентный
(60—90%) сплав его с Fe и С — фер-
ромарганец. Мп ВХОДИТ В СОС1ЭВ
широко используемой в атомной
пром-стп нержавеющей стали в
количестве 1,27%. Добавка Мп уве-
личивает прочность стали. Известно
химич. соединение Мп с плуто-
нием РнМп2. Система Рн—Мп имеет
2 эвтектики: между чистым Рп и
Рп Мп2,_ содержащая 2,3% Мп (t°nA
510°), и между чистым Мп и Рп Мп2,
содержащая 50% Мп(г°„л 1000°).
Увеличение концентрации Мп со-
провождается увеличением микро-
твердости сплавов. Из искусственно
радиоактивных изотопов важней-
шими являются: Мп52 (7\«2=5,72 дня),
получаемый по реакциям Сг52 (d,
2п) и Fe54 (d,a), и Мп56 (7\ о—2,576
часа), образующийся по реакции Мп55
(п, у). Радиоактивный изотоп Мп54
имеет среднетоксичные свойства.
МАССА ПОКОЯ (собствен-
ная масса) —масса частицы, ско-
рость к-рой равна нулю.
МАССОВАЯ ЕДИНИЦА (атом-
ная массовая единиц а)—
величина, принятая за основание
шкалы относит, значений атомных
масс (атомных весов). Единицей мас-
сы в этой шкале служит г/16 часть
массы наиболее распространенного
изотопа кислорода О16. Обозначается
ME или ме, а также MU, ти, ати.
1 М. е.—1,66*10“24 г и соответствует
энергии 931,15 • 106 эв. Употребляется
также единица, в тысячу раз мень-
шая (ТМЕ)- 1Л7Е1—1000 ТМЕ.
МАССОВОЕ ЧИСЛО — целое чис-
ло, ближайшее к атомному весу изо-
топа данного химич. элемента. Обоз-
начается А, а иногда М. М. ч. равно
общему числу нуклонов в атомном
ядре. При обозначении атомных
ядер М. ч. ставят сверху справа
у знака соответствующего элемента:
напр., обозначение атомного ядра
изотопа урана с М. ч. 238 записы-
вается так: JJ238.
МАСС-СПЕКТР — совокупность
разделенных в масс-спектрометре
пучков лучей, состоящих из частиц
различных масс. Изображение М.-с.
получают на фотопластинке масс-спек-
трографа в виде ряда линий, соот-
ветствующих ионам различной массы.
МАСС-СПЕКТРОГРАФ — масс-
спектрометр с устройством (ионп-
зац. камера, фотопластинка, счетчик
частиц), записывающим весь спектр
масс исследуемого вещества.
МАСС-СПЕКТРОМЕТР — ионно-
оптич. прибор для измерения отно-
сит. распространенности изотопов и
для определения масс изотопов, на-
ходящихся в исследуемом образце.
В ионном источнике 1 (рис.) исследуе-
мое вещество превращается в поло-
жит. ионы и осуществляется фор-
мирование ионного пучка. В анали-
222
МАСС-СПЕКТРОМЕТРПЧЕСКИЙ АНАЛИЗ
зирующей системе 2 ионный пучок
разделяется на неск. пучков, разли-
чающихся по массе п заряду иона
(см. Магнитная фокусировка частице
ускорителе). Приемник ионов 3 и си-
стема регистрации 4 служат для реги-
страции и измерения относит, интен-
сивности компонентов ионного пучка.
Основным параметром М.-с.являет-
ся разрешающая способность, т. е.
способность прибора разделять близ-
ко располож. массовые линий (при
заряде иона £=1). Обычно разреша-
ющая способность М.-с. характери-
зуется отношением Л//ДЛ/, где ДМ —
разность масс 2 соседних линий еще
разрешаемых прибором, М — полу-
сумма масс этих же линий.
М.-c., в к-ром регистрируется одно-
временно весь спектр масс, наз.лбасс-
спектрографом. В М.-с. обычно ре-
гистрируется одновременно не более 2
массовых линий, соответствующих
различным M/q, и регистрация осу-
ществляется электрич. методами.
М.-с. подразделяются на статич.
и динамич. (высокочастотный масс-
спектрометр > хронотрон}. В боль-
шинстве статич. систем анализа-
тором служит однородное магнитное
поле. В однородном магнитном поле
ионы движутся по круговым траекто-
риям. В совр. конструкциях статич.
систем анализатором является сек-
торное однородное магнитное поле.
Сгатич. М.-с. широко применяются
при решении ряда вопросов техни-
ки, физики, химии, геохимии, ме-
дицины и др. Динамич. М,-с. по
своим параметрам уступают статич.
приборам; они применяются в ла-
бораторной практике и для реше-
ния нек-рых спец, задач, напр. для
изучения состава газа в верхних
слоях атмосферы и др.
МАСС-СПЕКТРОМЕТРЙЧЕСКПИ
АНАЛИЗ в р адйохимическпх
исследованиях— метод, при-
меняемый для идентификации по
массе неизвестных стабильных и ра-
диоактивных изотопов, появившихся
в результате той или иной ядерной
реакции (см. Идентификация ра-
диоактивного изотопа). Так, первое
доказательство существования изото-
пов трансурановых элементов Ст244,
Рц245 и др. и идентификация ряда
радиоактивных изотопов, образую-
щихся при делении U, были осуще-
ствлены методом.М.-с. а. Этот метод
облегчает определение радиоактив-
ных характеристик многокомпонент-
ных систем, получающихся в нек-рых
ядерных реакциях (деление, глубо-
кое отщепление и др.); смесь радио-
активных изотопов разлагают в
спектр по массам.
Измеренное с большой точностью с
помощью масс-спектрометра отно-
шение числа образующихся в резуль-
тате реакции ядер к числу исходных
ядер позволяет вычислять различ-
ные ядерные константы. Напр., т. о.
определяют сечение захвата нейтро-
нов изотопами нек-рых элементов.
С помощью М.-с. а. наиболее точно
определяют отношение сечения деле-
ния к сечению захвата нейтронов раз-
личными делящимися ядрами — ве-
личину, необходимую при конструи-
ровании реакторов-размножителей.
Используя изотопного разбавления
метод, можно измерять абс. коли-
чество ядер, образующееся в резуль-
тате ядерной реакции, и т. о. опреде-
лять выход данного изотопа в реак-
ции. Таким методом, напр., проводят
измерение-выхода осколков деления
U, Ри и др., причем для М.-с. а. боль-
шей частью не требуется предварит,
выделение осколков из основной мас-
сы делящегося веществ! и их отде-
ление друг от друга химич. методами.
Широкое применение М.-с. а. нахо-
дит в исследованиях по определению
возраста различных минералов.
МАТЕРИНСКИМ ИЗОТОП — ра-
диоактивный изотоп, в результате
распада к-рого образуется стабиль-
ный или радиоактивный изотоп дру-
гого элемента. При изомерном пере-
ходе дочерним продуктом является
изотоп того же элемента.
МАТЕРИНСКИЙ ЭЛЕМЕНТ —
химич. элемент, в результате распада
одного из изотопов к-рого образуется
стабильный или радиоактивный изо-
топ др. элемента. Напр., U238 является
М. э. одного из изотопов Th234 (UXJ.
МАТЕРИНСКОЕ ВЕЩЕСТВО —
термин, часто употребляемый как
синоним материнского элемента. В
действительности же под М. в. сле-
дует скорее понимать вещество, в
МЕДЬ
223
результате превращения одного или
неск. атомов к-рого возникает новое
искомое вещество. Так, напр., при
радпоактивнОхМ распаде RaD, входя-
щего в состав материнского вещества
RaD(C6H5)4, образуется дочернее
вещество КаЕ(СбН5)3 и т. д.
МГНОВЕННЫЕ ГАММА-ЛУ-
ЧИ — 7-лучи, испускаемые в пре-
делах неизмеримо малого промежут-
ка времени после к.-л. ядерного
превращения (захвата, деления, а-
или ^-распада).
МГНОВЕННЫЕ НЕЙТРОНЫ —
часть нейтронов деления, вылетаю-
щая за период временен до 10-13 сек.
после деления. В результате деления,
напр. ядра урана, образуется 2 ядра-
осколка, в к-рых отношение числа
нейтронов к числу протонов значи-
тельно больше, чем для устойчивых
изотопов данного элемента. Часть
этого избытка нейтронов испускает-
ся в виде М. н. Доля М. н. в общем
числе нейтронов деления составляет
для всех делящихся изотопов более
99%. Подробнее см. Цепные ядерные
реакции^
МЕДИЦИНСКАЯ РАДИОЛО-
ГИЯ— наука, изучающая первичные
процессы," к-рые возникают в орга-
низме человека при действии иони-
зирующих излучений. М. р. зани-
мается разработкой вопросов про-
филактики, диагностики, патогене-
за, клиники, лечения острых, под-
острых, хронич. форм лучевой болез-
ни} изучает отдаленные последствия
облучения, влияние малых доз ра-
диации. Проблемами, изучаемыми в
М. р., являются также: охрана и
очистка атм. воздуха, водоемов, поч-
вы от радиоактивных отходов (дезак-
тивация)} общая и личная защита
работников от воздействия внешнего
и внутр, облучения (см. Биологиче-
ская защита), нормирование пре-
дельно допустимых уровней при ра-
боте с различными изотопами, нор-
мирование труда работающих с ра-
диоактивными изотопами, их соц.
обеспечение и разработка норм инва-
лидности; разработка наиболее эф-
фективной п чувствит. дозиметрия,
аппаратуры; сбор и анализ всех
статистич. материалов, относящихся
ко всякого рода действию ионизи-
рующих излучений (дозиметрический
контроль). Большим разделом М. р.
является мед. применение излучений
и радиоактивных изотопов (радиоак-
тивные изотопы, рентгенотерапия,
радиотерапия).
МЕДЛЕННЫЕ НЕИТРбНЫ —
замедленные нейтроны, обладаю-
щие энергией 1 эв и ниже. Если в атом-
ном реакторе большинство делений
атомных ядер вызывается М. Н., то
он наз. реактором на тепловых ней-
тронах.
МЕДЬ Си — химич. элемент I гр.
периодич. системы, п. н. 29, ат. в.
63,54. Стабильные изотопы: Си**3
(69,04%) и Си65 (30,96%). Распростра-
ненность в земной коре 0,01 % по весу.
В природе встречается в самородном
виде и в соединениях, из к-рых наи-
большее пром, значение имеют пири-
ты— Cu2S, CuS-FeS и др. Медь —
розовато-красный металл, очень ков-
кий и тягучий, обладает высокой теп-
ло-и электропроводностью; плотн.8,95
г!см2, г°лл1083°, £%й„2360°. В хймич.
соединениях проявляет валентность
2 и 1. Си и ее сплавы используются в
качестве копструкц. материала в ядер-
ной технике (рсакторостроение, уско-
рители заряженных частиц). Однако
применение Си в рсакторостроении
ограничивается значительным сече-
нием захвата нейтронов (3,6 барн).
Си и ее сплавы являются немагнит-
ными материалами и в силу этого
широко используются в аппаратах
для ядерной спектроскопии.
Важнейшие радиоактивные изото-
пы Си61 (Т\2=3,3 часа) и Cu64(7V-2=
= 12,8 часа) получаются в ускорите-
лях бомбардировкой никеля протона-
ми и дейтронами согласно реакциям:
Ni61 (р, п) Си 61’64, Ni60 (d, п) Си61’«
Ni61 (d, 2п) Си61 и Ni64 (d, 2 п) Си64.
В этих реакциях образуются одновре-
менно оба изотопа. Препараты могут
быть получены высокой удельной ак-
тивности, что особенно важно при их
использовании в качестве радиоак-
тивных индикаторов для биологич.
исследований, т. к. содержание Си
в живых организмах незначительно.
Изотоп Си64 без Си61 с очень высоким
выходом получается по реакции Си6’
(d, р) Си64. Реакция Си63 (п,Ц Си64
при облучении меди в ядерпом реак-
224 МЕЖДУНАРОДНАЯ КОМПССПЯ ПО РАДИОЛОГИЧЕСКИМ ЕДИНИЦАМИ ИЗМЕРЕНИЯМ
торе применяется для пром, получе-
ния Си64. Изотоп Си64 имеет разветв-
ленную схему распада: при излуче-
нии (19% случаев распада) и К-
захвате (42%) переходит в 28Ni64,
при -распаде (39% случаев) пере-
ходит в 30Zn®4.
В химии с помощью Си64 изучали
электрохимии, поведение Си в макро-
м микроконцентрациях, распределе-
ние радиомеди между несмешиваю-
щимися растворителями. Исследо-
вался обмен во внутрикомплексных
соединениях, а также обмен между
солевыми растворами и поверхностью
металла и твердых солей (CuBr,
CuJ, CuS, Cu2S и др.). Применение
Си64 позволило определить коэфф,
самодиффузии в металле. Комплекс-
ное соединение Си с ортосалицилаль-
дегидимином было использовано для
обогащения Си64 посредством Сцил-
ларда—Чалмерса эффекта. Определе-
ния незначительных примесей Си в
ряде металлов (Ni, Ag и др.) успеш-
но выполняются методами активац.
анализа. В биологии с помощью изо-
топов Си61 и Си64 изучался перенос и
распределение Си в живом организ-
ме, природа связи между Си и белком
(в ферментах), распределение радио-
меди в растениях. В медицине изотоп
Си64 использовался для обнаружения
опухолей мозга. Токсичность этого
изотопа малая.
МЕЖДУНАРОДНАЯ КОМЙССИЯ
НО РАДИОЛОГИЧЕСКИМ ЕДИ-
НИЦАМ И ИЗМЕРЕНИЯМ (МКРЕ)
(International Commission on Ra-
diological Units and Measurements,
1GRU) — международная неправи-
тельственная организация, созданная
на Первом международном ра-
диология. конгрессе в 1925 МКРЕ
состоит из 4 спец, комитетов: 1)
стандарты и измерения радиоактив-
ности, 2) стандарты и измерения ра-
диол огич. дозы облучения, 3) изме-
рения абсорбируемой дозы и клинич.
дозиметрия, 4) методы оценки радио-
логия. оборудования и материалов
{комиссия была создана с целью вы-
работки единиц измерения доз ра-
диации для терапевтия, использо-
вания радия и рентгеновских лучей.
Первоначально в МКРЕ входило по
2 представителя от каждой страны,
принимавшей участие в радиология,
конгрессе (один физик,* а другой —
радиолог). .
На заседании в 1950 МКРЕ была
преобразована в небольшую группу
из 12 членов, к-рые избирались от
различных стран. Последняя, 8-я
сессия МКРЕ проходила в Женеве
в 1956 совместно с заседаниями Меж-
дународной комиссии по радиоло-
гия. защите.
Доклад МКРЕ 1956 является наи-
более полным. Помимо того чю в
нем упорядочены различные едини-
цы, используемые при измерении
доз радиации, доклад включает
много технич. данных. Было решено
разработать и передать в распоряг
жение стран, нуждающихся в калиб-
ровке оборудования, пек-рые стан-
дарты измерения радиации. В пе-
риод заседаний. МКРЕ было прове-
дено 2 симпозиума, на к-рых было
обсуждено 17 докладов по вопросам
измерения и единиц радиации.
В результате последнего заседания
МКРЕ с участием представителя
Всемирной организации здраво-
охранения (ВОЗ), было решено, что
ВОЗ будет предпринимать активные
шаги для распространения рекомещ
даций, разрабатываемых МКРЕ.
МЕЖДУНАРОДНАЯ КОМИССИЯ
ПО РАДИОЛОГИЧЕСКОЙ ЗАЩИ-
ТЕ (МКРЗ) (International Comr
mission on Radiological Protection,
ICRP) — международная неправи-
тельственная организация, имеющая
целью разработку основных прин-
ципов радиология, защиты. МКРЗ
была создана в 1928 в Стокгольме
во время Международного радио-
логии. конгресса. Международный
исполнит, комитет этого конгресса
назначает в индивидуальном поряд-
ке 12 ученых в состав МКРЗ, исходя
при подборе кандидатур не из их
принадлежности к к.-и. стране или
национальности, а из тех заслуг,
к-рыми они обладают в области ра-
диологии, радиологии, защиты, фи-
зики, биологии, генетики, биохимии
и биофизики.
МКРЗ не может состоять более
чем из 12 членов. Она имеет 5 под-
комитетов, членский состав к-рых
численно не ограничивается. В наст.
Таблица VII.
Медицинские аппараты. 1. Бетатрон на 15 Мэв. 2. Бетатрон на 31 Мэв. 3. Гамма-аппарат ГУТ Со-20-1
4. Гамма-аппарат для лучевой терапии ротационным методом. 5. Гамма-аппарат терапевтический ГУТ Со-400-1.
Таблица VIII.
Радиоактивные контрольно-измерительные приборы
и автоматы в промышленности. 1. Регистратор толщины покрытия
в процессе лужения. 2. Установка для маркировки стального проката. 3. Уровне-
мер жидкого металла. 4. Измеритель веса веществ, наносимых на ткани. 5. Ре-
гистратор неровноты ленты и коэффициента вариации. 6. Установка для измере-
ния скорости газовых потоков. 7. Счетчик предметов.
МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
225
время (1958) в МКРЗ и ее подко-
митеты входят ученые от Австрии
(1), Англии (12), Нидерландов (1),
Дании (3), Канады (5), Мексики (1),
США (12), Франции (4), ФРГ (3) и
Швеции (2).
МКРЗ проводит раз в три года в
закрытом порядке заседания, на
к-рых переизбирает своего предсе-
дателя. Сейчас председателем ко-
миссии является д-р Карлинг (Ан-
глия), а генеральным секретарем —
У. Бинкс (Англия). Работа МКРЗ
финансируется Международным ра-
диологии. конгрессом. Печатное из-
дание: «Рекомендации Международ-
ной комиссии по радиологической
защите».	/
МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО
ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ (МА-
ГАТЭ) — международная организация
для оказания помощи странам (гл.
обр. слаборазвитым) в области мир-
ного использования атомной энергии,
действующая в тесном содружестве
и в соответствии с целями и прин-
ципами Организации Объединенных
Наций. Устав агентства вступил в
силу 29 июля 1957. Советский Союз
первым ратифицировал устав М. а.
по а. э. 9 февр. 1957. МГ а. по а. э.
основано на принципе суверенного
равенства всех членов, предоставле-
ния помощи своим членам, не обус-
ловленной никакими политич.,
экономич., военными или иными
требованиями.
Историческая справка. В декаб-
ре 1953 президент США Эйзенхауэр
выступил в Генеральной Ассамблее
ООН с предложением создать М. а.
по а. э. Генеральная Ассамблея
ООН 4 дек. 1954 единогласно при-
няла резолюцию о желательности
скорейшего создания Международ-
ного атомного агентства. Во испол-
нение этой резолюции в 1956 в Ва-
шингтоне на совещании рабочей
группы 12 стран (СССР, США, Ан-
глия, Франция, Канада, Чехослова-
кия, Индия, Австралия, Бельгия,
Бразилия, Португалия и Южно-Аф-
риканский Союз) был выработан
проект устава агентства, едино-
гласно утвержденный на конферен-
ции 81 страны (в сентябре — октябре
1956). Работа по составлению про-
8 «Атомная энергия»
граммы деятельности агентства и
обсуждению его структуры, штатов,
бюджета проводилась с октября
1956 по октябрь 1957 на заседаниях
Подготовительного комитета из 12
стран — участников Вашингтонского
совещания, а также представителей
Аргентины, Египта, Индонезии, Па-
кистана, Перу, Японии, первоначаль-
но в Нью-Йорке, а затем в Вене, к-рая
и признана местом постоянного пре-
бывания М. а. по а. э. На 1 июня
1958 64 страны ратифицировали
устав агентства и являются членами
М. а. по а. э. Первая сессия Гене-
ральной конференции стран — членов
М. а. по а. э. проходила в Вене с
1 по 23 окт. 1957. Программы деятель-
ности , агентства предусматривают:
оказание помощи странам в под-
готовке специалистов; содействие
использованию радиоизотопов в н.-и.
работе, в пром-сти, с. х-ве и меди-
цине; оказание консультативной по-
мощи в разработке и составлении
нац. программ по мирному исполь-
зованию атомной энергии; содей-
ствие обмену н.-и. информацией, а
также научными работниками между
странами; обеспечение стран-членов
по их просьбе услугами, материа-
лами, оборудованием и технич. сред-
ствами для развития атомной энер-
гии и практич. ее применения в
мирных целях, включая произ-во
электрич. энергии. М.а. по а. э.
осуществляет гарантии, обеспечиваю-
щие использование расщепляющих-
ся и иных материалов, услуг, обо-
рудования и технических средств,
предоставляемых агентством, исклю-
чительно для мирных целей. В за-
дачи агентства входит разработка
и наблюдение (при консультации с
др. международными организациями)
за выполнением норм безопасности
при работе с радиоактивными мате-
риалами.
Структура агентства. Генераль-
ная конференция, состоящая из
представителей всех членов агент-
ства, собирается на очередные и
спец, сессии, созываемые генераль-
ным директором по требованию Со-
вета управляющих или большинства
членов агентства, для обсуждения
любых вопросов, охватываемых уста-
226
МЕЗОАТОМ
вом или относящихся к полномо-
чиям и функциям любого органа
агентства.
Совет управляющих со-
стоит из представителей 23 стран,
10 из к-рых выбираются, остальные
назначаются. Совет управляющих
избирает на годичный срок председа-
теля и двух его заместителей. Совет
собирается на периодич. сессии раз
в два месяца. Он рассматривает все
заявки, поступающие в агентство
от стран в отношении оказания по-
мощи,- составляет годовые доклады
для представления Генеральной кон-
ференции, контролирует деятель-
ность генерального директора агент-
ства и секретариата. Членами Со-
вета управляющих первого созыва
являются: Австралия, Англия,
Аргентина, Бразилия, Гватемала,
Индия, Индонезия, Италия, Канада,
Объединенная Арабская Республи-
ка, Пакистан, Перу, Португалия,
Румынская Народная Республика,
СССР, США, Турция, Франция, Че-
хословакия, Швеция, Южная Корея,
Южно-Африканский Союз, Япония.
Генеральный дирек-
тор является главным администра-
тивным должностным лицом агент-
ства; оп назначается Советом управ-
ляющих и утверждается Генераль-
ной конференцией на 4 года. Генераль-
ным директором в 1957 избран Стер-
линг Коул (США). Генеральный ди-
ректор руководит секретариатом
агентства, отвечает за назначение,
организацию и функционирование
персонала; он подчинен Совету управ-
ляющих и находится под его кон-
тролем.
Секретариат агенте т-
в а состоит из аппарата генераль-
ного директора, 4 его заместите-
лей, генерального инспектора. Каж-
дому из заместителей генерального
директора подчинены соответствую-
щие научно-технич. и административ-
ные департаменты.. Важнейшие из
департаментов: н.-и. работ и лабора-
торий; изотопов; реакторов; научно-
технич. информации; гарантий;здра-
воохранения, безопасности и удале-
ния отходов; обмена научными работ-
никами и специалистами и их под-
готовки; технич. снабжения: общих
служб; инспекционная секция; отдел
юридич. советника и др.
Участие Советского Союза в ра-
ботах агентства. Советский Союз
принимает активное участие в рабо-
тах агентства, считая, что создание
агентства открывает благоприятные
возможности для развития междуна-
родного сотрудничества в области
применения атомной энергии в мир-
ных целях. Советское правительст-
во предоставляет в распоряжение
агентства уран U235, выделяет спе-
циалистов для оказания консульта-
тивной помощи по заявкам агент-
ства в составлении и разработке
нац. атомных программ для его чле-
нов, принимает студентов из стран —
членов агентства для обучения в
высших учебных заведениях СССР
(нек-рым из них предоставляется
стипендия за счет Советского Союза),
принимает ученых и специалистов
из стран—членов агентства для под-
готовки и переподготовки в н.-и. уч-
реждениях СССР по различной те-
матике (некоторых из них за счет
СССР).
МЕЗОАТОМ — система, аналогич-
ная водородоподобному атому, с той
разницей, что в М. роль одного из
электронов оболочки играет мезон.
Возникает при попадании отрицатель-
но заряженных мезонов в электрич.
поле положительно заряженных атом-
ных ядер. Мезон, в М. имеет уровни
энергии, подобные в первом прибли-
жении уровням электрона в атоме,
однако их энергия в т^/те раз боль-
ше (^а—масса мезона, те—масса
электрона). Радиусы орбит, на к-рых
находится мезон в М., меньше соот-
ветств. электронных орбит в тJme
раз.
Попав на внешнюю орбиту, мезон
совершает затем в течение короткого
времени (10”18—10”14 сек.) переходы
на внутр, орбиты М. В результате
этих переходов мезон оказывается на
самой ближней к ядру орбите— К-ор-
бите, радиус к-рой в М. меньше ра-
диуса соответствующей электронной
орбиты в т 1те раз, т. е. прибл. в 207
раз для М., образованных и-мезонами
(т.н.|1-М.),ив273разадляп:-М.Влегких
ядрах радиус мезоатомных К-орбит
значительно больше радиуса самого
МЕНДЕЛЕВИЙ
227
ядра. В тяжелых ядрах эти радиусы
сравнимы. Близкое расположение в
М.орбит к ядру позволяет с высокой
точностью измерить размеры ядра.
Находясь на орбите М., мезон либо
распадается, либо захватывается яд-
ром. Вероятность захвата ядром
сильно растет от легких элементов к
тяжелым. Время жизни легких ц-М.
определяется временем жизни
ji-мезопа (ок. 10~6 сек.). Время жизни
тяжелых |i-M. определяется реак-
цией захвата ц-мезона ядром. Т. к.
вероятность этой реакции сильно
возрастает с увеличением заряда
ядра, то время жизни тяжелых jx-M.
значительно меньше 10“6_сек. Время
жизни наиболее долгоживущего
тг-М.—л-мезоводорода — примерно в
миллион раз меньше времени жизни
и-мезона.
Исследование ~-М., образованных
отрицательными г.-мезонами, дало
возможность определить характер
взаимодействия г.-мезонов с ядрами
при очень малых энергиях. Было, в
частности, показано, что это взаимо-
действие отталкивательное. Малые
размеры М. приводят к тому, что в
них становятся заметны эффекты
т. н. поляризации атома. Сдвиг
уровней ц-М., вызванный этим яв-
лением, также был обнаружен экспе-
риментально. М., образованные
более тяжелыми мезонами (К-мезо-
нами), пока не наблюдались.
МЕЗОДИ АЛИТ— минерал, желе-
зистая разновидность эвдиалита.
МЕЗОМОЛЕКУЛА— молекула, в
к-рой химич. связь осуществляется
не электроном (как обычно), а ^“-ме-
зоном {мю-мезон). Обозначение М.— к
символу молекулы снизу приписы-
вается индекс |i. Известны М.: (HD)^
и (DD)p. (HD)^ образуется след, обр.:
-мезон тормозится и захватывается
дейтерием; образуется мезоатом D^,
к-рый, сталкиваясь с протоном, об-
разует М. (HD)p. В (HD)^ протон и
дейтрон находятся друг от друга на
расстоянии примерно в 200 раз мень-
шем, чем в обыкновенной молекуле
HD. Возникает возможность ядерной
реакции II+D-^He8 с образованием
(HD)p на промежуточной стадии.
Энергия 5,4 Мэв в этой реакции уно-
сится |i“-мезоном. Наблюдались так-
же случаи D-j-D реакции с образо-
ванием в промежуточной стадии
М. (DD)^. |1“-мезон в этих реакциях
играет как бы роль катализатора.
МЕЗОНИИ — связанная система,
состоящая из -мезона {мю-мезон)
и электрона (ji+e“). М. напоминает
атом водорода, в к-ром роль протона
играет -мезон. Образуется М. в
результате захвата электрона диф-
фундирующим в веществе |л+-мезо-
ном.
МЕЗОНЫ (от греч. peso? — сред-
ний, промежуточный) — неустойчивые
элементарные частицы с массами,
промежуточными между массой элек-
трона и массой нуклона. Существуют
электрически заряженные и нейтраль-
ные М. По величине заряд М. (как
положительный, так и отрицатель-
ный) равен элементарному электриче-
скому заряду.
В наст, время известны мю-ме-
зоны (ji-мезоны) — положительные |i+
и отрицательные ji“; пи-мезоны.
(тс-мезоны) — положительные тс+,
отрицательные 7п“ и нейтральные тс°;
К-мезоны — положительные К +, от-
рицательные К“ и нейтральные К°,
К°.
М. образуются в ядерных реакциях
под действием частиц высоких энер-
гий и при распадах М. и гиперонов.
МЕ30Т0РИИ I MsThI ,88Йа228 —
естеств. радиоактивный изотоп радия.
Член радиоактивного семейства то-
рия, дочерний изотоп тория. Распа-
дается с испусканием отрицат. р-ча-
стиц и у-лучей; 7V2=6,7 лет.
МЕЗОТОРИЙ II MsThll, 89Ас228—
естеств. радиоактивный изотоп ак-
тиния. Член радиоактивного семей-
ства тория, дочерний изотоп мезото-
рия I. Испускает отрицат. f-частицы,
небольшое число а-частиц и у-л учи;
Т1/о=6,13 часа.
МЕНДЕЛЕВИЙ М(1 — искусст-
венно полученный радиоактивный хи-
мич. элемент семейства актиноидов,
п. н. 101. Впервые получен в 1955
облучением эйнштейния а-частица-
ми с энергией 41 Мэв. Ядра отдачи —
продукты реакции — улавливались
фольгой, покрывающей облучаемую
мишень. Сообщение об открытии эле-
мента 101 впервые было сделано на
первой Женевской конференции по
о*
228
МЕНДЕЛЕЕВИТ
мирному использованию атомной энер-
гии в 1955. Назв. в честь творца пе-
риодич. системы элементов Д. И. Мен-
делеева. Известны 2 изотопа: Md256,
испытывающий электронный захват
с Ti/2 ок. 0,5 часа, п Md 259. Md полу-
чен в количестве всего лишь неск. со-
тен атомов. Очистка его велась хро-
матографии. методом на смоле дау-
экс-50, десорбентом являлся раствор
аммонийной, соли а-гидроксимасля-
ной кислоты. Было предположено,
4ToMd является 3-валентным элемен-
том. Успешность очистки говорит о
правильности этого предположения.
МЕНДЕЛЕЕВИТ — минерал, нио-
ботитанат кальция, урана и редких
земель (назв. в честь Д. И. Менделее-
ва). Прибл. формула: (UO2)2+ (Ca,Fe)
(Nb, Та, Ti)2O6-2H2O(?). Содержит:
UO2 6—26%; UO3 14%; Nb2O5 32—
39%; Ta2O5 2—3,8%; La2O3 0,19%;
Y2O3 0,1—0,36%; ThO2 0,28%. Кри-
сталлизуется в кубич. системе; цвет
смоляно-черный до коричнево-черно-
го; блеск полуметаллич., иногда ма-
товый; тв. 4,5; уд. в. 3.8—4,9; силь-
но радиоактивен. Встречается в гра-
нитных пегматитах совместно с ор-
титом, цирконом и монацитом в
виде кристаллов размером до 2 см
и неправильных скоплений до 20 см в
диаметре.
МЁРТВОЕ ВРЕМЯ СЧЁТЧИКА—
время после регистрации импульса, в
течение к-рого ионизационный счет-
чик не может реагировать на новые
акты ионизации, происходящие внут-
ри него. М. в. с. определяется вре-
менем прохождения положит, про-
странственного заряда от нити счет-
чика до нек-рого «критического»
положения, при к-ром напряжен-
ность электрич. поля у нити до-
стигает величины, когда возможна
вспышка самостоят. разряда. М. в. с.
составляет обычно 10“4—10“5 сек.
и уменьшается при увеличении числа
импульсов. Кроме М. в. с., различают
мертвое время регистрирующей схе-
мы (усилителя, пересчетной схемы
и т. п.) и мертвое врсхмя измерит,
устройства (электромагнитный нуме-
ратор и др.).
МЕТАЛЛЙЧЕСКИЙ ТЕПЛОНО-
СИТЕЛЬ — см. Жидкометалличе-
ский теплоноситель.
МЕТАЛЛОВОДОРОДНАЯ ЗАЩЙ-
ТА — защита от нейтронов и от
у-лучей, представляющая собой ком-
бинацию элементов с большим и ма-
лым ат. в.— водород и металлы (РЬ,
Fe и др.). Вещества с малым ат. в.
хорошо ослабляют нейтроны, веще-
ства с большим ат. в.— 7-лучи. Кон-
структивно М. з. выполняется в виде
бака с водой, в к-ром размещены ме-
таллич. пластины. Между пластина-
ми образуются водные зазоры. Иногда
вместо воды используют водородсо-
держащие вещества, напр. поли-
этилен. М. з., по сравнению с защи-
той из обычного бетона, имеет мень-
шие размеры, кроме того, она обеспе-
чивает простой теплосъем.
Вместо М. з. применяют также гид-
риды нек-рых металлов, к-рые со-
держат больше водорода, чем вода,
и более стойки к воздействию излу-
чения .
МЕТАЛЛУРГИЯ УРАНА И Тб-
РИЯ. Металлич. или в соединениях
уран и торий (служащие исходным
материалом для получения изотопов
92U2% 92U235 и 94Рн239) произво-
дятся специфич. методами метал-
лургии. Особенности технологии их
получения обусловливаются: исполь-
зованием бедных руд, содержа-
щих от десятых до сотых долей %
основного элемента (урановые и то-
риевые руды)', высокими требования-
ми к чистоте конечной продукции в
отношении примесей с высоким
коэфф, захвата нейтронов (В, Li, Cd,
и мн. редкоземельных элементов),
что вызывает необходимость в тонкой
очистке спец, методами (см. Чистые
металлы).
Одним из основных методов' обо-
гащения урановых минералов
является радиометрии, (по у-излуче-
нию) сортировка, основанная на пока-
заниях радиометров и счетчиков,
воздействующих на системы автома-
тич. управления сортирующих меха-
низмов. Довольно широко применя-
ются гравитационные (т. е. основ, на
различии уд. весов разных минера-
лов) методы обогащения, в частности
в тяжелых суспензиях. Иногда поль-
зуются также избират. измельче-
нием. В нек-рых случаях применя-
ются процессы флотации.
МЕТАЛЛУРГИЯ УРАНА И ТОРИЯ
229
Для переработки урановых руд и
рудных концентратов, степень обо-
гащения к-рых обычно весьма невысо-
ка, применяются гидрометаллургии,
процессы с выщелачиванием преиму-
щественно кислотами, гл. обр. сер-
ной, иногда с добавкой окислителей;
реже применяются растворы соды (к
окисленным рудам, содержащим
карбонаты).
Соединения урана выделяют из
растворов добавлением оснований (ам-
миака, окиси магния и др.) или введе-
нием ионов фосфата и др. методами.
Быстро развиваются сорбционные ме-
тоды выделения соединений урана из
растворов и пульп с использованием
анионитов (напр., амберлита— хлор-
метилированного сополимера сти-
рола с дивинил бензол ом, подверг-
нутого аминированию), па к-рых
осаждается уран в виде химич. со-
единений; при применении этих ме-
тодов удается избежать трудного про-
цесса фильтрации и получать бога-
тые (10—20% U) концентраты из
сравнительно бедного (сотые доли %)
сырья. Изучаются процессы сорбции
из содовых растворов и пульп. При-
меняют также метод селективной экс-
тракции при помощи органич. рас2
творителей, подбираемых в зависи-
мости от характера содержащих
уран растворов; в качестве экстра-
гентов чаще пользуются различными
эфирами фосфорной к-ты.
Чистые соединения урана полу-
чают методом экстракции серным эфи-
ром, гексоном, трибутилфосфатом и
др., с последующим выделением пе-
роксида урапа. Пероксид прокали-
вается до получения трехокиси ура-
на, к-рая затем восстанавливается
водородом до двуокиси. Для полу-
чения тетрафторида урана двуокись
фторируется плавиковой к-той или
газообразным фтористым водородом.
Металлич. уран получается препм.
восстановлением четырехфтористого
урана кальцием или магнием. Вос-
становление кальцием производится
в тиглях, футерованных фтористым
кальцием. Протекающая с большим
выделением тепла экзотермич. реак-
ция возбуждается кратковрем. на-
гревом, Извлечение при восстановле-
нии достигает 99%,
Восстановление магнием имеет
нек-рые преимущества в связи с более
низкой его стоимостью, меньшим рас-
ходом и большей чистотой в сравне-
нии с кальцием. Т. к. теплота реак-
ции четырехфтористого урана с ме-
таллич. магнием меньше, чем с каль-
цием, для ее (реакции) течения тре-
буется введение спец, добавки, напр.
хлората калия, или же предварит,
подогрев всей шихты.
Готовые изделия из урана полу-
чаются обычными способами обра-
ботки металлов давлением и реза-
нием.
Основным сырьем для получения
тория являются монацитовые пески
из россыпей с незначит. содержанием
минерала. Богатые концентраты, со-
держащие почти чистый минерал,
получаются посредством гравитац.
обогащения, с доводкой электромаг-
нитной и электростатнч. сепарацией.
Монацит подвергается обработке сер-
ной к-той (при 250°—300°) или ще-
лочами (сплавление при 300°—400°
с едким натром или нагревание при-
мерно при 14П° с его раствором). Про-
дукты этой обработки переводятся в
кислые растворы, а затем осущест-
вляется грубое разделение соедине-
ний тория и редких элементов ( со-
держащихся в монаците в значит,
количествах и близких по свойствам
к Th) преим. гидролизом или осажде-
нием труднорастворимых соединений,
напр. двойных сульфатов.
Грубые концентраты тория под-
вергаются дальнейшей очистке пу-
тем обработки серной к-той, с вы-
делением тория в виде сульфата, или
же путем отделения соединений то-
рия от редких элементов экстраген-
тами (напр., трибутилфосфатом).
Металлич. торий получается элек-
тролизом расплавл. солей или метал-
лотермией (т. е. пирометаллургия,
методами выделения металлов из их
соединений с помощью др., более ак-
тивных, металлов), в частности каль-
циетермией; продукты электролиза
или металлотермии подвергаются ме-
ханич. и химич. обработке для полу-
чения порошка чистого тория.
Порошкообразный металлич. то-
рий либо прессуется в брикеты для
I их расплавления и последующей от-
230
МЕТАНОВЫЙ СЧЕТЧИК
ливки металла в формы, либо обраба-
тывается методами порошковой ме-
таллургии — спеканием спрессован-
ных брикетов в вакууме. Компакт-
ный торий, так же как и уран, может
для произ-ва изделий подвергаться
обработке давлением и резанием.
МЕТАНОВЫЙ СЧЁТЧИК — про-
порциональный счетчик, наполненный
метаном (или др. к.-л. многоатомным
газом) для увеличения газового уси-
ления коэффициента за счет весьма
эффективного абсорбирования уль-
трафиолетового излучения молеку-
лами многоатомного газа, к-рое воз-
никает в процессе газового усиления.
Кроме того, при наполнении пропорц.
счетчика метаном, благодаря распаду
его. молекул, участие коротковолно-
вого излучения в фотоэффекте с като-
да совершенно ничтожно. Так, напр.,
сплошной спектр поглощения у ме-
тана лежит от 850 до 1450А.
МЕТАСТАБЙЛЬНОЕ СОСТОЯ-
НИЕ АТОМА — возбужденное со-
стояние, из к-рого атом не может пе-
рейти в другое (в т. ч. нормальное)
состояние с меньшей энергией путем
излучения светового кванта. Пере-
ходы между различными атомными
состояниями (уровнями энергии) ог-
раничены т. п. правилами отбора,
устанавливающими допустимые из-
менения квантовых чисел, характе-
ризующих состояния (см. Отбора
правила). Метастабильным являет-
ся такой уровень, для к-рого в
соответствии с правилами отбора
запрещены переходы на все нижеле-
жащие уровни. Типичным примером
М. с. а. является низшее из ^-со-
стояний атома гелия — состояние с
параллельными спинами и равными
пулю орбитальными моментами 2
электронов атома (см. Спин, Момент
орбитальный)', это состояние имеет
энергию возбуждения 19,7 эв, но пере-
ход из него в нормальное ^-состояние
атома невозможен. Степень метаста-
бильности атомных состояний м. б.
различной, т. к. большинство правил
отбора не является строгим, а спра-
ведливо лишь в определ. приближе-
ниях. Так, напр., в соответствии с
правилами отбора м. б. запрещен пе-
реход с излучением одного светового
кванта, но в то же время может про-
исходить переход с одноврем. испус-
канием 2 квантов. Правилами отбора
может быть запрещено дипольное
излучение и разрешено квадруполь-
ное. Вероятность же перехода с
квадрупольным излучением во много
раз меньше вероятности перехода с
дипольным излучением. В таких
М. с. а. вероятность излучения от-
лична от нуля (хотя и очень мала по
сравнению с вероятностью излучения
из обычных возбужденных состоя-
ний), в результате чего они обладают
аномально большой «продолжитель-
ностью жизни».
МЕТАСТАБЙЛЬНОЕ СОСТОЯНИЕ
АТОМНОГО ЯДРА — возбужден-
ное состояние атомного ядра, от-
личающееся пониж. вероятностью
перехода в состояния с меньшей
энергией. Общепринятого критерия
М.с.а. я. еще не существует. Обычно
к М. с. а. я. относят такое возбужден-
ное состояние, когда период полу-
распада Ti/2 для ядер, находящихся в
этом состоянии, превышает 10“10 сек.
М.с.а. я. наблюдается у очень мно-
гих ядер. Оно существует как у ядер,
основное состояние к-рых является
устойчивым, так и у ядер, к-рые в
основном состоянии радиоактивны.
Среди изученных М. с. а. я. очень не-
многие имеют весьма короткие пе-
риоды полураспада (Ti/2=10“7—10“®
сек.); большинство же обладает го-
раздо большими периодами, исчис-
ляемыми минутами, днями, иногда
годами (напр., у изотопа Sn119 Тц2=
=250 дням).
Существование М.с.а.я. обуслов-
ливает явление изомерии атомных
ядер. Большим временем жизни об-
ладают такие состояния ядер, для
к-рых переход в состояние с меньшей
энергией связан с малыми измене-
ниями энергии или с большими изме-
нениями момента количества движе-
ния ядра. Переходы между различ-
ными состояниями атомного ядра
(уровнями энергии) могут быть так-
же ограничены правилами отбора
(см. Отбора правила).
Ядра в метастабильных состояниях
образуются в различных ядерных ре-
акциях. Если в числе возбужденных
состояний нек-рого ядра имеется
метастабильное, то. в любой ядерной
МЕХАНИЧЕСКИЙ РЕГИСТРАТОР ОТСЧЕТОВ
231
реакции, с помощью к-рой можно
получить данные ядра, часть ядер
образуется в основном состоянии, а
др. часть — в метастабильном. Если
М.с.а.я. принадлежит устойчивому
ядру, то такое состояние можно полу-
чить путем возбуждения этого устой-
чивого ядра; для этого ядру д. б.
сообщена любым способом (напр., с
помощью облучения у-кваптами) до-
статочно большая энергия. Наконец,
М.с.а.я. может образоваться в ре-
зультате бета-распада ядер.
Излучение, испускаемое при рас-
паде ядер, находившихся в метаста-
бильном состоянии, чаще всего пред-
ставляет собой мягкие у-лучи и кон-
версионные электроны (см. Внутрен-
няя конверсия). Возможно, однако,
и испускание электронов или позит-
ронов и сопровождающих эти час-
тицы у-л учей.
МЕТАТОРБЕРНИТ — мине-
рал урана, продукт дегидратации
торбернита] формула: Cu(U02)2+*
*(РО4)2-8Н2О. Содержит: 7,0—9,3%
СвО; 13,5—17,4% Р2О5; 56,0—62,1%
UO3. Кристаллизуется в тетрагональ-
ной системе; цвет изумрудно-голубо-
вато-зеленый; блеск стеклянный, на
плоскости спайности перламутровый;
тв. 2—2,5; уд. в. 3,6—3,8. Радиоакти-'
вен. Встречается в виде пластинок
и табличек, собранных в чешуйча-
тые агрегаты шарообразной или поч-
ковидной формы, а также в виде тон-
ких кристаллич. корочек, налетов в
пустотах и трещинах пород и мине-
ралов. М.— широко распространен-
ный вторичный минерал. Находится
в зоне окисления гидротермальных
месторождений совместно с гидро-
окислами железа, ярозитом и др.
Используется как урановая руда.
МЕТАЦЕЙНЕРИТ — минерал;
формула: Cu(UO2)|+(AsO4)2*5—8Н2О.
Содержит: 7,2—9,9% СиО; 14,4—
22,2% As2O5; 53,3—58,15% UO3.
Кристаллизуется в тетрагональной
системе. Цвет яблочно-изумрудно-зе-
леный; блеск перламутровый на плос-
костях спайности и стеклянный на др.
плоскостях. Тв. 2—2,5; уд. в. 3,67—
3,79. Радиоактивен. Встречается в
виде таблптча1ых. реже бипирами-
дальных кристаллов с хорошо раз-
витыми гранями бипирамиды. Обра-
зуется в зоне окисления месторож-
дений, содержащих в первичных ру-
дах наряду с ураном значит, коли-
чество арсенопирита и др. мышьяк-
содержащих минералов, совместно
с скородитом, малахитом и азуритом.
Из урановых минералов наиболее
характерными спутниками являются:
цейнерит, торбернит, ураносферит и
др. Используется в качестве источ-
ника получения урана.
«МЕХАНИЧЕСКАЯ РУКА» —
копирующий манипулятор с меха-
нич. приводом.
МЕХАНЙЧЕСКИЕ СВОЙСТВА
ОБЛУЧЁННЫХ МЕТАЛЛОВ Облу-
чение повышает твердость, пре-
дел прочности п особенно сильно пре-
дел текучести (аустенитных нержа-
веющих сталей— до 3 раз); устра-
няет «площадку текучести» на диа-
грамме растяжения нормализованных
углеродистых сталей; уменьшает уд-
линение (аустенитных сталей—до 50%
от начальной величины); усиливает
хладноломкость молибдена и угле-
родистых сталей; ускоряет релакса-
цию напряжений. Влияние облуче-
ния на ползучесть невелико
и, в зависимости от условий, м. -б.
как слегка положительным, так и
слегка отрицательным.
При повышении темп-ры облучае-
мого материала влияние облучения
уменьшается. Поэтому темп-ры облу-
чения и испытания лабораторных
образцов д. б. близки к темп-рам
в процессе эксплуатации. Влияние
облучения на мягкие металлы го-
раздо сильнее, чем на твердые (напр.,
повышение твердости отожженной
и наклепанной меди при одинако-
вых дозах облучения соответственно
ок. 100% и ок. 4%),
МЕХАНЙЧЕСКПЙ РЕГИСТРА-
ТОР ОТСЧЁТОВ — устройство для
регистрации отдельных импульсов,
в к-ром импульс от счетчика, пройдя
через усилитель, поступает в обмот-
ку электромагнита (рис.); последний
притягивает якорь, воздействующий
через собачку и храповое колесо на
барабанный или стрелочный меха-
низм. Время срабатывания наибо-
лее распространенных стрелочных
М. р. о. около 0,005 сек. Обычно они
232
МЕЧЕНЫЕ АТОМЫ
снабжены 2 стрелками: 1-я стрелка
считает непосредственно импульсы,
2-я — число оборотов 1-й стрелки.
При необходимости получения боль-
Механический регистратор отсчетов: 1—
электромагнит; 2 — храповое колесо;
3 — собачка; 4 — задний стопор; 5 —
якорь; 6 — пружина; 7 — регулирую-
щие винты.
шей скорости счета, чем допускае-
мая М. р. о., применяют пересчет-
ные схемы, пропускающие нек-рую
дробную долю всех импульсов (напр.,
1/г> '/аэ 1/16> /з2> /б4» 1/10> /100? /1000
и т. д.), к выходу к-рых подклю-
чается М. р. о.
МЕЧЕНЫЕ АТОМЫ — атомы, от-
личающиеся от основной массы ато-
мов того же элемента, входящих в
к.-л. химич. соединение или смесь.
Отличит, признаком М. а. является
либо его радиоактивность (радиоак-
тивные изотопы), либо изотопный вес
(стабильные изотопы), причем каж-
дый из этих способов отметки име-
ет свои преимущества и недостатки.
Так, работа со стабильными изото-
пами не ограничена временем. Дру-
гим их существ, преимуществом яв-
ляется отсутствие радиоактивных из-
лучений, что важно для решения
биологии, и нек-рых др. задач. Вместе
с тем применение стабильных изото-
пов сильно затруднено сложной ап-
паратурой, необходимой для точного
изотопного анализа. Примером ста-
бильного изотопа, наиболее часто
применяемого в качестве М. а., слу-
жит тяжелый водород — дейтерий.
Огромным преимуществом радиоак-
тивных изотопов является простота
и чувствительность методов их обна-
ружения в ничтожных концентра-
циях. В качестве М. а. они допус-
кают на неск. порядков более высо-
кие разбавления, чем стабильные, и
это открывает широкие возможности
для их применения. Как радиоак-
тивные индикаторы применяются
изотопы большинства химич. элемен-
тов с Ту2 от неск. часов до неск. лет.
Меченых атомов метод дает возмож-
ность проследить за движением ато-
мов изучаемого элемента или его
соединений в различных процессах.
МЕЧЕНЫЕ СОЕДИНЕНИЯ —
химич. соединения, содержащие ме-
ченые атомы. См. также Радиоактив-
ные индикаторы.
МЕЧЕНЫЕ УДОБРЕНИЯ — удо-
брения, содержащие, помимо рас-
пространенных в природе атомов дан-
ного элемента (напр., N14, Р31, S32,
Са40 и др.), также меченые атомы,
т. е. радиоактивные изотопы этого
элемента (напр., Р32, Са45, S35 и др.)
или стабильные изотопы, распростра-
ненность к-рых отлична от распро-
страненности изотопов в природных
условиях (напр., N15). Внесение в
почву М. у. (напр., фосфорного,
меченого радиоактивным изотопом
Р32) позволяет отличить питат. эле-
мент (напр., фосфор) удобрения от
аналогичного питат. элемента поч-
вы. Благодаря этому можно следить
за распределением/ передвижением
и превращением М. у. в почве, по-
ступлением его в растение и участием
в обмене веществ внутри растения.
М. у. широко применяются в агро-
химия. исследованиях (в вегетаци-
онных опытах и в полевых услови-
ях) для изучения мн. вопросов пита-
ния растений и применения удобре-
ний.
МЕЧЕНЫХ АТОМОВ МЕТОД —
широко распространенный в науке
и технике совр. метод изучения раз-
нообразных процессов на основе
МИГАЮЩИЙ ЦИКЛОТРОН
233
использования меченых атомов.
Играет большую роль при решении
теоретич. и прикладных вопросов
химии; в исследовании жизненных
процессов в организмах человека,
животных и растений; при диагнос-
тике ряда заболеваний; при контроле
технология, процессов в пром-сти,
контроле износа деталей машин, де-
фектоскопии и др., а также в с. х-ве.
Впервые М. а. м. был использован в
1913 венг. ученым Г. Хевеши, а затем
в 1917 сов. ученым Вл. И. Спицыным.
Особенно широкое развитие этот
метод приобрел после открытия
искусств, радиоактивности (1934).
М. а. м. дает возможность просле-
дить за движением атомов изучае-
мого элемента или его соединений в
различных процессах. Чаще всего
при М. а. м. применяются радио-
активные изотопы. В этих случаях
принцип метода заключается в том,
что определ. химич. вещества, содер-
жащие в своем составе радиоактив-
ный изотоп, вводят либо непосредст-
венно в организм человека, животно-
го, растения, либо в почву или про-
дукты питания. Спустя заданное
время (в зависимости от целей
эксперимента) из тканей или из
отдельных веществ, выделенных из
этих тканей, делают навеску, к-рая
наносится на мишень (из расчета
определ. веса исследуемого объек-
та на 1 см* площади мишени). За-
тем определяют с помощью счет-
чика активность исследуемого объек-
та, выражая ее числом импульсов,
регистрируемых в 1 мин., или путем
соответствующих перерасчетов в виде
относит, активности, т. е. в процен-
тах по отношению к общему коли-
честву введенной активности. Часто
определяют т. н. «удельную актив-
ность» изотопа, входящего в состав
исследуемого объекта или вещества,
выделенного из него [уд. активностью
наз. активность изотопа в навеске,
выраженную в мккюри, мкюри или
расп/мцн (см. Радиологические еди-
ницы) и отнесенную к единице веса
одноименного элемента в той же про-
бе]. По величине уд. активности
можно судить о степени замещения
немеченого элемента введенным ра-
диоактивным изотопом. М. а. м. очень
чувствителен, им можно определять
10"17 г радиоактивного изотопа. При-
менение М. а. м. см. Радиоактивные
индикаторы.
В области х и м и и М. а. м. дал,
например, возможность разработать
новые эффективные способы разде-
ления и аналитич. определения эле-
ментов, особенно с близкими химич.
свойствами (редкие земли и др.),
способствовал изучению механизмов
сложных химич. реакций и явлений
катализа, выяснению структуры хи-
мич. соединений и их реакционной
способности и т. д.
МИГАЮЩИМ ЦИКЛОТРОН —
нейтронный селектор с модулирован-
ным источником нейтронов в виде
циклотрона, к-рый дает кратковрем.
и периодич. импульсы нейтронов.
Установленный на нек-ром расстоя-
нии I от мишени циклотрона детек-
тор нейтронов открывается спустя
время t после выхода нейтронного
импульса на короткое время и реги-
стрирует только нейтроны со ско-
ростью v=ljt. Прерывистый пучок
нейтронов вначале получали путем
изменения ускоряющего напряжения
на дуантах циклотрона. Значитель-
но удобнее применять модуляцию
анодного напряжения ионного ис-
точника циклотрона (см. Питание
ускорителя). Если поступление ней-
тронов в ускоряющую систему
циклотрона прерывается, то преры-
вается и попадание ускоренных
ионов на мишень циклотрона, а сле-
довательно, и выход нейтронов из
мишени. Т. к. мишень циклотрона
дает быстрые нейтроны, то для полу-
чения медленных нейтронов за ми-
шенью ставится замедлитель (напр.,
парафиновый блок). Синхронизация
устройств, управляющих ионным ис-
точником, осуществляется ведущим
кварцевым генератором, с к-рым через
делители частоты связаны блок, упра-
вляющий ионным источником, и ре-
гистрирующее устройство, обычно со-
стоящее из пропорционального счет-
чика или борной камеры и многока-
нального анализатора временного,
каждый из каналов к-рого настроен
на свое собств. время запаздывания
и, следовательно, регистрирует ней-
троны с соответствующей этому вре-
234
МИКРОАВТОРАДИОГРАФ
мени скоростью. Ширина рабочего
интервала каналов и их взаимный
сдвиг, а также общий сдвиг относи-
тельно импульса па ионном источнике
регистрируются схемой, связанной с
ведущим кварцевым генератором.
МИКРО АВТОРАДИОГРАФ (м и -
крорадиоавтограф) — ав-
торадиограф, полученный при иссле-
довании микрообъектов.
МИКРОАВТОРАДИОГРАФИЯ —
1) Метод исследования микрообъек-
тов авторадиография, способом (см.
Авторадиография). 2) Авторадио-
граф, полученный с микрообъекта.
МИКРОГРАФИЯ — метод полу-
чения авторадиограмм в бета-авто-
радиографии путем фокусирования
f-лучей электронно-оптич. линза-
ми. Метод М. дает разрешающую спо-
собность до 30 мк.
МИКРОКОМПОНЁНТ — один из
компонентов физико-химич. систе-
мы, макс, концентрация к-рого по-
рядка 10 "2 молярной.Изменение кон-
центрации М. не влияет на состав фаз
системы. В большинстве радиохи-
мия. операций радиоэлементы (кро-
ме U и Th) и радиоизотопы без но-
сителя являются М.
МИКРОМАНИПУЛЯТОР — см.
Улыпрам икрохим ическая методика.
МИКРОМЕХАНЙЧЕСКИЕ ИС-
ПЫТАНИЯ — методы изучения ме-
ханич. свойств при растяжении, из-
гибе, кручении, измерении микро-
твердости и т. п. па оч. малых образ-
цах или в оч. малых объемах. М. и.
имеют особо широкое применение в
ядерной технике вследствие дефи-
цитности мн. материалов—U, Рн,
Zr высокой чистоты и др.,а также вви-
ду очень малого размера активной
(облучаемой) зоны в исследователь-
ских реакторах. Для М. и. служат
спец, микромашины и приборы; раз-
работаны также приспособления для
М. и. при высоких темп-рах и в ва-
кууме.
МИКРОМИКРО АМПЕРМЕТР —
широко распространенное за грани-
цей наименование прибора для из-
мерения ионизационных токов ка-
мер (см. Гальванометр, Ламповый
измерительный прибор). Имеется вы-
ход ва показывающий прибор и са-
мописец. Макс, чувствительность
10"9 а на всю шкалу. Применяется
для измерения мощности реактора и
в системе аварийной защиты.
МИКРОРАДИОГРАФИЯ — см.
Микроавторадиография.
МИКРОСКОП - ПЕРИСКОП — си-
стема из микроскопа и установлен-
ного за защитным экраном перископа,
посредством к-рого оператор рас-
сматривает изображение, получае-
мое в микроскопе. Недостатком этой
системы является быстрое окрашива-
ние обычных линз объектива микро-
скопа под действием интенсивного
облучения, а также сложность на-
водки микроскопа на фокус.
МИКРОТРОН (электрон-
ный циклотрон) — цик-
лич. резонансный ускоритель заря-
женных частиц для ускорения элек-
тронов в пост, магнитном поле за
счет энергии перем, электрич. поля
с пост, периодом. Период обращения
Т электрона в пост, магнитном по-
тГ	<• т 2*Е
ле Н, равный Т=—(где е — за-
есп
ряд электрона, Е — его полная энер-
гия, с — скорость света), нельзя счи-
тать постоянным, т. к. кинетич.энер-
Рис. 1. Схематич. изображение
траектории электронов в микро-
троне: 1 — ускоряющее устрой-
ство (резонатор).
гия электрона составляет значит,
часть его полной энергии. При каж-
дом прохождении ускоряющего уст-
ройства (рис. 1) период обращения
электрона изменяется на значит.
2тЛ
величину Д Т=ЛлГ > где —Раз~
пость потенциалов на ускоряющем
устройстве ускорителя. В М. период
То изменения ускоряющего напряже-
ния выбирается равным величинеука-
МИШЕНИ ТЕОРИЯ
235
занного приращения 7’0=ДТ, а нач.пе-
риод обращения частицы — кратным
2тсЕнач.
этому периоду: Тнач.= —=а То,
где а — целое число. При этих усло-
виях период обращения частицы, бы-
стро изменяясь с энергией, все время
остается кратным периоду ускоряю-
щего электрич. поля (Т=т То, где
у — целое число). В результате осу-
ществляется резонансное ускорение
частиц (рис. 2), причем ускорение
многих частиц, для к-рых точно не
выполнены указанные условия, воз-
чие от частиц большой массы (макро-
частиц), движение к-рых описывает-
ся классич. механикой, движение М.
описывается квантовой механикой.
МИКРОЭЛЕМЕНТ — элемент,
входящий в данную систему в микро-
количестве, т. е. в количестве поряд-
ка 10“6—10“13г. Этого количества до-
статочно для обнаружения и иден-
тификации большинства радиоак-
тивных элементов и радиоизотопов.
МИЛЛИГРАММ-ЧАС — едини-
ца измерения дозы излучения в ра-
диотерапии, равная произведению
U
T2=3TQ
Г' = 2То
Т^4Т0----
Рис. 2. Зависимость ускоряющего напряжения микротрона от времени: tlt t2,	—
3 последоват. момента прохождения частицы через ускоряющее устройство.
можно благодаря принципу автофа-
зировки. Условия, необходимые для
работы М., выполняются при уско-
ряющем напряжении, равном неск.
сотням кв, и длине волны ускоряю-
щего электрич. поля, равной неск.
слг,что соответствует микроволновому
диапазону радиоволн (отсюда назв.
«М.»). Величину напряженности маг-
нитного поля приходится выбирать
небольшой, не более 1000 э, что за-
ставляет увеличивать размеры уско-
рителя. М. имеет ряд недостатков,
в т. ч. отсутствие устойчивости дви-
жения частиц вследствие примене-
ния однородного магнитного поля.
Работает неск. небольших ускори-
телей такого типа, напр. М. в Кана-
де с конечной энергией электронов
4,6 Мэв, длиной волны ускоряющего
поля 10,7 см, напряженностью маг-
нитного поля 1000 э; в этом ускори-
теле электроны совершают 8 об.
МИКРОЧАСТИЦА — частица оч.
малой массы. К М. относят как эле-
ментарные частицы — электроны,
. позитроны, мезоны, нуклоны, гипе-
роны, так и сложные образования
из элементарных частиц — ядра
атомные, атомы, молекулы. В отли-
количества введенного в полость (в
виде ампул с препаратом) или в ткань
(в виде игл) радия в мг на время его
нахождения в органе, выраженное в
часах.
минералометаллокерАми-
КА — см. Кермет.
МИШЕНИ ТЕОРИЯ— одна из
первых теорий прямого биологич.дей-
ствия ионизирующих излучений, со-
гласно к-рой биологич. эффект воз-
никает в том случае, если в резуль-
тате ионизации поражается некий
жизненно важный участок клетки.
СогласноМ. т., различные части жи-
вой клетки неравноценны: прохожде-
ние ионизирующей частицы через од-
ни участки не сказывается на жизнен-
ных функциях клетки, в то время
как аналогичное явление, происхо-
дящее в некоем т. н. чувствит. объ-
еме, приводит к гибели клетки. В
зависимости от того, какое количе-
ство ионизации необходимо и доста-
точно для поражения этого чувствит.
объема, различают одноударный,
двухударный, многоударный меха-
низм действия. Т. к. процесс попада-
ния ионизирующей частицы являет-
ся процессом случайным,то биологич.
236
МИШЕНЬ
действие определяется вероятностью
этого попадания. Вероятность по-
падания зависит, в свою очередь,
от дозы (чем больше доза, тем больше
число образующихся пар ионов и
тем вероятнее поражение чу ветвит,
объема), от плотности ионизации
(чем плотнее ионизация, тем больше
вероятность, что одна или неск.
ионных пар образуются именно в
чувствит. объеме), от размеров са-
мого чувствительного объема. Раз-
меры чувствит. объема различны у
различных клеток и могут у одной
и той же клетки изменяться в зави-
симости от ее функционального со-
стояния, определяя т. о. радиочув-
ствительность клетки. Относительно
локализации чувствит. об ьема в клет-
ке нет точных данных, однако боль-
шинство авторов связывает чув-
ствит. объем с ядром клетки, в част-
ности с его хромосомным аппаратом.
Из М. т. в ее классич. форме следует
неск. выводов относительно законо-
мерности биологич. действия излу-
чения: 1) эффект зависит лишь от
суммарной дозы и не зависит от рас-
пределения дозы во времени; 2) эф-
фект не должен зависеть от того,
облучается клетка в водной среде
или нет, от присутствия кислорода
и т. д. (впрочем изменение условий
облучения может иметь следствием
изменение размеров чувствит. объе-
ма); 3) количеств, закономерности
биологич. действия излучения на
клетки должны подчиняться зако-
нам статистич. распределения; 4) не
существует такой минимальной дозы,
к-рая не могла бы (пусть с малой
степенью вероятности) вызвать по-
ражения клетки. Большинство био-
логич. реакций, возникающих в ре-
зультате действия излучений, не укла-
дывается в указанные рамки М. т.
Даже англ, ученый Ли, предло-
живший М. т., показал в после-
дующих своих работах ограни-
ченность ее применения. М. т. мо-
жет быть признана справедливой
лишь в отношении некоторых эф-
фектов излучения, в частности гене-
тического. Для объяснения боль-
шинства других биологическпх эф-
фектов следует искать какие-то др.
механизмы. М. т. в ее классич. фор-
ме послужила известной основой для
создания др. теорий прямого дей-
ствия излучения. См. Активирован-
ная вода, Гистаминовая теория,
Токсемия лучевая, а также Биологи-
ческое действие ионизирующего излу-
чения.
МИШЕНЬ (в ради О X и м и и)—
образец, подвергающийся облуче-
нию теми или иными частицами или
лучами с целью: получения радио-
активного изотопа, нового рода ча-
стиц или лучей; исследования свойств
первичных частиц или лучей и их
взаимодействия с материалом М.
При получении радиоактивных изо-
топов основным критерием для вы-
бора М. служит термостойкость и
легкость отделения получающегося
изотопа от материала М. Особенно
тщательный выбор необходим при
проведении ядерных реакций, про-
текающих без изменения заряда яд-
ра. В этом случае в качестве М. ча-
ще всего применяются органич. или
комплексные соединения получаемо-
го элемента. Для выделения образо-
вавшихся изоюпов М. растворяют и
выполняют ряд радиохимия, или
масс-спектрометрич. операций.
МИШЕНЬ УСКОРИТЕЛЯ — пла-
стинка в вакуумной камере ускорите-
ля, на к-рую направляют ускоренные
частицы для исследования их взаимо-
действия с ядрами атомов мишени
или для использования излучения,
возникающего при этом взаимодей-
ствии. Так, в электронных ускори-
телях для получения у-излучения
ускоренные электроны направляют-
ся на М. у. из металла с большим
ат. н. (W, Pt, Ап); у-излучение выхо-
дит из вакуумной камеры ускорите-
ля через стенку с известной погло-
тит. способностью и используется
для экспериментов. В ускорителях
тяжелых частиц применяют М. у.
из различных материалов; в резуль-
тате взаимодействия из М. у. выле-
тают мезоны, нейтроны, у-кванты
и др. частицы, к-рые исследуются
уже вне вакуумной камеры. Приме-
нение М. у., расположенных в ва-
куумной камере, позволяет расши-
рить возможности эксперимента, по-
скольку вывод частиц из ускорителя
иногда'затруднителен. М. у. снабжа-
МОЛИБДЕН
237
ются приспособлениями для измене-
ния их положения в вакуумной ка-
море, что позволяет направить пуч-
ки частиц в нужном направлении.
Для повышения эффективности дей-
ствия пучка ускоренных частиц и
одноврем. проведения неск. физич.
экспериментов применяется ряд ми-
шеней, к-рые м. б. использованы
различным образом. В одних случа-
ях в каждом цикле ускорения часть
ускоренных частиц направляют на
одну мишень, а оставшиеся части-
цы— на другую; в др. случаях в раз-
личных циклах ускорения попере-
менно используются различные ми-
шени. В циклич. ускорителях М. у.
располагают на периферии вакуум-
ной камеры, чтобы они не мешали
ускорению частиц.
МОЗЛИ ЗАКОН — закон, связы-
вающий частоту спектральных ли-
ний характеристич. рентгеновского
излучения с ат. н. Z атомов вещества,
т. е. с электрич. зарядом атомных
ядер вещества, испускающего это
излучение. По этому закону корень
в сторону меньших длин волн. М. з.
позволяет определить заряд ядра
по измеренной длине волны харак-
теристич. рентгеновского излуче-
ния.
МОЛЕКУЛЯРНЫЕ ПРОДУКТЫ-
ПРОДУКТЫ рекомбинации радикалов,
образующиеся в непосредств. близо-
сти от трека ионизирующей частицы.
Напр., при радиолизе воды М. п.
являются Н2О2 и Н2. Свободные ра-
дикалы, диффундирующие в объем,
не играют заметной роли при обра-
зовании М. п. Выход М. п. растет с
увеличением плотности ионизации.
Исследования последних лет пока-
зали, что разграничение продуктов
радиолиза на М. п. и радикальные
продукты весьма условно.
МОЛИБДЕН Мо — химич. эле-
мент VI гр. периодич. системы с п. н.
42, ат. в. 95,95. Изотопный состав
природного Мо: Мо92 (15,86%); Мо94
(9,12%); Мо95 (15,70%);Мо96 (16,50%);
Мо97 (9,45%); Мо98 (23,75%); Мо10а
(9,62%). Содержание в земной коре
3-10“4 % но весу. Наиболее важным
Диаграмма Мозли. По оси абсцисс отложены порядковые номера эле-
ментов, по оси ординат/1/х.ю+<, гДе *— длина волны (в см) харак-
теристич. рентгеновского излучения.
квадратный из частоты v, соответ-
ствующий характеристич. линии,
представляет собой линейную функ-
цию от Z (рис. ). Согласно М. з., с
увеличением Z характеристич. спектр
рентгеновского излучения смещается
минералом Мо является молибденит
MoS2. Металлич. Мо м. б. получен
восстановлением его окисла при вы-
соких темп-рах углеродом или во-
дородом. Так как Мо имеет низкое
сечение поглощения тепловых ней-
238
МОЛУРАНИТ
тронов (2,4 барна), он представляет
интерес как конструкц. материал
для реакторов, работающих при вы-
соких темп-pax. Мо — серебристо-
серый металл, плоти. 10,3 г/см3,
Гпл 2627°, t°Kan ок. 4700°.
Наиболее устойчиво валентное со-
стояние 6. Недостаток Мо заключает-
ся в том, что при 815° в присутст-
вии небольших (неск. %) количеств
кислорода он образует летучую окись
МоО3 и таким образом возгоняется.
Это указывает на необходимость за-
щиты поверхности металла. Для уве-
личения срока службы металла при
высоких темп-pax возможно приме-
нение защитного кремниевого по-
крытия, накладываемого методом на-
пыления. Мо является осколочным
элементом. Из образующихся в реак-
торе изотопов молибдена Мо95 являет-
ся одним из «нейтронных ядов»
(сечение захвата тепловых нейтро-
нов 13,4 барна). Выход его составля-
ет 6,1% (3% от общего выхода оскол-
ков деления). С несколько меньши-
ми выходами при делении расщепля-
ющихся материалов образуются изо-
топы Мо с массовыми числами 97,
98, 99 и 100. Из искусственно радио-
активных изотопов наиболее важен
Мо99 (J\2=67 час.), получаемый по
реакции Мо98/п, 7) Мо".
МОЛУРАНЙТ — урановый ми-
нерал; химич. формула: UO2-2UO3*
•5МоО3-12Н2О(?). Содержит: 37,5%
МоО3, 42,3% U3O8. Цвет черный, в
тонких осколках просвечивает ко-
ричневым; блеск смолистый, твер-
дость 3,4; радиоактивен. Встречается
в альбититах в виде корочек или на-
течных образований по трещинам
совместно с синевато-черными, жел-
тыми и желтовато-зелеными молиб-
датами урана и браннеритом.
МОМЕНТ ОРБИТАЛЬНЫЙ — мо-
мент количества движения микроча-
стицы или системы микрочастиц,
обусловленный их перемещением в
пространстве относительно к.-л.
центра или оси. В отличие от момен-
та количества движения в классич.
механике, М. о. может принимать
лишь дискретный ряд значений,
равных trf 1(1+1), где %— квант
действия, al — орбитальное кван-
товое число, принимающее целочис-
ленные значения, включая нуль.
Если система микрочастиц, имею-
щих спин, равный нулю, не подвер-
жена действию внешнего поля, то
абс. значение М. о. такой системы
остается постоянным. При этом на-
ряду с М. о. сохраняет пост, значе-
ние и его проекция на одно к.-н.
направление (ось z), равная тТь (т—
магнитное квантовое число, к-рое
может принимать значения т=0,±1»
..., ±Z), между тем как проекции
М. о. на 2 др. направления (оси х
и у) остаются неопределенными.
Вследствие этого М. о. квантовой
системы определ. направлении не
имеет.
МОМЕНТОВ МЕТОД — метод рас-
чета ослабления излучения с уче-
том многократных рассеяний в функ-
ции энергии и глубины проникнове-
ния излучения в среде бесконечной
протяженности. Такой расчет поз-
воляет определить факторы накоп-
ления рассеянного излучения (см.
Накопления фактор). По М. м. функ-
цию распределения потока излуче-
ния, зависящую от 3 переменных (по-
ложение, энергия и направление),
в результате математич. преобразо-
ваний сводят к последовательно-
сти интегро-дифференц. уравнений
с 2 переменными (положение и энер-
гия), а затем получают двойную по-
следовательность линейных инте-
гральных уравнений, содержащих
только 1 переменную (энергия). По-
лученные уравнения решаются чис-
ленным способом.
МОМЕНТЫ ЯДЕРНЫЕ — соб-
ственный механич. момент ядра —
спин (Л*), магнитный дипольный мо-
мент (н) и квадрупольный электрич.
момент (Q). Наличие М. я. является
выражением несимметричности ядра.
Так, наличие квадрупольного элек-
трич. момента означает, что распре-
деление заряженных частиц в ядре не
обладает сферич. симметрией. Нали-
чие магнитного момента означает су-
ществование какого-то выделенного
направления в распределении внутри
ядра электрич. токов, обусловлен-
ных движением нуклонов в ядре и
отсутствием сферич. симметрии в рас-
пределении собственных магнитных
моментов нуклонов. Наибол ьшей сим-
МОНТЕ-КАРЛО МЕТОД
239
метрией обладают ядра с S—0. У та-
ких ядер обязательно равны нулю
также и магнитный и электрич. мо-
менты. У ядер с S — квадрупольный
электрич. момент равен нулю, а маг-
нитный дипольный момент отличен
от нуля. У ядер с 6^1 отличны от
нуля как магнитный, так и электрич.
моменты. Пример ядра 1-го типа —
ядро гелия 2Не% у к-рого все моменты
равны нулю; пример ядра 2-го ти-
па — ядро легкого водорода — про-
тон ,р1, у к-рого	р.=2,793
ядерных магнетонов, Q=0; пример
ядра 3-го типа — ядро тяжелого
водорода — дейтрон у к-рого*
*У=1, |i—0,857 ядерного магнето-
на, Q=2,7-10~27€ слг, где е — эле-
ментарный электрич. заряд. Электрич.
дипольные и магнитные квадруполь-
,ные моменты у ядер отсутствуют в
силу закона сохранения четности в
электромагнитных взаимодействиях,
к-рые обусловливают существование
у ядер электрич. и магнитных мо-
ментов.
На опыте вначале измерялись мо-
менты только стабильных ядер; за-
тем, по мере совершенствования экс-
периментальной техники, измере-
ния были распространены на радио-
активные ядра. В наст, время для
измерения моментов ядер исполь-
зуется св. 10 различных эксперимент,
методов, таких, как магнитный резо-
нанс на молекулярных или атомных
пучках, ядерная индукция, оптич.
спектроскопия, ультракоротковолно-
вая спектроскопия, кинетика ядер-
ных реакций и т. д. Определение
спина и четности короткоживущих
радиоактивных ядер осуществляет-
ся путем исследования их излуче-
ний.
МОНАЦИТ — минерал, безводный
фосфат элементов цериевой группы,
гл. обр. церия и лантана (Се, Ьа)Р04,
которые изоморфно замещаются то-
рием. Содержит: 50—60% окисей
редких земель; Y2O3 до 5%; ThO,
до 5—10%, иногда до 28%. В неко-
торых М. содержится до 1% UO3.
Обычно образует таблитчатые кри-
сталлы моноклинной системы. Цвет
желто-бурый, коричневый, красный,
изредка зеленый. Тв. 5—5,5, уд. в.
4,9—5,5. С повышением содержания
тория уд. в. М. возрастает. Встречает-
ся в пегматитах, иногда гранитах
и гнейсах, совместно с цирконом,
магнетитом, ильменитом. При раз-
рушении пегматитов и др. горных по-
род накапливается в россыпях, к-рые
представляют наиболее крупные ме-
сторождения М. Важный источник
для извлечения редких земель и
тория.
МОНИТОР — прибор для непре-
рывного или периодич. контроля
параметров, к-рые должны сохра-
няться в определ., заранее установ-
ленных пределах, напр. уровень ра-
диоактивных излучений в рабочих
помещениях, радиоактивность теп-
лоносителя в реакторе. Термин «Мл
широко применяется в англ, и амер,
лит-ре к дозиметрам, радиометрам
и др. контрольно-измерпт. прибо-
рам и аппаратуре. В СССР употре-
бляется редко.
МОНОХРОМАТОР НЕИТРбНОВ-
то же, что нейтронный селектор.
МОНТЕ-КАРЛО МЕТОД (м е-
тод случайных испыта-
ний) — распространенный метод
для расчета альбедо и прохождения
излучения через защиту. Сущность
М.-К. м. состоит в следующем. Ес-
ли на защиту в виде пластины падает
поток коллимированного у-излуче-
ния, то каждый у-квант может отра-
зиться от пластины, рассеяться
внутрь пластины или поглотиться.
Любое из этих событий имеет опре-
деленную вероятность. Допустив,
что вероятности этих событий раз-
личны (причем, если произойдет 1 со-
бытие, остальные 2 произойти не мо-
гут), с помощью выбора, носяще-
го случайный характер, можно найти,
какое из 3 событий произошло. Выбор
может быть сделан с помощью специ-
альных таблиц и т. д. История
каждого у-кванта прослеживается
до момента выхода из защиты (пла-
стины). В итоге, зная число падаю-
щих на защиту у-квантов, получают
число у-квантов, прошедших сквозь
нее. С помощью М.-К. м. можно ре-
шать и более сложные задачи, напр.
определять пе только число прошед-
ших через защиту частиц, по и их
энергетич. спектр и угловое распре-
деление. Точность результатов опре1-
240
МОЩНОСТЬ ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ
деляется числом рассмотренных
историй. Расчеты по М.-К. м. выпол-
няются с помощью быстродействую-
щих вычислит, машин.
МОЩНОСТЬ ДбЗЫ ОБЛУЧЕ-
НИЯ — доза, отнесенная к единице
времени. М. д. о. выражается в
рентгенах в единицу времени (р/час,
р!мин, р/сек, мр/мин, мкр/сек и др.).
Связь между единицами мощности
дозы:
1 />/шгс=103 лф/час=106 мкр/час,
1 р1час=Л§,1 мр/мин=16700 мкр/мин,
1 р/час=0,28 мр/сек = 280 мкр/сек
и т. д. Между М. д. о. Р (в р/сек)
и интенсивностью I излучения (в
эрг!см* * сек) имеется соотношение:
р = fi^plceK==NhV 1,6o;n~g р‘сек’
где N — число у-квантов, пересе-
кающих площадь в 1 см2 за 1 сек.;
hV — энергия у-квантов в Мэв',
1.6«10“6—число эргов в 1 Мэв',
0,11 — энергетич. эквивалент рент-
гена в воздухе; g — линейный коэфф,
электронного преобразования в воз-
духе.
Связь между активностью М (в
мкюри) и мощностью дозы Р:
M-K-W МК.
yjip К — у-постоянная, показываю-
щая, какую мощность дозы у-излу-
чения создает точечный источник ра-
диоактивного изотопа активностью
1 мкюри на расстояние 1 см в 1 час
(в p/час*мкюри*см), R— расстояние
от источника (в см). Вместо термина
«М. д. о.» иногда пользуются неточ-
ным термином «дифференциальная
доза».
МОЩНОСТЬ ИСТОЧНИКА ИЗ-
ЛУЧЕНИЯ — количество энергии,
излучаемой источником в единицу
времени. Обычно М. и. и. выражает-
ся в Мэв/сек и представляет собой
произведение числа испускаемых ча-
стиц в 1 сек. на энергию этих частиц.
Нередко М. и. и. наз. просто коли-
чество частиц, испускаемых в едини-
цу времени.
МОЩНОСТЬ РЕАКТОРА — ин-
тенсивность энерговыделения ядер-
ного реактора* определяемая режи-
мом деления в активной зоне. М. р.
в 1 вт соответствует режим в
3*1010 дел!сек. При помощи регули-
рующих стержней удается поддер-
живать нужный уровень мощно-
сти. М. р. ограничена допустимой
темп-рой конструкционных матери-
алов, замедлителя, теплоносителя*
допустимой скоростью его прокачки.
Существуют реакторы мощностью до
1000 мгвт. Мощность электростан-
ции составляет 18—25% от М. р.
Количество тепла, выделяющееся в
1 сек. в ядерном реакторе на номи-
нальном режиме, наз. тепловой мощ-
ностью.
МУЛЬТИВИБРАТОР — двух-
ламповый генератор, выходное на-
пряжение к-рого по форме близко
к прямоугольному. Частота коле-
баний лежит в диапазоне от еди-
ниц до сотен тыс. гц. По схеме М.
является 2-каскадным реостатно-ем-
костным усилителем со 100%-ной по-
ложит. обратной связг ю. В любой мо-
мент (кроме перебросов) одна из ламп
М. проводит, другая заперта напря-
жением, являющимся результатом
разряда конденсатора, присоединен-
ного к сетке запертой ла&шы. Ког-
да это напряжение достигает напря-
жения отпирания, лампа открывает-
ся и возникает лавинообразный
процесс, приводящий к перебросу,
при котором лампы М. меняются ро-
лями.
МЫШЬЯК As — химич. элемент
V гр. периодич. системы, п. н. 33,
ат. в. 74,91. Природный As—моноизо-
топпый элемент As75. Содержание в
земной коре 5 • 10 “ 4 % (весовых). Сво-
бодный As существует в неск. алло-
тропия. формах, наиболее устойчив
серый As с плоти. 5,73 г/см2] при на-
гревании выше 600° As возгоняется,
не плавясь; под давлением 36 атм
плавится при 818°. В соединениях
3- и 5-валентен. Многие соединения,
как и сам As, очень ядовиты. Искус-
ственно радиоактивные изотопы As73
(Ti/3==76 дням), As74 (7\2=18 дням)
и As76 (7\а=26,8 часа) получаются
по реакциям: Ge72 (d, п) As73; Ge74
(р, п) As74; Ge73 (d, n) As74; As75
(n, ц) As76; As75 (y, n) As74 и из про-
дуктов деления урана. Обогащение
радиоактивного As, полученного по
НАВЕДЁННАЯ РАДИОАКТИВНОСТЬ
241
реакции (п, у), удобно производить
посредством Сцилларда — Чалмерса
эффекта с использованием мышьяко-
органич. соединений. Радиоактив-
ный As применяется для изучения
химич. и биохимич. процессов. Ток-
сичность радиоактивного As сред-
няя.
МЮ-МЕЗОНЫ (|л-м е з о н ы) —
неустойчивые элементарные части-
цы с массой 206,86 электронных
масс. Обозначаются ji. Спин М.-м. ра-
вен % . Известно 2 вида М.-м.: с поло-
жит. (рс+) и отрицат. электрич.
зарядами, по абс. величине равными
заряду электрона. Время жизни
М.-м. ок. 2,22* 10“6 сек., распадаются
на электрон (позитрон) и 2 нейтри-
но (нейтрино и антинейтрино)'.
|х^=—>	v. Экспериментально
установлено, что в этом распаде сох-
раняется четность. Образуются М.-м.
в основном как продукты распада
пи-мезонов', т:——Так возни-
кает, в частности, ji-мезонная (прони-
кающая) компонента космических
лучей.
В отличие от др. мезоное, М.-м.
слабо взаимодействуют с ядерным
веществом и испытывают в основном
лишь кулоновское рассеяние (рас-
сеяние под действиехм электрически
заряженных частиц). Замедленный
отрицат. М.-м. может быть захва-
чен на одну из электронных оболо-
чек атома, образуя мезоатом. Благо-
даря образованию мезоатома водоро-
да и дейтерия и последующему обра-
зованию мезомолекулы (HD)^ и (DD)a
М.-м. играют как бы роль катализа-
торов ядерных реакций. Отрицат.
М.-м., находящиеся на внутр, обо-
лочке мезоатома, м. б. захвачены его
ядром. Такой захват: ц
аналогичный К-захвату электрона
(см. Электронный захват), приводит
к уменьшению времени жизни М.-м.
с ростом ат. н. атомов вещества.
Положит. М.-м., диффундируя в ве-
ществе, при остановке может обра-
зовать своеобразный «атом», состоя-
щий из |1+-мезона и вращающегося
вокруг него электрона, наз. мезо-
нием.
НАВЕДЁННАЯ РАДИАЦИЯ —
см. Наведенная радиоактивность.
НАВЕДЁННАЯ РАДИОАКТЙВ-
НОСТЬ — радиоактивность возду-
ха, воды, почвы, материалов и раз-
личных предметов, возникающая
при облучении их нейтронами. Яд-
ра мн. элементов в результате за-
хвата нейтронов становятся радио-
активными. Они распадаются пу-
тем испускания ₽-частиц и у-кваы-
тов с тем или иным периодом полу-
распада, присущим данному изотопу
элемента. Наличие Н. р. всегда учи-
тывается при проектировании за-
щиты ядерных реакторов, ускори-
телей и других мощных источни-
ков нейтронов. В реакторах, на-
пример, теплоноситель под действи-
ем нейтронного облучения в актив-
ной зоне становится радиоактивным,
что • требует создания достаточной
.биологической защиты вокруг трубо-
проводов, по к-рым он циркули-
рует.
Радиоактивность изотопов, образу-
ющихся при ядерном взрыве в резуль-
тате реакции нейтронов,достигающих
поверхности земли, с ядрами элемен-
тов, входящих в состав грунта и рас-
полож.на земной поверхности предме-
тов, является составной частью оста-
точного излучения. При радиац.
захвате нейтронов ядрами кислорода,
азота и водорода, т. е. основными
составными частями воздуха и воды,
образуются в основном стабильные
изотопы. Н. р. почвы обусловливает-
ся образованием радиоактивных
изотопов Si31 (Ti/2—2 ч. 50 мин.),
А128 (7\2=2,4 мин.) и, гл. обр.,
Na24 (7\2=14,8 часа). Натрий испус-
кает ^-частицы с £=0,5 Мае и v-лу-
чи с £=1,4—2,8 *Мэв.
Нейтроны могут захватываться
атомными ядрами, входящими в со-
став различных конструкций и ма-
териалов. Наибольшую Н. р. могут
приобретать цинк, медь, марганец,
в меньшей степени — железо. Осо-
242
НАДВОДНЫЙ ВЗРЫВ
бенно сильной Н. р. бывает в мор-
ской воде при надводных и подвод-
ных взрывах.
НАДВОДНЫЙ ВЗРЫВ (ядер-
ный) — взрыв, произведенный не-
посредственно над поверхностью во-
ды. Характеризуется большей, чем
при воздушном взрыве, степенью ра-
диоактивного заражения воды и бо-
лее высоким избыточным давлением
в ближней зоне на горизонт, поверх-
ности. Вследствие таких свойств Н. в.
палубы кораблей и горизонт, по-
верхности всякого рода техники и
средств вооружения будут испыты-
вать в ближней зоне большие по-
вреждения, чем при воздушном
взрыве.
НАДКРИТИЧЕСКИЙ РЕЖИМ —
режим, в к-ром работает реактор при
эффективном коэффициенте размно-
жения >1 или при наличии положит,
реактивности. Реактор, работающий
в Н. р., наз. надкритическим. В та-
ком реакторе нейтронный поток и
мощность непрерывно возрастают.
Скорость нарастания характеризу-
ют периодом реактора (см. Кинетика
реактора).
НАДТЕПЛОВЫЕ РЕАКЦИИ —
химич. реакции с участием атомов,
имеющих надтепловую скорость и
обладающих известным минимумом
энергии, необходимой для участия
в химич. процессах. Подобные ато-
мы, имеющие энергии порядка 10 эв,
могут возникать в результате охлаж-
дения (замедления) горячих атомов.
В этой области энергии возможен
иной, чем в случае горячих атомов,
механизм передачи энергии — не-
упругие соударения с окружающи-
ми молекулами с послед, разруше-
нием одной из связей в молекуле
вследствие впбрац. возбуждения.
Протеканием надтепловых реакций
объясняется образование галогенпро-
изводных при облучении нейтронами
растворов галогенов в углеводородах
и т. п. Если масса горячего атома ве-
лика по сравнению с массой охлаж-
дающего реагента, то практически
все горячие атомы будут проходить
через надтепловую область энергии.
НАЗЕМНЫЙ ВЗРЫВ — ядерный
взрыв, происходящий на поверхно-
сти земли или на такой высоте, при
к-рой огненный шар соприкасается с
земной поверхностью, в результате
чего радиоактивные вещества, полу-
чающиеся при взрыве, смешиваются
с расплавленным верхним слоем зем-
ли, образуя т. н. радиоактивный
Светящаяся полусфера при наземном
взрыве атомной бомбы.
шлак. Уровни радиации в районе
Н. в. значительно выше, чем при воз-
душном взрыве, и могут достигать
неск. тыс. p/час. Поднимаемые воз-
душным потоком частицы заражен-
ного грунта смешиваются с радио-
активным облаком и, выпадая на
землю, заражают местность по следу
движения радиоактивного облака.
НАКОПЛЕНИЕ ПРОДУКТОВ
ДЕЛЕНИЯ — накопление оскол-
ков, образующихся при делении
ядерного топлива, и продуктов их
радиоактивного распада. При деле-
нии ядра U образуется 2 осколка.
Осколки деления м. б. стабильными
и нестабильными изотопами. Не-
стабильные изотопы испытывают ра-
диоактивный распад. Осколки де-
ления и продукты их радиоактивно-
го распада накапливаются в реак-
торе. Наличие продуктов деления в
реакторе является, с одной стороны,
отрицат. фактором, приводящим к
отравлению реактора, с др. сторо-
ны — продукты деления служат цен-
ным источником широко применяе-
мых в технике и в медицине радио-
активных изотопов.
НАКОПЛЕНИЯ ФАКТОР —ко-
эфф., учитывающий накопление рас-
сеянного излучения при расчете
ослабления у-излучения, проходя-
щего через защиту большой толщи-
ны. Различают 4 Н. ф.: численный*
дозовый, онергетич. и поглощенной
энергии. Численный Н. ф. равен
НАСОС
243
отношению суммы рассеянных (NJ
и нерассеянных (N2) 7-квантов к
нерассеянным (Лт2) в рассматривае-
ту _1_ ту
мой точке среды, т. е. —— .
Аналогично определяются и др. Н. ф.
Напр., дозовый Н. ф. равен D'+D-l ,
d2
где D, — доза рассеянных 7-кван-
тов, D2— доза нерассеянных у-кван-
тов. Н. ф. зависят от энергии первич-
ного излучения источника, геометрии
источников излучения, материала за-
щиты и ее толщины. Напр., для то-
чечного изотропного источника 7-лу-
чей с энергией 0,5 Мэв, располож. в
бесконечной водной среде, дозовый
Н. ф. для толщины в 20 длин сво-
бодного пробега 7-квантов составляет
число ок. 300. Для свинца, при тех
же условиях, этот фактор равен всего
лишь 3. II. ф. для 7-излучения были
найдены численным способом с по-
мощью моментов метода.
Для учета вклада в дозу рассеян-
ного нейтронного излучения можно
также использовать Н. ф. рассеян-
ных нейтронов.
НАПЁРСТКОВАЯ ИОНИЗА-
ЦИОННАЯ КАМЕРА — конденса-
торная ионизационная камера с тон-
кими стенками, в к-рой ионизация
производится гл. обр. частицами,
возникающими в измерит, объеме, и,
в меньшей степени, вторичными ча-
стицами из стенок камеры. Н. и. к.
часто имеют небольшие размеры
(неск. см) и по форме напоминают
наперсток. Внутренний, электрод
укреплен на хорошем изоляторе.
Н. и. к. обычно применяются для
измерения интегральных доз рентге-
новского п 7-излучений, при инди-
видуальном дозпметрпч. контроле, а
также для измерения больших доз
рентгеновского и 7-излучения п по-
токов быстрых нейтронов.
НАПЁРСТКОВЫИ ДОЗИМЕТР —
дозиметр, датчиком в к-ром является
наперстковая ионизационная каме-
ра. Н. д. служит для регистрации
больших доз 7- и рентгеновского из-
лучений.
НАПРАВЛЕННЫЙ детектор —
устройство для регистрации радио-
активных излучений, регистрирую-
щее только излучения, имеющие оп-
редел. направление (телескоп счет-
чиков). Иногда для получения Н. д.
счетчик закрывают защитой с 3 сто-
рон, а 4-я, незащищенная сторона,
обладает направленной чувствитель-
ностью к излучениям.
НАПРАВЛЯЮЩЕЕ ПбЛЕ УСКО-
РЙТЕЛЯ —' см. Магнит ускорителя,
НАСОС (в ядерных уста-
новках) — машина или устрой-
ство для перемещения жидкости;
в ядерных установках применяются
различные конструкции Н.: для про-
качивания охлаждающего агента че-
рез реактор и отвода тепла к энерге-
тич. установке (циркуляционный
Н.), для восполнения утечек в систе-
ме и создания необходимого давле-
ния (подпиточный II.), для управле-
ния запорной и регулировочной ар-
матурой (гидропривод). Механиче-
ские, гл. обр. центробежные Н.,
перекачивающие радиоактивный те-
плоноситель, должны обладать вы-
сококачественным уплотнением вала
в подшипниках. Утечки в сальниках
создают опасность распространения
радиоактивности и возможную по-
терю ценных жидкостей (напр.,
D2O). Утечка в Н. предотвращается
или встроенным электроприводом,
при к-ром весь II. и ротор электро-
двигателя помещаются в металлич.
кожух, или сдвоенными уплот-
нениями. В Н. со встроенным элект-
роприводам смазка подшипников осу-
ществляется самим теплоносителем,
т. е. водой высокого давления. В Н. с
двойным уплотнением между уплотне-
ниями подводится вода под высоким
давлением, что исключает утечки ра-
диоактивной воды из И. или создается
вакуум в контурах D2O для полного
сбора всех утечек. Если перекачи-
ваемый теплоноситель (напр., жидко-
металлич.) пмеет высокую темп-ру,
подшипники Н. необходимо охлаж-
дать, напр., органич. теплоносите-
лем с высокой (^ЗОО0) темп-рой
кипения, если последний обладает
достаточной термич. и радиац. стой-
костью.
Под действием радиоактивного из-
лучения обычные смазки разлагают-
ся, теряют свои первонач. свойства,
загрязняют теплоноситель п поверх-
ность тепловыделяющих элементов
244
НАСТУРАН
реактора, что при больших тепло-
вых нагрузках может привести к ава-
рии. В установках с жидкометаллич.
охлаждением реакторов, особенно
с натриевым, требования к надежно-
сти и безопасности работы Н. еще
более возрастают, т.к. дополнительно
необходимо предотвратить попадание
воздуха в тракт натрия, что может вы-
звать окисление и загрязнение систе-
мы. При натриевом охлаждении поль-
зуются центробежными Н. в герметич-
ном исполнении (с колпаком на эле-
ктродвигателе). В этом случае очень
важным является охлаждение под-
шипников II., к-рые работают в тяже-
лых условиях при высокой темп-ре.
Механич. Н. обеспечивают большие
расходы при хорошем напоре и боль-
шом кпд (до 90%). Недостатком их
является наличие движущихся ча-
стей, а также трудности с уплотне-
нием вала.
Для перекачивания жидких ме-
таллов более удобны герметичные,
полностью сварные электромагнит-
ные II., к-рые не имеют движу-
щихся частей (ротором служит са-
ма перекачиваемая жидкость), но
их кпд пока еще низок. Различают
3 типа электромагнитных Н.: фара-
деевский (на пост, и перем, токе),
линейный индукц. Н. и индукц. Н.
со спиральным ходом жидкого ме-
талла. Па работу электромагнитного
Н. очень влияет попадание пузырь-
ков воздуха, поэтому всасывающий
патрубок располагают возможно
глубже в питающем баке. Опасна так-
же кавитация, возможная при рез-
ком выходе металла из магнитного
поля ввиду того, что стенки проточ-
ного канала II. очень тонки (для
уменьшения электрич. потерь через
стенки и, следовательно, увеличе-
ния кпд).
НАСТУРАЩурановая смоля-
ная обманка, урановая
смолка) — минерал, безводный
окисел урана; совместно с уранини-
том и урановыми чернями составля-
ет единый ряд окислов урапа. Н. яв-
ляется промежуточным" членом это-
го ряда. Химич, формула AUO2-
•Ш03*тРЬ0. Содержит: *0,3—19,6%
РЬО, 5,8—59,3% UO2, 22,33—66,6%
UO5. Кристаллизуется в кубич. си-
стеме, строение скрытокристаллич.
Цвет от смоляно-черного до светло-
серого с буроватыми и коричневато-
зеленоватыми оттенками. Блеск ал-
мазный, стеклянный и матовый.
Уд. в. 4,5—7,5; сильно радиоактивен.
Гидратизированная разновидность
II. наз. гидронастуран. Сре-
ди Н. различают 4 разновидности по
соотношению UO2 и UO3, причем при
увеличении содержания UO3 цвет Н.
меняется от смоляно-черного до свет-
ло-серого с буроватым и коричнева-
то-зеленоватым оттенком. Н. встре-
чается в гидротермальных месторож-
дениях в различных ассоциациях
минералов, в виде тонких ветвя-
щихся прожилков мощностью от
1 мм до неск. см (редко до 10 см),
гнезд или почковидных скоплений.
Встречается также в осадочных и
осадочно-метаморфич. месторожде-
ниях, являясь продуктом диагене-
тич. процессов или метаморфизма
ураноносных осадков. Н.— главная
урановая руда.
НАТРИЕВЫЙ РЕАКТОР — ядер-
ный реактор с натриевым теплоноси-
телем. Термин «Н. р.» часто употре-
бляется как синоним термина графи-
то-натриевый реактор.
НАТРИЕКАЛИЕВЫЕ СПЛАВЫ—
группа сплавов натрия с калием,
применяемых в качестве жидкоме-
таллического теплоносителя в реак-
торах на быстрых нейтронах. Ча-
ще применяется сплав, состоящий
из 56% Na и 44% К. Темп-pa его
плавления 19°, темп-pa кипения
825°, теплопроводность при 100°
0,06 кал!сек*см*°С', эффективное по-
перечное сечение поглощения нейтро-
нов 1,1 барна,, поперечное сечение
рассеяния 3,2 барна', сплав устой-
чив к действию радиации. Н. с. лег-
че воды (его плотность 0,88 г/см? при
100°, 0,74 г! см? при 700°) и обла-
дает почти такой же вязкостью; на
его перекачивание электромагнит-
ными и центробежными насосами
расходуется примерно столько же
энергии, сколько на перекачивание
воды. Серьезные недостатки Н. с.—•
его горючесть в воздухе, а также
низкая теплоемкость (0,25 кал/г»°С);
последнее вынуждает создавать в си-
стеме реактора большой перепад
НАУЧНЫЙ КОМИТЕТ ООН ПО ДЕЙСТВИЮ АТОМНОЙ РАДИАЦИИ
245
температур и приводит к значитель-
ным термин. напряжениям. В чис-
том, свободном от кислорода спла-
ве Na— К соприкасающиеся с ним
металлич. элементы конструкции
(напр., нержавеющие стали) не раз-
рушаются вплоть до темп-ры ок.
1000°. При загрязнении кисло-
родом Н. с. становится агрессивным,
т. к. образующаяся окись натрия
вызывает межкристаллитное разру-
шение в горячей зоне контура теп-
лоносителя. Очистка сплава от оки-
слов в виде твердых частиц осущест-
вляется фильтрацией, от газов — с
помощью газопоглотителей.
НАТРИИ Na— химич. элемент
I гр. периодич. системы, п. н. И,
ат. в. 22,991; относится к щелочным
металлам. Природный Na состоит из
одного изотопа Na23. Распростра-
ненность в земной коре 2,64% по ве-
су. Встречается в виде минералов:
каменной соли NaCi, сильвинита
NaCl-KCl и др., входит в состав мн.
природных силикатов. Содержится
в морской воде. Металлич. Na полу-
чается электролизом расплавлен-
ной гидроокиси NaOH. В чистом со-
стоянии имеет серебристо-белый
цвет и в свежем разрезе — металлич.
блеск. Плотн. 0,97 г/смг, 1°пл 97,7е,
tQtcun 883°. Химически очень акти-
вен. Во всех соединениях однова-
лентен. Из радиоактивных изото-
пов наиболее важными являются
Na22 (7\2=2,6 года), получающийся
по реакциям: Mg24 (d, a) Na22; Na23
(и, 2ri) Na22 и Na24 (7\2—15,0 часа),
получающийся, по реакциям: Na23
(n, y) Na24; Mg26 (d, a) Na24 и т. д.
Благодаря хорошей теплопроводно-
сти и сравнительно малому сечению
захвата медленных нейтронов ме-
таллич. Na (иногда в сплаве с кали-
ем) используется в качес!ве тепло-
носителя в реакторах. Радиотоксич-
ность изотопов: Na22— среднеопа-
сен, Na24—слабоопасен.
НАУЧНЫЙ КОМИТЕТ ООН по
ДЕЙСТВИЮ АТОМНОЙ РАДИА-
ЦИИ (United Nations Committee on
the effects of Atomic Radiation)—ор-
ганизация, имеющая целью собирание
данных об уровнях радиоактивности
и о действии ионизирующего излу-
чения на человека и окружающую
его среду, сопоставление и анализ
указанных данных и подготовку док-
лада по этому вопросу для Генераль-
ной Ассамблеи. Комитет был создан
Генеральной Ассамблеей ООН в дек.
1955 в составе представителей Авст-
ралии, Аргентины, Бельгии, Брази-
лии, Египта (ОАР), Индии, Канады,
Мексики, Англии, США, СССР, Фран-
ции, Чехословакии, Швеции и
Японии.
Комитет провел 5 сессий и в июне
1958 единогласно утвердил доклад
для представления XIII сессии Гене-
ральной Ассамблеи. Постоянным
представителем СССР в Комитете был
А. В. Лебединский.
В докладе и приложениях к нему
рассматриваются и оцениваются раз-
личные источники ядерной радиации,
их воздействие на человека и окру-
жающую его среду. В основных вы-
водах, в частности, говорится, что
радиоактивное загрязнение окру-
жающей среды в результате взры-
вов ядерного оружия ведет ко все
возрастающему повышению мирового
уровня радиации. Это связано с но-
выми и в значит, степени неизвест-
ными опасностями для нынешних и
будущих популяций; эти опасности
по самой своей природе находятся
вне контроля облучаемых людей.
Комитет приходит к заключению, что
все мероприятия, направленные на
уменьшение до минимума облуче-
ния человеческих популяций, будут
полезными для человеческого здо-
ровья. Такие мероприятия включают
устранение излишнего воздействия в
результате медицинских, промышлен-
ных и других процедур для мирных
целей и прекращение загрязнения
окружающей среды ядерными взры-
вами.
Делегации Чехословакии, СССР и
Объединенной Арабской Республики
включили в доклад следующее осо-
бое мнение. Научная информация,
полученная Комитетом, заставляет
считать, что генетические эффекты
радиации должны рассматриваться
как непороговые реакции. Это озна-
чает, что любое увеличение радиаци-
онного воздействия на организм
человека приведет к увеличению
числа наследственных заболеваний.
246
ПЕГАТОСКОП
Злокачественные новообразования, а
также лейкозы, согласно одной из
существующих в науке точек зрения,
представляют собой заболевания, чи-
сло которых может возрасти по мере
повышения уровня радиации. Эти
данные, а также весьма малая веро-
ятность того, что человеческий орга-
низм может приспособиться к усло-
виям увеличенной радиации окру-
жающей среды, заставляют считать
нежелательным для человечества лю-
бое увеличение дозы облучения сверх
природного уровня радиации.
Поэтому следует добиваться улуч-
шения физических основ и техники
медицинского использования радиа-
ции путем уточнения показаний к ее
применению и устранения неблаго-
приятного побочного действия.
Необходимо также развивать ис-
следования в области совершен-
ствования защиты и техники безопас-
ности в атомной промышленности,
а также в науке и технике на основе
широкого международного сотруд-
ничества ученых.
Физические и биологические дан-
ные, содержащиеся в докладе, сви-
детельствуют о том, что следует до-
биваться устранения нерегулируе-
мого источника радиации, т. е. пре-
кращения испытательных ядерных и
термоядерных взрывов, и позволяют
Комитету сделать вывод о том, что
необходимо немедленно прекратить
экспериментальные взрывы ядерного
оружия.
НЕГАТОСКОП — прибор для рас-
смотрения гаммаграмм в проходя-
щем и рассеянном свете. В одном из
простейших II. (рис.) в верхней
панели крепится стеклянный экран 1
толщиной 5—7 мм, освещаемый лам-
пами 2 (дневного света или лампами
накаливания 25—40 вт), свет к-рых
рассеивается матовым стеклом 3.
Разхмеры поля освещения на экране
регулируются шторками 4, позволя-
ющими оставлять для рассмотрения
только нужную часть снимка. В
нек-рых случаях пользуются Н. с
оптпч^ системами.
НЕИТРЙНО (итал. neutrino,
уменьшит, от neutrone — нейтрон)
(>) — электрически нейтральная эле-
ментарная частица, масса и магнит-
ный момент к-рой, по-видимому, рав-
ны нулю. Спин Н. равен %.
Экспериментально установлено,
что масса Н. во всяком случае мень-
ше одной двухтысячной массы элект-
рона, а магнитный момент Н. мень-
ше магнитного момента электрона
по крайней мере в 10у раз.
Одним из основных свойств Н. яв-
ляется высокая проникающая спо-
собность этой частицы. Длина сво-
бодного пробега Н. с энергией в неск.
млн. эв сравнима с радиусом извест-
ной части Вселенной. Н. испускает-
ся при позитронном f-распаде (напр.,
014->Nl4+e+-{-v), а также при распа-
дах элементарных частиц с образова-
нием позитронов или -мезонов
(напр.:	К+-> pi+ -|- v).
Новейшие исследования показали,
что в процессах испускания Н. не
сохраняется четность, и Н. всегда
продольно поляризовано; спин Н. ан-
типар аллелей направлению его дви-
жения. Н. имеет античастицу —
антинейтрино (у).
НЕЙТРОН (от лат. neuter — ни
тот, ни другой) (п) — электриче-
ски нейтральная элементарная ча-
стица с массой 1 838 электронных
масс. Н. вместе с протонами входит
в состав всех атомных ядер. Н. и
протоны носят общее назв. нуклоны.
Спин Н. равен % . Магнитный момент
Н. |in= 1,9131 ядерных магнетонов. Н.
устойчив только в составе атомных
ядер. Свободный Н. испытывает f-ра-
спад:	^i/2=12,8 мин.
Вследствие отсутствия электрич. за-
ряда Н. легко проникают в любые
ядра вплоть до самых тяжелых. Под
действием Н. идут ядерные реакции
НЕЙТРОННАЯ СПЕКТРОСКОПИЯ
247
с вылетом 7-квантов, протонов, а-ча-
стиц. В самых тяжелых ядрах (то-
рий, уран и др.) под действием Н.,
кроме того, может происходить де-
ление (см. Деление атомного ядра).
Н.—частицы, обеспечивающие про-
текание цепной ядерной реакции
в ядерных реакторах. Наравне с
рентгеновскими лучами Н. можно
использовать для структурного ана-
лиза молекул (см. Нейтронография).
II. служат для получения искусств,
радиоактивных изотопов.
Античастицей Н. является анти-
нейтрон (п).
НЕЙТРОН ДЕЛЕНИЯ — ней-
трон, испускаемый после деления
ядра. Большинство Н. д. испускается
осколками деления в течение 10“14
сек. после деления — это мгно-
венные Н. д. Менее 1% нейтро-
нов испускается в течение значит,
промежутка времени после деления—
это запаздывающие И. д.
Количество Н. д., испускаемых пос-
ле деления ядра, зависит от ряда ус-
ловий, оно не постоянно и м. б. равно
0; 1; 2 или 3. Поэтому среднее число
испускаемых Н. д. не целое. Среднее
число быстрых нейтронов, испуска-
емых на 1 акт деления изотопа под
действием теплового нейтрона, обо-
значается буквой v. Величина v
составляет для U233 2,61; U235 2,46;
Ри239 2,9; Ри241 3,1.
НЕЙТРОННАЯ ДЕФЕКТОСКО-
ПИЯ — см. Нейтронная радиография.
НЕЙТРОННАЯ ДОЗА — доза,
получаемая объектом при облуче-
нии его нейтронами.
НЕЙТРОННАЯ РАДИОГРАФИЯ—
радиография, метод (см. Радиогра-
фия), с помощью к-рого получают
изображение распределения элемен-
тов, обладающих большим эффек-
тивным поперечным сечением зах-
вата медленных нейтронов в ис-
следуемом объекте. При этом тон-
кий шлиф из изучаемого вещест-
ва помещается в поток медленных
нейтронов. Интенсивность потока
нейтронов, прошедшего через уча-
стки шлифа, содержащие включе-
ния элементов с большим сечением
захвата, будет меньше, чем интен-
сивность излучения, прошедшего че-
рез участки без включений. Разница
в интенсивностях нейтронов реги-
стрируется на фотопленке, покрытой
с 2 сторон эмульсией и помещаемой
между 2 фольгами, или пленками из
материалов, легко активизирующих-
ся под действием нейтронов, либо
обладающих большим сечением реак-
ций (п, а) и (п, р), сопровождающих-
ся испусканием сильно ионизирую-
щих частиц. В качестве материалов
для фольг и пленок используют Ag,
In, В10, Li.
Оптическая плотность почернения
пленки будет макс, на тех участках,
через к-рые прошло наибольшее число
медл. нейтронов, а получ. изображе-
ние будет представлять распределе-
ние веществ с большим сечением за-
хвата медл. нейтронов в исследуемом
объекте.
Часто для увеличения чувствитель-
ности II. р. между фольгой и фото-
эмульсией помещается слой люми-
нофора. Толщина этого слоя берется
равной пробегу частиц наведенного
излучения в люминофоре.
Метод Н. р. применяется для ана-
лиза конструкц. материалов, упот-
ребляющихся в реакторостроении,
для изучения распределения легких
элементов в различных металлах и
сплавах.
НЕЙТРОННАЯ СПЕКТРОСКО-
ПИЯ — метод экспериментального
исследования энергетич. (спектраль-
ного) состава излучения. Различают
спектроскопию быстрых нейтронов
и медл. нейтронов, прошедших через
замедлитель. Различие определяется
характером взаимодействия быстрых
п медл. нейтронов с веществом. В
спектроскопии быстрых нейтронов
пользуются реакциями нейтронов на
ядрах с образованием ядер отдачи. Об
энергии первичного пучка нейтро-
нов судят по энергии протонов отда-
чи (см. Нейтронный спектрометр).
В спектроскопии медл. нейтронов
пользуются диффракц. брэгговским
отражением нейтронов от кристалла
(см. Нейтронный кристаллический
спектрометр, Нейтронный кристал-
лический монохроматор). Данные
спектрального анализа нейтронов
служат для изучения свойств нейтро-
нов, характера их взаимодействия с
веществом, исследования зависимо-
248
НЕЙТРОННАЯ ТЕРМОБАТАРЕЯ
сти нейтронных сечений от энергии,
а также для дозиметрия, характери-
стик нейтронных источников и в тех-
нике защиты от нейтронных излуче-
ний.
НЕЙТРОННАЯ термобатарея
(нейтронный	термо-
столбик) — первичный нейтрон-
ный датчик, состоящий из неск. де-
сятков нейтронных термопар, вклю-
ченных последовательно. Типичная
Н.т. дает 10 мв при нейтронном пото-
ке 1012 п/см2-сек. Герметизирован-
ная Н. т. имеет длину 6—8 см, диа-
метр 2—Зсм. Н. т. пригодна для из-
мерения распределения нейтронного
потока, а также в схеме аварийной
защиты. Достоинство Н. т. заключает-
ся в простоте и надежности, недо-
статок — в большой инерционности
(1—3 сек.).
НЕЙТРОННАЯ ТЕРМОПАРА —
термопара для регистрации нейтро-
нов, И. т. состоит из 2 термопар
(рис.), включенных навстречу друг
другу; спай одной из
термопар покрыт В10.
При отсутствии ней-
тронного излучения
темп-pa спаев одинако-
ва, и термо-эдс обеих
термопар (ех и е2) рав-
ны по абс. величине,
но противоположны
по знаку.В результате
суммарная эдс (е) рав-
на нулю. При появле-
нии нейтронного потока темп-ра
спая, покрытого В10, повышается
вследствие ядерной реакции В10 с
нейтронами; термо-эдс этой термопа-
ры возрастает, и суммарная эдс ста-
новится отличной от нуля, причем
ее величина прямо пропорциональна
плотности нейтронного потока.
НЕЙТРОННОЕ излучение —
составная часть проникающей радиа-
ции атомного и термоядерного взрыва,
к-рая возникает в процессе деления
ядер атомов заряда. Нейтроны, обра-
зующиеся при атомном взрыве, оказы-
вают сильное поражающее действие,
т. к. их проникающая способность в
связп с отсутствием электрич. заряда
очень велика. Более 99% общего коли-
чества нейтронов деления выделяется
в течение 10 сек. Они наз. мгновен-
е, -е2*
е=кп
Схема нейтрон-
ной термопары:
к — коэфф, про-
порцию на ль но-
сти; п — нейт-
ронный поток.
ными нейтронами. Остальные нейтро-
ны (менее 1%), т. н. запаздывающие,
излучаются позднее нек-рыми ос-
колками деления при их бета-рас-
паде. Значит, доля мгновенных ней-
тронов высвобождается еще до раз-
рушения оболочки бомбы. Поэтому
при прохождении через оболочку
нейтроны замедляются и поглоща-
ются ею, и лишь сравнительно неболь-
шая часть их доходит до поверхно-
сти земли. Энергия нейтронов, обра-
зующихся при взрыве, составляет
3% общей энергии взрыва. Скорость
их распространения доходит до 20 000
км/час. Нейтроны чрезвычайно опас-
ны для организма, поскольку они,
не имея электрич. заряда, легко про-
никают в ядра атомов, из к-рых со-
стоят живые ткани, и захватываются
ими. Однако область их эффектив-
ности (в радиусе 900 м) перекры-
вается областью поражающего дей-
ствия ударной волны и у-излучения.
Обладая большой проникающей спо-
собностью, нейтроны легко проходят
через экраны, задерживающие др.
виды излучений. Поэтому опасность
поражения нейтронами при атомном
взрыве требует особых мер защиты.
НЕЙТРОННОЕ ОКНО — устрой-
ство, применяемое в ядерном реакто-
ре для ослабления гамма-квантов
при выводе нейтронов из реактора.
Представляет собой свинцовый или
висмутовый блок толщиной 8—12 см,
уложенный в основание тепловой
колонны или др. канала для вывода
нейтронов. Не влияя на интенсив-
ность нейтронов, Н. о. значительно
уменьшает поток ^-квантов из реак-
тора. _
нейтронный генератор —
источник нейтронов; применяются
Н. г. различных типов. Наиболее
распространены: (Ra— а—Ве)-источ-
пик с ядерной реакцией Ве®(а, п) С12,
в результате к-рой образуется 107
нейтронов в 1 сек. на 1 г Ra с энер-
гиями от 2 до 12 Мэв', (Ро — а— Ве)-
источник с той же ядерной реакцией.
Многие (Ra— а— Be) и (Ро—а Be)
Н. г. одновременно являют-
ся у-излучателями, что затрудняет
их использование. Периоды полурас-
пада для (Ra — а — Be) II. г. ок.
1600 лет, для (Ро — а — Be) Н. г.—
НЕЙТРОННЫЙ КРИСТАЛЛИЧЕСКИЙ СПЕКТРОМЕТР
249
140 дней. Мощными источниками
нейтронов являются ускорители за-
ряженных частиц и ядерные реакто-
ры. Для получения нейтронов в ус-
корителе чаще всего осуществляется
реакция Be9 (d, п) В10 (бериллиевая
мишень ускорителя бомбардируется
ускоренными дейтронами, получа-
ются нейтроны сплошного энерге-
тич. спектра, зависящего от энергии
бомбардирующих дейтронов), или
реакция Li7 (d, п) Be9 (бомбардиров-
ка лития дейтронами), или Li7 (р, п)
Be7 (бомбардировка лития прото-
нами). Часто используются также ре-
акции: Т3 (/?, п) Не8; D2 (d, п) Не8;.
Т3 (d, п) Не4. Наиболее мощным ис-
точником нейтронов является ядер-
пый реактор. В реакторе мощностью
100 ктв! сек.образуется ок.5-1015я.
Энергетич. спектр нейтронов, обра-
зующихся в реакторе, непрерывный,
с максимумом ок. 1 Мэв. Наиболее
важные нейтронные исследования
проводятся в основном с нейтронами,
полученными в ядерных реакторах.
НЕЙТРОННЫЙ ДАТЧИК —при-
бор, позволяющий регистрировать
нейтроны посредством превращения
энергии нейтронов в энергию элект-
рич. импульсов или непрерывных
токов. Наибольшее распространение
получили борные счетчики, борные
камеры, сцинтилляционные счет-
чики, нейтронная термобатарея и
др. Каждый из типов Н. д. приме-
няется в зависимости от условий
работы и имеет свой оптимальный
режим работы.
нейтронный дозиметр —
дозиметр для определения дозы ней-
тронного излучения. Датчиком в
Н. д. служит сцинтилляционный
счетчик, борный счетчик или борная
камера, а регистрирующим устрой-
ством — ламповый измерительный
прибор. Н. д. применяются при ра-
ботах с нейтронными источниками.
НЕЙТРОННЫЙ КРИСТАЛЛИ-
ЧЕСКИЙ МОНОХРОМАТОР —
нейтронный селектор для выделе-
ния отдельных монохроматич. групп
медленных нейтронов, основанный
на диффракц. отражении нейтронов
от крпсталла. Если на поверхность
кристалла 3 (рис.) падает пучок
нейтронов 2 сплошного спектра под
углом а, то под равным ему углом от
поверхности кристалла отражается
пучок, в к-ром оказываются такие
нейтроны, для к-рых выполняется
Схема кристаллич. нейтронного моно-
хроматора: 1 — стенка реактора; 2 —
нейтронный пучок; 3 — вращающийся
кристалл; 4 — детектор (нейтронный
датчик), вращающийся вокруг оси
кристалла.
условие Брэгга {спектрометр Брэг-
га). Остальные нейтроны сплошного
спектра или проходят сквозь кри-
сталл, или рассеиваются по всем на-
правлениям, поэтому их интенсив-
ность под углом отражения мини-
мальна и м. б. учтена как фон. Уз-
кий коллимированный кадмием пу-
чок медл. нейтронов направляется
на кристалл монохроматора, уста-
новленный на вращающемся столи-
ке. На нек-ром расстоянии за кристал-
лом на спец.подставке устанавливает-
ся нейтронный датчик 4. Датчик
может поворачиваться вокруг оси
кристалла так, что в настроенном мо-
нохроматоре угол поворота вдвое
больше угла поворота кристалла.
Поворачивая одновременно кристалл
и датчик, можно получать в отражен-
ном пучке нейтроны с энергией,
непрерывно меняющейся по закону
J-2 .
sm2a
НЕЙТРОННЫЙ кристаллй-
ЧЕСКИЙ СПЕКТРОМЕТР — ней-
тронный спектрометр, построенный
на принципе отражения нейтронов
от кристалла, в к-ром пользуются за-
250
НЕЙТРОННЫЙ поток
висимостыо длины волны Хмедл. ней-
трона от его энергии E:l=hiyr2ME.
См. Нейтронный кристаллический
монохроматор, Спектрометр Брэг-
га, Кристаллический гамма-спектро-
метр._
НЕЙТРОННЫЙ ПОТОК (точнее,
плотность нейтропного по-
тока)— произведение плотности п
нейтронов на их скорость v; является
одной из важнейших характеристик
ядерного реактора. Геометрически
II. п. можно представить как число
пейтройов, проходящих через сферу с
площадью главного сечения (кг2) =
=1 см2 за 1 сек.Такое определение да-
ет точное значение Н. п. для изотроп-
ного распределения нейтронов. По-
нятие «Н. п.» основано на том, что ак-
тивация испытываемого образца (фо-
льги) не зависит от направления поле-
та нейтронов, проходящих через него.
Н. п. отличается от интенсивности
коллимированного пучка, в к-ром
большинство нейтронов летит в од-
ном направлении, п можно нагляд-
но представить площадку, перпенди-
кулярную направлению их движе-
ния.
НЕЙТРОННЫЙ СЕЛЕКТОР (мо-
нохроматор нейтронов) —
прибор для выделения нейтро-
нов с определ. энергией пз пучка
медл. нейтронов, т. е. нейтронов, вы-
ходящих из замедлителя (парафи-
на, тяжелой воды, графита).' Имеет-
ся неск. типов Н. с. (механиче-
ский селектор нейтронов, селектор
тепловых нейтронов, селектор с
мигающим циклотроном, нейтрон-
ный кристаллический монохроматор
и др.). Детектором медл. нейтронов
служит обычно борный пропорцио-
нальный счетчик. Разделение нейтро-
нов по скоростям позволяет исследо-
вать зависимость полного сечения
взаимодействия нейтронов с вещест-
вом от их энергии.
НЕЙТРОННЫЙ СПЕКТРОМЕТР—
прибор для анализа энергетич.
(спектрального) состава нейтрон-
ных излучений. Различают Н. с.
быстрых и медленных нейтронов (см.
Нейтронная спектроскопия). В Н. с.
быстрых нейтронов используются яд-
ра отдачп, возникающие при взаимо-
действии быстрых нейтронов с веще-
ством. Водород имеет наибольшее
по абс. величине и плавно зависящее
от энергии нейтрона сечение, а поэ-
тому является наиболее удобным ис-
точником ядер отдачи,к тому же энер-
гия протонов отдачи больше, чем др.
Блок-схема нейтронного спектрометра:
С, и С2— кристаллы стильбена; €>,, и
Ф2— фотоэлектронные умножители; ' i,
6, 7 — катодные повторители; 2 — со-
гласующий каскад; з и з'— линии за-
держки; 4 — импульсный широкопо-
лосный усилитель; 3 — электронный
ключ; 8 — схема совпадений; о — уси-
литель; ю — управляющий мульти-
вибратор; 11 — дифференциальный
аккумулятор; 12 — счетное устройство
для учета случайных совпадений; 13—
счетное устройство основное.
ядер отдачи. В качестве датчиков в
Н. с. быстрых нейтронов применяют-
ся ионизационные камеры, пропор-
циональные счетчики, сцинтилляци-
онные счетчики. Водород вводится в
ионизац. камеру или в виде состав-
ной части газа, наполняющего ка-
меру, или в виде составной части ве-
щества, к-рым покрываются стенки
камеры. При работе с ионизац. ка-
мерами ионизация в камере изме-
ряется либо по величине тока, либо,
в случае импульсных камер, по от-
дельным импульсам, соответствую-
щим единичным ядерным расщепле-
ниям. Применение пропорц. счетчи-
ков отличается только тем, что в
этом случае ионизация увеличи-
НЕОДИМ
251
вается за счет газового усиления.
В обоих случаях наблюдаемый заряд
или величина импульса оказываются
пропорциональными энергии, теря-
емой протонами отдачи в камере.Вви-
ду того, что пробеги протонов отдачи
должны полностью укладываться в
камере, применение метода ионизац.
камеры (а также и пропорц. счетчи-
ка) ограничено областью не очень вы-
соких энергий (до 100 Кэв для про-
тонов отдачи). Для нейтронов боль-
ших энергий применяют сцинтилля-
ционные спектрометры с органич.
люминофорами, содержащими во-
дород.
Н. с. медленных нейтронов или мо-
нохроматоры предназначены для раз-
деления медленных нейтронов на от-
дельные монохроматич. группы (ней-
тронный кристаллический спектро-
метр* нейтронный кристалличе-
ский монохроматор).
нейтронный	ТЕРЛИ) дат-
чик — см. Нейтронная термопара
и Нейтронная термобатарея.
НЕЙТРОНОГРАФИЯ — метод из-
учения атомно-молекулярного строе-
ния вещества путем диффракции
нейтронов. Механизм рассеяния ней-
тронов иной, чем у рентгеновских лу-
чей и электронов, т. к. у нейтронов
отсутствует заряд. Метод Н. допол-
няет метод рентгенографии} в
нек-рых случаях он оказывается даже
более эффективным, т. к. наличие у
нейтронов магнитного момента дает
возможность методом Н. по когерент-
ному магнитному рассеянию изучать
магнитную структуру вещества.
Нек-рые исследования можно гораз-
до легче выполнить методом Н. Так,
напр., путем Н. можно непосредствен-
но установить положение атомов во-
дорода или атомов иных легких эле-
ментов в молекулах и кристаллах,
к-рые содержат тяжелые элементы.
При этом узкий интенсивный пучок
медл. нейтронов выпускается через
канал реактора, являющегося мощ-
ным генератором медл. нейтронов.
По оси пучка устанавливаются иссле-
дуемые образцы. Рассеянные образ-
цами нейтроны регистрируются
счетчиками или фотографии, путем
на пленке. Для нейтронографии, ис-
следований • требуются нейтроны с
длиной волны от 5 до 0,02 А. Пучок
нейтронов д. б. монохроматич. Для
монохроматизации нейтронов служат
нейтронные селекторы. Чаще приме-
няется кристалл-диффракц. метод мо-
нохроматизации. Нейтронографии,
исследование вещества осуществляет-
ся нейтронным спектрографом.
НЕЙТРОНОЗАХВАТЫВАЮЩАЯ
ТЕРАПИЯ — метод лечения зло-
качеств. опухолей, основ, на свой-
стве нек-рых элементов (напр., бора)
хорошо захватывать нейтроны и
вступать с ними в ядерные реакции.
Н. т. осуществляется след, обр.: в
ткань опухоли вводится вещество,
содержащее бор, после чего опухоль
подвергается облучению тепловыми
нейтронами. Испускаемые а-части-
цы оказывают разрушающий эффект
на ткань опухоли, практически не
повреждая окружающих здоровых
тканей. Широкому применению ме-
тода препятствуют трудности, свя-
занные с созданием и использовани-
ем достаточно мощных нейтронных
источников (напр., спец, реакторов),
а также токсичность элементов.
НЕНАДКЕВЙТ (назв. по имени
сов. химика К. А. Ненадкевича) —
минерал, сложный силикат урана;
содержит 5,9—9,8% РЪО; 0,7—1,3%
(Y, Се)2О3; 30,6—59,6% UO3; 0,6—
21,7% UO2. Кристаллизуется, по-
видимому, в тетрагональной систе-
ме, образуя квадратные и удлинен-
но-призматич. кристаллы. Цвет чер-
ный, буровато-оранжевый, желтый,
блеск стеклянный, иногда жирный.
Тв. 4—5; уд. в. 3,58—4,81, при про-
каливании 4,81—6,48. Радиоакти-
вен. Встречается совместно с мала-
коном, сфеном, уранинитом, бран-
неритом, альбитом и щелочным ам-
фиболом. Используется в качестве
источника получения урана.
НЕОДИМ Nd — химич. элемент
III гр. периодич. системы, п. н. 60,
ат. в. 144,27, относится к лантанои-
дам. Имеет 7 стабильных изотопов:
Nd142 (27,09%),	Nd143	(12,14%),
Nd144 (23,83%),	Nd145	(8,29%),
Nd146 (17,26%), Nd148 (5,74%), Nd159
(5,63%). Пром-сть производит радио-
активный Nd147 (T»/2 = ll,9 дня), по-
лучаемый по реакции Nd146 (и, у),
а также образующийся при делении
252
НЕОН
урана (выход 2,6%); по радиотоксич-
ности среднеопасен. Стабильные Nd143
(сечение захвата нейтронов 240 барн,
выход при делении урана 5,4%)
и Nd145 (сечение захвата нейтронов
50 барн, выход при делении 3,6%)
являются «реакторными ядами».
Nd — металл, плоти. 7,00 г; см8,
1°пл 1024°, в соединениях 3-вален-
тен. Расплавл. металлич. Nd м. б.
использован для экстракции плуто-
ния из жидкого урана.
НЕОН Ne — химич. элемент ну-
левой гр. периодич. системы; п. н.
10, ат. в. 20,183, инертный газ. Изо-
топный состав: Ne20 (90,92%), Ne21
(0,257%) и Ne22 (8,82%). Искусствен-
но получены радиоактивные изо-
топы Ne; ввиду малой продолжи-
тельности жизни в качестве ме-
ченых атомов они не применяются.
Содержание Ne в воздухе 1,8-10“3%
(но объему). Газ, £°кшг —245,85°,
Агл —248,76°. Дает нек-рые не-
устойчивые молекулярные соедине-
ния, известные и для др. инертных
газов. Применяется в электроваку-
умной технике.
НЕПРЯМОЕ ДЕЙСТВИЕ ИЗЛУ-
ЧЕНИЯ— 1) Действие излучения на
элементы биологич. субстрата (клет-
ки), наступающее в результате пер-
вичных изменений в окружающей
этот элемент среде. В частности, та-
ково возникновение биологич. эф-
фекта в результате первичных из-
менений в водной части клетки и
в ее внутренней среде — образова-
ния активных радикалов при иони-
зации молекул воды (см. Активи-
рованная вода). Образование актив-
ных' радикалов дает начало цепи хи-
мич. реакций, приводящих в конеч-
ном итоге к тем или иным биологич.
изменениям в клетке и тканях. Фак-
том, подтверждающим Н. д. и.,
является уменьшение биологич.
эффекта при облучении в безводной
среде и при пониженном парциаль-
ном давлении кислорода, т. к. в этих
условиях значительно уменьшается
возможность образования свобод-
ных радикалов. 2) Проявление дей-
ствия излучения на органы и тка-
ни, не подвергающиеся непо-
средственному лучевому воздей-
ствию (при парцнональном облу-
чении). Сюда относится возник-
новение ранней лучевой реакции
при облучении отдельных участков
тела (напр., живота, головы), обра-
зование язвы па симметричной ко-
нечности при местном облучении др.
конечности, возникновение токсемии
(см. Токсемия лучевая) и рефлектор-
ных эффектов при локальном облу-
чении. Согласно современным пред-
ставлениям, Н. д. и. играет существ,
роль в патогенезе лучевой болезни.
НЕПТУНИЙ Np — искусственно
полученный радиоактивный химич.
элемент семейства актиноидов, п. н.
93, массовое число наиболее долго-
живущего изотопа 237. Первый транс-
урановый элемент. Открыт в 1940
в продуктах облучения урана ней-
тронами. Известны изотопы Np с
массовыми числами от 231 до 241.
Наиболее важен Np237 с T\z~
—2,2-106 лет, испускающий а-ча-
стицы с энергией 4,72 Мэв. Источ-
ником Np служат отходы плуто-
ниевого произ-ва. В ядерном реак-
торе Np образуется по 2 реакциям:
U2e8 (/г, 2п) U237r Np237 и U235 (п, у)
U236 (п, 7)?_^_ Np237. Изотоп Np239,
получающийся по реакции U238
(п, 7) U2393^ Np239, при ^-распаде
превращается в плутоний. Np су-
ществует в 3-, 4-, 5- и 6-валентном
состояниях, в водных растворах —
в виде ионов NTp3+, Np4+, NpO2*\
NpO22+ соответственно. Валентность
5 наиболее устойчива. NpV окис-
ляется до NpVI бихроматом калия на
холоде и мн. др. окислителями.
NpV восстанавливается до NplV
гидр ок си л амином, ионами Fe2+ и
др., а до Np III водородом. Свойства
соединений Np аналогичны свой-
ствам соединений урана и плутония.
Металлич. Np получается воссГанов-
лением фторида парами бария и су-
ществует в виде 3 модификаций.
НЕРЖАВЕЮЩАЯ СТАЛЬ — ус-
тойчивая против коррозии высоколе-
гированная сталь, применяемая в
реакторостроении как конструкц.
материал в связи со способностью со-
хранять относительно большую проч-
ность при высоких темп-рах. Наибо-
лее широко. распространены хроми-
стые и хромоникелевые Н. с. Напр.,
НИКЕЛЬ
253
из хромистой стали мартен-
ситного класса, содержащей 0,16—
0,24%С, 12—14% Ст, до 0,6% ( в
отдельности) Si, Мп и Ni, изготов-
ляют клапаны насосов, седла венти-
лей и арматуру; предел прочности
этой стали при 550° 35 кг/мм2, мо-
дуль упругости при 600° 17 200
кг/мм2; интенсивное окисление на-
чинается при темп-ре ок. 700°.
Из хромоникелевой стали
аустенитного класса, содержащей до
0,12%С, 17—20% Сг, 8—11% Ni,
до 0,8% Si, до 2% Мп, 0,8% Ti,
изготовляют оболочки тепловыделяю-
щих элементов, контуры для воды-
теплоносителя, корпуса насосов (Ti
или Nb добавляются в аустенитные
Н. с. для предотвращения межкри-
сталлитной коррозии, к-рой они
подвержены; добавка титана менее
желательна, т. к. приводит к уве-
личению поперечного сечения по-
глощения нейтронов). При 500° пре-
дел прочности этой стали 45 кг/мм2,
модуль упругости 16 900 кг/см2;
интенсивное окисление начинается
при темп-ре ок. 800°._
НЕСАМОГАСЯЩИИСЯ СЧЁТ-
ЧИК — счетчик, в к-ром попавшая
в рабочий объем ионизирующая ча-
стица вызывает вспышку самостоят.
разряда, распространяющегося по
всему рабочему объему счетчика
со скоростью, близкой к скорости
света. Разряд обрывается (гасится)
благодаря большому омич, сопро-
тивлению, включенному последова-
тельно со счетчиком, либо (если
минимальный разрядный ток до-
статочно велик) посредством гася-
щих схем. Н. с. обычно наполня-
ются аргоном, неоном, воздухом и
др. газами. Срок службы таких Н. с.
практически не ограничен, поэтому
они удобны для регистрации больших
интенсивностей. Применение Н. с.
сопряжено с использованием боль-
ших сопротивлений (что значительно
снижает разрешающее время счетчи-
ка и делает его работу недостаточно
стабильной) или спец, ламповых
схем, значительно усложняющих ап-
паратуру. ,
НЕСТАЦИОНАРНЫЙ РЕЖИМ
РЕАКТОРА — режим работы ядерно-
го реактора, при к-ром его мощность
и распределение плотности нейтро-
нов изменяются во времени. Прак-
тически реактор всегда находится
в нестационарном режиме, т. к.
постоянно имеются различные фак-
торы, влияющие на реактивность,
к-рые компенсируются действием
регуляторов. Н. р. р. имеет место
в том случае, когда число нейтро-
нов, теряющихся за счет погло-
щения и утечки, больше или мень-
ше числа нейтронов, рождающихся в
результате деления. Н. р. р. может
быть надкритич., что соответствует
возрастанию мощности, иподкритич.,
что соответствует убыванию мощно-
сти реактора. См. также Переходный
режим реактора.
НИВЕНЙТ — минерал, то же, что
клевеит.
, НИЗКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ РЕ-
АКТОР — ядерный реактор с отно-
сительно низкой темп-рой активной
зоны (400° и ниже).
НЙКЕЛЕВАЯ СТАЛЬ— см. Жа-
ропрочные сплавы, Коррозионностой-
кие металлы, Нержавеющая сталь.
НИКЕЛЬ Ni — химич. элемент
VIII гр. периодич. системы, п. н. 28,
ат. в. 58,69. Изотопный состав при-
родного Ni: Ni58 (67,76%), Ni6®
(26,16%), Ni61 (1,25%), Ni62 (3,66%),
Ni64 (1,16%). Содержание Ni в зем-
ной коре 8-10“3% по весу. В при-
роде часто встречается вместе с же-
лезом, серой и мышьяком в виде
соединений типа FeS«NiS — пентлан-
дит. Металлич. Ni м. б. получен
восстановлением его окисла водоро-
дом или электролизом растворов его
солей. Ni — серебристо-белый металл
с коричневатым оттенком, очень тя-
гучий и ковкий, плоти. 8,7—8,9 г!см3,
г°пл 14,52°, t°KUn ок. 3000°. В со-
единениях гл. обр. 2- и 3-валентен.
Важный конструкц. материал; вхо-
дит в состав широко используемой
в атомной технике нержавеющей ста-
ли IXI8H9T в количестве 10,45%.
В проектируемых энергетич. ядер-
ных реакторах с эвтектич. сплавом
РЬ — Bi в качестве теплоносителя
добавка к последнему 0,6% Ni резко
снижает процесс разрушения ком-
муникаций, выполненных из стали
IXI8H9T. Никель устойчив и по от-
ношению к др. возможному тепло-
254
НИОБИЙ
носителю—сплаву Na и К, в ин-
тервале темп-p от 0° до 900°. Ni
образует неск. интерметаллич. со-
единений с плутонием: PuNi, PuNi2,
PuNis. Система Pu — Ni имеет 2 эв-
тектики: между чистым Рп и PuNi2,
содержащая 4% Ni (г°пл475°),и между
чистым Ni и PuNi5, содержащая 71%
Ni (г°„л1220°). Искусственно радио-
активные изотопы Ni66 и Ni59 па
100% распадаются путем электрон-
ного захвата, причем Ni59 (Ti/2=
= 8-104 лет), получаемый по реак-
циям Fe56 (а, п) Ni59 и Ni58 (?г, у) Ni59,
не имеет у-л у чей.
НИОБИИ Nb (амер, колумбий
СЬ) — химич. элемент V гр. перио-
дич. системы, п. н. 41; ат. в. 92,91.
Имеет один стабильный изотоп Nb93
(100%). Распространенность в зем-
ной коре 1 •10-3% по весу. В природе
встречается совместно с танталом
в минералах колумбите, танталите
и совместно , с титаном в лопарите.
Металл; плоти. 8,6 г]см3, £°ил2415°,
Z%aw3300°. При обычных темп-рах
Nb устойчив к действию большин-
ства химич. реагентов. Растворяет-
ся в смеси HNO3 и HF и оч. мед-
ленно— в одной HF. При красном
калении энергично поглощает кис-
лород, азот и водород. В соедине-
ниях гл. обр. 5-валентен. Из-за ту-
гоплавкости, высокой химич. стой-
кости, инертности по отношению к
расплавленным металлам Nb являет-
ся ценным материалом в реакторо-
строении. Металлическим Nb покры-
вают тепловыделмощие элементы
ядерных реакторов.
Важнейший радиоактивный изо-
топ—Nb95 (Tii2= 35 дням). Этот изо-
топ имеет также высшее изомерное
состояние Nb95-** (Тй/2= 84 час., изо-
мерный переход). Nb95 получается
при делении урана на медленных
нейтронах (выход 6,0%). В резуль-
тате реакции деления урана с высо-
ким выходом (6,2%) получается так-
же изотоп Nb97 с периодом полу-
распада высшего изомерного состоя-
ния 60 сек. п основного 72,1 мин.
по цепочке ядерных превращений:
Krs’?’Rb9’C Sr97CY"L;Zr97CNb”^
Nb”Ofo" (стабильный),
переход	'
Из продуктов деления Nb95 и Nb97 вы-
деляются адсорбцией на МпО2. Изо-
топ Nb95 образуется также в резуль-
тате -распада Zr95 (Ti/2= 65 дн.),
полученного по реакции (п, у) при
облучении Zr в ядерном реакторе.
Пром-сть поставляет осколочные Nb95
и Nb95-}-Zr95 в виде раствора в ща-
велевой кислоте (с к-рой этот эле-
мент образует хорошо растворимое
комплексное соединение), а также
препараты облученного циркония,
содержащие Zr95 и дочерний Nb95.
Изотоп Nb95 применялся в качестве
индикатора при изучении адсорбции
микроколичеств Nb аморфными осад-
ками, при разработке метода хрома-
тографии. отделения малых коли-
честв Nb от макроколичеств Та. Для
Nb разработан метод аналитич. опре-
деления путем активации образца
нейтронами. На радиоактивном Nb
из осколков деления изучались
коллоидные свойства этого элемента.
Испытание ядерного оружия при-
водит к заражению атмосферы и по-
верхности Земли радиоактивным
Nb95, имеющим довольно значит, про-
должительность жизни. Nb95 был об-
наружен в пепле атолла Биккини
(после взрыва 1954) и в атм. осадках,
выпадавших в районе Тихого ок.
(Япония). Изотоп^95среднетоксичен.
НОБЕЛИИ No — назв., предложен-
ное для искусственно полученного
радиоактивного химич. элемента,
п. н. 102, предпоследнего в сем. й«-
тиноидов. Сообщение о его открытии,
по всей видимости ошибочное, было
сделано в 1957 группой ученых,
работавших в Нобелевском ин-те
физики в Стокгольме. Достоверные
сведения о получении 102-го эле-
мента появились в докладах Г. Н.
Флерова (СССР) и Г. Сиборга (США)
на 2-й Международной конференции
по мирному использованию атом-
ной энергии в Женеве, в 1958. Изо-
топ «102»254 был получен облучени-
ем трансурановых элементов мно-
гозарядпыми ионами высоких энер-
гий. «102»251 имеет Г» 3 сек.
и энергию а-частиц 8,8±0,5 Мэе.
Идентификация изотопа «102»251'
производилась по продуктам его рас-
пада и на основе систематики «-ак-
тивных нуклидов.
ОБЕДНЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТ
255
НОРМАЛЬНАЯ ИОНИЗАЦИОН-
НАЯ КАМЕРА — ионизационная ка-
мера для проведения абс. измерений
рентгеновских и у-лучей в диапазоне
от 5 до 400 кв. Конструкция Н. и. к.
позволяет на основании размеров
собирающего электрода и ограничи-
вающей диафрагмы строго определить
объем, в к-ром происходит измеряе-
мая ионизация; обеспечивает доста-
точно полное использование ионпзир.
способности всех возникших электро-
нов и отсутствие влияния стенки ка-
меры. Бывают цилиндрические и
плоские ионизационные камеры.
НОСИТЕЛЬ (в р а д и о х и м и и)— ,
макрокомпонент, добавляемый в сис-
тему, содержащую микроколичества
радиоизотопа, за к-рым этот радио-
изотоп следует в химич. операциях.Н.
может быть либо неактивный изотоп
того же элемента (изотопный
носитель), либо химич. аналог
или вещество, аналогичное в реак-
циях осаждения (н е и з о т о п н ы й
носитель). Н. предотвращают
потери радиоизотопа, позволяют
установить химич. природу радио-
активных веществ, получаемых в
микроколичествах при радиоактив-
ных превращениях.
НУКЛОН, н у к л е о н (от лат.
nucleus — ядро),— общее назв. ча-
стиц (протонов и нейтронов), вхо-
дящих в состав всех атомных
ядер. Массы этих частиц отличаются
друг от друга па доли процента,
спины одинаковы и равны %. Ядер-
ные силы, действующие между про-
тоном и нейтроном и между 2 нейтро-
нами, имеют, по-видимому, одинако-
вый характер. Эти особенности поз-
воляют рассматривать протон и
нейтрон как 2 различных «зарядо-
вых состояния» одной частицы—Н.
НУЛЕВАЯ ЭНЕРГИЯ — энер-
гия, к-рой обладает физич. система
в наинизшем энергетич. состоянии,
так что система не может перейти
в состояние с энергией меньше Н. э.
без изменения структуры системы.
Существование Н. э. было теорети-
чески предсказано квантовой меха-
никой и является следствием нали-
чия у микрочастиц и корпускуляр-
ных и волновых свойств. Н. э.—
общее свойство всех связанных, т. е.
располож. в ограниченной области,
квантовых систем. Напр., гар-
монический осциллятор не может
hv
иметь энергию меньше, чем у, где
v — частота колебаний, h — план-
ка постоянная. Поэтому тепловые
колебания атомов кристалла около
положения равновесия не могут
иметь энергию меньше определ. ве-
личины Н. э. Даже при охлажде-
нии до темп-p, близких к абс. нулю,
колебат. движение не исчезает, а
стремится к определ. пределу при
абс. нуле темп-ры. На опыте это
явление можно обнаружить, напр.,
по размытости спектральных линий
света, рассеянного кристаллом, к-рая
обусловлена «нулевыми» колебания-
ми, происходящими в кристалле.
Для электрона в атоме Н. э. являет-
ся энергия электрона на нижнем
энергетич. уровне.
Понятие «Н. э.» используется также
для обозначения наименьшей энер-
гии квантового идеального газа, со-
стоящего из частиц с полуцелым
спином (т. н. газ Ферми). При абс.
нуле энергия такого газа не может
быть меньше определ. величины Н. э.
пз-за Паули принципа, запрещаю-
щего электронам с более высокой
энергией переходить в состояния с
низкой энергией, занятые др. элект-
ронами. В квантовой теории вол-
новых полей под Н. э. понимается
энергия такого состояния поля, в
к-ром отсутствуют кванты поля
(напр., у электромагнитного поля
в нулевом состоянии отсутствуют
фотоны).
о
содержащего смесь р. э. и носителя,
в осадок; равен отношению количе-
ства р. э. (микрокомпонента), остав-
шегося в растворе, к количеству но-
ОБЕДНЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТ
(в р а д й о х и м и и) — показатель
эффективности выделения радиоак-
тивного'элемента (р. э.) из раствора,
256
ОБЛУЧАТЕЛЬ ПРОМЫШЛЕННЫЙ
сителя (макрокомпонента) в растворе
% оставшегося в растворе
Q к____________микрокомпонента
% оставшегося в растворе *
носителя
ОБЛУЧАТЕЛЬ промьпилен-
ПЫЙ — сооружение для облучения
различных веществ большими дозами
ионизирующих излучений от мощ-
ных изотопных источников. Приме-
няется для интенсификации химич.
реакций, синтеза новых веществ, по-
Упрощенная схема пром, облучателя:
1 — вход с блокировкой для обслужи-
вающего персонала; 2 — транспортер
для облучаемых предметов; з — ка-
мера для хранения источника излуче-
ния; 4 — источник излучения; 5—
вход облучаемых предметов; в — вы-
ход облученных предметов.
лучение к-рых обычными методами
невозможно, стерилизации медика-
ментов, перевязочных материалов,
пищевых продуктов и др. (см. Пас-
теризация лучевая t Стерилизация пи-
щевых продуктов). О.п. (рис.) обычно
состоит из изотопного источника
ионизир. излучений (активностью до
неск. млн. г-экв Ra), камеры для
облучения, камеры для хранения
источника, транспортирующего ме-
ханизма для непрерывной подачи
веществ, подлежащих облучению, ме-
ханизма дистанц.' перемещения ис-
точника, блокировочных и защит-
ных устройств и пульта управления
облучателя. Излучателями обычно
служат изотопы (Go60, Cs137), отра-
ботанные тепловыделяющие элементы
и концентрированные растворы про-
дуктов деления. Камеры для облу-
чения и хранения источника отде-
ляются от всех остальных помещений
массивными бетонными стенами (био-
логическая защита), а коридор соо-
ружается в виде лабиринта, защи-
щающего остальные помещения от
попадания рассеянного излучения.
Все двери, ведущие в эту камеру,
снабжаются автоматич. запорами и
блокировкой, не допускающими слу-
чайного попадания туда обслужи-
вающего персонала, если источник
не находится в положении хранения.
В О. п. обычно применяют плоские
источники излучения, создающие в
объеме облучения равномерное про-
странств. распределение по мощ-
ности дозы. Они собираются из тру-
бок, заполненных источниками у-из-
лучения, диаметром ок. 12 мм, что
во много раз меньше размеров облу-
чаемого объекта. В О. п. имеется
система охлаждения (воздушная или
водяная) и противопожарная защи-
та, предотвращающая повреждения
источников в случае пожара. О. п.
рассчитываются на непрерывную ра-
боту, за исключением профилактич.
времени. Эксплуатация существую-
щих установок О. п. показала, что
их применение перспективно в раз-
личных отраслях нар. х-ва, особенно
в химич. и нефтяной пром-сти.
ОБЛУЧЕНИЕ биологиче-
ских объектов — см. Внешнее
облучение, Внутреннее облучение, Ле-
тальное облучение, Локальное облу-
чение, Сублетальное облучение, То-
тальное облучение, Фракционирова-
ние облучения.
ОБЛУЧЕНИЕ ТОПЛИВА — рас-
пространенное в лит-ре выражение,
равнозначное термину выгорание
ядерного горючего.
ОБМЕН РАДИОАКТЙВНЫХ ИЗО-
ТОПОВ В ПОЧВАХ, СЕЛЬСКО-
ХОЗЯЙСТВЕННЫХ РАСТЕНИЯХ
И ЖИВОТНЫХ. Когда происходит
атомный взрыв, то радиоактив-
ные продукты деления ядер U, Ри
(«осколки») рассеиваются в атмосфе-
ре. Продукты деления представля-
ют собой изотопы различных эле-
ментов, ядра атомов к-рых по сво-
ей массе приблизительно в 1,5—2,5
раза меньше исходных ядер. Долго-
живущие радиоизотопы, как Sr90,
Cs137, разносятся воздушными тече-
ниями и в оч. малых концентрациях
выпадают почти повсеместно на по-
ОБМЕННОЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ
2.51
верхность земли. Попадая на листья
и поступая в растения из почвы,
эти продукты деления вовлекаются
в биологич. круговорот веществ в
природе и с. х-во. Схематич. пути
включения долгоживущих радиоизо-
топов в звенья этого круговорота
можно представить тате
Пунктирные линии показывают вто-
ричные пути попадания радиоактив-
ных веществ (ранее поступивших в
растения и в организм животных)
в почву, напр. при внесении наво-
за. Т. к. большинство радиоизотопов
прочно сорбируются почвой, то это
затрудняет их поступление в расте-
ния. Кроме того, многие из продук-
тов деления Y, Zr (Nb, Ru, Се и др.),
поступая через корневую систему,
задерживаются гл. обр. в корнях
и в оч. малой доле проникают в над-
земные органы. Практически наи-
большее значение имеет вовлечение
в биологич. круговорот Sr90. Этот
изотоп, являясь аналогом кальция,
сорбируется почвами в ионно-обмен-
ной форме и сравнительно легко вы-
тесняется из сорбированного состоя-
ния катионами нейтральных солей.
Поэтому Sr90 более интенсивно, чем
др. продукты деления, поступает в
растения, накапливаясь -гл. обр. в
их надземных вегетативных органах.
Во всех процессах передвижения и
обмена в растении Sr90 сопутствует
кальцию, накапливаясь в тех же
органах и тканях, что и кальций.
Попадая в организм животных, он
откладывается гл. обр. в костях.
Все это заставляет считать Sr90 од-
ним из наиболее опасных радиоак-
тивных веществ, распространяющих-
ся в природе в результате испытаний
ядерного оружия.
Т. к. в процессах обмена Sr90 в
основном сопутствует кальцию, то
уровень содержания первого принято
выражать т. н. стронциевыми едини-
цами (с. е.), причем 1 с. е. отвечает
содержанию 10“12 кюри Sr90 по рас-
чету па 1 г Са. На различных сту-
пенях перехода Sr90 в биологич. це-
пях соотношение между стронцием
и кальцием не остается постоянным
и подвергается изменению. В ряде
случаев при таких переходах это
соотношение понижается, т. е. как
бы действует некий защитный ме-
ханизм, препятствующий накоплен
нию Sr90 в организмах. Напр., при
переходе Sr90 и С а из растит, кормов
в организм животного, а затем в
состав молока уровень содержания
Sr90, выраженный в с. е., снижается
в неск. раз. Когда Sr90 попадает,
в почву,х а затем поступает в расте-
ния, то соотношение между Sr90 и
Са, выраженное в с. е., в сильной
степени зависит от содержания ус-
вояемого растениями Са. Чем больше
в почве Са, тем ниже будет соотно-
шение между Sr90 и Са при их по-
ступлении в растение. Имеют зна-
чение также биологич. особенности
различных растений — характер рас-
пределения корневой системы по про-
филю почвы, размеры накопления
Са и Sr90 в тканях растения и распре-
деление этих элементов в разных
частях урожая. Поэтому даже при
одних и тех же количествах выпадаю-
щего на единицу площади Sr90 ин-
тенсивность его включения в био-
логич. круговорот (почва — расте-
ние — животное) будет неодинако-
вой. Исследования закономерностей,
определяющих накопление Sr90 (и др.
продуктов деления) в растениях и
в организмах с.-х. животных, весьма
актуальны. Ср. уровень содержания
Sr90 в почвах if растениях, создав-
шийся в результате испытаний ядер-
ного оружия, пока весьма мал (неск.
мкюри на 1 7f.u2). Однако только пол-
ное запрещение,испытаний и приме-
нения ядерного оружия-могут пред-
отвратить опасность систематич. по-
вышения содержания Sr90 в почвах,
растениях и в организмах с.-х. жи-
вотных до уровня, способного вы-
звать неблагоприятные последствия.
ОБМЕННОЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ
(в атомной и ядерной
физике) — взаимодействие двух
физич. систем или частиц, возникаю-
щее в результате непрерывного об-
9 «Атомная энергия»
258
ОБОГАЩЕНИЕ РАДИОАКТИВНОГО ИЗОТОПА
мена с другими частицами. Напр.,
ядерные силы, действующие между
нуклонами в ядре, в значит, степени
связаны с обменом пи-мезонами в ре-
зультате процессов:
р:£п-[-к+', п^р-\--~; р(п):+р(п)+п°.
При этом нейтрон и протон рас-
сматриваются как 2 состояния одной
частицы — нуклона. Существование
О. в. в ядерных силах доказывает-
ся, напр., опытами по рассеянию
быстрых нейтронов на протонах:
в процессе рассеяния из-за О. в.
нейтрон переходит в протон (т. н.
процесс перезарядки) и этот протон
двигается в направлении первонач.
пучка нейтронов. Характерным свой-
ством О. в. является насыщение,
к-рое проявляется, напр., в том, что
нуклон в ядре взаимодействует толь-
ко с ограниченным числом соседних
нуклонов. О. в. также имеет место
в химич. соединениях: напр., валент-
ные электроны в 2-атомной молекуле
двигаются в общем поле обоих
атомов и нельзя считать каждый
электрон принадлежащим только од-
ному атому. Происходит как бы не-
прерывный обмен электронами между
атомами: часть времени электрон про-
водит вблизи одного атома, часть —
вблизи другого. Благодаря тождест-
венности электронов полная энергия
системы зависит от ориентации спи-
нов электронов; часть ее, зависящая
от спинов, получила назв. обменной
энергии. Поэтому можно сказать, что
в системе действуют обменные силы,
зависящие от спинов. Химич, ва-
лентность объясняется О. в. такого
типа. Насыщение О. в. в этом слу-
чае приводит к тому, что в моле-
кулу может соединяться только оп-
редел. число атомов данного вида:
напр., молекула водорода может со-
стоять только из 2 атомов водорода,
а не из трех или четырех.
ОБОГАЩЕНИЕ РАДИОАКТИВ-
НОГО ИЗОТОПА — увеличение со-
держания радиоактивного изотопа
(р. и.) в его препарате. Результат
обогащения выражается как увели-
чение уд. активности препарата р. и.
Если для обогащения р. и. должен
быть отделен от др. химич. элемен-
тов (или от стабильных изотопов
того же химич. элемента), но нахо-
дящихся в др. валентных состояниях
или в др. химич. соединениях, то
это выполняется с помощью обычных
методов изолирования (адсорбция на
неспецифич. носителях, экстрагиро-
вание, дистилляция и т. д.). Если
р. и. и стабильные изотопы того
же элемента находятся в одинаковой
химич. форме, то обогащение воз-
можно методами разделения стабиль-
ных изотопов.
ОБОГАЩЕНИЕ РУД УРАНА If
ТОРИЯ — см. Металлургия урана
и тория.
ОБОГАЩЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТ
(в радиохимии) — показа-
тель эффективности процесса кон-
центрирования радиоактивного эле-
мента (р. э.) в результате прове-
дения однократной операции (дроб-
ной кристаллизации, экстрагирова-
ния, выделения по методу Сцил-
ларда—Чалмерса и др.). О. к. ра-
вен отношению уд. активности пре-
паратов после обогащения к уд. ак-
тивности препаратов до обогаще-
ния. О. к. показывает, во сколько
раз удалось изменить соотношение
между стабильными и радиоактив-
ными изотопами в пользу послед-
них.
ОБОЛОЧКА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮ-
ЩЕГО ЭЛЕМЕНТА — металлич. оп-
рава тепловыделяющего элемента.
Назначение оболочек—предохранить
горючее от прямого контакта с теп-
лоносителем, т. к. в противном слу-
чае в него будут попадать и перено-
ситься по всему первичному контуру
активные продукты (осколки деле-
ния ядерного топлива). Кроме того,
соприкосновение с ядерным топли-
вом теплоносителя вызывало бы уси-
ленную коррозию топлива, что
может привести к аварийной оста-
новке реактора. Материалы оболо-
чек должны иметь возможно малое
поперечное сечение поглощения теп-
ловых нейтронов, что особенно важ-
но применительно к реакторам на
тепловых нейтронах; менее важно —
на промежуточных нейтронах и еще
менее — на быстрых. О. т. э. должны
обладать высокой стойкостью против
химич. воздействия как теплоноси-
теля, так и ядерного топлива. Стой-
ОБЪЕДИНЁННЫЙ ИНСТИТУТ ЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ
259
кость эта должна сохраняться в те-
чение всего периода работы реактора
и оставаться ^практически неизмен-
ной под воздействием нейтронного
облучения, местных перегревов, виб-
рации, повышения давления и пр.
Не должны изменяться под воздей-
ствием нейтронного облучения также
формы, размеры и механич. свой-
ства оболочек, а активирование их
при этом д. б. минимальным. Необхо-
димо, чтобы оболочки обладали боль-
шой теплопроводностью и термин,
коэфф, объемного расширения, близ-
ким к такому же коэфф, ядерного
топлива (содержимого оболочек). На-
конец, материал оболочек должен
обладать достаточной прочностью и
технологичностью, доступностью и
дешевизной.
Проблема выбора материала для
О. т. э. является в реактор остр ое-
нии одной из наиболее сложных.
Невозможно подобрать материал,
удовлетворяющий одновременно всем
перечисл. требованиям. На практике
поэтому стараются выполнить только
те требования, без учета к-рых не
достигаются надежная живучесть те-
пловыделяющего элемента и заданная
экономичность. Наиболее подходя-
щим материалом, применяемым для
О. т. э. по малому значению эффек-
тивных сечений поглощения тепло-
вых нейтронов, доступности и деше-
визне, являются Mg, Al и Si; однако
Mg и Al не во всех случаях доста-
точно химически устойчивы и жаро-
прочны, а кремний хрупок и мало
технологичен. В применении к энер-
гетич. реакторам, работающим на
тепловых нейтронах, хорошим мате-
риалом для оболочек являются цир-
коний и нек-рые его сплавы, гл. обр.
циркаллой-2. Значительно худшими
свойствами, особенно по эффектив-
ному сечению захвата нейтронов,
обладает сталь; однако благодаря
хорошей коррозионной стойкости,
жаропрочности, технологичности и
доступности хромоникелевые нержа-
веющие стали (примерно 18% Сг,
9% Ni, добавки Ti) широко приме-
няются для изготовления оболочек.
Из-за большого эффективного сечения
захвата нейтронов сталью (примерно
в 16 раз больше, чем цирконием или
9*
алюминием) толщина оболочки из нее
д. б. минимальной (0,2—0,4 мм).
ОБРАЗОВАНИЕ ПАР — процесс
образования частицы и античастицы.
В более узком смысле под О. п. по-
нимают процесс превращения фотона
с большой энергией в электрон и по-
зитрон при столкновении фотона с
ядром атома или др. частицей. О. п.
безучастия 3-готела (напр.,ядра ато-
ма) невозможно из-за необходимо-
сти одноврем. выполнения законов
сохранения энергии и импульса.
Энергия фотона, начиная с к-рой
возможен процесс О. п., получила
пазв.'порога О. п.; ее величина
равна или неск. больше суммарной
энергии покоя частиц пары (в зависи-
мости от скорости 3-го тела). Сущест-
вование процесса О. п. приводит
к ослаблению пучка ^-лучей при их
прохождении через вещество, причем
особенно большую роль О. п. играет
при большой энергии у-лучей и в
тяжелых веществах с большим за-
рядом атомного ядра. В космических
лучах практически все ослабление
у-лучей обусловливается О. п.
электрон — позитрон. О. п. проис-
ходит не только при столкновении
фотона с ядром атома, но и при столк-
новениях др. частиц, папр. электро-
на с ядром или др. частицей. В этом
случае О. п. осуществляется за счет
кинетич. энергии сталкивающихся
частиц и с меньшей вероятностью,
чем О. п. ^-лучами.
В наст, время изучается экспери-
ментально О. п. нуклон—антинук-
лон при столкновении нуклонов с
ядрами.
Изучается также О. п. |х+-мезон —
-мезон у-квантами.
В широком смысле понятие «О. п.»
применяется не только к рождению
пар частиц с полуцелым спином
(электрон, позитрон, нуклоны), по
и к частицам с целым спином, напр.
О. п. пи-мезонов при столкновении
фотона или нуклона с ядром или от-
дельным нуклоном.
ОБЪЕДИНЁННЫЙ ИНСТИТУТ
ЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ —
международный п.-и. центр в обла-
сти мирного использования атомной
энергии. Соглашение об организации
О. и. я. и. было подписано в марте
260 ОБЪЕДИНЁННЫЙ НОРВЕЖСКО-ГОЛЛАНДСКИЙ ЦЕНТР ЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ
1956 в Москве с месторасположением
его в СССР (г. Дубна Московской обл
Назначение О. и. я. и. — обес-
печить совместное проведение теоре-
тич. ц эксперимент, исследований в
области ядерной физики; содейство-
вать развитию ядерпой физики в го-
сударствах — членах института путем
обмена опытом и достижениями в про-
ведении теоретич. и эксперимент,
исследований; поддерживать связи с
заинтересованными национальными
и международными н.-и. и др. орга-
низациями в деле развития ядерной
физики и изыскания новых возмож-
ностей мирного применения атомной
энергии. О. и. я. и. ставит перед со-
бой задачу содействовать использова-
нию ядерной энергии только для мир-
ных целей па благо всего человече-
ства.
Членами О. и. я. и. являются го-
сударства, подписавшие соглашение
об организации института. Государ-
ства, к-рые в будущем пожелают при-
нять участие в работе О. и. я. и.,
могут заявить о своем согласии с по-
ложениями соглашения и устава и по
решению большинства государств —
членов института становятся равно-
правными его членами.. Сейчас чле-
нами О. и. я. и. являются: Албания,
Болгария, Венгрия, ДРВ, ГДР, КНР,
КНДР, МНР, Польша, Румыния,
СССР, Чехословакия.
В соответствии с соглашением пра-
вительство СССР передало О. и. я. и.
Институт ядерных проблем АН СССР
с синхроциклотроном с энергией про-
тонов 680 млн. эв и Электрофизич.
лабораторию АН СССР с синхрофазо-
троном с энергией протонов 10 млрд.
эв. В целях дальнейшего развития
исследований в области ядерной фи-
зики в О. и. я. и. соглашением преду-
сматривается дополнит, сооружение:
лаборатории теоретич. физики с рас-
четным отделом и Электр онно-вычи-
слит. машинами; лаборатории нейт-
ронной физики с эксперимент, ядер-
ным реактором с высокой плотно-
стью потока нейтронов; циклотрона
для ускорения многозарядных ионов
различных элементов и для проведе-
ния эксперимент, работ с ними.
Результаты н.-и. работ, выполнен-
ных в О. и. я. и., публикуются или
докладываются на научных конферен-
циях и совещаниях для всеобщего
ознакомления.
В соответствии с уставом О. и. я. и.
• возглавляется директором и двумя
его заместителями, избираемыми
большинством государств-членов из
числа ученых этих государств. Ди-
ректор избирается на 3 года, а его
заместители — на 2 года [в наст. вр.
(1958) директором является чл.-корр.
АН СССР Д. И. Блохинцев, замести-
телями — М. Даныш • (Польша) и
В. Вотруба (Чехословакия)].
Вопросами научной деятельности
О. и. я. и. занимается ученый совет,
состоящий из ученых государств —
членов О. и. я. и., в количестве до
3 чел. от каждого государства. В со-
став ученого совета входят с правом
решающего голоса директор институ-
та и вице-директоры. Директоры ла-
бораторий входят в состав ученого
совета с правом совещат. голоса.
Председателем совета является ди-
ректор О. и. я. и. Ученый совет обсуж-
дает и утверждает планы н.-и. работ,
рассматривает результаты выпол-
нения планов, а также результаты
отдельных исследований.
Для рассмотрения и утверждения
бюджетов и контроля финансовой де-
ятельности О. и. я. и. учрежден фи-
нансовый комитет из представителей
всех государств — членов О. и. я. и.
О. и. я. и. установил прочные
связи с научными учреждениями мно-
гих Стран мира. Ученые О. и. я. и.
приняли участие во многих научных
международных конференциях, со-
стоявшихся в Москве, Амстердаме,
Ленинграде, Женеве, Рочестере и др.
городах. Организован обмен научной
информацией с отдельными учеными,
институтами и лабораториями ряда
стран, с научными учреждениями
Индии, Италии, США, Англии, Япо-
нии и др. В октябре 1957 наблюдате-
ли от О. и. я. и. приняли участие в
1-й Генеральной конференции Меж-
дународного агентства по атомной
энергии.
ОБЪЕДИНЁННЫЙ НОРВЕЖСКО-
ГОЛЛАНДСКИЙ ЦЕНТР ЯДЕР-
НЫХ ИССЛЕДОВАНИИ (Joint
Establishment of Nuclear Energy Re-
search, JENER) — научное учреж-
ОЖОГ ЛУЧЕВОЙ
261
дение, занимающееся исследователь-
ской работой и подготовкой спе-
циалистов в области атомной энер-
гии. О. н.-г. ц. я. и. создан в 1951 в
результате норвежско-голландских
переговоров относительно сотрудни-
чества в области атомных исследова-
ний и совместного использования
томного реактора в Кьеллере (близ
Осло).
Программа работ О. н.-г. ц. я. и.,
разработанная т. н. объединенной
комиссией, образованной по решению
правительств Норвегии и Голлан-
дии (во главе с норвежским уче-
ным Г. Рандерсом), предусматривает
произ-во и использование радиоак-
тивных изотопов, научные иссле-
дования в области расщепления атом-
ного ядра, исследования металлов
с помощью реактора и изучение
возможностей применения атомной
энергии для мирных целей в буду-
щем. Центром руководит объединен-
ная комиссия, состоящая из 3 пред-
ставителей от Норвегии и 3 — от
Голландии. Официальное открытие
О. н.-г. ц. я. и. состоялось в ноябре
1951. Центр производит и вывозит
ежегодно гл. обр. в скандинавские
страны и Голландию св. 600 видов
изотопов. В апр. 1958 при центре от-
крылись постоянные учебные курсы
(обучаются 15 голландцев, 10 норвеж-
цев и 2 швейцарца). Лица с закончен-
ным высшим образованием будут из-
учать на курсах по 9-недельным про-
граммам обучения основные пробле-
мы ядерной энергии.
ОБЪЁМНАЯ ДОЗА—см. Инте-
гральная доза. _
ОГРАНИЧЕННОМ ПРОПОРЦИО-
НАЛЬНОСТИ ОБЛАСТЬ — об-
ласть рабочих напряжений счетчика,
В к-рой газового усиления коэффи-
циент зависит от величины напря-
жения, приложенного к счетчику, и
числа ионов, образовавшихся при
вач. акте ионизации. В О. п. о.
счетчик дает пропорциональные по-
казания при небольшой начальной
ионизации. Счетчик О. п. о. может
\спешно работать, если он исполь-
зуется только как индикатор излу-
чения, и нет необходимости в про-
ведении точных количественных из-
мерений величин импульсов.
ОГРАНИЧИВАЮЩАЯ СХЕМА —
электрич. схема, напряжение на вы-
ходе к-рой не может превысить
нек-рого предельного значения при
любых изменениях входного напря-
жения. В большинстве случаев О. с.
пропускает без искажений напряже-
ния,’ не превышающие предельного;
если же напряжение на входе пре-
вышает нек-рое пороговое, то напря-
жение на выходе ограничителя равно
предельному напряжению, наз. на-
пряжением органичения. Т. о., ог-
раничитель как бы обрезает импуль-
сы по амплитуде. Ограничение м. б.
как сверху, так и снизу; иногда и
то и др. одновременно.
О. с. самостоят. значения не имеет,
но входит как составная часть в раз-
личные электронные приборы ядер-
ной физики. Ограничители приме-
няются: для выделения из общего
числа импульсов только положит,
или только отрицат.; для преобра-
зования синусоидального напря-
жения в последовательность корот-
ких импульсов путем двойного ог-
раничения синусоиды сверху и снизу
и дальнейшего дифференцирования;
для стандартизации различных по
амплитуде импульсов; для предохра-
нения нек-рых" схем от случайных
перенапряжений, и др.
ОЖЁ ЭФФЕКТ — автоионизация
атома, находящегося в возбужден-
ном состоянии, вызванная вылетом
электрона из ближайшего к атом-
ному ядру электронного слоя —
К-слоя.
ОЖОГ ЛУЧЕВОМ — реакция ко-
жи на воздействие ионизир. радиа-
ции. Может развиться в результате
попадания на участок тела ионизи-
рующих лучей в большой дозе при
терапевтич. применении различных
видов излучений, при неосторожном
обращении с радиоактивными изо-
топами. Ожог вызывается гл. обр.
за счет действия неглубоко прони-
кающей части излучений (мягкие
рентгеновские лучи, ^-частицы). Ха-
рактер ожога, его тяжесть, особен-
ности клинич. течения и предсказа-
ние зависят от дозы энергии, погло-
щенной в тканях кожи, пораженной
площади тела и анатомич. локализа-
ции. Различают по тяжести 4 сте-
262
олово
пени поражения: 1-я степень выра-
жается во временном выпадении во-
лос, шелушении кожи с последующей
легкой пигментацией; 2-я степень
сопровождается отеком кожи, зудом,
чувством жара, через 2 недели по-
является эритема (раздражение, ко-
жи), одновременно происходит вы-
падение волос; при 3-й степени уже
на 6—10-й день развиваются пузыри,
вначале с серозным, а затем с гной-
ным содержимым; 4-я степень О. л.
наступает быстро, отчетливо выра-
жена уже к 3-му дню после облу-
чения и сопровождается глубокими
некрозами (омертвением) тканей.
В клинич. течении О. л. можно
выделить скрытый период, к-рый про-
должается (в зависимости от тяжести
поражения) от неск. часов до 2—3 не-
дель. Продолжительность скрытого
периода имеет значение для предска-
зания тяжести ожога. Скрытый пе-
риод кончается при появлении отека
ткани, после чего наступает период
гиперемии и выраженного отека; по-
являются болевые ощущения, крас-
новато-коричневый цвет кожи с си-
нюшным оттенком (гиперемия ее);
повышается темп-pa тела, развивают-
ся явления общей интоксикации (от-
равления). При тяжелых пораже-
ниях наступает период образования
пузырей: усиливается отек тканей,
образующиеся пузырьки сливаются
между собой, их содержимое стано-
вится гнойным, резко усиливается
боль; начинается выпадение волос,
на месте пузырей образуются язвы
и затем некроз тканей. К О. л. может
присоединиться вторичная инфекция
и на фоне интоксикации и истощения
больного может развиться сепсис
(общее заражение).
Течение тяжелых О. л. очень дли-
тельное и нередко приводит к об-
разованию длительно не заживаю-
щих, трофич. язв на месте ожога.
Лечение О. л., помимо спец, местного
воздействия (как и при др. ожогах),
заключается в применении общих
методов, как и при лучевой болезни.
ОЛОВО Sn — химич. элемент,
IV гр. периодич. системы, п. н. 50,
ат. в. 118,70, состоит из большого
числа стабильных изотопов: Sn112
(0,95%), Sn114 (0,65%), Sn115 (0,34%),
Snne (14,24%), Sn117 (7,57%), Sn118
(24,01%), Sn119	(8,58%),	Sn120
(32,97%), Sn122 (4,71%), Sn124 (5,98%).
Последний изотоп обнаруживает сла-
бую радиоактивность (двойной
распад с периодом, большим 101в—
1017 лет). Подобное обилие стабиль-
ных изотопов объясняется особой ус-
тойчивостью ядер, количество прото-
нов или нейтронов к-рых соответ-
ствует т. н. магическим числам (2, 8,
20, 50 и т. д.). Содержание в земной
коре составляет 4 *10'8 % по весу.
Основным минералом является кас-
ситерит SnO2, из к-рого Sn полу-
чается восстановлением. Серебристо-
белый, довольно мягкий металл,
плотн. 5,77 г/см\ t°njl 291,9°, t°Kun
2270°. В соединениях 2- и 4-ва-
лентен. Весьма характерным для Sn
является способность образовывать
многочисл. металлоорганич. произ-
водные; нек-рые из них успешно
применяются для обогащения радио-
активных изотопов и разделения
ядерных изомеров этого элемента.
Известны многочисл. радиоактивные
изотопы и ядерные изомеры, полу-
чаемые с помощью различных ядер-
ных реакций, в т. ч. при делении
урана и тория. В качестве радио-
активных индикаторов применяются
изотопы с массовыми числами, на-
ходящимися в пределах ИЗ—123,
получаемые по реакции (п, т) в реак-
торе. Изотоп Sn118 используется для
приготовления длительно действую-
щих источников 1п118л1. Он встречает-
ся в сбросных водах ядерных произ-в
как один из продуктов деления урана,
что может представлять опасность
в виду большого значения Тч2.
ОППЕНГЕЙМЕРА — ФЙЛЛИПСА
ПРОЦЁСС— процесс взаимодействия
дейтронов малой энергии с атом-
ным ядром, связанный с развалом
дейтрона в кулоновском поле атомно-
го ядра на протон и нейтрон. При
О.— Ф. п. входящий в состав дейт-
рона нейтрон проникает внутрь ядра
и поглощается, причем образуется
возбужденное промежуточное ядро.
Протон, входящий в состав дейтрона,
испытывает кулоновское отталкива-
ние от ядра, благодаря к-рому его
связь с нейтроном разрывается и он
удаляется от ядра, не принимая
ОРТИТ
263
дальнейшего участия в реакции. Раз-
рыв производится при условии, что
кулоновский барьер ядра превышает
энергию связи дейтрона —2,2 Мэв.
ОПТИМАЛЬНАЯ защйта —
биологическая защита реактора; об-
ладающая при заданной толщине
минимальным весом благодаря пра-
вильному выбору расположения ком-
понентов по отношению к реактору.
Напр., если защита состоит из воды
и свинца, то вес ее (при цилиндрич.
форме) будет меньше, если располо-
жить свинец ближе к реактору. Од-
нако при этом свинец не будет за-
щищать от захватных у-лучей, воз-
никающих в части защиты за свин-
цом; кроме того, сам свинец может
излучать поток захватных -квантов.
Если расположить свинец на конце
защиты, то это сильно увеличит вес
всей защиты. Следовательно, необ-
ходимо найти место наиболее вы-
годного расположения свинца.
Иногда тяжелый компонент разби-
вают на неск. слоев.
ОПТЙЧЕСКАЯ ПЛОТНОСТЬ ПО-
ЧЕРНЕНИЯ—величина, характе-
ризующая степень почернения прояв-
ленного фотографии, слоя, предва-
рительно подвергнутого действию по-
тока лучистой энергии или элемен-
тарных частиц. О. п. п. D выражают
десятичным логарифмом непрозрач-
ности, к-рая представляет отношение
потока Fo, упавшего на участок по-
чернения, к потоку F, прошедшему
через него:
Измерение О. п. п. производится
денситометром или микроденсито-
метром. По ее величине судят о рас-
пределении и количестве радиоактив-
ных элементов в исследуемом ве-
ществе.
ОРАНЖЙТ (название дано по цве-
ту) — минерал, то же, чиа торит.
ОРБЙТА ЧАСТЙЦЫ (в теории
циклических ускорителей
заряженных частиц) — зам-
кнутая кривая, характеризующая
движение заряж. частицы в магнит-
ном поле. В однородном магнитном
поле с напряженностью Н О. ч. с за-
рядом е и импульсом р является ок-
г» С'Р
ружностыо с радиусом	9
где с—скорость света. Движение
частиц в циклич. ускорителях слож-
нее, но его можно представить как
колебания частиц около замкнутой
орбиты, медленно изменяющейся в
процессе ускорения с изменением им-
пульса частицы и магнитного поля.
Колебания частиц около устойчи-
вой орбиты вызываются фокусирую-
щими силами магнитного поля (см.
Магнит,пая фокусировка частиц в ус-
корителе); амплитуда этих колеба-
ний зависит от нач. условий дви-
жения частицы. В резонансных цик-
лич. ускорителях, где действует ме-
ханизм автофазировкщ существует
выделенная орбита (равновесная или
синхротронная) — орбита равновес-
ной частицы, движущейся в точном
синхронизме с ускоряющим высоко-
частотным электрич. полем. Орбиты
остальных частиц (мгновенные ор-
биты) изменяются в процессе уско-
рения в результате радиально-фазо-
вых колебаний.
В бетатроне тоже существует вы-
деленная (бетатронная) орбита, на
к-рой выполняется необходимая для
ускорения на пост, радиусе связь
между скоростью изменения магнит-
ного поля и потока. Мгновенные О. ч.
в процессе ускорения асимптотически
приближаются к бетатронной орби-
те. Существующие в реальных ус-
корителях неоднородности и др. ис-
кажения магнитного поля вызывают
искажения формы О. ч. Искажения
орбиты не должны превосходить до-
пусков, определяемых размерами ра-
бочей .части зазора магнита ускори-
теля. В случае необходимости для
уменьшения искажений орбиты при-
меняется коррекция (добавочные об-
мотки и т. п.).
ОРГАНИЧЕСКОЕ ВЕЩЕСТВО
(урансодер жащее) — суще-
ственный компонент осадочных руд
урана (см. Углеродистое вещество).
ОРТИТ — минерал из класса си-
ликатов. Химич, состав сложный:
приближ. формула (Са, Се)2 (Al, Fe)3
Si3O12 [О, ОН]. Содержание окиси
церия достигает иногда 6%. Часто
содержит примеси тория, урана,
иногда редких земель иттриевой труп-1
264
ОРТОВОДОРОД И ПАРАВОДОРОД
пы (У2О3 до 8%). Кристаллизуется
в моноклинной системе. Цвет смо-
ляно-черный или желто-бурый с яр-
ким стеклянным блеском. Тв. 6,
хрупок. Уд. в. 4/1. Радиоактивен.
Встречается обычно в пегматитовых
жилах, а также в небольших коли-
чествах в гранитных породах. О.
может служить ценным сырьем для
извлечения редких земель.
ОРТОВОДОРОД И ПАРАВОДО-
РОД- два состояния молекуляр-
ного водорода, отличающиеся друг
от друга тем, что у ортоводорода оба
протона, входящие в состав моле-
кулы водорода II2, имеют одинако-
вые направления спинов, в то время
как у параводорода направления
спинов обоих протонов противопо-
ложны. Обыкновенный водород при
комнатной темп-ре представляет со-
бой равновесную смесь 75% орто-
водорода и 25% параводорода; при
понижении темп-ры процент пара-
водорода в равновесной смеси уве-
личивается. Равновесию при 0°К
отвечает полное превращение водоро-
да в параводород. Однако при отсут-
ствии катализаторов превращение
ортоводорода в параводород при низ-
ких темп-pax практически не идет, и
смесь остается неравновесной. Прак-
тически чистый параводород можно
получить при пропускании обыкно-
венного водорода над углем при
253° К. Раз полученный параводород
очень устойчив и может сохраняться
при комнатной темп-ре неск. недель
без превращения в равновесную
смесь О. и п. В отличие от параводо-
рода, чистый ортоводород получить
невозможно. О. и п. имеют* неск.
различные теплоемкости, энергии
диссоциации, оптич. свойства и т. д.
Различие в теплопроводностях при
низких темп-pax (у ортоводорода
меньшая) используется для опреде-
ления относит; количества О. и п.
в смеси.
ОРТОГЕЛИИ И ПАРАГЕЛИИ —
два состояния атомов гелия/ отли-
чающиеся друг от друга тем, что у
ортогелия оба электрона, составляю-
щие оболочку атома, имеют одинако-
вое направление спинов, тогда как
у парагелия направления спинов
обоих электронов противоположны.
Это различие проявляется в харак-
тере спектральных линий, испускае-
мых атомами: ортогелий имеет систе-
му тройных (триплетных) линий, а
парагелий — одиночных (синглет-
ных). Как ортогелий, так и параге-
лий вполне устойчивы, и оптиче-
ские переходы (т. е. переходы с ис-
пусканием света) между ними в
силу отбора правил практически
не происходят даже при наличии
'внешнего электромагнитного поля.
Однако ортогелий можно пере-
вести в парагелий (или наоборот)
при помощи электронной бомбарди-
ровки, а также удара второго рода.
Энергия парагелия в основном энер-
гетич. состоянии меньше, чем у ор-
тогелия. Спектр О. и п. имеет боль-
шое сходство с соответств. спектрами
щелочно-земельных металлов.
ОСАДКИ РАДИОАКТЙВНЫЕ —
см. Радиоактивное загрязнение био-
сферы.
ОСАЖДЕНИЕ ДРбБНОЕ (в р а-
диохи ми и) — соосаждение ра-
диоактивного элемента' (р. э.) с не-
изотопным носителем. Частичное вы-
деление носителя из раствора, со-
держащего смесь р. э. и носителя,
приводит к непропорциональному пе-
реходу р. э. и носителя в. осадок,
к обогащению осадка или раствора
радиоактивным элементом. О. д.
имеет характер кристаллизации дроб-
ной, если р. э. образует с носителем
смешанные кристаллы; оно наз. ад-
сорбционным, если р. э. кон-
центрируется только на поверхности
осадка.
осколки деления а т о м-
н ы х ядер — атомные ядра, об-
разующиеся в процессе деления
(см. Деление атомного ядра) бо-
лее тяжелого атомного ядра на
части. Обычно делящееся ядро рас-
щепляется на два О. (образование
трех или четырех О. происходит зна-
чительно реже). Деление одного и того
же ядра может осуществляться
различными способами. Заряд и мас-
са О., образующихся в процессе деле-
ния ядер, распределены в широком
интервале [напр., для ядер U воз-
можны значения Z от 30 (Zn) до 64
(Gd)]. Деление тяжелых ядер (ТЬ,
U, Рц и т. д.) обычно несимметрично,
ОСЛАБЛЕНИЕ ПРОНИКАЮЩЕЙ РАДИАЦИИ
265
т. с. наиболее вероятно образование
легкого и тяжелого О., с отношением
масс примерно 2:3. Исключением
является деление очень быстрььми ча-
стицами, энергия к-рых составляет
сотни Мэв. О. перенасыщены нейтро-
нами и испытывают последовательно
неск. ^-распадов, прежде чем пре-
вращаются в устойчивые ядра (иногда
испускаются т. н. запаздывающие
нейтроны}. При делении тяжелых
ядер можно наблюдать до 200 радио-
активных изотопов. Деление ядер
среднего атомного веса может вызы-
ваться лишь быстрыми частицами;
оно обычно является симметричным,
т. е. ядро с наибольшей вероят-
ностью раскалываеюя на равные ча-
сти. При этом О. часто оказываются
устойчивыми ядрами. О. обладают
большой кинетич. энергией (уносят
ок. 80% энергии, выделяющейся при
делении). Благодаря большому за-
ряду ср. ионизация удельная О. ве-
лика (^40 Мэв/см), что позволяет
их легко наблюдать даже на силь-
ном фоне др. излучений.
ОСЛАБЛЕНИЕ ДЕЙСТВИЯ СВЕ-
ТОВОГО ИЗЛУЧЕНИЯ — ослабле-
ние поражающего'действия светового
излучения атомного взрыва при про-
хождении его через слои атмосферы
в результате рассеивания и погло-
щения световой энергии различными
примесями, постоянно присутствую-
щими в воздухе, а также молеку-
лами газов, входящими в состав воз-
духа (см. Световой импульс). О. д. с.и.
особенно значительно при большой
запыленности приземного слоя воз-
духа, тумане, задымлении. Для уче-
та О. д. с. и. при прохождении
через атмосферу для подсчета свето-
вого импульса в формулу вводится по-
правочный множитель е~~ k(R~~r\ учи-
тывающий ослабление излучения на
пути (Я— г). Здесь R—расстоя-
ние от центра светящейся области
до места, где измеряется излучение,
г — радиус светящейся области, к —
коэфф, ослабления. Точный расчет
коэфф, ослабления очень сложен,
его прибл. можно найти из выра-
жения:
,	4 Г 1 1
D [ КМ J ’
где D — дальность видимости, из-
меренная в горизонт, направлении
в км, т. е. расстояние, на к-ром
большой темный предмет можно ви-
деть па линии горизонта. Когда воз-
дух исключительно чист, дальность
видимости равна примерно 40 км,
т. е. к — 0,1 км"1 ,при средней чис-
тоте воздуха к — 0,2 км~\ в боль-
ших городах видимость не превы-
шает 10 км, т. е. к в этом случае
равняется 0,4 км"1.
ОСЛАБЛЕНИЕ ПРОНИКАЮЩЕЙ
РАДИАЦИИ — ослабление каж-
дой из составляющих проникаю-
щей радиации (у-радиации и нейт-
ронной радиации) в результате про-
хождения через слои различных ве-
ществ. При прохождении потока у-лу-
чей через различные вещества наблю-
дается его ослабление вследствие по-
глощения и рассеяния атомами ве-
щества. Взаимодействие -[-излучения
с веществом определяется 3 процес-
сами: фотоэлектрическим поглоще-
нием, комптоновским рассеянием и
образованием пар. Фотоэлектрич. по-
глощение и комптоновское рассея-
ние уменьшаются при увеличении
энергии гамма квантов, а погло-
щение гамма-лучей за счет образова-
ния пар растет с увеличением энер-
гии квантов. Интенсивность всех
3 процессов растет с увеличением
плотности и атомного ‘ номера ве-
щества.
Ослабление "[-излучения происхо-
дит по экспоненциальному закону:
где 70 — интенсивность у-излу пе-
ния, J — интенсивность излучения,
прошедшего через ослабляющий слой
толщиной х см, |i— коэфф, ослабле-
ния у-излучения, е — основание на-
тур. логарифмов =5x2,72.
Ослабление нейтронной радиации
происходит вследствие рассеяния
нейтронов и захвата их атомами ве-
щества. Нейтрон быстро замедляется
при движении в среде, состоящей из
легких атомов и водородсодержащих
веществ (вода, парафин, графит, бе-
тон и др.). Ядра атомов вещества
после столкновения с нейтронами
начинают двигаться в различных
направлениях и производят иониза-
266
ОСЛАБЛЕНИЯ ДЛИНА
цию встречных атомов и молекул.
Непосредственно нейтрон ионизации
не производит.
При захвате нейтронов ядрами
атомов вещества ослабление нейтрон-
ного потока зависит от энергии нейт-
ронов и от химич. состава среды,
(е=^2,72) и 2 раза (слой половин-
ного ослабления).
О. д. в е раз м. б. получена де-
лением длины 10-кратного ослабле-
ния на In 10 = 2,306. Слой половин-
ного ослабления равен О. д. в е раз,
умноженной на In 2 = 0,693.
Слоем грунта
толщиной
Слоем дерева
толщиной
Слоем снега
толщиной
Броней толщиной
Слоем бетона
толщиной
Сравнительная характеристика толщины различных материалов,
дающих примерно одинаковое ослабление доз проникающей ра-
диации.
порез к-рую проходят нейтроны.
Быстрые нейтроны почти всеми ве-
ществами задерживаются плохо. Зна-
ние закономерностей О. п. р. имеет
большое значение для противоатом-
ной защиты войск с помощью по-
левых укрытий (щели, окопы, тран-
шеи, блиндажи, убежища). Степень
О. п. р., в зависимости от толщины
и материала перекрытия, или же
толщину перекрытия из какого-либо
материала, защищающую от прони-
кающей радиации (у-излучения),
можно рассчитать по формулам:
к = 2~ ; h = а,
1g 2
где к— степень О. п. р., h— тол-
щина перекрытия, а—слой поло-
винного ослабления для данного
материала.
ОСЛАБЛЕНИЯ ДЛИНА — пара-
метр, характеризующий способность
данного материала ослаблять моно-
хроматич. у-излучение в геометрии
узкого пучка. При расчетах обычно
пользуются О. д. в 10 раз (слой
10-кратного ослабления), в е раз
В геометрии широкого пучка О. д.
зависит от толщины защиты. Для
монохроматич. источника у-излуче-
ния О. д. уменьшается с толщиной
защиты. О. д. изменяется с измене-
нием энергии у-излучения.
ОСЛАБЛЕНИЯ ИСТОЧНИКА
’ФУНКЦИЯ — характеристика ос-
лабления потока или дозы, завися^
щая от среды, источника, детектора
и расстояния от источника до детек-
тора. Функция ослабления точечного
источника единичной мощности (ос-
новная) выражается формулой:
С(«)=
где р— коэфф, поглощения; R —
расстояние источник — детектор;
р (р/?) — дозовый фактор накопления
рассеянного излучения. Функция ос-
лабления точечного источника путем
преобразований позволяет опреде-
лить дозу от источника любой гео-
метрии. формы. Напр., доза на рас-
стоянии z от бесконечной плоскости
с изотропными поверхностными ис-
точниками единичной мощности, по-
ОСТЕОСАРКОМА ЛУЧЕВАЯ
267
мещенной в бесконечно протяжен-
ную среду, составляет:
со
Dn^z) = 2r.^G(R) dR.
ОСЛАБЛЕНИЯ	КОЭФФИЦИ-
ЕНТ — величина,	показывающая
степень ослабления мощности дозы
у-излучения при прохождении его
через к.-л. среду (см. Ослабление про-
никающей радиации).
ОСМИЙ Os — химич. элемент VIII
гр. периодич. системы, п. н. 76.
ат. в. 190,2. Природный Os состоит
из 7 стабильных изотопов: 0s1-4
(0,018%),Os186 (1,582%), Os187 (1,64%),
Os188 (13,27%), Os189 (16,14%), Os190
(26,38%), Os192 (40,97%). Искусст-
венно получено значит, число радио-
активных изотопов с массовыми чис-
лами от 182 до 195. При облучении
нейтронами образуются Os’9Ul (Т^ =
14 час.), Os191 (ТГ2 = 16 дням) и Os2’93
(Ту =32 часам). Разработан метод вы-
деления Os185 (Tij = 94,3 дня), полу-
чаемого по реакции W (а, хп) Os185,
без носителя. Металл из семейства
платиновых, распространенность в
земной коре 5 • 10 “6 % по весу, плоти.
22,5 г!см\ Епл ок. 2700°. В соедине-
ниях проявляет перем, валентность.
ОСНОВНОЕ СОСТОЯНИЕ — та-
кое состояние микросистемы, при
к-ром она обладает минимальной воз-
можной эйергией.
ОСТАНОВКА РЕАКТОРА — пре-
кращение ядерной реакции обычно
путем введения в активную зону
управляющих стержней t интенсивно
поглощающих нейтроны. О. р. произ-
водится для ремонта реактора, для
перегрузки топлива и в случае по-
ступления аварийного сигнала. При
О. р. наблюдается сильное падение
реактивности вследствие образова-
ния дополнит, количества Хе135
(т. н. «иодная яма»). Хе135, облада-
ющий большим сечением поглоще-
ния нейтронов, образуется вследст-
вие распада радиоактивных продук-
тов деления (в основном J135). При
работе на определ. уровне мощности
концентрация Хе135 приходит к уста-
новившемуся значению вследствие
«выгорания» Хе135 в потоке ней-
тронов. При остановке реактора
поток нейтронов падает и выгора-
ние ядер Хе135 прекращается. Отрав-
ление реактора Хе135 после остановки
тем значительнее, чем выше был
нейтронный поток.
ОСТАТОЧНОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ—см.
Излучение остановленного реактора.
ОСТАТОЧНОЕ ТЕПЛОВЫДЕЛЕ-
НИЕ — количество тепла, выделяю-
щегося в остановленном реакторе.
В первые минуты после остановки
реактора О. т. определяется энер-
гией, выделяющейся при делении
на запаздывающих нейтронах и ра-
диоактивном распаде продуктов де-
ления. Реакция деления на запазды-
вающих нейтронах довольно быстро
затухает (макс, период ок. 80 сек.),
и энергия радиоактивного распада
становится доминирующей. Времен-
ная зависимость О. т. определяется
довольно сложной формулой... Одно
из приближенных выражений имеет
вид:
6,8 W
Е —	*0,12	»
где Е— мощность О. т. (em); W —
длит, мощность реактора (кет); t —•
время после выключения реактора
(сек.). Формула справедлива для пе-
риода 10 сек.<7<100 дней.
ОСТЕОСАРКбМА ЛУЧЕВАЯ —
злокачеств. опухоль костей, разви-
вающаяся при попадании внутрь ор-
ганизма радиоактивных веществ,
прочно фиксирующихся в костях ске-
лета (Са45, Sr89, Sr90, Ra226, Ba140,
Y91 и нек-рых др.). См. Канцероген-
ное действие излучений.
Процессам злокачеств. перерожде-
ния костной ткани предшествуют
прогрессирующие нарушения про-
цессов костеобразования (остеогене-
за). Чаще всего между телом и кон-
цами длинных трубчатых костей (в
т. н. метафизах) появляются ати-
пичные костные структуры аморфного
и волокнистого характера; разра-
стаются уродливые, трудно класси-
фицируемые клетки. Вновь появив-
шиеся атипические костеобразующие
элементы распространяются по кост-
но-мозговой полости, и весь этот
процесс заканчивается развитием
участков злокачеств. опухоли.
268
ОСТЕОТРОПНЫЕ РАДИОАКТИВНЫЕ ВЕЩЕСТВА
Остеосаркомы, вызываемые радио-
изотопами, характеризуются быстрым
ростом (животные погибают через
’/2—2 мес. после появления опухо-
лей) и частым переносом (метастази-
рованием) их в легкие (70%) и др.
органы (почки, селезенка).
ОСТЕОТРОПНЫЕ РАДИОАКТЙВ-
НЫЕ ВЕЩЕСТВА — радиоактив-
ные вещества, к-рые при попада-
нии в организм фиксируются в кост-
ной ткани (см. Инкорпорация радио-
активных веществ). О. р. в. разде-
ляются на 2 группы: вещества, фик-
сирующиеся в органич. части костной
ткани (Ри239 Се144), и в неорганич.
(Са45, Р32, Sr89,Sr90,Y91, Ra). Благода-
ря медленному обмену веществ в
костной ткани О. р. в. оч. медленно
выводятся из организма и являются
наиболее токсичными из всех радио-
активных веществ. О. р. в. действуют
гл. обр. на ткань костного мозга,
обладающую высокой радиочувстви-
тельностью, что приводит в случае
достаточно большой дозы к лейкопе-
нии лучевой, а при меньших дозах
к развитию лейкоза лучевого. Воздей-
ствие на костную ткань вызывает
развитие костных опухолей — остео-
сарком лучевых.
ОСТРЙЙНЫЙ СЧЁТЧИК — см.
Гейгера счетчик.
ОСЦИЛЛЯТОР — система, колеб-
лющаяся около положения равнове-
сия. Гармоническим наз. такой О.,
потенциальная энергия к-рого про-
порциональна квадрату отклонения.
В квантовой механике показывается,
что энергия гармония. О. может при-
нимать только значения, равные
fev (п + 72),
где v—частота колебаний О., h —
постоянная Планка, п — произволь-
ное целое положит, число; т. е. энер-
гия О., в отличие от классич. О.,
не м. б. меньше, чем -у (см. Нуле-
вая энергия). Понятие «О.» находит
широкое применение в физике при
рассмотрении колебаний молекул в
кристалле, атомов в молекуле, и т. д.
ОТБОР ПРОБ — один из элемен-
тов эксплуатации водного гомоген-
ного реактора. Заключается в отборе
и анализе на химич. состав и радио-
активность проб топливного раство-
ра, тяжелой воды из отражателя и
газов активной зоны реактора и от-
ражателя. О. п. производится с по-
мощью приспособлений, обеспечиваю-
щих защиту персонала * от облуче-
ния, в особенности при О. п. высоко-
активного топливного раствора.
ОТБОРА ПРАВИЛА — совокуп-
ность условий, показывающих, какие
из энергетически возможных перехо-
дов квантовой системы (атомного яд-
ра, атома, молекулы) из одного со-
стояния в др. действительно реали-
зуются в природе. О. п. отражает то
обстоятельство, что при квантовых
переходах системы, помимо закона
сохранения энергии, должны выпол-
няться еще и др. законы сохранения
(момента количества движения, чет-
ности и т. д., см. Сохранения законы);
если эти последние законы сохране-
ния не соблюдаются при переходах
системы из одного состояния в др.,
то переходы не осуществляются,
хотя энергетически они и возможны.
О. п. могут быть точные (строгие)
и приближенные, в зависимости от
того, точно или приближенно вы-
полняется закон сохранения, к-рый
они выражают. Напр., переходы с
изменением полного момента* коли-
чества движения замкнутой системы
совершенно невозможны (т. п. стро-
го запрещенные переходы — точное
О. п.). С др. стороны, благодаря
малости взаимодействия спинового
магнитного момента электрона (см.
Спин) с внешними магнитными по-
лями и полями, создаваемыми орби-
тальным движением электронов ато-
ма, можно говорить о приближенных
законах сохранения полного орби-
тального момента количества дви-
жения (см. Момент орбитальный)
и полного спина атома в отдельности.
Это приводит при испускании, или
поглощении света атомом к прибли-
женным О. п., согласно к-рым для
атома «разрешены» лишь переходы
со следующими изменениями кван-
товых чисел:
ДЕ = ±з1; Д5* = 0; А/ = 0, ±1,
где ДЕ, Д/ и ДЗ1 суть изменения соот-
ветственно орбитального, полного и
спинового моментов количества дви-
ОТДАЛЁННЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ОБЛУЧЕНИЯ
269
жения атома. Квантовые переходы,
запрещаемые приближенными О. п.,
на самом деле могут реализоваться
в природе, но с гораздо меньшей ве-
роятностью, чем разрешенные пере-
ходы, и поэтому происходят сравни-
тельно редко. Так, приведенные при-
ближенные О. п. для AL, AS и AI
характерны только для т. н. диполь-
ного излучения атома. Однако в соот-
ветствии с законом сохранения пол-
ного момента количества движения
возможны квантовые переходы атома
также и с большими значениями
AL, AS и AI (т. н. мультипольное
излучение); но эти переходы осу-
ществляются с гораздо меньшей ве-
роятностью и поэтому соответствую-
щие спектральные линии, испускае-
мые атомами, обладают значительно
меньшей интенсивностью: практиче-
ски их можно наблюдать только в
том случае, если дипольное излу-
чение по к.-л. причинам отсутствует.
При воздействии внешних сил на зам-
кнутую квантовую систему нек-рые
О. п. могут нарушиться, т. к. система
становится незамкнутой и иек-рые
из законов сохранения перестают
иметь место. В спектре такой
незамкнутой системы могут появиться
новые линии, к-рые до воздействия
внешних сил были запрещены О. п.
ОТВОД ТЕПЛА ОТ РЕАКТОРА
(охлаждение) — выведение теп-
ла из ядерного реактора и его эле-
ментов в процессе охлаждения для
использования в ядерной силовой ус-
тановке и для др. целей. В реакторе
предусматривается охлаждение теп-
ловыделяющих элементов, регулирую-
щих и аварийных стержней, кладки
активной зоны (в случае твердого
замедлителя), отражателя, тепловой
защиты корпуса и биологической за-
щиты. Охлаждение замедлителя осу-
ществляется его циркуляцией, если
это вода, или прокачиванием инерт-
ного газа через кладку твердого за-
медлителя. Отражатель и тепловая
защита могут находиться в герметич.
оболочке и охлаждаться воздухом
или др. газами. С целью охлаждения
одновременно корпуса и бетона за-
щиты, покрываемого листовой
сталью, между ними может циркули-
ровать охлажденный газ или вода.
Бетон иногда охлаждается вмонти-
рованными в него воздушными змее-
виками. В реакторах часто преду-
сматриваются прослойки гелия или
жидкого металла, улучшающие теп-
лоотвод от различных участков уста-
новки.
В энергетич. реакторах тепло, вос-
принимаемое теплоносителем, слу-
жит для осуществления тепловых
циклов ядерных установок.
ОТДАЛЁННЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ
ОБЛУЧЕНИЯ — заболевания или
изменения функций организма чело-
века и животного,.к-рые возникают
спустя 4—6 и более лет после пере-
несенного острого заболевания, вы-
званного внешним облучением, либо
в результате длительного влияния
малых доз долгоживущих радиоак-
тивных изотопов, попавших в ор-
ганизм, или малых доз внешнего
облучения.
К О. п. о. можно отнести: 1) Ап-
ластическую анемию, характеризую-
щуюся прогрессирующим уменьше-
нием в крови числа эритроцитов
(красных кровяных телец) в связи
с недостаточной функцией костного
мозга и проявляющуюся в слабости,
бледности, истощении, кровоизлия-
ниях. Исход обычно смертельный.
2) Лейкоз (белокровие), к-рый ха-
рактеризуется прогрессирующим раз-
растанием ткани кроветворных орга-
нов — костного мозга, лимфатич. уз-
лов, селезенки (см. Лейкоз лучевой).
3) Катаракты лучевые, возникающие
чаще всего после воздействий нейт-
ронов. 4) Длительно незаживающие
трофич. язвы на месте рубцов, обра-
зующихся после заживления лучевых
ожогов. 5) Расстройства половой дея-
тельности, характеризующиеся раз-
витием бесплодия (стерильности), уг-
нетением или извращением развития
сперматозоидов (сперматогенеза),
снижением половой потенции, нару-
шением менструальной функции; ча-
ще (чем обычно) наблюдаются преж-
деврем. роды, уродства плода, мерт-
ворожденные, дефекты в физич. и
психич. развитии детей, родившихся
от родителей, перенесших воздейст-
вие ионизир. радиации. Дети могут
оказаться носителями радиоактивных
веществ (см. Генетическое действие
270
ОТЕНИТ
излучений). 6) Различные злокачеств.
опухоли в зависимости от того, ка-
ким радиоактивным веществом зара-
жен человек. Так, радиоактивные ве-
щества, избирательно накапливаю-
щиеся в костях, вызывают злока-
честв. опухоли костей (см. Остеосар-
кома лучевая); радиоактивные веще-
ства, накапливающиеся в паренхи-
матозных органах (более всего в пе-
чени), вызывают рак этих органов;
радиоактивные вещества, распреде-
ляющиеся по организму равномерно,
могут вызвать образование опухолей
в различных органах и тканях ор-
ганизма (см. Канцерогенное действие
излучений). 7) Доброкачеств. опу-
холи, развивающиеся при попадании
в организм оч. малых доз радиоактив-
ных веществ (напр., опухоли молоч-
ных желез при Sr90). 8) Признаки
раннего старения организма, укоро-
чение длительности жизни. 9) По-
вышение восприимчивости к инфек-
циям. 10) Всевозможные нервно-тро-
фич. и вегетативные расстройства.
ОТЕНЙТ (отунит, аутунит)
[назв. от округа Отен (Autun) во
Франции] — минерал состава Са
[UO2]2[PO4]2-8H2O; содержит 62,7%
UO3 и примеси Ва, Mg, V, РЬ и др.
Кристаллизуется в тетрагональной
системе, образуя тонкотаблитчатые,
слюдоподобные, квадратной формы
кристаллы, а также друзы мелких
кристалликов и чешуйчатые агрега-
ты. Цвет зеленовато-желтый, серно-
желтый, светло-зеленый, блеск по
плоскости перламутровый, в др. на-
правлениях алмазовидный. Тв. 2—
2,5; уд. в. 3,05—3,19. Сильно радио-
активен. Встречается в зоне окисле-
ния пегматитовых, гидротермальных
и осадочных месторождений совмест-
но с уранофаном. Вместе с др. уран-
содержащими минералами исполь-
зуется для получения урана и ура-
новых соединений.
ОТНОСЙТЕЛЬНАЯ БИОЛОГИ-
ЧЕСКАЯ ЭФФЕКТЙВНОСТЬ и о-
низирующего излучения —
отношение дох одного вида ионизир.
излучения, выраженного в физиче-
ском эквиваленте рентгена (фэр), вы-
зывающей определ. биологич. эф-
фект, к дозе излучения др. вида,
вызывающей идентичный эффект.
О.б. э. определяется тем, что биоло-
гич. эффект при действии разных
видов излучения обусловлен не толь-
ко общим количеством поглощенной
энергии, но и распределением этой
энергии в тканях. Величиной, ха-
рактеризующей распределение энер-
гии, является линейная плотность ио-
низации, выражающаяся числом пар
ионов, образованных на 1 см длины
пробега ионизирующей частицы. Как
правило, излучения, создающие боль-
шую плотность ионизации (напр.,
а-частицы, протоны), обладают боль-
шой биологич. эффективностью. О. б. э.
различных видов излучения в отно-
шении возникновения смертельного
исхода у млекопитающих составляет:
рентгеновское излучение, генериро-
ванное при 180—250 кв,— 1 (еди-
ницы О. б. э. являются условными,
причем, как правило, за единицу
принимается именно указанный вид
излучения); у-излучение Со60—0,7;
р-излучение — 0,25 (при внешней
^-излучении с учетом только поверх-
ностной дозы излучения); протоны —
10; медл. нейтроны—5; быстрые
нейтроны — 10 (биологич. эффект
осуществляется за счет действий про-
тонов отдачи); а-излучение — 20 (в
случае попадания a-активных веществ
внутрь организма). О. б. э. зависит
от характера облучения и от изучае-
мого эффекта. Напр., если при одно-
кратном воздействии О. б. э. медл.
нейтронов равна 5, то при повтор-
ных воздействиях она возрастает до
11. О. б. э. быстрых нейтронов при
облучении всего организма равна 10,
а при локальном облучении семен-
ников — 35, и т. д. При практич.
расчетах О. б. э. можно пользовать-
ся след, табл.:
Вид излучений	Относит, биологич. эффективность
Рентгеновские и т-лучи	1.0
р-частицы		1,0
а-частицы		10,0
Протоны		10,0
Медленные нейтроны . .	5,0
Быстрые нейтроны . . .	10,0
ОТНОСЙТЕЛЕНОСТИ ТЕОРИЯ —
физич. теория, исследующая свой-
ства пространства и времени и
ОТНОСИТЕЛЬНОСТИ ТЕОРИЯ
271
их роль в фдаич. процессах. О. т.
разделяется на специальную (част-
ную) О. т., рассматривающую только
инерциальные системы от,счета, и
общую О. т., или теорию тяготения.
Исходными положениями спец. О. т.
являются: положение о постоянстве
скорости света в вакууме («скорость
света не зависит от движения источ-
ника».) в любых инерциальных систе-
мах, и принцип относительности («рав-
номерное и прямолинейное движение
изолированной материальной систе-
мы как целого пе влияет на ход
процессов, происходящих внутри си-
стемы»). Из этих положений, пред-
ставляющих собой обобщение опыта,
можно получить формулы, связы-
вающие координаты и время к.-л.
события в одной инерциальной си-
стеме (х, у, z, t) с координатами и
временем того же события в др.
инерциальной системе (xf, у', z', t'),
двигающейся относительно первой со
скоростью v (т. н. преобразования
Лоренца):
х’ — у (х — vt)', у' = у\ zr = z\
t' = ч (t — xv/c2)’, у = (1 — v2y2)	(1)
(для упрощения за направление v
принято направление оси х). Если
v значительно меньше скорости света
с, то величиной v',c можно везде
пренебречь, и соотношения (1) пе-
реходят в известные из механики
Ньютона преобразования . Галилея:
х' = х—vt\ у'=у; z'= z; t' = t,
так что отступления от механики
Ньютона становятся заметными толь-
ко при больших относит, скоростях.
Из соотношения (Г) следует, что дли-
тельность любого процесса, происхо-
дящего в нек-ром теле, отсчитываемая
по часам системы отсчета, зависит
от скорости тела, в к-ром процесс
происходит, относительно системы от-
счета; напр., промежуток времени Аг'
между моментами образования и рас-
пада нестабильной частицы в системе
отсчета, двигающейся равномерно
вместе с частицей, связан с соот-
ветствующим промежутком времени
Аг в системе, относительно к-рой час-
тица движется со скоростью v, фор-
мулой Аг' = ^А^. Это явление полу-
чило непосредственное эксперимент,
подтверждение при изучении эле-
ментарных частиц. Так, нестабиль-
ные ц-мезоны космич. лучей проле-
тают расстояния, намного большие,
чем v- (у — скорость, т — среднее
время жизни покоящегося мезона).
Это может быть объяснено только за-
висимостью времени жизни частицы
(измеряемого по часам системы отсче-
та) отее движения относительно систе-
мы отсчета. Аналогично этому, длина
тела Аа/, измеренная в системе от-
счета, в к-рой тело неподвижно, свя-
зрна с длиной тела &х в системе,
относительно к-рой тело движется
со скоростью v, формулой Да?' = ^^х.
Обычный закон сложения скоро-
стей также несправедлив в О. т. и
заменяется полученным из (1) зако-
ном преобразования скоростей.
dx
dx' _	,
dt' л_______v_dx 1
c2 dt
dy' __dy 1
'dt' ~~di Y	’
‘	‘c2	dt J
dz' _ dz 1_____________
dt’ “ dt Y / л _	’
1 &dt J
На основании соотношения (2) мож-
но показать, что сумма двух скоро-
стей, меньших скорости света, все-
гда будет меньше скорости света
с; если же одна из скоростей равна с,
то и их сумма также равна с. Фор-
мулы (2) объясняют явление абер-
рации света, т. е. изменение наклона
светового луча в зависимости от си-
стемы отсчета: напр., изменение угла
падения света звезды вследствие от-
носит. движения Земли в течение
ее годичного обращения. Из (1) и
(2) следует формула для изменения
частоты жсвета при переходе к др.
системе отсчета (эффект Доплера):
COS а'4-7-
cos а =-----------.
14-— cos а'
1 с
(3)
272
ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА
Обычные уравнения движения ме-
ханики Ньютона в специальной О. т.
заменяются уравнениями движения:
d ти
t/Z j/7" 1 — u2[cz
( 1 1
=	[^JET] S, (4)
где e — заряд частицы, и — ее ско-
рость, Е и Н— напряженности элек-
трич. и магнитного полей, т —
масса покоя частицы [величину
а2\“1;2	.	,
т (1 —	) наз. перем, массой].
В соответствии с (4) импульс час-
тицы р и ее энергия W определяются
формулами:
р =	----; W=—. (5)
"К 1 — u2/c2	Y1 — И2/°2
При переходе к др. системе отсчета
е и т не меняются, и преобразуется
по (2), р, Ж, Е и Н преобразуются
ио формулам:
< = Т (^+7^) ;
< = »я: н'=^Ну+^Еяу,
Н>ч(нг-^Еуу, (6)
,	(	V \	/
рх	у Ру=Ру>
Pz = Pz’ W' = l(W — Pxv)- (7)
Однако вид выражений (4) и (5)
остается одинаковым в любой инер-
циальной системе. Для покоящегося
тела имеет место соотношение между
массой и энергией в виде W = тс2.
Это соотношение указывает на воз-
можность перехода энергии, связан-
ной с веществом, в энергию, связан-
ную с излучением; оно легло в ос-
нову всей совр. ядерной »физики.
Для замкнутой системы из (4) сле-
дует закон сохранения полной энер-
гии W и полного импульса р, но воз-
можны процессы с изменением массы
покоя. Напр., при распаде ядра ура-
на на 2 более легких ядра («оскол-
ка») сумма масс покоя осколков
меньше массы покоя ядра урана на
величину Дт = М —^тх — т2 (Л/,
тг и т2— массы покоя ядра урана
и осколков). Энергия, выделяемая
при делении, переходит в кине-
тич. энергию осколков и от них
передается окружающей среде.
Возможны процессы с переходом
кинетич. энергии частиц во внутр,
энергию частиц с соответств. воз-
растанием массы, напр. при обра-
зовании тс-мезонов в процессе столк-
новения протона с протоном. При
достаточно больших энергиях кине-
тич. энергия протона частью пе-
реходит в энергию внутр, строе-
ния тс-мезона. Законы сохранения
энергии и импульса позволяют опре-
делить энергетич. порог такой реак-
ции, т. е. минимальную энергию
протона, при к-рой реакция воз-
можна.
Положения специальной О. т. ле-
жат в основе совр. атомной и ядер-
ной физики и получили подтвержде-
ние на опыте вплоть до самых боль-
ших энергий. Общая О. т. учитывает
зависимость свойств пространства —
времени от распределения и движе-
ния материи.
ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА —
процесс уменьшения реакргивности
ядерного реактора из-за поглощения
нейтронов продуктами деления. При
делении ядер горючего образуются
стабильные и нестабильные элемен-
ты, поглощающие нейтроны в той
или иной степени’ Из нестабильных
продуктов деления наибольшую опас-
ность для цепной ядерной реакции
представляет ксенон Хе135, из ста-
бильных — самарий Sm149, обладаю-
щие высокими эффективными попе-
речными сечениями поглощения те-
пловых нейтронов. Хе135 и Sm149 могут
появиться в реакторе как непосред-
ственно при делении горючего, так
и в процессе радиоактивного распада
др. продуктов деления. О. р. тем
сильнее, чем больше накопилось по-
глощающих нейтроны продуктов де-
ления. Скорость накопления про-
дуктов деления зависит от интен-
сивности процесса деления, убыль
их определяется, с одной стороны,
естеств. радиоактивным распадом
(если продукт деления нестабиль-
ный) и, с др. стороны, захватом нейт-
ОТРАЖЁННАЯ УДАРНАЯ ВОЛНА
273
ронов, приводящим к образованию
новых изотопов. При поглощении
нейтронов ядрами Хе135 и Sm149 об-
разуются изотопы Хе136 и Sm150, сла-
бо поглощающие тепловые нейтроны.
Во время работы реактора уста-
навливается равновесие между об-
разованием и убылью поглощающих
продуктов деления. При выключении
реактора Хе135 и Sm149 продолжают
накапливаться, т. к. образование
их путем радиоактивного распада
Р35 и Pm149 продолжается, а убыль,
обусловленная поглощением тепло-
вых нейтронов, резко падает из-за
уменьшения потока нейтронов при
выключении реактора.
Т. о., сразу после выключения
реактора отравление растет. Ввиду
того, что Хе135 нестабилен, со вре-
менем его концентрация в реакторе
уменьшается, и Хе135 переходит в
стабильный В а135: Те135 ->• J135-^
-- Хе135-^ Gs135->-Ва135 (стабильный),
не являющийся поглотителем нейт-
ронов.
В нек-рых случаях в реакторах
с большой мощностью отравление
после остановки реактора достигает
большой величины, так что пуск ре-
актора становится возможным толь-
ко через определ. промежуток вре-
мени, в течение к-рого концентрация
Xei35 уменьшается до такого уровня,
при к-ром запаса реактивности доста-
точно для пуска реактора. Поэтому
необходимо иметь определ. запас
реактивности реактора для компен-
сации отравления продуктами деле-
ния. Влияние О. р. на реактивность
измеряется отношением числа нейтро-
нов, поглощенных продуктами деле-
ния, к числу нейтронов, поглощен-
ных топливом. При расчете реак-
тора оценка отравления имеет боль-
шое значение. Отравление Sm149 зна-
чительно меньше, чем отравление
Хе135. Зато в выключенном реакторе
концентрация Sm149 не уменьшает-
ся, т. к. Sm149 — стабильный изо-
топ. ,
В гомогенном реакторе отравление
самарием играет основную роль, т. к.
ксенон можно непрерывно удалять
вместе с образующимися газами. От-
равление ксеноном и самарием для
реакторов на быстрых нейтронах не
имеет значения, т. к. в этих реак-
торах цепная реакция идет на быст-
рых нейтронах.
ОТРАЖАТЕЛЬ — слой не деляще-
гося материала илп конструкция,
окружающая активную зону реак-
тора для уменьшения утечки нейтро-
нов из активной зоны, где происхо-
дит цепная реакция^ Наличие О. поз-
воляет уменьшить критич. массу и
достигнуть экономии делящегося ве-
Отражатель Активная зона Отражатель
Распределение потока нейтронов в ре-
акторе с отражателем и в реакторе без
отражателя.
щества. Нейтроны, достигающие О.,
частично отражаются обратно. По-
мимо уменьшения критич. массы
активной зоны, О. позволяет увели-
чить средний съем мощности с еди-
ницы веса делящегося вещества. Уро-
вень мощности пропорционален сред-
ней плотности тепловых нейтронов
в активной зоне. Можно сконструи-
ровать О. таким образом, что более
90% нейтронов возвратится- в ак-
тивную зону (см. Альбедо). Нек-рые
требования- к О. аналогичны требо-
ваниям к замедлителю (малое сечение
захвата и большое сеченпе рассея-
ния нейтронов). Эффективность О.
возрастает вместе с увеличением тол-
щины слоя и приближается к пре-
дельной величине, когда толщина
в неск. раз превышает среднюю сво-
бодную величину пробега (см. Сво-
бодного пробега длина). При про-
чих равных условиях О. увеличи-
вает средний по всей активной зоне
поток тепловых нейтронов (рис.),
т. к. крайние области активной зо-
ны используются более эффективно.
В качестве О. часто применяют гра-
фит, тяжелую воду и др.
ОТРАЖЁННАЯ УДАРНАЯ ВОЛ-
НА—ударная волна, образующая-
ся при воздушном ядерном взрыве
вследствие отражения падающей
ударной волны от преграды или от
274
ОТСЧЕТ
поверхности земли. О. у. в. имеет
различной формы фронт (сферич.,
плоский, цилиндрич. и др.), центр
к-рого примерно совпадает с зер-
кальным отображением точки взрыва
относительно поверхности земли.
Вблизи от преграды избыточное дав-
ление во фронте (передняя граница
зоны сжатия) О. у. в. более чем
в 2 раза превышает давление во
фронте падающей волны. Поэтому
поражения в ближней зоне (радиус
меньше высоты взрыва) оцениваются
по параметрам О. у. в.
ОТСЧЁТ — термин, часто упо-
требляемый в ядерной физике для
обозначения за регистрированного
акта распада, ионизации или им-
пульса.
ОТУНИТ — минерал, то же, что
отенит.
ОХЛАЖДЕНИЕ РЕАКТОРА —
отвод тепла от активной зоны ядер-
ного реактора для поддержания ус-
тановленного режима работы. Наи-
более распространено О. р. прину-
дит. циркуляцией теплоносителя че-
рез активную зону ядерного реактора
и теплообменник. Теплоносителем
служат обычная (легкая) и тяжелая
вода под давлением, газы (воздух,
углекислый газ, гелий) и жидкие ме-
таллы.
ОХРАННОЕ КОЛЬЦб — вспомо-
гат. электрод в виде кольца, окружа-
ющего часть центрального (собираю-
щего) электрода ионизационной ка-
Типичная конструкция охранного коль-
ца ионизац. камеры: 1 — трубка для
наполнения камеры газом; 2 — соби-
рающий электрод; <3 — изолятор; 4 —
изоляц. шайба; 5 — охранное кольцо;
6 — наружный металлич. кожух.
меры. О. к. часто имеет потенциал
земли. О. к. выполняет рольэлектро-
статич. защиты и служит для
уменьшения утечки по поверхности
через окружающий изоляц. материал,
отделяющий экран от собирающего
электрода, и флуктуаций заряда,
вызываемых поляризацией диэлект-
рика в больших полях. Разность
потенциалов между собирающим
электродом и О. к. обычно мала.
ОЧИСТКА сбросных газов
и вод — улавливание радиоак-
тивных примесей из сбросных га-
зов и вод посредством фильтров, от-
стойников и др. (см. Активность
сбросных вод, Активность сбросных
газов). Наличие надежно работаю-
щей системы О., обеспечивающей
снижение концентрации радиоактив-
ных примесей до безопасного уров-
ня, обязательно для любого ядер-
ного реактора, горячей лаборатории
или завода по изготовлению и пере-
работке ядерного топлива. Актив-
ность сбросных вод и газов, прошед-
ших О., постоянно автоматически
контролируется; в случае превыше-
ния ею допустимого уровня подается
сигнал, свидетельствующий о неис-
правности системы О. При выходе
из строя того или иного элемента
системы О. также подается соответ-
ствующий сигнал. Вода первич-
ного контура реактора первой атом-
ной электростанции АН СССР по
выходе из реактора обладает ко-
роткоживущей кислородной актив-
ностью ^5 X 10-3 кюри]л и долго-
живущей активностью ^10“6 кюри1л
примесей (радиоактивные изотопы
натрия, марганца, кальция, желе-
за и др.). О. выбрасываемой воды
производится в цехе, к-рый имеет
все необходимое оборудование для
выдержки, разбавления, О. от
радиоактивных примесей, включая
выпаривание. Вода выдерживается
в течение 10—15 суток; за это время
ее активность снижается до 10
кюри/л и после разбавления дово-
дится до допустимой нормы питье-
вой воды (~10“10 кюри{л). Разбав-
ленная вода спускается в канали-
зацию.
ОЧИЩАЮЩЕЕ ПОЛЕ — раз-
ность потенциалов от 100 до 300 в,
прикладываемая между дном и крыш-
кой Вильсона камеры (в камере без
пластин) или между пластинами (в
камере с пластинами) для нейтрали-
зации ионов, оставшихся от преды-
дущего расширения. Эти ионы, соз-
дают нежелат. фон при последую-
ПАРОПЕРЕГРЕВАТЕЛЬ
275
щем рабочем расширении, что в зна-
чит. степени искажает след следую-
щей частицы. Для ослабления фона
в камере без пластин на переднее
стекло натягивается сетка из тонкой
провол оки, на к-рую подается напря-
жение, а задняя стенка камеры за-
земляется. В камере с пластинами
(обычно их ставят нечетное число)’
на каждую нечетную пластину по-
дается напряжение, а все четные за-
земляются.
ПАЛЛАДИИ Pd — химич. элемент
VII гр. периодич. системы, п. н.
46, ат. в. 106,7. Имеет 6 стабиль-
ных изотопов: Pd102 (0,96%), Pd104
(10,97%), Pd105 (22,23%), Pd106 (27,33%),
Pd108 (26,71%) и Pd110 (11,81%). При
делении U, Th, Pu образуются радио-
активные изотопы Pd; важнейший
из них Pd109 (7% = 13,6 час.), исполь-
зуемый в качестве радиоактивного
индикатора, может быть также по-
лучен по реакции Pd108 (и, у). Малые
количества Pd могут быть определе-
ны с помощью активац. анализа. П.—
металл из сем. платиновых, содержа-
ние в земной коре 1-10“6% по весу;
плотн. 12,0 з/Ъи3, £°пл 1554°, в со-
единениях обычно 2- и 4-валентен.
ПАНЕТА ПРАВИЛО — см. Фаян-
са — Панета правило.
ПАНОРАМНЫЙ ПЕРИСКОП (п е-
рископ ’с панорамным
Схема перископа с панорамным
зеркалом.
зеркалом) — наиболее простой
тип перископа, вставляемый в отвер-
стие бетонной стены горячей камеры
под углом в 45° к горизонту. Осмотр
камеры осуществляется вращениСхМ
трубы и поворотом панорамного зер-
кал& (рис.). Расположение сторон
поля зрения меняется на обратное.
Поле зрения охватывает угол 25°,
Увеличение примерно равно 1.
ПАРАВОДОРбД — см. Ортоводо*
род и параеодород.
ПАРАГЕЛИИ — см. Ортогелий и
парагелий.
ПАРАМЕТР столкновения
(параметр удара) — то же,
что прииельное расстояние.
ПАРОГЕНЕРАТОР — теплообмен-
ный аппарат в ядернореакторных
энергетич. установках для преобра-
зования энергии, воспринятой пер-
вичным теплоносителем в ядерном
реакторе, в энергию пара. Простей-
ший П. представляет собой замкну-
тый сосуд, внутри к-рого находятся
трубы, несущие первичный теплоно-
ситель. Вода, заполняющая этот
сосуд, обтекает трубы, отбирая теп-
ло у первичного теплоносителя, и
превращается в пар, к-рый затем
поступает к потребителю. Отрабо-
тавший пар конденсируется и снова
подается в П. Иногда П. наз.
более сложный агрегат, включаю-
щий в себя также водоподогревателъ
и пароперегреватель.
ПАРОПЕРЕГРЕВАТЕЛЬ (э к о и о-
м а й з е р) — аппарат для под-
сушки и перегрева пара до темп-ры,
превышающей темп-ру парообразо-
вания при данном давлении. Приме-
няется в паросиловых ядерных сило-
вых установках для повышения кпд.
Конструктивно простейший-П. пред-
ставляет собой систему труб, внутри
к-рых пропускается пар, а снаружи
они обтекаются горячим теплоноси-
телем. В ядерных установках П.,
водоподогреватели и парогенераторы
276
ПАРОСИЛОВОЙ ЦИКЛ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
обычно составляют единый агрегат
и используют для своей работы тепло,
отдаваемое первичным теплоносите-
лем.
ПАРОСИЛОВОМ ЦИКЛ АТОМ-
НОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ — цикл
превращения тепловой энергии водя-
ного пара, получаехмого в парогене-
раторе или непосредственно в реак-
торе, в механич. и далее электрич.
энергию. Выбор П. ц. а. э. зависит
от типа ядерного реактора иотсвойств
теплоносителя, охлаждающего ре-
актор.
ПАСТЕРИЗАЦИЯ ЛУЧЕВАЯ —
облучение пищевых продуктов от
внешних источников излучения с це-
лью уничтожения находящихся в
них вегетативных форм микроорга-
низмов. Пастеризующие дозы из-
меряются десятками тыс. р. При дей-
ствии излучения на пищевые про-
дукты в них происходит ряд химич.
изменений в результате частичного
распада органич. соединений.
Количество образовавшихся про-
дуктов распада увеличивается с уве-
личением дозы облучения. Исследо-
вания показали, что пищевые продук-
ты, подвергнутые воздействию излу-
чения от внешнего источника у-излу-
чения, безвредны и могут употреб-
ляться в пищу. Однако в результате
действия радиации и распада состав-
ляющих пищу химич. веществ может
произойти, с одной стороны, извест-
ное снижение питат. свойств пищи
(напр., распад нек-рых витаминов), с
др. стороны— образование продуктов
распада: аминов, альдегидов, жир-
ных кислот и т. п., обладающих
неприятным вкусом и запахом. По-
следнее обстоятельство является
главным препятствием для широко-
го использования лучевой стерилиза-
ции пищевых продуктов, требующей
применения доз порядка 105—106 р.
ПАУЛИ ПРЙНЦИП — законо-
мерность в квантовой механике, со-
стоящая в том, что в системе одина-
ковых микрочастиц с полуцелым спи-
ном (электронов, протонов, нейтро-
нов) не может быть 2 частиц в тож-
деств. состояниях, т. е. со всеми оди-
наковыми . квантовыми числами.
Напр., состояние каждого электро-
на в атоме однозначно характери-
зуется квантовыми числами п, I, т
и sz (см. Атом), определяющими со-
ответственно полную энергию, орби-
тальный момент, магнитный момент
и спин электрона. Согласно П. п., в
атоме не может быть неск. электро-
нов, характеризуемых одной и той же
четверкой квантовых чисел, так что
по мере возрастания в атоме числа
электронов последние занимают все
более высокие энергетич. уровни
(т. е. находятся в более удаленных
от ядра . электронных слоях). Со-
гласно П. п. оказывается, что в
электронном слое с п=1, 1—0 (т. н.
К-слое) может находиться не более
2 электронов, в слое с п==2, Z=0±l
(т. н. L -слое)—не более 8 электронов
и т. д. О совокупности электронов,
заполняющих все состояния с дан-
ными пи/, иногда говорят как о
«замкнутой оболочке» данного типа.
П. п. позволил объяснить возник-
новение в атомах замкнутых элект-
ронных оболочек (или слоев), пред-
ставление о к-рых лежит в основе
построения периодической системы
элементов Д. И. Менделеева.
Аналогичную роль играет П. п.
также при исследовании ядерных
оболочек. При помощи П. п. стало
возможным объяснить огромный
круг физич. явлений, к-рые до того
были необъяснимыми. Применение
П. п. к газу, состоящему из тожде-
ственных микрочастиц, приводит к
следствиям, к-рые резко отличают
подобный газ от газа классич. ча-
стиц, описываемых классич. меха-
никой. Изучение свойств газа, под-
чиняющегося П. и., составляет об-
ласть квантовой статистики Ферми—
Дирака (см. Ферми—Дирака ста-
тистика), к-рая в применении к
электронному газу в металле по-
зволила получить ряд важных вы-
водов, касающихся электропровод-
ности, теплоемкости и т. д.
ПЕРВАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРО-
СТАНЦИЯ АН СССР — первая в
мирепромышл. атомная электростан-
ция мощностью 5 000 кет, пущен-
ная в СССР 27 июня 1954 и рабо-
тающая в составе районной энергоси-
стемы.
Основным агрегатом электростан-
ции является реактор на тепловых
ПЕРВАЯ ПОМОЩЬ ПРИ ЛУЧЕВЫХ ПОРАЖЕНИЯХ
277
нейтронах с графитовым замедли-
телем, Атомное топливо — обога-
щенный уран, содержащий 5% изо-
топа U235, размещается в виде отдель-
ных блоков в графитовом замедли-
теле, образуя 128 рабочих каналов.
Схема 2-контурной ядерной электро-
станции: 1 — реактор; 2 — теплообмен-
ник (парогенератор); з — турбоагре-
гат; 4 — конденсатор; 5 — питат. на-
сос; 6 — циркуляц. насосы.
Внутри каждого канала находятся
тонкостенные стальные трубки, по
к-рым протекает теплоноситель. Об-
щее количество загружаемого урана
ок. 550 кг, что обеспечивает работу
станции в течение 100 суток. Средний
поток тепловых нейтронов в актив-
ной зоне составляет 5-1013 псм2-сек.
Расход атомного горючего U235 ок.
30 г/сутки. Номинальная тепловая
мощность реактора 30 000 кет.
Теплоносителем служит дестил-
лированная вода высокой чистоты
(б и д е с т и л л а т). Технология,
схема станции состоит из 2 кон-
туров теплоотвода (рис.). Вода
первичного контура, циркулирую-
щая в реакторе под давлением
100 ат, нагревается до 270°. Она от-
водит тепло из реактора и через
систему парогенераторов отдает его
воде вторичного контура, к-рая,
превращаясь в пар, приводит в дей-
ствие турбоагрегат. Охлажденная до
190° вода первичного контура цир-
куляц. насосами возвращается в ре-
актор. Теплообмен в парогенераторе
построен по принципу противотока.
Водяная 2-контурная система теп-
лосъема способствует устойчивому
протеканию цепной ядерной реакции и
исключает попадание радиоактивно-
го пара в турбину. Поэтому обслужи-
вание турбоагрегата и связанного с
ним оборудования такое же, как и
на обычных тепловых электростан-
циях.
При номинальной мощности реак-
тора вырабатывается 40 т пара
в час давлением в 12,5 ат при темп-ре
250°—260°. Управление реактором
производится регулирующими стерж-
нями из карбида бора. Из общего ко-
личества в 24 управляющих стержня
2 пары стержней автоматпч. под-
держивают заданный уровень мощ-
ности реактора с точностью до 3% (из
них одна пара в резерве), 18 компен-
сир. (корректировочных) стержней
поглощают большую часть избыточ-
ной реактивности реактора, 2 стерж-
ня осуществляют аварийную защиту
реактора, свободно падая в активную
зону реактора для прекращения цеп-
ной реакции при поступлении аварий-
ного сигнала (всего имеется 12 раз-
личных аварийных сигналов). Уп-
равление станцией осуществляется
с центрального пульта, на к-ром
смонтированы регуляторы и указа-
тели важнейших* контролируемых
величин, характеризующих работу
атомной станции. Для обеспечения
безопасности обслуживающего пер-
сонала во всех помещениях станции
установлены приборы контроля ве-
личины у-излучения и радиоактив-
ности воздуха, снабженные зву-
ковой и световой сигнализацией.
Эксплуатация атомной электростан-
ции АН СССР дала богатый
опыт для конструирования ядерных
электростанций большой мощно-
сти.
ПЕРВАЯ ПОМОЩЬ ПРИ ЛУЧЕ-
ВЫХ ПОРАЖЕНИЯХ — комплекс
мероприятий, имеющий целью по
возможности предупредить раз-
витие лучевой болезни или смягчить
ее течение у человека, подвергше-
гося общему или местному воздеш
ствию излучения от внешнего или
внутр, источника. Первая помощь
должна осуществляться в более
ранние сроки после облучения
даже в том случае, если отсутствуют
к.-л. симптомы лучевого поражения.
Первой мерой является вывод боль-
ного из очага поражения. При
внешнем общем облучении в ка-
честве мер можно рекомендовать:
при отсутствии симптомов — наи-
скорейшую и по возможности наи-
более удобную транспортировку по-
278
ПЕРВИЧНАЯ ЗАЩИТА
раженного в лечебное учреждение
(во всех случаях лучевого пораже-
ния), обильное питье с целью дезин-
токсикации; при наличии симптомов
ранней лучевой реакции (тошнота,
рвота и др.) — промывание желуд-
ка, симптоматпч. средства (сердеч-
ные, успокаивающие). В случае лу-
чевого поражения кожи (ожога)’ —
местное охлаждение (лед, влажное
обвертывание); если позволяют ус-
ловия (на здравпункте, в амбула-
тории) — местная новокаиновая бло-
када. , При попадании радиоактив-
ного вещества внутрь организма —
промывание желудка, высокая очи-
стит. клизма; при наличии симптомов
ранней лучевой реакции, кроме это-
го, те же мероприятия, что и при
внешнем воздействии.
При лучевых поражениях с.-х.
животных первым мероприя-
тием является вывод животных из
зоны радиоактивного заражения. За-
тем животных подвергают частич-
ной, а после нее полной вет. обработ-
ке. Частичная вет. обработка произ-
водится в неск. приемов; напр., вет.
обработку лошадей проводят след,
образом/не снимая упряжи, седел,
не отпуская подпруг, чистят (с
наветренной стороны и в противо-
газе) поверхность тела щеткой, жгу-
тами из соломы или сена. Затем
замывают гриву, хвост и нижние ча-
сти ног; при отсутствии воды участки
кожи, покрытые длинными волосами,
выбивают ветвями и протирают влаж-
ной тряпкой. Чистой влажной тряп-
кой протирают также глаза, ноздри
и доступные части рта (губы и десны)
или промывают их чистой водой.
В теплое время пострадавших жи-
вотных можно обмывать водой из
незараженных водоемов. Зимой для
частичной вет. обработки можно
использовать чистый (из глубоких
слоев) снег, к-рым (с помощью щетки,
жгутов из соломы, сена) протирают
поверхность тела, затем ее тщательно
очищают. Примерно так же осуще-
ствляют частичную вет. обработку
всех др. с.-х. животных. Полная
вет. обработка животных произво-
дится на спец, оборудованных пло-
щадках. Она заключается в обмы-
вании животных горячей (40°—45°)
водой с мылом. В холодное время
полную вет. обработку производят
в утепленных помещениях, палатках,
земляпках. Если нельзя обсушить
животных после обмывания, то их
покрывают попонами и немедленно
пускают в работу или делают провод-
ку до обсыхания. До обработки и
после нее животные подвергаются
дозиметрия, контролю.
ПЕРВИЧНАЯ ЗАЩЙТА — защи-
та, ослабляющая первичное излу-
чение. Обычно П. з. применяется
там, где имеется нейтронное (пер-
вичное) излучение. Нейтроны, за-
медленные П. з., захватываются в
ней, в результате чего возникает
захватное излучение, к-рое ослаб-
ляется вторичной защитой. На прак-
тике к П. з. относят слои защиты,
находящиеся ближе к источнику ней-
тронного излучения; слои, удаленные
от источника, относятся к вторичной
защите. Обычно для П. з. исполь-
зуются водородсодержащие веще-
ства, а для вторичной защиты —
вещества с большим ат. в.
ПЕРВЙЧНОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ (в
реакторной техник е)—
излучение, исходящее непосредст-
венно из акт иеной зоны ядерного
реактора. П. и. состоит из нейтрон-
ного и у-излучения. Однако, по-
скольку только нейтронное излуче-
ние реактора может возбуждать вто-
ричное излучение, обычно связывают
понятие «П. и.» с нейтронным излу-
чением. П. и. в реакторах ослаб-
ляется первичной защитой. Для
др. источников- излучений понятие
«П. и.» не употребляется, т. к. интен-
сивность излучения в них во много
раз меньше, и, следовательпо, пот
необходимости делить излучение па
первичное и вторичное для того,
чтобы соответственно установить
защиту.
ПЕРВЙЧНОЕ ЯДЕРНОЕ ТОП-
ЛИВО — естеств. делящийся изотоп
урана U285.
ПЕРВЙЧНЫЕ РАДИАЦИОННО-
ХИМЙЧЕСКИЕ РЕАКЦИИ — см.
Радиационно-химические реакции.
ПЕРВЙЧНЫЙ КОНТУР ЭНЕРГЕ-
ТЙЧЕСКОГО РЕАКТОРА — си-
стема для съема выделяющегося в
ядерном реакторе тепла и передачи
ПЕРЕГРУЗКА ТОПЛИВА
279
его вторичному контуру ядерной
энергетич. установки (см. Вторичный
контур энергетического реактора).
Основными элементами П. к. э. р. яв-
ляются: тепловыделяющие элементы
реактора, парогенератор (теплообмен-
ник), циркуляц. насосы и соединяю-
щий их трубопровод. Остальные эле-
менты зависят от типа теплоносителя.
II. к. э. р. снабжается биологической
защитой, т. к. циркулирующий в
нвхМ первичный теплоноситель об-
ладает наведенной радиоактив-
ностью.
ПЕРЕГРУЗКА ТОПЛИВА — опе-
рации, выполняемые загрузочными
и разгрузочными устройствами ядер-
ного реактора при замене облучен-
ного до определ. степени топлива
свежим. Степень облучения, при
к-рой производится замена, зависит
от состава топлива после облучения
(стойкости), от допустимой длитель-
ности работы и от того, как меняется
со временем облучения запас реак-
тивности.
В реакторах с топливными
растворами или взвесями (гомо-
генных реакторах) возможно непрерывное
извлечение продуктов цепной реакции и
добавление свежего топлива. Непрерыв-
ный или периодич. отбор части топливного
раствора (или взвеси) из реактора произво-
дится в химико-технологич. аппаратах, в
к-рых отделяются паразитно-захватываю-
щие ядра, осколки и пр. (химич. переработ-
ка топлива), а остальной раствор, обога-
щенный свежим топливом, возвращается в
реактор. При этом большое значение имеет
подбор эффективных химико-технологич.
процессов извлечения осколков и делящихся
веществ и подыскание конструктивных ма-
териалов для сосудов, трубопроводов,
арматуры и т. п., стойких в весьма корро-
зионно-активных топливных растворах.
Эти трудности усугубляются высокой ра-
диоактивностью облученных топливных
растворов и необходимостью особых мер
предосторожности для исключения воз-
можности цепной реакции в процессе пе-
реработки топлива.
В реакторах с твердыми
топливными элементами (ге-
терогенных реакторах) обычно имеет ме-
сто периодич. П. т.— всего сразу или по
частям; при этом для реакторов, произво-
дящих вторичное топливо высокой чистоты,
важно обеспечить непрерывный режим
перегрузки путем замены на ходу (без оста-
новки) через относительно короткие про-
межутки времени топливных элементов
отдельных каналов. В энергетич. реакто-
рах, работающих на твердом топливе при
более высоких темп-pax и давлениях, за-
мена на ходу без снижения мощности за-
труднительна (хоти и желательна), и чаще
применяетзя более простая перегрузка по-
сле становки реактора. Во всех системах
П. т. имеются приспособления для хране-
ния и установки в реактор свежего топли-
ва, для извлечения и хранения отработав-
шего топлива, для защиты от излучений и
для охлаждения облученного топлива.
Обычно после облучения топливо выдер-
живается в охлаждаемом хранилище до
тех пор, пока остаточное тепловыделение и
радиоактивность не спадут настолько, что
дальнейшие операции с топливом упро-
щаются. Конструктивное решение системы,
помимо режима П. т., определяется типом
и конструкцией реактора. В реакторе с
горизонт, каналами один их конец обычно
служит только для загрузки свежего (не-
радиоактйвпого) топлива, а второй — для
разгрузки отработавшего; часто загрузоч-
ная машина, вводя свежие топливные эле-
менты, выбрасывает с др. конца уже отра-
ботайшие, к-рые попадают в приемные ко-
лодцы и транспортируются (под водой) к
месту выдержки и длит, хранения. В ре-
акторах с вертикальными каналами за-
грузка и разгрузка также могут произво-
диться с разных сторон одной или двумя
разными машинами (загрузочной и разгру-
зочной). В ряде случаев, чтобы избежать
отдельного нижнего помещения и не умень-
шать отверстиями надежности нижнего
днища корпуса реактора, загрузку и раз-
грузку осуществляют с верхней стороны.
В реакторах с общим подводом и отводом
теплоносителя из камер, располож. внутри
корпуса, конструкция системы П. т. зави-
сит от размеров активной зоны, давления
теплоносителя, расстояния между сосед-
ними каналами и от др. элементов реакто-
ра. Одной из наиболее простых является
П. т. после снятия общей верхней крышки
реактора (особенно в реакторах с водя-
ным теплоносителем-замедлителем, не вза-
имодействующим с атм. воздухом). Если
между соседними каналами имеются доста-
точно большие расстояния, то возможна
перегрузка через отдельные лючки над каж-
дым каналом. Однако чаще, чтобы чрез-
мерно не ослаблять верхней крышки кор-
пуса реактора, применяют одно отверстие
для П. т. в неск. каналов. Взаимное пере-
мещение перегружаемого канала и отвер-
стия до их совпадения в направлении оси
канала (в вертикальном направлении) осу-
ществляется механизмами перегрузки.
Если теплоноситель активно реагирует с
атм. воздухом (напр., многие жидкие ме-
таллы), то в процессе П. т. должно сохра-
няться плотное отделение полости тепло-
носителя от окружающей среды. Если
удельное тепловыделение в реакторе вели-
ко, то требуется охлаждение топливных
сборок во время П. т. В реакторах с водой
в качестве теплоносителя - замедлителя
отвод тепла в процессе П. т. производится
обычно также водой, к-рая часто играет
роль защиты от излучений отработавшего
топлива, обеспечивая вместе с тем и воз-
можность наблюдения за перегружаемым
элементом. Охлаждение можно также осу-
ществлять естеств. или принудит, цирку-
ляцией воздуха или др. охлаждающей сре-
ды внутри защитного «скафандра», в к-рый
закладывается топливная сборка (см. Тепло-
выделяющая сборка) после извлечения за
пределы защиты реактора. В ряде слу-
1 чаев при дистанц. переноске топлива
280
ПЕРЕДАЧА ЭНЕРГИИ
от реактора к месту хранения защитой
от излучения могут служить стены поме-
щения.
Система П. т., наряду с системой
отвода тепла из реактора, является
одной из наиболее важных и специ-
фически сложных систем реакторной
установки.
ПЕРЕДАЧА ЭНЕРГИИ (в р а-
д и а ц и о н н о й химии) — без-
излучательный перенос энергии воз-
буждения в многокомпонентных сме-
сях от молекул одного компонента
(донора), к молекулам другого (ак-
цептора). При П. э. происходит
перераспределение первично погло-
щенной энергии ионизир. излучения
между компонентами смеси. Пере-
распределение энергии приводит в
ряде случаев к уменьшению радиац.
выхода химич. разложения компо-
нентов — доноров энергии, а также к
увеличению выхода разложения ак-
цепторов энергии и проявляется в
несоблюдении усреднения правила.
Отклонение от линейной зависимости
между радиац. выходом первичных
свободных радикалов, образующихся
при радиолизе одного из компонен-
тов смеси, и его электронной долей
обычно свидетельствует о П. э.
По величине и характеру этого
отклонения можно судить об эф-
фективности и направлении П. э.
При прочих равных условиях веро-
ятность П. э. тем выше, чем больше
время пребывания молекул донора
энергии в возбужденном состоянии,
концентрация акцептора и радиус
взаимодействия между молекулами
обоих компонентов.
Наиболее однозначные данные по
П. э. получены при радиолизе би-
нарных смесей ряда органических со-
единений:	циклогексан — бензол,
ацетилен — бензол, бензол — пе-
рекись бензоила, бензол — толуол,
л^-терфснил — n-терфенил (первые
компоненты в перечисленных сме-
сях являются донорами, вторые —
акцепторами энергии). В 3-компо-
нентном растворе бензол — фенан-
трен—перекись бензоила фенан-
трен является акцептором энергии
по отношению к бензолу и доно-
ром энергии по отношению к пере-
киси.
ПЕРЕДАЧА ЭНЕРГИИ ЛИНЕЙ-
НАЯ (LET) — количество энергии
излучения, поглощаемой на единице
длины ее пути в веществе (см. Плот-
ность ионизации линейная). Раз-
личают П. э. л. при данной энергии
и усредненную — по интервалу из-
менения энергии излучения. 11. э. л.
зависит от характера излучения и
свойства среды. Напр., электроны
с энергией 10 Кэв в веществе с
плотн. 1 SjCM3 теряют на своем пути
12,4 Язв/|л, а а-частицы с энергией
10 Мэв теряют в тех же условиях
55,7 Кэ<?/|л. Понятие «П. э. л.» при-
меняется в радиац. химии и радио-
биологии.
ПЕРЕДВИЖНАЯ ЗАЩИТНАЯ
СТЕНКА — стальной защитный
экран толщиной 70—80 мм на легко
передвигаемой тележке, предназнач.
для эпизодич. работы с радиоактив-
ными материалами, активность к-рых
составляет доли кюри. В центре
П. з. с. находится небольшое окно
из многослойного свинцового стекла.
В 2 отверстиях стенки вмонтированы
па шарнирах манипуляторы. При-
мером применения П. з. с. является
последоват. работа с радиоактивными
препаратами в неск. вытяжных шка-
фах, к-рые имеют защиту только бо-
ковых и задней стенок. При такой
работе П. з. с. перевозят от одного
шкафа к другому.
ПЕРЕДВИЖНОЙ ЗАЩЙТНЫИ
ЭКРАН — то же, что передвижная
защитная стенка.
ПЕРЕЗАРЯДКА — изменение за-
ряда элементарной частицы при се
взаимодействии с др. частицей. Экс-
периментально П. наблюдается,
напр., при рассеянии отрицательно
заряженных к-мезонов па протонах,
когда после взаимодействия в резуль-
тате П. получаются нейтрон и ней-
тральный 7г°-мезоп. Наблюдалась
также реакция П антипротона,
в результате к-рой антипротон пре-
вращается в антинейтрон.
ПЕРЕНОСНЫЙ дозиметр —
переносный прибор для определения
мощности дозы облучения или дозы из-
лучения (рис. 4, табл. V). П. д. пи-
тается от батарей и сухих элементов.
Состоит из ионизационной камеры и
рсгистрир. устройства (электрометр.
ПЕРИОД ПОЛУВЫВЕДЕНИЯ ЭФФЕКТИВНЫЙ
281
гальванометр, ламповый измеритель-
ный прибор}.
ПЕРЕСЧЁТНАЯ СХЕМА — уст-
ройство (рис. 5, табл. V и рис" 1,
табл. VI), выдающее 1 выходной им-
пульс при поступлении на вход к им-
пульсов от к.-л. датчика радиоактив-
ного излучения (к —. коэфф, пере-
счета). Существуют 2 класса П. с.—
кольцевые и накопительные. Про-
стейшей пересчетной ячейкой коль-
цевого типа является симметричный
триггер, осуществляющий пересчет
на 2. Последоват. соединение п
таких ячеек дает к—2п, вследствие
чего эти схемы наз. двоичными. Бо-
лее удобны десятичные II. с., в
к-рых коэфф, пересчета кратен 10.
В накопит. П. с. применяют накопит,
конденсатор, получающий определен-
ную порцию заряда при каждом вход-
ном импульсе; при достижении на
конденсаторе определ. напряжения
срабатывает разрядник, дающий вы-
ходной импульс и разряжающий на-
копит. конденсатор. Достоинством на-
копит. П. с. является их простота и
возможность регулировки коэфф, пе-
ресчета, недостатком — способность
работать лишь па частотах, больших
нек-рого минимума, из-за утечки
заряда с конденсатора.
ПЕРЕСЧЁТНОЕ УСТРОЙСТВО —
устройство для счета числа
электрич. импульсов, состоящее из
формирующего каскада, стандарти-
зирующего входные импульсы и сра-
батывающего при амплитуде по-
следних выше нек-рого 'минималь-
ного значения, пересчетной схемы
и выходного блока с механическим
регистратором отсчетов.
ПЕРЕХОДНЫЙ режим реак-
тора — режим работы ядерного
реактора, получающийся при пере-
воде его с одного установившегося
уровня на другой. ПриП. р. р. про-
исходят нестационарные процессы
изменения нейтронной плотности, из-
менения количества отравляющих
примесей—продуктов деления с боль-
шим сечением захвата нейтронов,
тепловые переходные процессы. Про-
цессы изменения нейтронной плотно-
сти определяются величиной реак-
тивности и действием запаздываю-
щих нейтронов. При работе реактора
на большой тепловой мощности плот-
ность нейтронов зависит от темп-ры;
эта плотность, в свою очередь,
влияет на величину реактивности,
поскольку с повышением темп-ры
изменяются плотность материалов ре-
актора и ядерные сечения. Влияние
темп-ры на реактивность выражают
температурным коэфф, реактивно-
сти. Процесс изменения концентра-
ции отравляющих примесей сопро-
вождает процесс изменения нейтрон-
ной плотности и связан с ним. Этот
процесс также изменяет величину
реактивности. Наиболее важным яв-
ляется процесс изменения концент-
рации Хе135, обладающего большим
сечением захвата тепловых нейтро-
нов.
ПЕРЙОД ПОЛУВЫВЕДЁНИЯ
БИОЛОГИЧЕСКИЙ (Тб )— время, в
течение к-рого из организма выво-
дится половина находящегося в нем
радиоактивного вещества. П. п. б.
определяется химич. свойствами ра-
диоактивного вещества и свойствами
той ткани, где оно фиксируется.
Вещества, распределяющиеся в ор-
ганизме равномерно (Na24, K40,Cs137,
Н3 и др.), выводятся из организ-
ма быстро; Тб этих веществ — от
неск. дней до неск. недель. Веще-
ства, фиксирующиеся в скелете (Sr89t
Sr90, Pu239, Да226 и др.), выводятся
из организма оч. медленно, их
Тб измеряется годами (напр., для
Sr90 он равен 15,3 года). Ско-
рость выведения веществ, фиксирую-
щихся в паренхиматозных органах
(Ru106, Ро210 и др.), измеряется
обычно месяцами. П. п. б. имеет
большое значение для оценки ток-
сичности того или иного радио-
активного вещества. См. Радиоток-
сикология.
ПЕРЙОД ПОЛУВЫВЕДЁНИЯ
ЭФФЕКТИВНЫЙ (ТЭфф) — время,
в течение к-рого количество радио-
активного вещества, находящегося
в организме, уменьшается (выво-
дится и распадается) наполовину.
П. п. э. определяется, с одной сто-
роны, физич. периодом полураспада
Тф , с другой — периодом полувыве-
дения биологическим Т б и выражает-
»	V»	'ф * Т*О
ся формулой: Тэфф =	,
282
ПЕРИОД ПОЛУОБМЕНА
П. п. э. является основными крите-
рием для оценки токсичности веще-
ства. Так, П. п. э. Н3, имеющего Тф ок.
12 лет, благодаря быстрому выведе-
нию из организма составляет всего
неск. дней.
ПЕРИОД ПОЛУ ОБМЕНА — см.
Изотопный обмен.
ПЕРЙОД ПОЛУРАСПАДА (Г1/2) —
время, в течение к-рого в среднем
распадается половина всех атомов
данного радиоактивного вещества.
Является одной из основных харак-
теристик радиоактивных веществ.
Между П. п., постоянной радио-
активного распада (X) и ср. продол-
жительностью жизни радиоактив-
ного атома (т) существуют соотноше-
ния: 1\,== ^^=0,693т. П. п. харак-
теризуют степень стабильности
радиоактивного ядра и меняются
в широких пределах, напр. от 6«1014
лет у In115 до ЗЛО"7 сек. у ThG' в
ряду распада тория. Понятие «П. п.»
применимо и к распаду нестабиль-
ных элементарных частиц (ней-
тронов, мезонов, гиперонов).
ПЕРИОД РЕАКТОРА — время,
в течение к-рого величина нейтрон-
ного потока (или нейтронной плот-
ности) в ядерном реакторе изменяется
в е раз (е — основание натур, ло-
гарифмов). При отсутствии запазды-
вающих нейтронов среднее время
жизни теплового нейтрона можно
отождествлять со временем жизни
одного поколения нейтронов. Если
реактор находится в надкритич. со-
стоянии, 6Л’=АгЭфф— 1 — положи-
тельно, (Аэфф — эффективный коэф-
фициент размножения), поток ней-
тронов в реакторе возрастает по
ZK-t Т
экспоненте n=nQe—— = nQe > где
nQ — первонач. поток, t — время,
Т— период реактора, I — время жиз-
ни одного поколения, Т = Д?. В ре-
акторе, находящемся в подкритич.
состоянии, П. р., так же как и сК,
отрицательны, и поток нейтронов экс-
поненциально убывает. Ввиду нали-
чия запаздывающих нейтронов сред-
нее время жизни одного поколения
нейтронов в реакторе возрастает, что
влечет за собой увеличение П. р.
ПЕРИОДИЧЕСКАЯ СИСТЕМА
ЭЛЕМЕНТОВ Д. И. МЕНДЕЛЕ-
ЕВА — систематика химич. элемен-
тов,основанная на периодич. законе
Д. И. Менделеева и выражающая
объективную взаимосвязь химич. эле-
ментов. Периодич. закон и периодич.
система открыты Менделеевым в
1869. Согласно формулировке ’ пе-
риодич. закона, данной Менделеевым,
«свойства простых тел, также формы
и свойства соединений элементов,
находятся в периодической зави-
симости... от величины атомных ве-
сов элементов». В дальнейшем изу-
чение строения атомов химич. эле-
ментов показало, что периодичность
в свойствах элементов находится в
зависимости не от атомных весов,
а от числа электронов в нейтраль-
ных атомах, равного числу протонов
(Z) в ядре атомном, обусловливаю-
щему заряд ядра. Периодич. си-
стема, построенная на основе воз-
растания заряда ядра, оказалась
такой же, как и система, разработан-
ная Менделеевым на основе возрас-
тания ат. в. Это связано с тем, что
ат. в. элементов, обусловленные мас-
сой изотопов и изотопным составом
элементов, возрастают у всех эле-
ментов, кроме неск. (Аг—К, Со—Ni,
Те—J), в той же последовательности,
что и Z. Периодичность свойств
элементов в системе Менделеева обус-
ловлена едиными для всех атомов
закономерностями строения их элек-
тронных оболочек (см. Атом), По*
мере усложнения атомов, при перехо-
де от элементов с небольшими поряд-
ковыми номерами к элементам с
большими их значениями, проис-
ходит заполнение электронами все
более далеко расположенных от яд-
ра оболочек, причем периодически
повторяется сходная структура внеш-
них электронных конфигураций, от
чего и зависит в основном периодич-
ность химпч. и большинства физич»
свойств элементов и их соединений.
Поэтому если расположить эле-
менты в порядке возрастания числа
электронов (Z) в атомах и поместить
повторяющиеся периодически сход-
ные элементы один под другим, то
ПЕРИОДИЧЕСКАЯ СИСТЕМА ЭЛЕМЕНТОВ Д. И. МЕНДЕЛЕЕВА
283
получится приводимая таблица, в
вертикальных столбцах (группах)
к-рой находятся элементы, имеющие
аналогичные особенности, а по го-
ризонтали — периоды, в к-рых свой-
ства элементов закономерно изменя-
ются от первого к последнему члену.
С момента открытия системы Мен-
делеева было опубликовано неск.
сот различных вариантов ее изоб-
ражения на плоскости и в простран-
стве. Наиболее употребительны 2 ви-
да системы — «короткая» (см. табл, на
отд. листе) и «длинная» табл. В длин-
ной табл, в одном столбце помещены
только химич. элементы с очень сход-
ными свойствами, между тем как
в короткой в одной группе помеща-
ются подгруппы элементов, значи-
тельно различающихся по своим свой-
ствам, напр. галогены и элементы
подгруппы марганца. Однако не-
смотря на этот недостаток короткой
таблицы, химики в течение всей
истории периодич. системы пользо-
вались почти исключительно ею. На
основе короткой таблицы были пред-
сказаны и обнаружены мн. элементы.
Это не случайно и связано с тем, что
в короткой системе могут быть легче
выявлены пробелы между элемен-
тами, и она показывает ряд анало-
гий и соотношений между элемен-
тами главной и побочной подгрупп
одной и той же группы, к-рые не
обнаруживаются в длинной таблице.
Основное преимущество совр. ко-
роткой системы обусловливается
тем, что она состоит, по существу,
из 8 групп (включая в VIII группу
т. н. пулевую группу инертных
элементов), и вследствие этого в ней
отчетливо выражено построение (у
элементов основных подгрупп) пе-
риферия. электронного слоя, в к-ром
макс, число электронов (обусловли-
вающее окончание периода в си-
стеме) равно восьми. Т. о., номер
группы короткой таблицы приобре-
тает определенный физич. смысл:
он соответствует числу валентных
$- и ^-электронов в периферии, слое
у атомов главных подгрупп (а также
у элементов 2 побочных подгрупп в
I и II гр.), от к-рых зависят в ос-
новном химич. свойства этих эле-
ментов.
В таблице приведен один из
возможных вариантов совр. перио-
дич. системы, составленной по дан-
ным па 1958. Римскими цифрами
обозначены номера групп, буквами
а и Ъ отмечены главные и побочные
подгруппы, арабскими цифрами—но*
мера периодов. В приводимой системе
отчетливо видно, что каждые 2 перио-
да после 1-го (2-й и 3-й, 4-й и 5-й,
6-й и 7-й, незаконченный) имеют оди-
наковое число элементов и аналогич-
ное^строение. Исходя из этого, можно
указать место еще неизвестных эле-
ментов с Z> 102 в 7-м периоде. Однако
еще нельзя установить, на каком
элементе кончается периодич. си-
стема, т. е. с какого элемента все
изотопы имеют настолько малое вре-
мя жизпи, что практически распа-
даются в момент образования (в ос-
новном, вероятно, по отношению к
спонтанному делению ядра). Первые
элементы семейства актиноидов —
Th, Ра, U — благодаря близости в
электронных оболочках их атомов
d-уровней и /-уровней сходны как
с элементами III гр. (к к-рой отно-
сятся актиноиды и лантаноиды), так
и,, как это видно из таблицы, с со-
ответствующими элементами IV, V
и VI гр. В ряде таблиц это отме-
чается тем, что после актиния в IV,
V и VI гр. помещаются в' скобках
символы Th, Ра и U, однако такой
способ не является правомерным,
т. к. на этих местах должны нахо-
диться элементы с Z, равными
104, 105 и 106. Чтобы подчеркнуть
сходство между элементами, отно-
сящимися к лантаноидам или акти-
ноидам, между ними, а также между
наиболее сходными элементами три-
ад (VIII гр.) проведены не сплош-
ные, а пунктирные линии.
У радиоактивных химич. элемен-
тов, не имеющих природных изо-
топов (стабильных или долгоживу-
щих), понятие ат. в. как среднего
веса природной ’ смеси изотопов те-
ряет свой смысл. Поэтому у этих
элементов целое число, отмеченное
звездочкой, показывает не ат. в.,
а массовое число наиболее долгожи-
вущего изотопа.
С положением элементов в перио-
дич. системе связаны химич. и мн.
284
ПЕРИОДИЧЕСКИЙ ЗАКОН Д. И. МЕНДЕЛЕЕВА
физич. свойства элементов и их соеди-
нений. Так, максимальная положит,
валентность (по отношению к кис-
лороду) совпадает с номером группы
и, следовательно, возрастает от 1 до 7
при переходе от I к VII гр. (у 2 из
9 переходных элементов, помещае-
мых в VIII гр.,— Ru и Os — она
достигает 8). Наоборот, отрицат.
валентность по отношению к водо-
роду, начиная с IV гр. до VII вклю-
чительно, уменьшается от 4 до 1.
Валентность атомов обусловливается
в основном периферия, электронами
атомной оболочки, наименее крепко
связанными с ядром и потому легко
вступающими во взаимодействие с др.
атомами. Энергия связи этих элект-
ронов в атоме характеризуется по-
тенциалом ионизации. В изменении
первых ионизац. потенциалов эле-
ментов проявляются те же перио-
дич. закономерности, что и в строе-
нии периодич. системы. В начале
каждого периода находятся элемен-
ты, легко отдающие электроны,—
щелочные металлы, а в конце перио-
дов — элементы, легко присоединя-
ющий электроны, — галогены или
сохраняющие присущую им электрод-
ную конфигурацию инертные га-
зы. Свойства элементов в группах
(и подгруппах) также изменяются
закономерно. Наир., в подгруппе
щелочных металлов переход сверху
вниз — от Li к Fr — сопровождает-
ся усилением способности эле-
ментов к отдаче электрона и связан-
ным с этим увеличением химии,
активности металла; в подгруппе же
галогенов нижестоящий элемент труд-
нее присоединяет электрон по срав-
нению с вышестоящим, в связи с чем
характерные для галогенов химии,
свойства (способность соединяться о
металлами и водородом и др.) осла-
бевают при переходе сверху вниз.
При образовании молекул (т. е.
химии, соединений) или конденси-
рованных фаз (т. е. простых и слож-
ных тел) закономерности знаиитель-
но осложняются, сохраняя, однако,
ярко выраженный периодич. харак-
тер. Так, химии, свойства высших
окислов и гидроокисех! элементов
закономерно изменяются в перио-
дич. спстеме. Элементы начала пе-
риодов образуют окислы основного
характера. С увеличением номера
группы основной характер окисла
сменяется амфотерным, а затем кис-
лотным. Элементы одной подгруппы
с увеличением атомных номеров по-
казывают ослабление кислотного или
усиление основного * характера об-
разуемых ими окислов и гидрооки-
сей. Эти общие, а также другие, более
сложные закономерности объясня-
ются на основе представлений о по-
ляризации и деформации входящих
в соединение ионов и атомов — яв-
лениях, к-рые, в свою очередь, обус-
ловлены структурой электронной обо-
лочки, валентностью и размерами
взаимодействующих частиц (ионными
радиусами).
Периодии. закон проявляется в
той- или иной степени и в др. физии,
и химии, свойствах элементов и их
соединений (темп-ры плавления и
кипения, электропроводность, окис-
лительно-восстановит. действие, рас-
творимость и т. д.).
Однако изменения в нек-рых свой-
ствах элементов (ат. в., рентгенов-
ские спектры и др.) не имеют не-
риодич. характера, т. к. они свя-
заны не с электронной структурой
атомной оболочки, а с атомным
ядром.
ПЕРИОДИЧЕСКИЙ ЗАКОН Д. И.
МЕНДЕЛЕЕВА — основной закон
химии, открытый в 1869 Д. И. Мен-
делеевым. Выражением периодич.
закона является периодическая си-
стема, элементов Д. И. Менделеева,
ПЕРИСКОП — оптич. прибор,
в к-ром отражением света от одного
или неск. зеркал пользуются для
того, чтобы видеть предметы,скрытые
за защитной стеной, и др. В ядерной
технике П. применяются для наблю-
дения за работами в горячих камерах.
П. состоит, в основном, из системы
зеркал или призм и 2 или неск.
сопряженных телескопов(рис.). Изоб-
ражение рассматриваемого объекта,
даваемое этими П., должно быть
ориентировано естеств. образом и не
должно быть искажено или перевер-
нуто. Части оптич. системы П., нахо-
дящиеся под воздействием излучения,
делаются сменными, изготовляются
из полированного металла, линзы—
ПИРОХЛОР
285
из нетемнеющего стекла. П. позво-
ляют тщательно рассматривать де-
тали, находящиеся за барьерами
или защитой. Работа с П. имеет не-
удобства: рассматривание предметов
Предмет-
1-я призма
Объектив
Окуляр
2-я оборачи-
вающая линза
оборачивающая
линза
1-й телескоп
Область па-
раллельного
хода лучей
2-й
телескоп
2-я призма
Наблюдатель
Схема перископа.
через окуляр утомляет наблюдателя
и мешает работе с манипулятором;
обычный угол зрения П. .(50°) недо-
статочен для общего обзора; с про-
стым П. невозможно вести одно-
временное наблюдение неск. людям.
Повышение универсальности П. до-
стигается усложнением конструкции.
См. Коленчатый перископ, Панорам-
ный перископ, Элеваторный пери-
скоп, Микроскоп-перископ.
ПЕРЧАТОЧНЫЙ БОКС — при-
способление для работы с а- и р-
активнЫхМи препаратами (твердыми,
жидкими, газообразными), имеющее
вид коробки, плотно закрывающейся
со всех сторон. Большая часть стен
П. б. покрыта слоем защитного
материала (обычно свинцом). В бо-
ковые стенки плотно вмонтированы
большие резиновые перчатки. Опе-
ратор вставляет руки в перчатки и
смотрит, че'рез защитное стекло, вмон-
тированное в переднюю стенку бок-
са. Обычно П. б. имеет неск. люков
для введения препаратов и очистки
бокса от остатков активности, а так-
же вентиляц. люк, к-рым пользуются
по мере надобности. При работе с
большими количествами летучих, га-
зообразных или порошкообразных
веществ обычно рекомендуется пре-
граждать вентиляц. коммуникацию
спец, фильтрами.
ПИ-МЕЗОНЫ (тс-м е з о п ы) — не-
устойчивые элементарные частицы с
массой ок. 270 электронных масс.
Известны П.-м., обладающие поло-
жительным (тс+), отрицательным (тс~)
электрич. зарядом, равным по вели-
чине элементарному электрич. заря-'
ду, а также нейтральные (z°). Масса
равна —273 электронным массам,
к’’—264 электронным массам. Спин
П.-м. равен нулю. П.-м. рождаются
на нуклонах или ядрах под действием
нуклонов и 7-лучей большой энергии.
Время жизни заряженных П.-м. со-
ставляет 2,5-10сек.; наиболее рас-
пространенный вид распада — на мю-
мезон и нейтрино'. ir=fc:->p.=fc-|-v. Время
жизни к°-мезонов не превышает 10 ~15
сек.; распадаются они чаще всего на
2 фотона'. г.°->7+7.
Фотоны больших энергий, возни-
кающие при распаде быстрых ^-ме-
зонов, являются одним из источни-
ков мягкой компоненты космических
лучей.
В отличие от ц-мезонов, П.-м. ак-
тивно взаимодействуют с атомными
ядрами. При взаимодействии П.-м.
с веществом наблюдаются след, про-
цессы: упругое и неупругое рассея-
ние П.-м., рассеяние П.-м. с.переза-
рядкой (т. е. превращением в к° и
обратно) и поглощение П.-м. в ядре.
По совр. представлениям, взаимодей-
ствие между нуклонами осущест-
вляется путем обмена П.-м. (см.
Ядерные силы).
ПИРОХЛОР — урансодержащий
минерал сложного состава, относя-
щийся к ниоботантплатам. Ураном
и торием обогащены ниобиевые разно-
видности П., тогда как в танталовых
разновидностях (минерал микролит)
содержание урана значительно мень-
286
ПИТАНИЕ МАГНИТА УСКОРИТЕЛЯ
вю (до 4,2%). Химич, состав непо-
стоянен; приближенная формула:
(Na, Са...)2 (Nb, Та, Ti...)2 Os [F,OH].
Содержит: 56,0—67,8% Nb2O5; 4,2—
8,3% TiO2; 2,6— 8,3% UO2; до 5,0%
ThO2; 2—12,3% Се2О3. II. встре-
чается обычно в виде октаэдрич. кри-
сталлов кубич. системы, а также
зерен, скоплений и т. д. светло-жел-
того, красно-коричневого и от темно-
бурого до почти черного цветов.
Тв. 5—6; уд. в. 4,12—5,35. Радио-
активен. По составу различают мно-
гочисл. разновидности П.: богатые
ураном бетафит, эльсвортит, мен-
делеевит, также коппит (богатый
редкими землями) и др. Находится
в пегматитах сиенитового или не-
фелин-сиенитового типа совместно с
цирконом, ильменитом, магнетитом,
сфеном, кальцитом и др. Исполь-
зуется как сырье для извлечения
Nb и Се.
ПИТАНИЕ МАГНЙТА УСКО-
РЙТЕЛЯ — подача электрич. тока
в обмотки магнита ускорителя. В
зависимости от типа ускорителя об-
мотки его электр омагнитов питают
постоянным или перем, током.
Системы питания магнита цикло-
трона и фазотрона отличаются от
систем питания др. электромагнитов
пост.тока только большей мощностью
и наличием устройств автоматич.
регулирования, обеспечивающих из-
менения тока, требуемые для под-
держания с большой точностью пост,
величины магнитного поля. Это не-
обходимо для резонанса между ча-
стотой обращения ускоряемых ча-
стиц и ускоряющим электрич. полем.
Простейшим средством регулирова-
ния является стабилизация величины
тока в обмотках магнита, однако
она недостаточна, т. к. параметры
магнитной цепи могут изменяться
в зависимости от темп-ры. Поэтому
в совр. системах питания магнитов
циклотронов и фазотронов поль-
зуются регуляторами тока, получаю-
щими сигнал непосредственно при
изменении магнитного поля от датчи-
ков, работающих на принципе ядер-
ного парамагнитного резонанса (см.
Ядерный магнитный резонанс). Та-
кие системы могут поддерживать
постоянство поля с точностью в со-
тые доли процента.
Обмотки магнита синхротрона и
бетатрона питаются перем, током
пром, или повышенной частоты ли-
бо импульсами тока от импульсного
Рис. 1. Зависимость магнитного поля
от времени в синхротроне или бетатро-
не с подмагничиванием пост, током.
устройства питания. Обмотки маг-
нита синхротрона (бетатрона) обыч-
но включаются в резонансный кон-
тур вместе с батареей конденсаторов,
благодаря чему источник питания
компенсирует только потери энер-
гии в контуре. Величина энергии,
запасаемой в магнитном поле, опре-
деляется в основном напряженно-
стью магнитного поля и объемом
Рис. 2. Схема питания магнита синхро-
трона с подмагничиванием пост, током:
1 — обмотка магнита; 2 — конденса-
торная батарея; 3 — генератор пост,
тока; 4 — однофазный синхронный ге-
нератор; 5 — первичная обмотка по-
вышающего трансформатора, распо-
ложенная на магните; 6 — реакторы,
отделяющие резонансный контур от
генератора пост, тока; 7 — резонанс-
ный шунт, защищающий генератор
пост, тока; 8 — двигатель пост, тока;
р — генератор пост, тока; ю — асин-
хронный двигатель в системе Леонар-
да; 11 — асинхронный двигатель.
воздушного зазора магнита; она рас-
тет прибл. пропорционально кубу
конечной энергии электронов, полу-
чаемых в ускорителе. При питании
ПИТАНИЕ МАГНИТА УСКОРИТЕЛЯ
287
магнита перем, током для умень-
шения реактивной мощности кон-
денсаторной батареи пользуются до-
полнит. подмагничиванием магнита
пост, током (рис. 1); при этом полное
изменение магнитного поля Нм боль-
рис. 3. Схема импульсного питания маг-
нита синхротрона: 1—обмотки магнита;
2—конденсаторные батареи, в результа-
те разряда к-рых через игнитроны 3 по
обмоткам 1 проходит импульсный ток в
форме волны синусоиды (каждая пара
игнитронов работает в течение 1 полу-
периода); 4 — выпрямитель, питаемый
от сети пром, частоты через трансфор-
матор и заряжающие конденсаторы в
интервалах между импульсами; 5 —
диоды, ограничивающие тон выпря-
мителя при горящих игнитронах;
6 — дроссель.
ше амплитуды На перем, составляю-
щей магнитного поля: Нм
на величину пост, составляющей Яо.
В качестве примеров на рис. 2 и 3
приведены схемы питания магнитов
двух синхротронов с максимальной
энергией ускоренных электронов ок.
300 Мэе. В одном из них исполь-
зуется подмагничивание магнита
постоянным током, в другом — им-
пульсное питание магнита. В син-
хротроне с подмагничиванием маг-
нита пост, током (рис. 2) при макс,
энергии электронов 280 Мэв и частоте
повторения циклов 50 гц реактивная
мощность конденсаторной батареи
равна 26 мгва, а потери в резонанс-
ном контуре составляют 300 квпг.
В синхротроне с импульсным пи-
танием магнита (рис. 3) при макс,
энергии синхротрона 335 Мэв и
частоте повторения циклов 6 гц
средний расход мощности в резо-
нансном контуре равен 74 кет.
В синхрофазотроне магнитное поле
в процессе ускорения частиц дол-
жно возрастать, а после достижения
частицами макс, энергии умень-
шаться до нуля, чтобы такой же
процесс мог повториться при след,
цикле ускорения. В магнитном
поле синхрофазотрона благодаря
большим размерам магнита запасает-
ся колоссальная энергия, поэтому
изменение магнитного поля удается
совершать сравнительно медленно за
время порядка неск. сек. Для умень-
шения средней потребляемой мощ-
ности пользуются импульсным ре-
жимом питания магнита с частотой
повторения неск. раз в мин. Накоп-
ление энергии в конденсаторных
батареях, как это делается при пи-
тании магнитов бетатронов и синх-
ротронов, оказывается для син-
хрофазотронов экономически неце-
лесообразным, поэтому для накоп-
ления энергии применяют вращаю-
Рис. 4. Схема питания магнита синхро-
фазотрона: 1 — электрич. сеть; 2 —
асинхронный двигатель; з — маховик;
4 — синхронная машина с 2 система-
ми обмоток 5, 6, напряжения к-рых
сдвинуты одно относительно другого на
30 электрич. градусов; 7 — мостовые
преобразователи частоты с игнитро-
нами 8; 0, 10, 11, 12 — реакторы;
13 — электромагнит.
щийся маховик (рис. 4). При нара-
стании магнитного поля синхрон-
ная машина 4 работает генератором,
игнитронные преобразователи 7—
в выпрямит, режиме; при этом кине-
288
ПИТАНИЕ УСКОРИТЕЛЯ
тич. энергия маховика 3 переходит
в энергию магнитного поля элект-
ромагнита 13. При достижении макс,
значения магнитного поля игнитрон-
ные преобразователи переводятся в
инверторный режим (изменением фа-
зы поджига игнитронов 8), и энер-
гия магнитного поля возвращается
маховику через ту же синхронную
машину, работающую теперь дви-
гателем. Асинхронный электродви-
гатель 2, вращающий маховик, по-
требляет из сети мощность, необходи-
мую для покрытия потерь.
Система питания магнита синхро-
фазотрона содержит большое число
вспомогат. элементов (питание об-
моток возбуждения синхронных ма-
шин, цепи поджига игнитронов, уп-
равление скоростью асинхронного
двигателя, выключатели, разъедини-
тели, система защиты и др.). Для
получения необходимых характе-
ристик магнитного поля применяет-
ся система размагничивания элект-
ромагнита, подобная системе пи-
тания, но создающая в интервале
Рис. 5. Временная диаграмма измене-
ния напряжения U и тока I в обмот-
ках магнита синхрофазотрона.
между циклами ускорения импульсы
тока перем, полярности и с умень-
шающейся амплитудой.Система пита-
ния магнита имеет также аппаратуру,
управляющую моментами начала вы-
прямления и начала инвертирования,
а также процессом размагничивания.
Система питания магнита самого
большого в мире синхрофазотрона
на 10 Бэе (СССР) состоит из 4 таких
параллельно работающих блоков.
Макс, мощность этой системы 140 000
ква', макс, ток 12 800 а; макс, напря-
жение 11 000 в; длительность цикла
ускорения 3,3 сек,; частота повторе-
ния 5 циклов в мин.; полное число
игнитронов 96; активные потери в об-
мотках магнита 4 000 кет (рис. 5).
ПИТАНИЕ УСКОРИТЕЛЯ в ы-
с о к о ч а с т о т н о е — подача на
ускоряющие электроды ускорителя
напряжения для создания между ними
или между ускоряющим электродом
и заземленными рамками ускоряю-
щего электрич. поля. В циклотроне
частота ускоряющего напряжения
между дуантами лежит обычно в
диапазоне 7,5—25 мггц и должна под-
держиваться постоянной с высокой
точностью. Для получения на цик-
лотроне интенсивных пучков час-
тиц, ускоренных до макс, энергии,
необходимы ускоряющие напряже-
ния порядка 100—150 кв. Мощность
высокочастотных генераторов для
циклотронов составляет обычно неск.
* десятков кет. Ускоряющая система
циклотрона как нагрузка для высо-
кочастотного генератора имеет не-
которые особенности: большая элек-
трич. емкость дуантов, резкое из-
менение нагрузки генератора в за-
висимости от силы тока ускоряемых
частиц и в еще большей степени при
газовых разрядах между дуантами
(в нач. период работы циклотрона
до обезгаживания деталей, находя-
щихся в вакуумной камере). Дуанты
включают в резонансную систему
с высокой добротностью для умень-
шения необходимой мощности. Обыч-
но резонансная система (рис. 1)
дуантов образуется четвертьволно-
выми отрезками коаксиальных ли-
ний, центральные проводники к-рых
служат также для крепления дуан-
тов. В фазотроне частота ускоряю-
щего электрич. поля во время цик-
ла ускорения изменяется обратно
пропорционально полной энергии ус-
коряемых частиц. Величина уско-
ряющего напряжения между одним
дуантом фазотрона и заземленной
рамкой определяется приростом энер-
гии ускоряемых частиц за оборот,
необходимым для выполнения усло-
вий автофазировки при выбранной
скоросiи изменения частоты; она ока-
ПИТАНИЕ УСКОРИТЕЛЯ
289
зывается значительно меньше уско-
ряющего напряжения, применяемого
в циклотроне (10—15 кв). Большие
размеры дуантов (диам. до неск. м)
крупных фазотронов, определяемые
размерами полюсов магнита уско-
рителя, приводят к увеличению
необходимой высокочастотной мощно-
Рис. 1. Упрощенная схема резонансной
системы циклотрона: 1 — дуант цик-
лотрона, образующий вместе с отрез-
ками коаксиальных линий 2 резонанс-
ный контур; з — короткозамыкающие
подвижные поршни для настройки ли-
ний; 4 — центральный проводник ли-
ний, служащий также опорой для ду-
анта, крепится при помощи изолятора
5; 6 — двухтактный каскад генератора;
7 — конденсатор; 8 — коаксиальные
линии; 9 — пластина регулировочного
конденсатора для подстройки величины
емкости дуантов.
сти и затрудняют подавление пара-
зитных, колебаний. В фазотроне мощ-
ный высокочастотный генератор с
самовозбуждением работает на ре-
зонансный контур, образованный ус-
коряющим устройством (дуант и за-
земленная рамка), вариатором часто-
ты и соединит, коаксиальной линией.
Вариатор частоты чаще всего выпол-
няется в виде вращающегося перем,
конденсатора. Получение необходи-
мого диапазона частот и скорости из-
менения емкости при значит, напря-
жениях между пластинами конден-
сатора, сильные рассеянные магнит-
ные поля (сотни эрстед), вызывающие
вихревые токи в движущихся частях
и заставляющие применять магнит-
ную экранировку вариатора частоты,
большая величина реактивных то-
ков делают разработку вращаю-
щегося конденсатора трудной тех-
нич. задачей. Для иЗлменения ча-
стоты ускоряющего напряжения в
фазотронах применяются также ва-
риаторы частоты в форме перем,
конденсатора с вибрирующими по-
добно камертону пластинами. Не-
обходимость работы в широком диа-
пазоне частот предъявляет особые
требования к схеме высокочастотного
генератора с точки зрения устра-
нения паразитных колебаний и по-
стоянства коэфф, связи с нагрузкой.
'Модулятор и управляющее устрой-
ство позволяют запирать генератор
в течение нерабочей части цикла
изменения частоты, а также облег-
чают проведение различных физич.
экспериментов на ускорителе. Вы-
сокочастотная система протонного
фазотрона на 680 Мэе Объединенно-
го ин-та ядерных исследований
(СССР) имеет диапазон частот 26,5
—13,6 мггц, амплитуду ускоряющего
напряжения 15 кв, частоту повто-
рения импульсов 100 гц, среднюю
мощность, потребляемую генерато-
ром, ок. 50 кет. Диаметр ротора ва-
риатора (рис.2) ок. 1 м, зазор между
лопастями ротора и статора 3 мм,
скорость вращения 600—700 об!мин.
В синхротроне ускорение электро-
нов происходит в условиях, когда
их скорость практически остается по-
стоянной и равной скорости света с,
поэтому частота ускопяющего элркт-
Рис. 2.' Схематич. разрез резонансной
системы фазотрона на 680 Мэе Объеди-
ненного института ядерных исследова-
ний (СССР): 1 — вращающийся кон-
денсатор (вариатор частоты) с многоло-
пастным ротором 2; 3 — вал ротора,
укрепленный на изоляторах 4 внутри
центрального проводника резонансной
линии 5, соединяющей ротор с дуантом
6; 7 — коаксиальный полудилиндрич.
конденсатор, соединяющий ротор с _
линией для токов высокой частоты и
шунтирующий подшипники ротора; 8—
ротор перем, конденсатора связи для
подбора оптимальной связи резонанс-
ной системы с генератором во всем
диапазоне частот; 9 — опоры резонанс-
ной системы в виде спиральных пру-
жин, имеющих достаточно высокое
индуктивное сопротивление во всем
диапазоне частот; ю — изоляторы, под-
держивающие дуант.
рич. поля / зависит только от радиуса
R орбиты частиц. Приращение
энергии электронов за 1 оборот,
необходимое для выполнения усло-
вий автофаЗировки, зависит в ос-
новном от скорости изменения маг-
10 «Атомная энергия»
290
ПИТАНИЕ УСКОРИТЕЛЯ
нитного поля синхротрона; оно, кроме
того, должно восполнять потери элек-
тронами энергии на излучение в
процессе ускорения. Потери на из-
лучение, растущие пропорционально
4-й степени энергии электронов,
играют основную роль при опреде-
лении величины ускоряющего на-
пряжения для синхротронов на энер-
гии выше неск. сотен Мэв. Ускоряю-
щее напряжение широко распро-
страненных синхротронов на 300 Мэв
составляет неск. кв. Постоянство
частоты ускоряющего поля и не-
большие размеры по радиусу и вер-
тикали области, в к-рой происходит
ускорение частиц, позволяют поль-
зоваться в качестве ускоряющего
устройства полыми резонаторами
(эндовибраторами) с высокой доброт-
ностью.
Обычно резонатор синхротрона
является частью вакуумной камеры
ускорителя. Он представляет собой
резонатор, остов к-рого изготовлен из
кварца, а проводящее покрытие —
из серебра или меди. Для умень-
шения нагрева вихревыми токами
от переменного магнитного поля син-
хротрона проводящее покрытие раз-
резано на изолированные друг от
друга полоски. Эти полоски замкну-
ты на одном конце резонатора дву-
мя проводящими овальными коль-
цами, увеличивающими электрич.
прочность зазора, на к-ром получает-
ся ускоряющее напряжение. На про-
тивоположном конце резонатора по-
лости замкнуты накоротко для токов
высокой частоты посредством кон-
денсаторов. Добротность такого резо-
натора равна неск. сотням. В синхро-
тронах меньших размеров, на энер-
гии в десятки Мэв, резонаторы из-
готовляют из металлич. прутков, рас-
пол ож. поверх вакуумной камеры
синхротрона, В синхротронах на
высокие энергии, требующих значи-
тельнобольших ускоряющих на-
пряжений, применяют тороидальные
резонаторы с высокой добротностью,
к-рые размещают в прямолинейных
промежутках электромагнита уско-
рителя. Иногда в синхротронах при-
меняются и др. типы ускоряющих
устройств (С-образный электрод, про-
летная трубка).
Высокочастотный генератор син-
хротрона модулирован импульсами
с частотой повторения, равной ча-
стоте изменения напряженности маг-
нитного поля. Управление момента-
ми включения и выключения высоко-
частотного генератора в каждом цик-
ле ускорения осуществляется управ-
ляющим устройством, сигнал с к-рого
поступает на модулятор. Начало им-
пульса ускоряющего напряжения
соответствует концу периода пред-
варит. ускорения электронов (обычно
бетатронного), а конец определяется
значением конечной энергии элек-
тронов, зависящей от напряженности
магнитного поля в момент попада-
ния электронов на мишень.
Частота ускоряющего электрич.
поля синхрофазотрона изменяется
в широких пределах при изменении
возрастающей во времени напря-
женности магнитного поля (рис. 3).
Рис. 3. Частота ускоряющего элек-
трического поля синхрофазотрона
на 10 Бэе.
Точность связи частоты с магнит-
ным полем определяется допустимыми
отклонениями радиуса орбиты ча-
стиц в течение цикла ускорения и
имеет порядок 10 “3. Полное изме-
нение частоты зависит от выбран-
ной начальной и конечной энергии
частиц. Необходимая амплитуда
ускоряющего напряжения опреде-
ляется необходимым приростом энер-
гии частиц за оборот при выбранной
скорости изменения напряженности
магнитного поля.
Высокочастотная система синхро-
фазотрона обеспечивает с высокой
точностью включение ускоряющего
ПЛАТИНА
291
поля при достижении напряжен-
ности магнитного поля определ. ве-
личины, соответствующей энергии
частиц. Момент выключения опре-
деляется желаемой величиной макс,
энергии частиц в пределах от энер-
гии инжектируемых частиц до ма-
ксимальной достижимой энергии дан-
ного синхрофазотрона.
В одном из вариантов высоко-
частотной системы синхрофазотрона
(рпс*. 4) частота колебаний задаю-
Рис. 4. Скелетная схема высокочастот-
ной системы синхрофазотрона: 1 — ин-
дукц. катушка,* 2 — интегратор напря-
жения; 3 — функциональный преобра-
зователь; 4 — задающий генератор;
б — многокаскадный широкополосный
усилитель мощности; 6 — мощный ре-
зонансный усилитель.
щего генератора 4 может изме-
няться в широких пределах благо-
даря изменению магнитной прони-
цаемости ферритового сердечника
катушки индуктивности. Модуляц.
характеристика генератора стаби-
лизирована цепью обратной свя-
зи через прецизионный частотный
детектор. Управление током под-
магничивания ферритового сердеч-
ника осуществляется через функ-
циональный преобразователь 3 сиг-
налом, пропорциональным величине
напряженности магнитного поля син-
хрофазотрона. Этот сигнал полу-
чается с помощью интегратора на-
пряжения 2 от индукц. катушки 1,
помещенной в зазоре электромагнита.
Функциональный преобразователь
представляет собой нелинейный че-
тырехполюсник, служащий для точ-
ного подбора необходимой связи на-
пряженности магнитного поля и часто-
ты генератора. Резонансный усили-
тель, потребляющий основную часть
энергии электрич. питания, имеет
колебательный контур, состоящий из
емкости ускоряющего электрода (про-
летной трубки) и индуктивности с
ферритовым сердечником (заполнен-
ный ферритом отрезок коаксиальной
линии). Этот контур подстраивается
в резонанс с частотой усиливаемых
колебаний посредством изменения
магнитной проницаемости ферритово-
го сердечника, к-рое осуществляется
автоматич. системой, реагирующей
на расстройку колебат. контура от-
носительно частоты ускоряющего
электрич. поля.
Подобная система применена в
синхрофазотроне для ускорения про-
тонов до энергии 10 Вэв, работаю-
щем в СССР. Она имеет диапазон
рабочих частот 0,18—1,5 мггц, точ-
ность связи частоты ускоряющего
электрич. поля и напряженности
магнитного поля лучше, чем 10-3,
амплитуду напряжения на каждом из
2 ускоряющих электродов емкостью
по 20 000 мкмкф, равную 20 000 в.
ПИТАТЕЛЬНЫЙ НАСОС — на-
сос для подачи конденсата после
его деаэрирования в парогенератор
ядерной электростанции или тепло-
обменники — испарители. П. н.
выполняются поршневого и лопа-
точного типа. Особенность П. и.—
большой напор.
ПЛАВАЮЩИЙ РЕАКТОР — то
же, что бассейновый реактор.
ПЛАЗМА— вещество в сильно ио-
низированном состоянии. Причиной
ионизации может служить высокая
темп-pa или электронный удар (в
газовом разряде). Для П. характерна
почти полная компенсация среднего
положит, и отрицат. объемного за-
ряда в каждой точке пространства,
вызванная силами электр остатич.
взаимодействия. Если существование
П. поддерживается за счет неравно-
весного процесса, как в газовом
разряде, то средняя темп-pa электро-
нов обычно отличается на несколько
порядков от темп-ры ионов. При
этом те и др. имеют максвелловское
распределение скоростей (см. Ста-
тистическая физика) соответственно
своим значениям темп-ры («неизо-
термическая» П.). П. обладает весьма
высокой электропроводностью.
ПЛАНКА ПОСТОЯННАЯ (h) —
иное назв. кванта действия. Равна
6,6252*10 “27 эрг • сек. Часто пользуют-
ся постоянной, получающейся деле-
нием П. п. на 2тг, к-рую обозначают
Й; & = 1,0544*10 "27 эрг*сек.
ПЛАТИНА Pt — химич. элемент
VIII гр. периодич. системы, п.
10*
292
ПЛАТО СЧЕТЧИКА
78, ат. в. 195,23. Стабильные изо-
юны: Pt190 (0,012%), Pt192 (0,78%),
Pt194 (32,9%), Pt195 (33,8%), Pt196
(25,2%) и Pt198 (7,19%). Важнейший
радиоактивный изотоп Pt197, (Тг^=
— 18 час.) получается при облучении
Pt нейтронами; является радиоак-
тивным индикатором. В нек-рых
случаях, напр. при изучении изо-
топного обмена, используется также
Pt199 (7я/2=30 мин.). Распространен-
ность Pt в земной коре 5-10"7 % по
весу. Металл с плоти. 21,45 г/см3, ГПл
1773°, чрезвычайно стоек по отноше-
нию к химич. воздействиям. Исполь-
зуется для изготовления химич. посу-
ды и деталей производств, установок,
подверженных сильным химич. воз-
действиям. Электроды из Pt приме-
няются при электрохимии, выделении
радиоактивных элементов (Ро, RaD,
RaE, Си, Ag и др.), в т. ч. радио-
элементов без носителя. В этом слу-
чае осажденные на поверхности пла-
тинового электрода микроколичества
интересующего элемента м. б. «сня-
ты» различными растворителями,
причем Pt в раствор не переходит.
ПЛАТО СЧЁТЧИКА — участок
счетной характеристики счетчика,
для к-рого счета скорость практи-
чески не зависит от приложенного к
счетчику напряжения. Выраженное
в процентах отношение увеличения
скорости счета к изменению напря-
жения между электродами наз. отно-
сит. наклоном П. с. и в значит, мере
определяет качество счетчика. В
совр. счетчиках наклон плато колеб-
лется от 5 до 10% па 100 в изменения
напряжения.
ПЛЁНОЧНАЯ ДОЗИМЕТРЙЯ —
определение суммарной дозы облу-
чения посредством пленочных до-
зиметров. П. д. широко используется
для дозиметрии ^-источников и при
индивидуальном дозиметрии, конт-
роле персонала, работающего с ра-
диоактивными веществами.
ПЛЁНОЧНЫЙ дозиметр —
приспособление для измерения сум-
марной дозы облучепия, получаемой
отдельным работником, путем оп-
ределения плотности почернения фо-
топленки. П. д. представляет собой
непрозрачную для света кассету,
в к-рую вкладывается фотопленка.
П. д. выдается каждому работнику
и носится сверху одежды. Иногда
И. д. выполняется в виде кольца,
надеваемого на палец для опреде-
ления дозы облучения рук. 11. д.
может содержать неск. фотопле-
нок различной чувствительности,
фильтры для поглощения мягкого
излучения, а также вкладыши для
регистрации медленных нейтронов.
После работы пленки проявляются
вместе с эталонными, облученными
известной дозой излучения. Плот-
ность почернения пленок определяет-
ся посредством денситометра или
фотометра. П. д. применимы в диа-
пазоне энергий от 0,05 до 2 Мэв.
ПЛЕОХРОЙЧНЫЕ КОЛЬЦА (от
греч. tcAegv — больше и Хрба -—
цвет) — окрашенные зоны в слюдах,
турмалине и др. минералах вокруг
включений зерен радиоактивных ми-
нералов, особенно циркона. П. к.
развиваются под воздействием «-лу-
чей, в результате чего нек-рые кри-
ста ллич. вещества переходят в кол-
лоидное состояние. Окрашенные
ореолы под микроскопом в поляризо-
ванном свете во мн. случаях обнару-
живают свойство плеохроизма, т. е.
изменение окраски кристаллич. ве-
 ществ в зависимости от направления
колебаний проходящего через них
;света, хотя наблюдаются и не плео-
'хроирующие ореолы’, напр. в флю-
'• орите. Были попытки определить
возраст радиоактивных минералов
‘и вмещающих их пород по интенсив-
!ности окраски ореолов, к-рая за-
висит от длительности радиоактив-
ного облучения и возрастает в более
древних породах. Размер П. к.
• измеряется микрофотографировани-
i ем, а интенсивность — с помощью фо-
тометра; более совершенный метод оп-
ределения возраста по П. к. заклю-
чается в измерении фотоэлектрич.
тока гальванометром под микроско-
пом. Метод определения возраста ми-
нералов по П. к. менее точен, чем др.
, методы, и вышел из употребления
(см. Геологическое летосчисление).
ПЛОСКАЯ ИОНИЗАЦИОННАЯ
, КАМЕРА — нормальная иониза-
ционная камера, обычно служащая
для определения распределения ио-
низации'вдоль пучка а-частиц; пред-
ПЛОТНОСТИ БЕСКОНТАКТНОЕ ИЗМЕРЕНИЕ
293:
ставляет собой плоскою камеру с
малым расстоянием между электро-
дами. Электрод и сетка, расположен-
ные на расстоянии неск. см друг
от друга, образуют ионизац. камеру.
На сетку подается напряжение, "а
электрод соединяется с прибором,
регистрир. ионизац. ток. 2-я сетка
служит для предотвращения утечки
ионов из пространства между 1-й
сеткой и электродом. Между сетками
создается задерживающее электрич.
поле.
ПЛОТНОСТЕМЁР ГРУНТА —
радиоактивный прибор для изме-
рения плотности грунта в полевых
условиях, основанный на регист-
рации изменений интенсивности рас-
сеянного у-излучения (см. Гамма-
кароттаж). П. г. применяется при
выборе подходящих площадок для
строительства дорог, электростан-
ций, аэродромов и т. д. Прибор со-
стоит из зонда 1 (рис. ) с источником
излучения 2 (Со60) и детектором
излучения 3, отделенными друг от
друга свинцовым экраном 4 так,
чтобы в детектор попадало только
отраженное от грунта v-излучение,
и регистрир. устройства 5, шкала
к-рого проградуирована в г/см3. При
измерении плотности грунта зонд
опускается в стальную или алюми-
ниевую трубу 6 (диаметром ок.
25 мм),вбитую в грунт герметично
закрытым концом на глубину до 3—
3,5 м, и производятся отсчеты по
шкале регистрир. устройства. При-
менение П. г. позволяет исключить
задержки в изысканиях, связанные
с лабораторными исследованиями.
ПЛОТНОСТЕМЁР жйдкости —
прибор для бесконтактного изме-
рения плотности жидкостей, дей-
ствие к-рого основано па регистрации
3 9
Схема плотностемера с вибрирующими
излучателями: 1 — основной источник
излучения; 2 — компенсирующий источ-
ник излучения; 3 — фосфор; 4 — пуль-
попровод; 5 — компенсац. клип; 6 —
реверсивный электродвигатель; 7 и
8 — свинцовые диафрагмы излучате-
лей; 9 — фотоумножитель; 10 — уси-
литель.
изменений в поглощении у-излуче-
ния жидкостью (см. Плотности, бес-
контактное измерение). Применяет-
ся при измерении плотности агрессив-
ных, легкоиспаряющихся, легковос-
пламеняющихся и т. п. жидкое 1 ей,
а также для измерения плотности
пульпы.
П. ж. обычно состоит из источ-
ника у-излучения и детектора из-
лучений. В подобном приборе с
вибрирующими излучателями (рис.)
в одном блоке размещаются детектор
излучений и компенсац. схема, а в
другом — основной источник излуче-
ний и усилитель; трубопровод с кон-
тролируемой жидкостью (пульпой)
располагается между этими блоками.
ПЛОТНОСТИ БЕСКОНТАКТНОЕ
ИЗМЕРЕНИЕ — метод радио-
активного измерения плотности га-
зов, жидких веществ-или пульп,
проходящих через трубы пост, диа-
метра, основанный на регистрации
изменений в поглощении 7- излуче-
ния исследуемой средой (см. Плот-
ноете мер жидкости).
294
ПЛОТНОСТЬ ИОНИЗАЦИИ ЛИНЕЙНАЯ
ПЛОТНОСТЬ ИОНИЗАЦИИ ЛИ-
НЕЙНАЯ (удельная ио-
низация) — число пар ионов,
образующихся на единице длины
пути ионизирующей частицы или
кванта в веществе. Различают пер-
вичную и полную И. и. л. Первичная
П. и. л.— число пар ионов, созда-
ваемых па единице длины пути са-
мим падающим излучением. Полная
равна сумме первичной и П. и. л.,
производимой 6-электронами. Наи-
большей II. и. л. обладают тяжелые
заряженные частицы. Напр., для
а частиц П. и. л. в воздухе равна
2000—3000 пар ионов на 1 мм
пути в начале пробега и 6000 пар
ионов на 1 мм пути в конце пробега.
Электроны большой энергии (1 Мэв)
образуют в воздухе 4—5 пар ионов
на 1 мм пути. С П. и. л. связана
концентрация образующихся ради-
калов (см. Трек).
ПЛУТОНИЕВАЯ БОМБА — атом-
ная бомба, в к-рой атомный заряд
состоит из Ри239. Ядра атомов его
способны делиться под воздействием
как быстрых, так и медл. нейтронов.
ПЛУТОНИЕВЫЙ завод —
предприятие для выделения плуто-
ния (Ри), образующегося в ядерном
реакторе при облучении нейтронами
после облучения доставляются в
контейнерах на П. з. и вначале
выдерживаются там в хранилище
для нек-рого снижения общей ак-
тивности, а затем растворяются в
азотной к-те (рис.). Следующим ос-
новным процессом является химич.
разделение полученного раствора U,
Ри и осколков деления. Выделен-
ные при этом соединения Ри затем
восстанавливаются до металла. Эта
принципиальная схема значительно
осложняется тем, что раствор об-
лученного U обладает настолько
высокой активностью, что всеми
процессами разделения различных
компонентов раствора необходимо
управлять на расстоянии. Кроме
того, металлич. Ри также обладает
столь высокой химич. токсичностью
и а-радиоактивностью, что требуется
принятие спец, мер предосторож-
ности и применение аппаратуры для
защиты от излучений при его обра-
ботке. Ри используется как ядерное
топливо для реакторов на быстрых
нейтронах, а также как заряд для
атомных бомб.
ПЛУТОНИЕВЫЙ РЕАКТОР —
ядерный реактор, в к-ром основным
делящимся веществом является плу-
тоний. П. р. представляет собой ре-
Схема процесса разделения урана, плутония и осколков деления.
изотопа урана U238. Этот процесс
может происходить либо в спец,
реакторах для произ-ва Ри, либо в
энергетич. реакторах, напр. на ядер-
ной электростанции. Блоки урана
актор с воспроиз-вом делящегося ве-
щества (см. Реактор-размножитель).
Активная зона П. р. состоит или из
чистого металлич. Ри239 или плуто-
ния в смеси с природным ураном.
ПЛУ гоний
295
Активная зона окружена зоной вос-
производства из природного урана
или тория Th232, в к-рой образуется
соответственно или вновь Ри239 или
U233. Возможны также плутониевые
реакторы на тепловых нейтронах.
Металлич. плутоний весьма токси-
чен, поэтому сооружение П. р. тре-
бует особых мер предосторожности.
ПЛУТОНИЙ Рп— радиоактивный
химич. элемент семейства актинои-
дов, п. н. 94, массовое число наиболее
долгоживущего изотопа 244. Открыт
в 1940 в продуктах облучения урана
нейтронами. В природе Рп образует-
ся в количестве порядка 10“11
по отношению к U путем поглощения
ядрами U нейтронов космич. излуче-
ния, спонтанного деления и (а, ^-ре-
акции. Известны изотопы Рп с
массовыми числами от 232 до 246.
Практически важным является один
изотоп Ри239—а-излучатель с =
=24 410 г. и энергией а-частиц 5,1474;
5,1342 и 5,0974 Мэв. Долгоживу-
щими изотопами Pu с Г1/а более 2 лет
являются Ри236, Ри238, Ри240, Ри241,
Ри242, Ри244. В ядерной технике и
энергетике роль Ри исключительно
велика. Это объясняется способ-
ностью изотопа Ри239 делиться под
действием нейтронов любых энергий
на 2 осколка с освобождением боль-
шого количества энергии и нек-рого
числа вторичных нейтронов, способ-
ных поддерживать цепную ядерную
реакцию деления. В первые годы ис-
пользования атомной энергии Ри
являлся одним из двух (Ри239 и
U235), а ныне является одним из трех
изотопов (Pu289, U235 п U233), способ-
ных к такому процессу. Поэтому
первый атомный реактор был создан
для произ-ва Ри, одна из двух атом-
ных бомб, сброшенных па Японию в
1945, была плутониевой бомбой. По-
лучение же Ри путем осуществления
ядерной реакции: U238 (п, у) U239
р -Np239p~pu239 более выгодно, чем
разделение изотопов U с целью полу-
чения изотопа U235, обладающего
такими же свойствами по отношению
к делению, что и Ри. Поэтому цены
на Ри более чем в 2 раза ниже, чем
цены на U235. Кроме того, сущест-
вует принципиальная возможность
превращения всего U, т. е. изотопа
U238, в Ри посредством приведенной
выше реакции. Для этой цели м. б.
применены плутониевые реакторы
с расширенным воспроиз-вом на бы-
стрых нейтронах, в к-рых Ри об-
разуется с большей скоростью, чем
исчезает в результате деления. Для
превращения U в Ри в будущем воз-
можно использование мощных ней-
тронных потоков в установках ядер-
ного синтеза. Ри является стратеги-
ческим материалом, т. к. служит
взрывчатым веществом атомных и
запалом водородных бомб. Только
в США работают 13 пром, реакторов,
производящих Ри. На атомных элек-
тростанциях, помимо электроэнергии,
производятся значительные количе-
ства Ри.
При работе реактора получается
Ри сложного изотопного состава,
т. к. проходят последовательные
реакции нейтронного захвата Ри23*
(и, у) Ри240 (п, 7) Ри241 (А, т) Ри242...
Масс-сп ектрографич. анализ полу-
ченного Ри показал присутствие
след, изотопов: Ри239 (95%), Ри249
(4%), Ри241(0,3%), Ри238(0,01%). При
длительном облучении в потоках
нейтронов большой плотности на-
блюдается образование высших изо-
топов вплоть до Ри248. Количество
основного изотопа Ри239, накапли-
вающегося в уране, не превышает,
по-видимому, 0,8 кг на 1 т .U.
Предельная величина накопления Ри
равна примерно 7 кг1т; практически
можно достичь содержания Ри в 1 иг
•U ок. 3 кг.
Чистый изотоп Ри239 имеет след,
константы для взаимодействия с теп-
ловыми нейтронами: сечение деле-
ния 720 ±15 барн; сечение захвата
312 барн; число нейтронов, испу-
скающихся при делении, 2,88; энер-
гия, выделяющаяся при делении,
порядка 200 Мэв. Ри способен де-
литься при действии нейтронов оч.
малой энергии. Поэтому при об-
ращении с ним всегда существует
возможность возникновения цепной
реакции. Количества Ри, меньшие,
чем 460 г, безопасны в любых ус-
ловиях.
Ри — серебристый металл. При
различных темп-pax существует в
виде 6 модификаций — низкотемпе-’
296
ПЛУТОНИЙ
ратурной а- и высокотемпературных
е-модификаций; г°пл
637°. Плутоний образует сплавы
со мн. металлами и большое число
интермета ллич. соединений; из них
РиВе1а является источником нейтро-
нов с интенсивностью 6,7• 10п1оек-кг
и спектром, близким к спектру нейт-
ронов радийбериллиевого источника.
Химия плутония достаточно слож-
на. В водных растворах Ри сущест-
вует в 3-, 4-, 5- и 6-валентном со-
стоянии в виде ионов Pu3+, Ри4+,
PuO^, РиО2* соответственно. Ва-
лентность 4 наиболее устойчива.
Pu VI получается окислением Pu IV
в кислых растворах окислителями:
Сг2О2~, S2O|“, МпО“, МпО2 и
др. и в карбонатных растворах —
озоном. Азотная к-та также частично
окисляет Pu IV до Pu VI. Последний
достаточно стабилен. Металлич. Zn,
SO2, NH2OH, Fe II восстанавливают
его до Pu III, a NaJ — до PuV. 5-ва-
лентный Pub азотнокислых и соляно-
кислых растворах при рН=3,5 не
претерпевает в течение нескольких
дней никаких изменений, в умерен-
но-кислых растворах диспропорцио-
нирует по схеме PuV-|-PuV->PuVI-}-
PuIV. Положение равновесия и ско-
рость диспропорционирования зави-
сят от pH; увеличение темп-ры и
добавление комплексообразователей
ускоряют диспропорционирование.
4-валентный Pu получается как из
6-, так и из 3-валентного действием
NaNO2. Со многими анионами PuIV
образует комплексные соединения.
В разбавленных сернокислых рас-
творах Pu существует в видеРи8О42+,
а в более концентрированных обра-
зуются Pu(SO4)2h Pu(S04)32“. В кон-
центрир. азотнокислых растворах
известны Pu(NO3)4,	Pu(NO3)5",
Pu(NO3)42-. В уксусной, щавелевой
и соляной к-тах Pu IV проявляется
как анион; 4-валентный Ри легко
гидролизуется и проявляет радио-
коллоидные свойства. Коллоид Ри
представляет собой, по-видимому, по-
лимер типа [Pux(H2O)J, (ОН)2]. Депо-
лимеризовать Ри трудно. Fell, UIV,
Н2 в присутствии Pt и др. восстанав-
ливают PuIV до PulII. В умеренно
кислых растворах РиШ устойчив
в отсутствие воздуха, но в щелочных
растворах очень быстро окисляется
кислородом воздуха до PuIV. Важ-
ными соединениями Ри являются
фториды PuF3 и PuF4, осаждающиеся
при действии плавиковой к-ты на
растворы 3- и 4-валентного Ри. При
действии фторидов щелочных метал-
лов выпадают соли NaPuF4, NaPuF5,
L2PuFe, LPu2F9. Фториды Pu co-
осаждаются с фторидами редкоземель-
ных элементов, в частности La, чем
пользуются для выделения Ри и
его очистки, напр. от урана, к-рый
остается в растворе. Отделение Ри
от носителя — К а и соосажденных
элементов проводится путем окис-
ления Ри до 6-валентного и повтор-
ного осаждения KaF3. При этом PuVI
полностью остается в растворе.
Точно так же отделяется Ри от бли-
жайшего аналога — нептуния, для
чего пользуются большей легкостью
окисления Np до 6-валентного состо-
яния: КВгО3при комнатной темп-ре
переводит NpIV и NpIII в NpVI,
тогда как Ри остается в 4-валент-
ном состоянии и соосаждается с но-
сителем.
Безводный фторид PuFe, подобно
UFe,— легко летучее вещество с
t\un 54°, оч. легко гидролизуется в
присутствии ничтожных количеств
влаги. Представляет интерес предло-
жение об использовании PuFe в ка-
честве газа, заполняющего камеру
поршневого двигателя. Параметры
двигателя м. б. подобраны так, что
при сжатии газ достигает критич.
объема, это ведет к возникновению
цепной реакции деления, освобож-
дению энергии, нагреву газа и рас-
ширению его при движении поршня
до надкритич. состояния.
Нитраты плутония Pu(NO3)4 и
PuO2(NO3)2— кристаллич. вещества,
хорошо растворимые в воде и кисло-
родсодержащих органич. раствори-
телях. Нитрат 4-валентного Ри эк-
страгируется трибутилфосфатом
(ТБФ) с образованием сольвата
Ри^т03)4«2ТБФ. Это используется
для отделения Ри от облученного U
и осколков деления. Из азотнокисло-
го раствора,содержащего эти компо-
ненты, U и Ри извлекаются раствором
ТБФ в инертном разбавителе. Боль-
шинство осколков при этом остается
ПНЕВМОКОСТЮМ
197
в сбросном водном растворе. Орга-
нич. фаза, содержащая U и Ри,
пропускается через водный раствор
2-валентпого Fe, восстанавливающего
Ри до неизвлекаемого . 3-валентного
состояния; Ри переходит в раствор,
a U остается в органич. фазе/ За-
тем проводятся повторные циклы
очистки. В лит-ре имеются описания
неск. экстракц. заводов по перера-
ботке облученного U с целью извле-
чения Ри, где в качестве экстраген-
тов используются ТБФ и нек-рые
др. органич. растворители — метил-
изобутил кетон,	дибутилкарбитол
и т/д.
По-видимому, все или большинство
заграничных плутониевых заводов ис-
пользуют экстракц. процессы. Вы-
деление Ри из облученного урана
представляет собой трудную зада-
чу, т. к. ввиду ценности Ри тре-
буется высокая степень его извле-
чения при хорошей очистке от урана
и осколков деления, т. е. от половины .
элементов периодич. системы. Пере-
работка начинается примерно через
100 дней после конца облучения, т. к.
такое время требуется для полного
превращения изотопа Np239 в Ри.
В это время 1 т перерабатываемого
U содержит ок. 0,8 кг Ри, 0,8 кг
осколков деления с ^-активностью
500 000 кюри и у-активностыо 200 000
кюри. Коэфф, очистки Ри от оскол-
ков, необходимый для дальнейшей
безопасной работы, должен иметь
величину порядка 10е. Для решения
этой задачи, помимо экстракцион-
ных и осадительных методов, из-
вестны и др. способы переработки
облученного U.
В последние годы широкое раз-
витие получили работы по извле-
чению Ри из расплавленного метал-
ла. В случае положит, решения это
обещает значит, удешевление Ри,
т. к. исключает затраты на раство-
рение и повторное получение металла.
Экстракция Ри из расплавленного
U весьма заманчива. Лучше всего
Ри экстрагируется жидким серебром
или расплавленной смесью фторидов
урана, лития и кальция. Метод воз-
гонки металлич. Ри из расплавлен-
ного U при 1680° также дает положит,
результаты. Эти методы не получили
пром, применения вследствие труд-
ностей, связанных с работой при оч.
высоких темп-рах.
В результате проведения суще-
ствующих технология, процессов Ри
получается в виде азотнокислых рас-
творов. Из них проводится осаждение
Ри, обычно в виде оксалата, что дает
дополнит, очистку. Прокаливанием
оксалата получают окись РиО2,
к-рая обрабатывается HF и превра-
щается во фторид. Восстановлением
фторида силицидом кальция при
1550° получается металлич. Ри. Ри
весьма токсичен. Попавший в opia-
низм Ри практически не удаляется
оттуда, т. к. очень хорошо удержи-
вается в костях. Не ослабевающее
во времени внутр, облучение пото-
ком а-частиц с высокой плотностью
ионизации ведет к нарушению кро-
вообразования в костном мозгу. Ри
легко образует аэрозоли при мсха-
ннч. обработке металла и при упа-
ривании его солей. Попадание Ри
в легкие вызывает рак легких. По-
этому все работы с Ри ведутся в
перчаточных камерах (перчаточный
бокс, ^перчаточный шкаф), исклю-
чающих попадание загрязненного
воздуха в помещение.
ПНЕВМОКОСТЮМ (от греч. rcveofia,
здесь — дыхание) — костюм для ра-
боты в атмосфере, где имеются
радиоактивные газы и пыль высокой
активности. Материалом для П. слу-
жат поливинилхлоридные пленки
(пластпкаты) толщиной 0,75—0,80 мм
спец, состава, поддающиеся отмы-
ванию от радиоактивного загряз-
нения до уровня, соответствующего
радиоактивному фону, кислотой или
мыльно-содовыми и щелочными рас-
творами. Швы П. выполняются по-
средством высокочастотной сварки.
Воздух для дыхания подается со
скоростью 150—200 л)мин, при этом
давление в костюме превышает ат-
мосферное обычно на 20—30 мм
рт. ст., что вполне безопасно для
работающих. Этот же воздух осу-
ществляет подкостюмный теплооб-
мен. Существуют также П., в к-рых
сжатый воздух находится в спец,
резервуарах, соединенных с костю-
мом. Подача воздуха регулируется
самим оператором, работающим в П.
298
ПНЕВМОПОЧТА
ПНЕВМОПОЧТА (в реактор е)—
быстродействующий механизм для из-
влечения из реактора образцов ра-
диоактивных изотопов с коротким пе-
риодом полураспада (порядка мпп.
или сек.). П. состоит из ппевматич.
трубок, соединяющих зону облучения
с измершельной лабораторией. Для
транспортировки образцов приме-
няется углекислый газ под давле-
нием или сжатый воздух. Минималь-
ное достигнутое время извлечения
образцов составляет 0,1 сек.
ПОВЕРХНОСТНАЯ ДОЗА — доза
ионизирующего излучения в центре
облучаемой поверхности; склады-
вается из дозы в воздухе и дозы, со-
здаваемой обратным рассеянием из-
лучения. Величина П. д. имеет зна-
чение гл. обр. при облучении кожи
с целью вызвать эпиляцию лучевую
или разрушить поверхностно рас-
положенную опухоль.
ПОВЕРХНОСТНЫХ ЗАГРЯЗНЕ-
НИЙ КОНТРОЛЬ — метод обна-
ружения посредством радиоактив-
ных индикаторов поверхностных за-
грязнений изделий. Применяется
в металлургии., химич., фарма-
цевтич. и др. • отраслях пром-сти
для выявления источников загряз-
нения выпускаемой продукции. При
этом наиболее опасные (в отношении
загрязнения) детали оборудования
и приспособлений активируют раз-
личными радиоизотопами (напр., Са45,
S35, As77 и др.). На пути движения
изделий устанавливают радиометры,
к-рые реагируют на ничтожнейшие
загрязнения веществами, содержа-
щими изотопы. Так, напр., по из-
лучению Са45 можно обнаружить за-
грязнение проволоки слоем извести,
применяющейся при волочении, тол-
щиной ок. 0,00006 см. Исследо-
вание посредством радиоактивных
индикаторов футеровочных материа-
лов разливочного оборудования ме-
таллургия. завода позволяет вы-
явить и ликвидировать источники
керамич. включений в выпускавхмых
металлах и сплавах.
ПОВРЕЖДЕНИЯ ТЕПЛОВЫДЕ-
ЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ — раз-
личные нарушения, герметичности
оболочек, в к-рых заключен деля-
щийся материал. Негерметичность
может быть производственной, выяв-
ляемой технич. контролем, и эксплуа-
тационной, возникающей в процессе
работы реактора. При изготовлении
тепловыделяющие элементы с не-
герметичной оболочкой отбраковы-
ваются.
Один из методов обнаружения П. т. э.
заключается в том, что готовые элементы
подвергаются внешней опрессовке гелием
при давлении ок. 50 ат. Затем их поме-
щают под колпак, из к-рого эвакуируют
воздух. После того как давление воздуха
упадет до нек-рого установленного малого
значения, откачиваемый воздух анализи-
руется на содержание гелия высокочув-
ствит. масс-спектрометром. Превышение
концентрации гелия над установленной
нормой указывает на негерметичность
оболочки тепловыделяющего элемента.
Обнаружение П. т. э.— операция
по уходу за реактором, необходимая
для предотвращения попадания в
охладитель высокоактивных продук-
тов деления урана через неплотности
оболочек тепловыделяющих элемен-
тов. Унос охладителем продуктов
деления может привести к оч. опас-
ному радиоактивному заражению
реактора и окружающей местности,
в особенности в реакторе^с разомкнув
тым циклом теплоносителя.
Широкое распространение получил
метод обнаружения, при к-ром каж-
дый канал охладителя непрерывно
контролируется на появление , спе-
цифич. активности продуктов деле-
ния. При определ. уровне этой ак-
тивности дается предупредит, сигнал,
п срабатывает система аварийной
защиты реактора, отключающая ка-
нал с поврежденным тепловыделяю-
щим элементом.
ПОГЛОТИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ —
вещество, имеющее большое сече-
ние поглощения нейтроне в (см. Эф-
фективное поперечное сечение) в той
или иной области энергий. В боль-
шей или меньшей степени все из-
вестные элементы поглощают нейт-
роны и резкой грани между погло-
тителями и непоглотителями нет. По-
глотители нейтронов в ядерном ре-
акторе увеличивают вредное по-
глощение и, соответственно, загрузку
делящегося вещества. Поэтому в
качестве конструкционных материа-
лов , замедлителя и теплоносителя
используются вещества с малыми
сечениями поглощения. Однако при
ПОДВОДНЫЙ ЯДЕРНЫЙ ВЗРЫВ
299
регулировании теплового ядерного
реактора поглотитель вводится в
аппарат .умышленно, для поддержа-
ния цепной реакции па пост, уровне
и поглощения избыточного количе-
ства нейтронов, а также для быстрого
прекращения реакции (см. Регулиро-
вание мощности реактора). Из ста-
бильных изотопов сильными погло-
тителями для тепловых нейтронов
являются, напр.: В, Cd, Sm, Eu,
Gd, Dy, Hf. Для резонансных нейт-
ронов сильным поглотителем являет-
ся U238. Большими сечениями по-
глощения нейтронов обладают также
нек-рые стабильные и нестабильные
осколки деления U(Xe185, Sm149).
ПОГЛОЩЕНИЕ НЕЙТРОНА —за-
хват нейтрона ядром с образо-
ванием нового ядра, обладающего
более высокой энергией, с последую-
щим переходом этого ядра в стабиль-
ное состояние. Переход может про-
изойти 3 путями. Избыток энергии
испускается в виде у-и злучепия:
при этом в связи с увеличившимся
содержанием нейтронов в ядре оно
может оказаться неустойчивым и
стать ^-излучателем; такой процесс
наз. радиац. захватом. Испускание
нейтрона с меньшей энер-
гией: часть энергии этого нейтрона
переходит во внутр, энергию ядра,
эта энергия затем испускается в
виде у-излучения; такой процесс
наз. неупругим рассеянном. Третий
путь — деление ядра на 2
осколка с последующим испусканием
нейтронов.
ПОГЛОЩЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТ
(коэффициент ослабле-
ния у-л у ч е й) — величина, об-
ратная длине свободного пробега
у-кванта (pi = ~). П. к. представляет
собой сумму 3 коэффициентов: фо-
тоэлектрич. поглощения, комптонов-
ского рассеяния и образования пар—
электрон-{-позитрон (см. Защита
от гамма-излучения).
Величина П. к. находится в слож-
ной зависимости от энергии у-кван-
тов и ат. в. вещества поглотителя.
Для веществ со средним ат. в. П. к.
убывает с увеличением энергии у-кван-
тов до 8—10 Мэв. Для веществ с
большим ат. в. П. к. у-лучей убы-
вает с увеличением энергии вплоть
до 3—5 Мэв, а затем, вследствие
увеличения вероятности образования
пар — электрон -|- позитрон, возрас-
тает с увеличением энергии у-лучей.
G возрастанием ат. в. вещества
защиты П. к. у-лучей возрастает.
Поэтому для получения защиты с
минимальным весом выгодно исполь-
зовать такие материалы, как W,
Pb, Bi и U. Обычно при расчетах
защиты П. к. выражают веж-1 (т.н.
линейный П. к.) или см2/а (массовый
П. к.).
ПОГРУЖЁННЫЙ реактор —
то же, что бассейновый реактор.
ЦОДВЙЖНАЯ АКТИВНАЯ ЗОНА
РЕАКТОРА — распространенное в
лит-ре выражение, равнозначное
термину циркуляция ядерного горю-
чего .
ПОДВЙЖНОЕ ТбПЛИВО—деля-
щееся вещество ядерного реактора,
циркулирующее в жидкой фазе че-
рез активную зону и первичный
контур теплоотдачи. Обычно П. т.
находится в виде водного топливного
раствора, суспензионного или жид-
кого металлич. топлива.
ПОДВОДНЫЙ ЯДЕРНЫЙ
ВЗРЫВ — ядерный взрыв, произ-
веденный ниже поверхности воды.
Характеризуется поглощением во-
дой светового излучения и проникаю-
щей радиации. Вместо огненного
шара при П. я. в. в воде образуется
из раскаленных газов, возникших
при взрыве, и водяного пара газовый
пузырь, имеющий водяную оболочку
и наполненный водяными парами.
Всплывая и вырываясь в воздух,
газовый пузырь создает глубокую
водяную воронку диаметром до 600 м
и вокруг нее полый водяной столб
высотой св. 2 км с толщиной стенок
в неск. десятков метров (рис. 1 и 2).
Падая, водяной столб образует ба-
зисную волну, представляющую зна-
чит. опасность для судов. Вслед
за П. я. в. в массе воды от
центра взрыва к периферии распро-
страняется водяная волпа большой
ударной силы, высотой в неск. де-
сятков м, способная наносить тяже-
лые повреждения подводным судам,
подводным частям кораблей и бере-
говым сооружениям. Вода вблизи
300
ПОДКРИТИЧЕСКИЙ РЕЖИМ РЕАКТОРА
центра взрыва сильно заражается
радиоактивными веществами, обра-
зующимися при взрыве, но степень
заражения быстро падает вследствие
перемешивания с нозараженными
слоями воды. В результате соприкос-
новения с зараженной водой или
Рис. 2. Куполообразное облако после
подводного взрыва < Бэкер» у Бикини.
при выпадении радиоактивного до-
ждя происходит заражение судов и
прибрежной местности.
, ПОДКРИТЙЧЕСКИЙ РЕЖИМ РЕ-
АКТОРА— режим, в к-ром работает
ядерный реактор при эффективном
коэффициенте размножения нейтро-
нов, меньшем!, или при наличии от-
рицат. реактивности. Реактор, ра-
ботающий в подкритич. режиме, I
паз. подкритическим; уровень мощ-
ности его непрерывно убывает.
ПОДОГРЕВАТЕЛЬ я д е р н о й
электростанции — аппа-
рат для предварит, подогрева воды
(конденсата) вторичного контура. См.-
Водоподог ревателъ.
ПОДПИТОЧНАЯ ВОДА — хи-
мически чистая, освобожденная от
твердых частиц вода, предназнач.
для пополнения убыли воды-тепло-
носителя в первичном контуре энер-
гетич. реактора. Хранится в резер-
вуарах с внутр, покрытием из не-
ржавеющей стали и газовой защитной
подушкой, чтобы свести к минимуму
возможность загрязнения. По мере
надобности П. в. подается в первич-
ный контур подпиточным насосом.
ПОЗИТРОН (е+) — элементар-
ная частица, являющаяся антича-
стицей электрона. Масса II. равна
массе электрона, его электрич. заряд
положителен и равен элементарному
заряду. Спин П. равен %, его маг-
нитный момент прибл. равен одному
магнетону Бора. Возникает в ре-
зультате образования пар или в про-
цессе бета-распада ядер и неустой-
чивых элементарных частиц. Будучи
стабильными в вакууме, П. в веществе
практически не могут существовать
вследствие их аннигиляции с электро-
нами. В результате аннигиляции
образуются фотоны. До аннигиляции
П. и электрон образуют неустойчи-
вую систему — позитроний.
ПОЗИТРОНИЙ — атомная систе-
ма из позитрона и электрона, по-
добная атому водорода. Существуют
2 разновидности атомов П.— па-
рапозитроний и орто-
позитроний, отличающиеся
друг от друга тем, что у первого
позитрон и электрон, образующие
атом, имеют противоположные на-
правления спинов, тогда как у вто-
рого направления спинов пози-
трона и электрона совпадают. Па-
рапозитроний и ортопозитроний име-
ют неск. различные физич. свойства.
Первый из них существует в сред-
нем в течение 1,25-10“10 сек., после
чего происходит аннигиляция по-
зитрона и электрона, образующих
П., с испусканием 2 фотонов, а
второй имеет среднее время жизни
ПОИСКИ РАДИОАКТИВНЫХ РУД
301
1,4-10“7 сек. и превращается путем
аннигиляции в 3 фотона. Превра-
щение П. в 2 и 3 фотона наблюда-
лось экспериментально.
ПОИСКИ РАДИОАКТИВНЫХ
РУД- совокупность работ по вы-
явлению в земной коре естеств. ско-
плений руд урана, тория и радия.
П. р. р. производятся специальными
геология, партиями, а также попут-
но, при проведении др. геология, изы-
сканий (геология, съемки, разведки
др. полезных ископаемых). Боль-
шое знаяение для П. р. р. имеют раз-
лияные радиометрия, методы, осно-
ванные на свойстве естеств. радиоак-
тивных элементов и продуктов их
распада излуяать а-, и у-лучи.
При поисках используется также
свойство урана и продуктов его рас-
пада создавать солевые, водные и га-
зовые ореолы рассеяния вокруг ме-
сторождений радиоактивных руд.
П. р. р. производят с самолетов
(см. Аэрорадиогеологические иссле-
дования), на автомашинах (см. Авто-
радиомепърическая съемка), при пе-
шеходном обследовании земной по-
верхности и горных выработок (см.
Вета-съемка, Гамма-съемка, Геобо-
таническая съемка, Люминесцент-
ная съемка, У рано метрическая съем-
ка, Эманационная съемка). Выявле-
ние руд урана осуществляется также
путем изуяения радиоактивных гор-
ных пород в буровых скважинах (см.
Гамма-кароттаж), в процессе об-
следования вод рек, болот, озер и
подземных вод в источниках, колод-
цах, горных выработках и скважи-
нах (см. Гидрогеохимический метод
поисков), а также путем проверки
ранее собранных образцов горных
пород, руд и минералов в музеях,
на рудниках и в геология, упрежде-
ниях (см. Физические методы опре-
деления урана, тория и радия).
В наст, время уже наметились об-
ласти и геология, условия, особо
благоприятные для формирования ме-
сторождений радиоактивных метал-
лов (см. Урановые и ториевые руды), в
к-рых П. р. р. проводятся в первую
ояередь. Для гидротермальных ме-
сторождений таковыми являются:
а) краевые яасти докембрийских щи-
тов, сояленяющиеся с более молоды-
ми платформенными образованиями,
при налияии крупных разломов, пе-
ресекающих архейское основание;
б) складяатые области, тяготеющие
к зонам сопряжения молодых струк-
тур с более древними платформен-
ными образованиями и захватываю-
щие уяастки платформ; в) области
широкого развития кислых интру-
зивных и эффузивных пород, а так-
же области с интенсивной общей
рудоносностью. Для осадояных ме-
сторождений урана наиболее бла-
гоприятными являются: а) отложе-
ния определ. эпох осадконакопле-
ния: от среднего кембрия до ор-
довика, средний девон — низы кар-
бона, самые верхи карбона — пермь,
юра (особенно для месторождений в
континентальных осадках), верхний
мел — палеоген, а также докембрий;
б) для россыпных месторождений
тория — совр. и третияные прибреж-
но-морские отложения; в) для ме-
сторождений урана, связанных с
морскими отложениями,— прибреж-
ные осадки, обогащенные органич.
веществом и фосфором, а также Sr,
Ba, V, Мо и S; г) для месторожде-
ний урана, связанных с континен-
тальными отложениями,— угленос-
ные осадки, особенно окраинные
участки угленосных месторождений,
располож. вблизи районов развития
более древних пород с повыш. урано-
носностью (граниты, сланцы).
П. р. р. производятся в разных
масштабах. Рекогносцировочные и
попутные П. р. р. выполняются в
масштабах 1 : 100 000 и мельче;
спец, аэропоиски и наземные пло-
щадные поиски в перспективных
районах — в масштабах 1 : 25 000—
1 : 10 000, реже 1 : 50000; детальные
в пределах выявленных рудных по-
лей и месторождений — в масштабах
1 : 10 000—1 : 2 000, а в горных вы-
работках — 1 : 500 и крупнее. Гид-
рогеохимич. П. р. р. обычно произво-
дятся при рекогносцировочных мел-
комасштабных работах для выявлен и я
перспективных площадей. Эмана-
ционная, люминесцентная и ура-
нометрия. съемки применяются поч-
ти исключительно при детальных
поисках и разведке месторождений.
Поисковый у-кароттаж осуществляет-
302
ПОИСКОВЫЙ РАДИОМЕТР
ся при произ-ве всех буровых работ,
независимо от их назначения.
В результате П. р. р. чаще выяв-
ляют участки с повыш. радиоактив-
ностью (см. Аномалии радиоактив-
ные), реже отдельные минералы ура-
на или тория и, как исключение,
непосредственно руды урана или то-
рия. На участках установленных ано-
малий производится изучение при-
роды их радиоактивного начала,уточ-
няются контуры аномалий, выясня-
ются геологич. особенности (морфо-
логия, размеры и условия локали-
зации радиоактивных участков,
веществ, состав радиоактивных обра-
зований и возможный генезис), про-
изводится опробование и по сово-
купности всех сведений дается пред-
варит. оценка пром, перспектив ано-
малий, рудопроявлений и месторож-
дений. В случае положит, оценки
составляется план предварит, раз-
ведки (см. Разведка урановых место-
рождений) и изучения выявленного
объекта и план детальных поисков
на смежных участках.
ПОИСКОВЫЙ РАДИОМЕТР —
радиометр для обнаружения радио-
активных веществ и их качеств, и
количеств, распределения по у- и
£-излучениям. Состоит (рис.) обычно
Внешний вид поискового радиометра.
из водонепроницаемой гильзы, в
к-рую вставлены счетчик у-излуче-
ния и счетчик р-частиц, и из брызго-
непроницаемого пульта с визуаль-
ным ламповым измерительным при-
бором, в ящике к-рого смонтированы
батареи питания.
поликрАз — урансодержащий
минерал из группы поликраз —
эвксенит, относящихся к титано-
танталониобатам редких земель,
урана и железа. Минералы этой груп-
пы различаются по отношению нио-
бия и тантала к титану. В П. ти-
тан преобладает (по весу) над нио-
бием и танталом, в эвксените об-
ратное соотношение. Минералы этой
группы содержат: 7,4—29,3% (Y,
Ег)2О3; до 13,8% UO3; 2,6—16,4%
UO2; .0,4—9,6% Се2О3; 17,0—49,5%
TiO2; 4,4—30,2% Nb2O5; 1,0—23,1%
Та2О5. Кристаллизуются в ромбич.
системе; кристаллы призматич. и
таблитчатые. Цвет черный с бурова-
тым или зеленоватым оттенками,
оливково-зеленый; блеск яркий, сте-
клянный, полуметаллич., иногда жир-
ный. Тв. 5,5—6,5; уд. в. 4,6—5,5;
радиоактивен. Встречается в аплит-
пегматитовых жил ах, микрокл иновых
пегматитах совместно с черным тур-
малином, ортитом, иттротанталитом,
ильменитом, пиритом и др. сульфи-
дами. Один из источников получе-
ния редких земель.
ПОЛОНИЙ Ро — радиоактивный
химич. элемент IV гр. периодич. си-
стемы, п. н. 84, массовое’ число
наиболее долгоживущего изотопа 209.
Долгоживущие изотопы: Po20S (Ti/2=
= 2,93 года), Ро209 (Ti/3= 103 года),
Ро210 (Т«/2= 138,4 дня). Все они явля-
ются «-излучателями. Ро210 как член
радиоактивного семейства U238 содер-
жится во всех урановых минералах.
В радиоактивные семейства входят
также короткоживущие изотопы Ро.
Содержание Ро в земной коре* со-
ставляет 2-10”14%по весу. Открыт
в 1898. В наст, время Ро210 может
получаться в миллиграммовых коли-
чествах в ядерных реакторах по ре-
акциям: Ш209 (п, 7) Bi210 —Ро210.
5 дн.
Изотопы Ро208 и Ро209 получаются
в небольших количествах ио одной
из реакций: РЬ237 (а, Зп) Ро208;
Bi209 (р, 2п) Ро298; Bi209 (d, 2п)
Ро209. Наиболее часто применяется
Ро210 — практически чистый «-из-
лучатель. Энергия его «-частиц
5,3 Мэв, пробег в воздухе 3,83 см.
Ро токсичен. Опасность работы с Ро
связана с возможностью попадания
его внутрь организма. Толерантная
доза 0,02 мккюри или 4,5-10”12 г.
Исследования осложняются высо-
ПОЛЯРИЗОВАННЫЕ ЧАСТИЦЫ
303
кой удельной «-активностью Ро210
(4,5 кюри 1мг), вызывающей иногда
побочные радиац. эффекты и зна-
чительное загрязнение окружающего
пространства полонием вследствие
агрегатной отдачи (явление отрыва
от массы вещества Ро мельчайших
частиц — агрегатов, происходящее
вследстьие радиоактивной отдачи при
эмиссии «-частиц).
Ро — серебристый металл, плотн.
9,32 г/см3, 1°пл 254°, t\Un 952°.
Являясь высшим гомологом тел-
лура, Ро обладает валентностью —2,
+2, +4, +6. В наст, время полу-
чены в весомых количествах мн. со-
единения Ро: двуокись, гидроокись,
галогениды, сульфаты, сульфид и др.
Соли гидролизуются, легко обра-
зуя коллоидные растворы даже при
весьма большом разбавлении (см.
Радиоколлоиды). Получение чисто-
го Ро в основном сводится к отделе-
нию его от Bi и РЬ. Наиболее эф-
фективными методами отделения яв-
ляются электрохимия, выделение и
возгонка в вакууме. В практич. це-
лях Ро применяется гл. обр. для при-
готовления нейтронных источников.
Используется в качестве «-излуча-
теля как источник интенсивной иони-
зации (напр., для снятия электро-
статич. заряда).
ПОЛОСТЕЙ ЭФФЕКТ — метод
расчета, обычно применяемый для
определения ослабления в защите,
заполненной свинцовой или чугун-
ной дробью большого диаметра. В
этом случае защита содержит боль-
шое число маленьких полостей, и
расчет по методу приведенных тол-
щин может привести к ошибке, ес-
ли полости расположены на одной
прямой и образуют как бы канал для
прострела излучения.
Расчетным и эксперимент, путем
установлено, что эффективная тол-
щина защиты, равна:
•£эфф. = £дейст. (1 —V) • /,
где Гдейст. — действительная тол-
, . dv2	х
щина защиты; /=1-----------фактор
прострела; d — ср. расстояние меж-
ду полостями, выраженное в дли-
нах релаксации; v— объемная доля
полостей.
ПОЛУПРОВОДНИКОВЫЙ ДО-
ЗИМЕТР — дозиметрия, прибор с
воспринимающим органом в виде
полупроводника, электропроводность
к-рого изменяется под действием из-
лучений. П. д. применяются для
регистрации у-лучей и нейтронов.
Нек-рые полупроводники, напр. Ge,
практически нечувствительны к у-из-
лучению и реагируют только на ней-
тронное излучение. Пластинка из
полупроводника заключена в тонко-
стенную герметичную трубку из фто-
ристого углеводорода. П. д. облада-
ет линейной зависимостью измене-
ния проводимости от дозы облуче-
ния. П. д. широко применяются в
биологич. исследованиях для изме-
рения глубинных доз быстрых ней-
тронов.
ПОЛЯРИЗАЦИЯ АТОМА — сме-
щение электронов атома относитель-
но ядра под влиянием внешнего
электрич. поля. Наибольшее смеще-
ние претерпевают наиболее слабо
связанные с ядром валентные элект-
роны. Следствием П. а. является воз-
никновение дипольного электрич.
момента атома, величина к-рого т
пропорциональна напряженности по-
ля Е'. т—аЕ(а — коэфф., наз. поляри-
зуемостью атома). Поляризуемость
по порядку величины равна кубу
радиуса атома или иона.
Для атома водорода, напр.,
где г=0,5А — радиус атома. Поля-
ризуемость тем больше, чем больше
число электронов в атоме и
чем меньше ионизационный потен-
циал.
ПОЛЯРИЗОВАННЫЕ ЧАСТИЦЫ.
Микрочастицы (атомные ядра,
электроны, нуклоны, мезоны, гипе-
роны, у-кванты и т. д.) наз. поляри-
зованными, если у совокупности их
спинов имеется нек-рое выделенное
направление. Поскольку спин одно-
значно связан с магнитным момен-
том, для получения П. ч. часто ис-
пользуют магнитное поле..
Атомные ядра, напр., м. б. поля-
ризованы с помощью сильного маг-
нитного поля при сверхнизких тем-
пературах. Действие магнитного поля
на ядра во много раз усиливается,
если эти ядра входят в состав ионов
204
ПОРАЖАЮЩЕЕ ДЕЙСТВИЕ ПРОНИКАЮЩЕЙ РАДИАЦИИ
т. н. парамагнитных солей. Это объяс-
няется тем, что внешнее поле ориенти-
рует парамагнитный ион, магнитный
момент к-рого значительно больше
магнитного момента ядра, а сильное
wai гитное поле, обусловленное маг-
нитным моментом иона, в свою очередь
поляризует ядро. Ядра в металлах
м. б. поляризованы с помощью сово-
купности постоянного магнитного
ноля и перем, поля.
Исследование а- и f-распадов по-
ляризованных ядер дает важные
сведения о закономерностях этих
распадов. В частности, при изуче-
нии ^-распада поляризованных ядер
Со60 было обнаружено несохране-
ние четности в ^-распаде (см. Сохра-
нение четности).
Частицы в пучке наз. продольно
поляризованными, если направле-
ние их поляризовано параллельно
направлению пучка. Если направле-
ние поляризации перпендикулярно
направлению пучка, то поляриза-
ция наз. поперечной. Отклоняя пучок
частиц в электрич. и магнитных по-
лях или рассеивая его на атомах или
ядрах, можно изменять исходный ха-
рактер поляризации пучка. Это об-
стоятельство широко использовалось
при исследовании продольной поля-
ризации электронов при f-распаде.
Рассеяние пучков поляризованных
нейтронов и протонов на ядрах во-
дорода и др. элементов позволяет
выяснить спиновую зависимость ядер-
ных сил. Именно зависимость ядер-
ных сил от спина частиц приводит
к тому,что при рассеянии пучка непо-
ляризованных нуклонов на нек-рый
угол нуклоны в пучке поляри-
зуются. Исследование распадов по-
ляризованных нейтронов и pi-ме-
зонов дало возможность установить
существ, детали взаимодействия, при-
водящего к распаду этих частиц.
В самое последнее время объектом
физич. экспериментов стали поляри-
зованные гипероны. Опыты, проведен-
ные в 1957, показали, что А-гиперо-
ны, образующиеся в ядерных столк-
новениях с оч. большой энергией,
сильно поляризованы. Изучение рас-
падов и взаимодействий поляризо-
ванных гиперонов дает новые све-
дения об этих «странных» частицах.
ПОРАЖАЮЩЕЕ дёиствие ПРО-
НИКАЮЩЕЙ РАДИАЦИИ —пора-
жения, наносимые людям и жи-
вотным, а также нек-рым материалам
кратковрем. потоком у-лучей и нейт-
ронов, излучаемых при ядерном взры-
ве. П. д. п. р. на организм человека
и животных обусловливается биоло-
гическим действием ионизирующего
излучения. Поражение людей прони-
кающей радиацией приводит к лу-
чевой болезни.
Основной количеств, характеристи-
кой П. д. п. р. является доза гамма-
излучения, измеряемая в рентгенах,
и доза нейтронов, измеряемая в био-
логич. эквивалентах рентгенов (бэр).
Дозы радиации зависят от расстоя-
ния до места взрыва, от степени за-
щиты и калибра бомб. Число смер-
тельных случаев поражения людей
в результате П. д. п. р. в гг. Хироси-
ма и Нагасаки в Японии, на к-рые
были сброшены атомные бомбы в 1945,
составило от 5 до 15% общего количег
ства пораженных, при этом умерли те,
кто находился незащищенным на рас-
стоянии до 800 м от эпицентра взры-
ва. На расстоянии до 1200 м чи-
сло опасных для жизни случаев
доходило до 50%, а на расстоянии
более 2000 м опасных случаев пора-
жения проникающей радиацией не
наблюдалось.
П. д. п. р. ослабляется при про-
хождении через различные мате-
риалы:
Материал	При толщине слоя (см) материалов поражающее действие проникающей радиации ослабляется:				
	в 2 раза	в 4 раза |	| в 8 раз |	в 16 раз
Грунт 		14	28	42	56
Дерево 		25	50	75	100
Снег		50	100	150	200
Бетон 		10	20	30	40
Броня . . 		2,8	5,6	8,4	11,2
ПОРАЖАЮЩЕЕ ДЕЙСТВИЕ СВЕТОВОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
305
Открытые траншеи уменьшают дозу
радиации в 10—30 раз, броня танка
и др. бронированных машин — в
10—15 раз.
На различные предметы и технику
проникающая радиация не оказы-
вает вредного действия. Однако стек-
ла оптич. приборов от значит, доз
радиации темнеют, а фотоматериалы
от дозы облучения силой в 2—3 р
засвечиваются. П. д. п. р. заклю-
чается и в том, что многие химич.
элементы, входящие в состав почвы,
воды, продовольствия и т. п., под
действием нейтронов становятся ра-
диоактивными (см. Наведенная радио-
активность), в результате чего мест-
ность, вода и различные предметы
оказываются зараженными. При под-
водном ядерном взрыве почти вся
проникающая радиация поглощается
небольшим слоем воды, а при под-
земном взрыве она незначительна.
ПОРАЖАЮЩЕЕ ДЕЙСТВИЕ РА-
ДИОАКТИВНОГО ЗАРАЖЕНИЯ —
действие радиоактивных излучений
продуктов ядерного взрыва и боевых
радиоактивных веществ на людей и
животных, находящихся в заражен-
ной местности. Это действие во мно-
гом сходно с действием проникающей
радиации ядерного взрыва; в обоих
случаях при облучении организма
определ. дозой возникает лучевая
болезнь. ТЪ же происходит при попа-
дании радиоактивных веществ внутрь
организма. Радиоактивная заражен-
ность местности, воздуха, воды, бое-
вой техники, вооружения, продоволь-
ствия в значит, мере может затруд-
нять боевые действия войск в усло-
виях атомной войны.
Длительность П. д. р. з. зависит
от вида радиоактивных веществ и
способа заражения. После примене-
ния боевых радиоактивных веществ
значит, районы местности и объекты
м. б. заражены на время от неск.
часов до неск. месяцев. Степень и
размеры зон радиоактивной зара-
женности при ядерном взрыве зави-
сят от мощности и вида взрыва (воз-
душный, наземный, подземный, под-
водный), метеорология, условий, ха-
рактера местности и Ррунта. При
воздушном взрыве опасное заражение
наблюдается только в первые часы
после взрыва на небольшой площади
в районе эпицентра, где уровень ра-
диации может достигать 100 p/час и
более, в зависимости от калибра бом-
бы. При наземном взрыве местность
заражается по пути движения радио-
активного облака. Зараженная пло-
щадь в длину составляет неск. де-
сятков км и в ширину — неск. км,
а уровни радиации в районе взрыва
могут достигать неск. тыс. р в
час. Подземный взрыв характеризует-
ся еще большей зараженностью мест-
ности. Подводный взрыв создает за-
ражение воды и большого простран-
ства атмосферы. Боевой технике ра-
диоактивные вещества никакого вре-
да не причиняют, но без предохра-
нит. мер защиты могут наносить по-
ражение личному составу, использую-
щему эту технику.
ПОРАЖАЮЩЕЕ ДЕЙСТВИЕ СВЕ-
ТОВОГО ИЗЛУЧЕНИЯ при ядер-
ном взрыве — поражения, наноси-
мые ультрафиолетовыми видимыми
и инфракрасными (тепловыми) лу-
чами людям и животным в виде ожо-
гов различной степени, а также возго-
рание или обугливание воспламеняю-
щихся частей и деталей сооружений
зданий, вооружения, боевой тех-
ники, резиновых катков танков и
автомашин, чехлов, брезентов и др.
видов имущества и материалов. При
прямом наблюдении взрыва с близ-
кого расстояния световое излучение
причиняет повреждения сетчатке
глаз и вызывает временную потерю
зрения.
П. д. с. и. зависит от светового им-
пульса. Его величина зависит от ка-
либра бомбы или снаряда, вида взры-
ва, расстояния освещаемой поверхно-
сти от места взрыва и состояния атмо-
сферы. При сильном тумане, снегопаде
или в дождь П. д. с. и. уменьшается в
неск. раз. Под воздействием гл. обр.
тепловых (инфракрасных) лучей све-
тового излучения нагреваются раз-
личные тела. В зависимости оттемп-ры
нагревания возникает то или иное
поражение: воспламенение, обугли-
вание или ожоги. Различают ожоги
1-й, 2-й и 3-й степеней. Степень ожо-
гов зависит от расстояния до места
взрыва и длительности воздействия
светового импульса. При взрывах
306
ПОРАЖАЮЩЕЕ ДЕЙСТВИЕ УДАРНОЙ ВОЛНЫ ЯДЕРНОГО ВЗРЫВА
атомных бомб в 1945 над япон.
гг. Хиросима и Нагасаки ок. 50% всех
пораженных пострадало в основном
от светового излучения и пожаров.
При этом 3-ю степень ожогов откры-
тых частей тела получили люди, на-
ходившиеся на расстоянии до 1,5 км
от места взрыва, более слабые ожо-
ги (2-й степени) — до 2 км, легкие
ожоги (1-й степени) — до 4 км. Обуг-
ливание кожи человека наблюдалось
в радиусе до 1,2 км от центра взры-
ва. Транспортные и спец, машины
жет явиться основным поражающим
фактором. Вследствие прямолиней-
ности распространения светового из-
лучения любые непрозрачные пре-»
грады, даже обычное обмундирова-
ние и одежда, защищают тело от
ожогов.
При подводном и подземном взры-
вах П. д. с. и. не имеет практич. зна-
чения.
ПОРАЖАЮЩЕЕ ДЕЙСТВИЕ
УДАРНОЙ ВОЛНЙ ЯДЕРНОГО
ВЗРЫВА — поражения, наносимые
Фронт головной ударной волны
Фронт ударной
"чС -А волны
нал волна
Ближняя зона
Рис. 1. Схема воздействия ударной волны на горизонтальные и
вертикальные поверхности в зависимости от их положения
относительно атомного взрыва.

^Давление скоростного
напора
Давление отражения
R~
Дальняя зона
могут загораться на расстоянии от
1,5 до 2 км, в зависимости от светового
импульса, калибра бомбы или снаряда
и мощности взрыва. Радиус П. д. с. и.
увеличивается с ростомкалибра бомбы
ударной волной при взрыве ядерных
боеприпасов людям и животным, а
также разрушения сооружений, пози-
ций войск, зданий, повреждения бое-
вой техники и имущества. Поражения
Рис. 2. Зависимость поражающего действия ударной волны
от расстояния.
и при прозрачной среде примерно
пропорционален квадратному корню
из мощности бомбы. При взрыве тер-
моядерных водородных бомб большо-
го калибра световое излучение мо-
людям и животным наносятся не
только непосредственно ’ ударной вол-
ной (рис. 1), но и обломками разру-
шенных объектов. Степень П. д. у. в.
я. в. определяется величиной ее дав-
ПОСЛЕРАДИАЦИОННОЕ ДЕЙСТВИЕ
307
ления на поверхность объектов и за-
висит от мощности взрыва, расстоя-
ния до его эпицентра, высоты взры-
ва, характера местности и укрытий и
положения объектов относительно
движения ударной волны (рис. 2). G
увеличением мощности взрыва вели-
чины радиусов зон разрушающего П.
д. у. в. я. в. с одинаковым избыточным
ударной волны могут возникать по-
жары при разрушении печей и по-
вреждении электрич. и газовых сетей»
Радиус П. д. у. в. я. в. уменьшают про-
стейшие оборонит, сооружения—око-
пы, щели, блиндажи (в 1,5—3 раза),
броня танков, обратные скаты высот,
глубокие овраги, лесные массивы
и т. п. (рис. 3).
I нм О	/ нм
Рис. 3. Характер распространении и изменения давления ударной волны
на пересеченной местности.
Граница площади
поражения для
граница площади поражения
на пересеченной местности
давлением на фронте ударной водны
растут пропорционально корню ку-
бич. из тротилового эквивалента (при
условии той же пропорциональности
высот взрывов). Так, при увеличении
тротилового эквивалента в 10 раз
радиусы соответствующих зон пора-
жения увеличиваются примерно в
2,2 раза, при увеличении тротило-
вого эквивалента в 125 раз ра-
диусы поражения возрастают в
5 раз.
При воздушном взрыве атомной
бомбы среднего калибра с тротил о-
вььм эквивалентом 20 тыс. т разру-
шающее и П. д. у. в. я. в. характери-
зуется след, величинами радиусов
зон: сильное разрушение кирпичных
зданий — ок. 2 км, травмы средней
тяжести (у людей и животных— серь-
езная контузия всего организма, по-
вреждение органов слуха, кровоте-
чение из носа и ушей, переломы и
сильные вывихи конечностей) вне ук-
рытий — ок. 2 км, средние и слабые
разрушения зданий — 2—3 км, раз-
рушение остекления — до 8—12 км.
В насел, пунктах от воздействия
При подземных и подводных атом-
ных взрывах также образуются удар-
ные водныйсоответственно в грунте
и в подели лишь часть энергии расхо-
дуется на образование воздушной
ударной волны.
ПОРОГОВАЯ ДОЗА—минималь-
ная доза облучения, к-рая вызывает
к.-л. заметный эффект.
ПОСЛЕРАДИАЦИОННОЕ ДЕЙ-
СТВИЕ — протекание радиационно-
химич. процессов после прекраще-
ния действия излучений на вещества.
Природа и механизм П. д. в боль-
шинстве случаев еще мало изучены*
Предполагают, что такие процессы
обусловливаются существованием
долгоживущих возбужденных моле-
кул и распадом образующихся оч. не-
стабильных продуктов радиолиза, а
также накоплением «застрявших» ак-
тивных частиц (свободных радика-
лов), образующихся при действии из-
лучения в системах с высокой вязко-
стью (напр., в случае радиационной
полимеризации в\гетерогенной среде
и при глубоких превращениях в об-
лучаемых полимерах).
308
ПОСТОЯННАЯ РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА
ПОСТОЯННАЯ РАДИОАКТИВ-
НОГО РАСПАДА (к) — вероятность
распада атома за единицу времени;
обратно пропорциональна средней
продолжительности жизни атомов.
Связана с периодом полураспада Tv
,	0,693 а
соотношением Л — ~. Является
1 2
одной из основных характеристик
радиоактивных веществ.
ПОТЕНЦИАЛ НАЧАЛЬНЫЙ —
напряжение, к-рое надо приложить
к счетчику заряж. частиц, чтобы он
начал считать импульсы, при данном
регистрирующем устройстве, при-
меняемом для работы со счетчиком.
П. н. зависит от чувствительности
регистрирующего устройства, не
всегда одинаков и в общем случае
не равен порогу гейгеровской обла-
сти.
ПОТЕНЦИАЛЬНАЯ ЯМА — об-
ласть пространства с пониженным
значением потенциальной энергии
(см. Туннельный эффект),
ПОТЕНЦИАЛЬНЫЙ БАРЬЕР —
область пространства с повышенным
значением потенциальной энергии,
разделяющая области с более низ-
кими значениями потенциальной
энергии. В качестве примера кван-
товой системы с П. б. может служить
«-радиоактивное атомное ядро. Для
« частицы суммарная потенциаль-
ная энергия электростатич. отталки-
вания от ядра и притяжения к
ядру за счет ядерных сил образует
П. б., так как на малых расстоя-
ниях главную роль играют ядерные
силы, а на больших — электрические.
Согласно классич. механике, лю-
бая система с полной энергией Е,
меньшей, чем высота П. б. иМакс,
не может перейти в область, распо-
ложенную по другую сторону П. б.
Для перехода через П. б. такой си-
стеме необходимо сообщить доба-
вочную энергию, по крайней мере
равную разности Umclkc и Е. Напро-
тив, микросистема, подчиняющаяся
законам квантовой механики, имеет
определенную вероятность пройти
сквозь П. б., даже если ее энергия
меньше высоты П. б. Этим объяс-
няется «-распад ядер атомов, холод-
ная эмиссия электронов из металла
в сильном электрич. поле и мн. др.
явления. Если энергия микрочастицы
больше высоты П. б., то частица
(в отличие от макроскопич. тел) имеет
определенную вероятность отразить-
ся от П. б.
ПОТЕРЯ ЭНЕРГИИ ЛИНЕЙНАЯ
(тормозная способность) —
количество энергии, теряемой на
единице длины пути излучения
в веществе. II. э. л. , зависит как
от свойств излучения (заряда, энер-
гии и т. д.), так и от свойств веще-
ства (плотность, ат. н. и т. д.). Тя-
желые заряженные частицы теряют
свою энергию в основном на воз-
буждение и ионизацию атомов и мо-
лекул вещества (см. Плотность иони-
зации линейная). В этом случае
средняя потеря энергии на единице
пути удовлетворительно описывает-
ся формулой Бете:
Л-Z
dx mir
( In 2mv2	)
---------j-----ln(l-£2)-£2 | ,
где v — скорость падающей частицы,
т — ее масса, z — ее заряд, Z —
заряд ядер вещества, 7V — число ато-
мов в 1 см3 вещества, J — средняя
энергия возбуждения атомов веще-
ства, е — заряд электрона, £ — от-
ношение скорости частицы к ско-
рости света. Для p-излучения наряду
с потерями энергии на ионизацию
и возбуждение значит, часть состав-
ляют потери на тормозное излуче-
ние. П. э. л. у-излучения опреде-
ляется процессами фотохимия, по-
глощения, комптон-эффекта и т. п.
Относит, роль этих процессов за-
висит от энергии у-изл учения. Нейт-
роны теряют свою энергию гл. обр.
при взаимодействиях с ядрами’ веще-
ства.
ПОТОК ИЗЛУЧЕНИЯ — количе-
ство частиц (или квантов), проходя-
щих через единицу площади (ориен-
тированной в любом направлении) в
единицу времени. Величина П. и.
измеряется обычно в частиц!см*'сек
и обозначается пг>,- где п — плотность
частиц (напр., нейтронов на 1 сл<3),
a v —скорость частиц в см'сек. Вели-
чина П. и., помноженная на энергию
ПРЕДЕЛЬНО-ДОПУСТИМАЯ ДОЗА
309
частиц, называется потоком энергии
излучения и измеряется в Мэе см2 -сек.
Эти величины — основные в расче-
тах защиты от излучения.
ПРАЗЕОДЙМ Рг—.химич. эле-
мент III гр. периодич. системы, п. н.
59, ат. в. 140,92, принадлежит к
лантаноидам. Имеет один стабиль-
ный изотоп Рг141. При делении урана
в я дерном реакторе образуется Рг143
(Tt 2=12,14 дня, выход 5,4%); по ра-
диотоксичности Рг143 среднеопасен.
Стабильный изотоп Рг141 также об-
разуется при делении урана (вы-
ход 5,7%) и является «реакторным
ядом». Рг—металл, плоти, (a-мо-
дификации) 6,78 г/<ш3, t°пл 935°,
^кип ок- 3300°. В соединениях
3-валентен.
ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЙ усили-
тель — ламповый усилитель, уста-
навливаемый в непосредственной
близости от нейтронного датчика
для повышения уровня полезного
сигнала над уровнвлМ помех. Выход
П. у. соединяют длинным кабелем
с основным измерительным усили-
телем.
ПРЕДЕЛ ПРОЧНОСТИ (в р е-
менное сопротивление)—
характеристика прочности мате-
риалов, определяемая средним “на-
пряжением ав (обычно в кг1, мм2},
соответствующим макс, нагрузке Ртах
при растяжении гладкого образца.
Характеризует 2 различных меха-
нич. свойства: а) П. п. хрупких
(малопластичных при растяжении)
материалов (чугуны, мн. пластмас-
сы) определяет среднее сопротивле-
ние разрушению; б) П. п. пластичных
(при растяжении) материалов (кон-
струкц. и нержавеющие стали, мно-
гие циркониевые и алюминиевые
сплавы) определяет сопротивление
пластич. деформации. Величина ae
во 2-м случае близко связана с твер-
достью. При интенсивном облучении
отожженного алюминия возрастает
на 60%, железа и никеля — на 55—
60%, нерж, стали типа 18—8 (18%
Cr, 8%Ni)— на 2%.
ПРЕДЕЛ ТЕКУЧЕСТИ (п р е-
дел упругости) — напря-
жение (в кг1мм2), соответствующее
переходу от упругой к упруго-пла-
стич. деформации. Хотя П. т. яв-
ляется в реакторостроении одной из
важнейших расчетных характеристик,
поскольку определяет верхнюю гра-
ницу чисто упругого деформирования
деталей, эта граница имеет зна-
чение только для конструкции реак-
тора в целом: отдельные ее зоны мо-
гут при эксплуатации в определ. сте-
пени переходить в пластич. область
(за предел текучести) без ущерба
для надежности эксплуатации. П. т.
сильно повышается при облучении.
Напр., при дозе 1019 nvt (где nv —
нейтронный поток п-см~2- сек~х, а
t — время в сек.) повышение П. т.
составляет: для отожженного алю-
миния 100% (П. т. наклепанного алю-
миния при облучении почти не повы-
шается); для,конструкц. стали — ок.
50—60%; для нерж, стали типа 18—8
(18% Сг, 8% Ni) — ок. 150%.
ПРЕДЕЛЬНО-ДОПУСТИМАЯ ДО-
ЗА — доза ионизирующего излуче-
ния от внешнего или внутр, источни-
ка, к-рая, воздействуя на животный
организм постоянно в течение сколь
угодно длит, времени при условии
тотального облучения, не вызывает
в организме патологии, изменений.
Понятие П.-д. д. является относи-
тельным, о чем говорит неоднократ-
ное снижение уровня воздействия,
считающегося предельно-допусти-
мым. Впервые П.-д. д. была установ-
лена в 1925 в размере 10% кожной
эритемной дозы, что составляло ок.
60 р в год, или 0,2 р за рабочий день. В
1935 Международным конгрессом ра-
диологов была установлена П.-д. д.
в размере 0,1 р за рабочий день при
30 р за год. В 1950 Национальным
бюро стандартов США величина
П.-д. д. была снижена до 0,05 р в день;
аналогичная доза излучения (т. е.
0,05 р за рабочий день, или 0,3 р
за неделю, что составляет около 15 р
в год) принята в наст, время и в
СССР для лиц, подвергающих-
ся постоянному профессиональному
воздействию излучения, в качестве
П.-д. д. В связи с развитием атомной
пром-сти и систематич. испытаниями
ядерного и термоядерного оружия
возникла необходимость установить
П.-д. д. для значит, контингентов на-
селения и даже для населения всего
земного шара. Рекомендациями Меж-
310
ПРИВЕДЁННЫХ ТОЛЩИН МЕТОД
дународпбго комитета по радиологии,
защите (1955) П.-д. д. для всего на-
селения земного шара установлена в
размере 1,5 р в год (т. е. в 10 раз
меньше, чем на произ-ве). В СССР
для ограниченного контингента лиц,
могущих подвергнуться лучевому
воздействию, установлена и обеспе-
чивается П.-д. д., в 2 раза превы-
шающая естеств. фон радиоактивный,
т. е. 0,3 р в год.
ПРИВЕДЁННЫХ ТОЛЩИН МЕ-
ТОД — метод, применяемый при
расчете ослабления излучения с уче-
том полостей, располож. в защите.
П. т. м. пользуются в тех случаях,
когда источником излучения являет-
ся рассеянное излучение (не колли-
мированное), падающее на вторич-
ную защиту. Тогда приведенная тол-
щина равна отношению действит.
веса к произведению плотности на
площадь. Это означает, что расчет
защиты по приведенной толщине эк-
вивалентен расчету по действит. тол-
щине минус полная толщина пустот.
ПРИВОД УПРАВЛЯЮЩИХ
СТЕРЖНЕЙ — механизм перемеще-
ния управляющих стержней, состо-
ящий из зубчатых реек и зубчатых
колес, или ходовых винтов и гаек,
• пли лебедок с тросом и т. д. Эти ме-
ханизмы, осуществляющие преобра-
зование вращат. движения в по-
ступательное, соединяются с привод-
ным двигателем через редуктор. В
том случае, когда используется дви-
гатель с постулат, перемещением яко-
ря, редуктор со своими механизма-
ми может отсутствовать.
ПРИЦЕЛЬНОЕ РАССТОЯНИЕ
(параметр столкнове-
ния) — длина перпендикуляра, опу-
щенного из рассеивающего центра
на прямую, совпадающую с траек-
торией падающей частицы на бес-
конечном расстоянии от рассеиваю-
щего центра. П. р. есть понятие клас-
сич. механики. Момент количества
движения падающей частицы есть
mv$, где т — приведенная масса
системы, v— скорость на беско-
нечном расстоянии от рассеивающего
центра, р — П. р. В случае централь-
ного удара (т. с. когда угол откло-
нения 0=180°) р=0. В классич. ме-
ханике каждому значенито момента
соответствует вполне определенное
значение П. р. В квантовой механике
момент количества движения при-
нимает лишь дискретные значения
[h(l~\-y2), гр?!— целое число]; при-
чем минимальное приращение момен-
та по порядку величины равно Л.П.р.
в этом случае не принимает строго
определенного значения.Область воз-
можных значений П. р., соответствую-
щих данному значению момента
импульса, при измейении момента на
h смещается на —•
'	V/IV
ПРОБЕГ остаточный — путь,
проходимый в веществе заряженной
элементарной или ядерной частицей
до полного ее замедления и останов-
ки. Величина П. зависит от рода ве-
щества и является функцией энер-
гии^ заряда и массы частицы. II.
увеличивается с энергией частицы.
При заданной скорости П. примерно
пропорционален массе частицы и
обратно пропорционален квадрату
ее заряда. Л. часто выражают не в
длине проходимого пути (в см, мк
и т. п.), а в толщине проходимого
слоя вещества (в г!см? или. мг!см2).
ПРОБООТБОРНИК ДИСТАНЦИ-
ОННЫЙ — устройство для отбора
проб жидкостей из резервуаров и
трубопроводов в пром, или лабо-
раторных условиях через защитную
стенку. П. д. состоит из съемной
пипетки, соединенной посредством
капиллярной трубки с плунжером и
резервуаром, наполненным минераль-
ным маслом, к-рое засасывает и вы-
тесняет пробы. Пипеткой управляют
посредством манипуляторов. Опера-
ция наполнения и опорожнения пи-
петки регулируется по показаниям
стрелочного индикатора, соединен-
ного с микрометрия, винтом и про-
градуированного в десятых долях
мкл. П. д. смонтирован на штативе
и перемещается над защитной стен-
кой в вертикальном, радиальном и
горизонт, направлениях. Для перио-
дич. отбора проб применяется про-
боотборник периодич. действия. Для
отбора проб в горячих камерах поль-
зуются крановым пробоотборником, в
к-ром микробюретка с электроприво-
дом установлена па миниатюрном
мостовом кране, а управление меха-
ПРОМЫШЛЕННЫЙ РЕАКТОР
311
низмом производится кнопочными вы-
ключателями, размещенными на конт-
рольной панели вне камеры.
ПРОМЕЖУТОЧНОЕ ЯДРО (с о-
ставное ядро) — неустойчивое
атомное ядро (с), образующееся на
промежуточной стадии ядерной реак-
ции типа	в резуль-
тате слияния взаимодействующих
ядерных частиц а и b и распадаю-
щееся через нек-рое время на конеч-
ные продукты реакции d и е. В осно-
ве понятия «П. я.» лежит представ-
ление об ядре как о систвхме частиц,
характеризуемой очень сильным вза-
имодействием и короткодействующи-
ми силами. Если падающая частица
попадает в область действия ядерных
сил, то ее энергия успевает распреде-
литься среди всех входящих в состав
ядра частиц задолго до того, как
сможет произойти вылет к.-л. ча-
стицы. Поэтому состояние П. я., а
также способ его распада уже не бу-
дет зависеть от пути его образования.
Время жизни П. я. составляет обыч-
но ок.10"14—10"15 сек.Оно велико по
сравнению с «естественным ядерным
временем», т. е. временем, необходи-
мым для того, чтобы нейтрон пересек
ядро. Это время — порядка 10~21 сек.
В тех ядерных реакциях (с участием
дейтронов, при больших энергиях
налетающих частиц и др.), где обра-
зование конечных продуктов реак-
ции происходит за гораздо более
короткие промежутки времени, по-
нятие «П. я.» теряет смысл.
ПРОМЕЖУТОЧНЫЕ НЕЙТРО-
НЫ — замедленные нейтроны, об-
ладающие энергией в интервале 1—
1000 эв. Этот термин был введен
применительно к нейтронам в реак-
торе. Ядерный реактор, в к-ром де-
ления в основном вызываются ней-
тронами этих энергий, наз. реакто-
ром на П. н. Подробнее см. Резо-
нансные нейтроны.
ПРОМЕТИЙ Pm — радиоактив-
ный химич. элемент III гр. перио-
дич. системы, относится к лантано-
ид ам7 п. н. 61, массовое число наи-
более долгоживущего изотопа 145.
Длит, поиски стабильных изотопов
Pm в природе не привели к положит,
результатам. Первое неопровержи-
мое доказательство существования
радиоактивных изотопов этого эле-
мента (Pm147 и Pm149) было полу-
чено в 1945 в результате хромато-
графии. разделения фракции редко-
земельных элементов, образующихся
при делении U235 тепловыми нейтро-
нами. Выход этих изотопов при деле-
нии составляет соответственно 2,6
и 1,3%. В результате суточной ра-
боты реактора с мощностью 100 мгвт
м. б. получено ок. 1,5 г осколочного
Pm. Известно более 10 радиоактив-
ных изотопов Pm, получаемых по
разнообразным ядерным реакциям,
из них Pm145 (Ti/2 ок. 30 лет)— наи-
более долгоживущий.В индикаторных
исследованиях применяются Pm147
(Тц2 =2,66 года) и Pm149 (Тц2= 54 ча-
сам). Pm147 относится к группе наибо-
лее токсичных изотопов. В литературе
пока не имеется указаний относи-
тельно получения Pm в свободном
состоянии. В химич. отношении Pm
ведет себя как типичный редкозе-
мельный элемент. В своих соедине-
ниях он 3-валентен. Получены весо-
мые количества нек-рых чистых со-
единений Pm: PmCl3, Pm(NO3)3, пред-
ставляющих собой желтое и розовое
твердые вещества.	_
ПРОМЫШЛЕННЫМ РЕАКТОР —
устройство, в к-ром осуществляется
управляемая цепная реакция деления
ядер тяжелых элементов с целью
пром, использования выделяющейся
энергии или получающихся изото-
пов. На нач. стадии развития ядер-
ной техники реакторы строились
лишь с исследовательскими и экспе-
римент. целями. Создание П. р. ха-
рактеризуется стадией ядерных ис-
следований, когда уже разработаны
проверенные конструкции элементов
реактора и изысканы надежные
конструкц. материалы., Основной
тип П. р.— энергетический реактор,
является теплогенерирующей частью
ядерной электростанции, выполняю-
щей ту же роль, к-рую в обычной
тепловой электростанции выполняет
котельная установка. В действую-
щих ядерных электростанциях тепло,
выделяющееся в активной зоне, пе-
реносится в парогенератор. Рабочее
тело вторичного контура преобразует
получаемую теплоту. в механич.
энергию с помощью тепловых дцига*
312
ПРОНИКАЮЩАЯ РАДИАЦИЯ АТОМНОГО И ТЕРМОЯДЕРНОГО ВЗРЫВА
телей Паровых или газовых турбин.
Для произ-ва изотопов, а также вос-
производства ядерного топлива при-
мел яется реактор-размножителъ.
ПРОНИКАЮЩАЯ РАДИАЦИЯ
АТОМНОГО И ТЕРМОЯДЕРНОГО
ВЗРЫВА — поток радиоактивных
излучений, обладающих большой
проникающей способностью. Такими
излучениями являются гамма-лучи и
нейтроны, к-рые могут проникать
па расстояния, измеряемые многи-
ми сотнями м. Несмотря на то, что
на значительные расстояния прони-
кает примерно 1% от энергии взры-
ва, это количество у-лучей и нейт-
ронов способно вызвать серьезные
поражения людей. Величина суммар-
ных доз излучения зависит от вида
взрыва, калибра атомной или водоро-
дной бомбы и расстояния от центра
взрыва. При воздушных взрывах
дозы облучения (при прочих равных
условиях) всегда меньше, чем при
наземных.
ПРОПОРЦИОНАЛЬНАЯ ОБ-
ЛАСТЬ СЧЁТЧИКА — диапазон ра-
бочих напряжений счетчика или
импульсной ионизационной камеры,
при к-ром величина импульса вторич-
ных ионов пропорциональна числу
первичных ионов, созданных в газе
регистрируемой частицей. Отноше-
ние числа вторичных ионов к числу
первичных наз. газового усиления ко-
эффициентом. Его величина может
достигать 1000, благодаря чему зна-
чительно облегчается регистрация
импульсов счетным устройством. .
ПРОПОРЦИОНАЛЬНОГО УСИ-
ЛЕНИЯ ОБЛАСТЬ — область рабо-
чих напряжений счетчика, в к-рой
газового усиления коэффициент не
зависит от нач. ионизации, произ-
веденной в счетчике, вследствие чего
собранный нитью заряд строго про-
порционален нач. ионизации. В
П. у. о. обычно работает пропорцио-
нальный счетчик.	_
пропорциональный сер-
воусилитель — электрич., гид-
равлич. или др. типа усилитель, ис-
пользуемый в следящей системе и
предназнач. для усиления сигнала
рассогласования, поступающего от
сравнивающего устройства. Выход-
ной сигнал П. с. в рабочей части сво-
ей характеристики пропорционален
сигналу рассогласования. Выходной
сигнал подается ненос редств. на ис-
полнительный двигатель или на вход
следующего, более мощного усилите-
ля, напр. электромашинного. Коэфф,
усиления П. с. при регулировании
мощности реактора может достигать
1014—1015. Часто П. с. представляет
собой сложную систему с неск. элек-
тронными, полупроводниковыми или
магнитными усилителями, с внутр,
обратными связями для повышения
их устойчивости.
ПРОПОРЦИОНАЛЬНЫМ СЧЁТ-
ЧИК— счетчик, в к-ром для усиления
ионизации, создаваемой ионизирую-
щей частицей в его рабочем объеме,
используется несамостоят. разряд,
и электроны, создаваемые внутри
счетчика, двигаясь в электрич. поле,
приобретают энергию, достаточную
для ионизации ударом. При этом
они создают новые ионы и электро-
ны, к-рые в свою очередь начинают
участвовать в ионизации, образуя,
т. о., лавину ионов. Величина им-
пульса в П. с., при небольших коэфф.
газового усиления, пропорциональна
величине нач. ионизации, созданной
в счетчике ионизирующей частицей.
П, с. разнообразны по конструкции,
наполнению, геометрии разрядного
промежутка и др.
ПРОПУСКАНИЯ СХЕМА — уст-
ройство для селекции (отбора) эле-
ктрич. импульсов напряжения во
времени. Схема пропускает импульсы
лишь в то время, когда на нее по-
дается управляющее напряжение.
Если управляющее напряжение не
подано, то импульсы не проходят.
Т. о., имеется возможность отби-
рать лишь те импульсы, к-рые сов-
падают во времени с к.-л. процессом.
П. с. широко применяются в раз-
личных электронных приборах, об-
служивающих ядерную физику: ана-
лизаторах, счетных машинах и др.
Они служат, напр., для блокиров-
ки, т. е. для того, чтобы преградить
путь импульсам в к.-л. блок анали-
затора или счетной машины, если
этот блок в данный момент не долг
жен их принимать. В зависимости
от конкретных требований П. с. мо-
гут строиться на полупроводниковых
ПРОТОН
313
или электровакуумных приборах.
ПРОПУСКАЮЩАЯ схема —
то же, что пропускания схема.
ПРОСВЕЧИВАНИЕ СТАЛИ ГАМ-
МА-ЛУЧАМИ — см. Г амма-дефек-
тоскопия
ПРОСТРЕЛ ИЗЛУЧЕНИЯ — ло-
кальные пучки излучения, проходя-
щие через щели, пустоты и неплот-
ности в защите ядерных реакто-
ров. Слой материала, составляю-
щий защиту, всегда пронизан про-
ходящими через него трубами, бал-
ками, конструктивными деталями, че-
рез которые может проникать ней-
тронное или у-излучение. Через ще-
ли, возникающие в результате раз-
рушения защиты (например, рас-
трескивания), также могут прохо-
дить узкие пучки излучения. Для
ликвидации П. и. при конструиро-
вании защиты стараются придать
трубопроводам и щелям форму усту-
па, чтобы снизить интенсивность пря-
мого излучения.
ПРОТАКТИНИЙ Ра — радиоак-
тивный химич. элемент семейства ак-
тиноидов, п. н. 91, массовое число
наиболее долгоживущего изотопа 231.
Выделен и идентифицирован в 1918.
Встречающийся в природе единств,
долгоживущий изотоп Ра231— дочер-
нее вещество урана U235 — является
а-излучателем с Z1/2—3,43-104 лет.
Ввиду ничтожной распространеннос-
ти Ра добыча его из природных источ-
ников затруднена. Ра231 м. б. выде-
лен из сбросных растворов произ-ва
U233, т. к. образуется при облу-
чении Th по реакции Th232 (п, 2п)
Th231XPa231. Известны изотопы Ра
с массовыми числами от 225 до 236.
Практически важным является Ра233
а-излучатель с Т^2=27,1 дня, про-
межуточный продукт произ-ва U233.
Ра существует в водных растворах в
4- и 5-валентпом состояниях. Наибо-
лее устойчив 5-валентный Ра, к-рый
восстанавливается до 4-валентного
амальгамой Zn; на воздухе Ра1Уоки-
сляется. Соединения Ра легко ги-
дролизуются. От других элементов
Ра отделяется либо адсорбцией на
МпО2, либо экстракцией органич.
растворителями из солянокислой
среды.
ПРОТИВОАТОМНАЯ ЗАЩИТА
(ПАЗ) — комплекс мероприятий,
проводимых войсками и местной про-
тивовоздушной обороной (МПВО) по
защите войск и военных объектов,
населения, населенных пунктов, объ-
ектов нар. х-ва и транспорта от дейст-
вия атомного и термоядерного ору-
жия. П. з. в системе МПВО включает
проведение различных инженерно-
технич., противорадиационных, про-
тивопожарных , светомаскировочных,
мед. мероприятий,организацию и под-
готовку спец, служб, формирований
и учреждений МПВО, средств за-
щиты и технич. оснащения и др.
В СССР обучение населения П. з.
проводится в кружках П. з., где насе-
ление изучает действие поражающих
факторов атомного оружия, а также
меры защиты от него. Знание населе-
нием основных требований П. з., пра-
вил поведения по сигналам МПВО и
при ликвидации последствий нападе-
ния с воздуха, умение правильно и
быстро использовать коллективные и
индивидуальные средства для защи-
ты в условиях нападения с воздуха
призвано значительно уменьшить
или вообще избежать людских по-
терь;
ПРОТИИ Н1 — наиболее распро-
страненный (ок. 99,98%) изотоп во-
дорода с массовым числом 1, т. н.
легкий водород.
ПРОТОН GH1, р) (от греч.
TzpaiToq — первый) — устойчивая эле-
ментарная частица с массой 1836
электронных масс и положит.
элементарным электрическим заря-
дом. П. является ядром самого лег-
кого изотопа водорода, вместе с ней-
тронами входит в состав всех ядер
атомных. Спин П. равен % • Магнит-
ный момент П. равен 2,7927 ядерного
магнетона. П. и нейтроны носят
общее назв. «нуклоны», т. к. могут
рассматриваться как 2 разных со-
стояния единой ядерной частицы —
нуклона. В ядре они могут взаимно
превращаться друг в друга. Извест-
но большое число ядерных реакций,
в к-рых испускаются П. Искусствен-
ное ускорение 11. широко исполь-
зуется для осуществления различных
ядерных реакций. Напр., при доста-
точно высоких энергиях П. прймб*
314
ПРОТОННЫЙ СИНХРОТРОН
няются ДЛЯ получения мезонов.Анти-
частицей П. является антипоотон.
протонный синхротрон —
см. Синхрофазотрон.
ПРОТОЧНЫЙ счётчик. — счет-
чик, внутри к-рого во время измере-
ний постоянно поддерживаются тре-
буемые состав и давление газовой
смеси путем непрерывной прокачки
через него рабочего газа.
ПРОФИЛАКТИКА ЛУЧЕВОЙ
БОЛЕЗНИ — предупреждение раз-
вития лучевой болезни у человека или
у экспериментальных животных.
П.л. б. подразделяется на санитарно-
гигиенич., базирующуюся на обес-
печении условий, исключающих воз-
можность облучения организма (см.
Радиационная безопасность), и меди-
каментозную, основанную на защит-
ном действии нек-рых веществ, вво-
димых в организм перед облучением.
Среди защитных веществ, обладаю-
щих профилактич. действием, на пер-
вом месте стоят вещества, содержа-
щие сульфгидрильные (—SH) груп-
пы: глютатион, цистеин, меркапто-
этиламин и др. Значит, защитный эф-
фект в эксперименте оказывает также
создание условий, понижающих ра-
диочувствительность организма: об-
лучение в состоянии кислородного
голодания; облучение при понижен-
ном парциальном давлении кисло-
рода; введение цианидов и нитросо-
едпнений, снижающих содержание
или парциальное давление кислорода
в крови; введение нек-рых витаминов
(напр., Вв— пиридоксина), различ-
ных стимуляторов кроветворения, ве-
ществ, препятствующих развитию
геморрагического синдрома, и т. д.
Большинство известных в настоя-
щее время профилактич. мер повы-
шают выживаемость эксперименталь-
ных животных по сравнению с кон-
трольными в условиях однократного
воздействия в летальных дозах (обыч-
но в качестве критерия берется доза
половинной выживаемости) на 30—
40%.
Методы П. л. б. при длит, воз-
действии излучения на организм, при-
водящем к развитию хронич. лучевой
болезни, в частности при внутрен-
нем облучении от инкорпорирован-
ных радиоактивных веществ, изу-
чены сравнительно слабо, и меры
профилактики в этом случае не дают
заметного эффекта.
ПРЯМОЕ ДЕЙСТВИЕ (в ра-
диационной химии) —пре-
вращение растворенного вещества в
результате непосредств. поглощения
им энергии ионизирующего излуче-
ния. См. также Косвенное действие.
ПРЯМОЕ ДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕ-
НИЯ— 1) Возникновение биологич.
эффекта в результате взаимодейст-
вия ионизирующей частицы («-части-
цы, протона, электрона) с элементом
животной или растит, клетки, в ре-
зультате чего наступают необрати-
мые изменения. На представлении
о прямом поражении т. н. «чувстви-
тельного объема» основана мишени
теория. В наст, время считается,
что генетич. действие излучения яв-
ляется результатом действия иони-
зирующей частицы как на хромо-
сомный аппарат, так, и на цито-
плазму клетки.
2) Возникновение биологич. эффек-
та в месте приложения действия
ионизирующего излучения; к этой
категории явлений следует отнести
прежде всего такие эффекты, как
кожные реакции (эритема лучевая),
стерилизацию при облучении по-
ловых желез, разрушение опухо-
лей путем прямого облучения и др.
местные эффекты облучения.
ПРЯМОЛИНЕЙНЫМ МАНИПУ-
ЛЯТОР — манипулятор, у к-рого
движения исполнительного механиз-
ма происходят прямолинейно в трех
взаимно перпендикулярных направ-
лениях.
ПРЯМОТОЧНЫЙ РЕАКТОР —
ядерный реактор с газовым охлаж-
дением, в к-ром теплоноситель про-
ходит весь путь охлаждения тепло-
выделяющих элементов в одном на-
правлении.
ПУЗЫРЬКОВАЯ КАМЕРА — при-
бор для регистрации следов за-
ряженных частиц. Действие П. к.
основано на том, что заряженные ча-
стицы при своем полете создают вдоль
траектории в жидкости центры па-
рообразования. Эти центры в ус-
ловиях достаточного перегрева мо-
гут дать начало роста пузырькам
пара до размеров, при к-рых их мож-
ПУСК РЕАКТОРА
315
но наблюдать или фотографиро-
вать. Измерение ионизирующей спо-
собности частиц и углов многократ-
ного рассеяния позволяет оценивать
скорость и энергию частиц.
. ПреимуществОхМ П. к. перед Виль-
сона камерой и фотоэмульсиями яв-
ляется возможность изучения эле-
ментарных процессов в плотной и
однородной по составу среде. Од-
нако вследствие ничтожно малого
времени жизни центров парообразо-
вания (ок. 1 мксек) не удается со-
здать управляемую П. к., что являет-
ся ее недостатком.
Рабочими жидкостями в П. к.
служат водород (жидководородная
камера), азот, пропан, пентан, фре-
он, ксенон, эфир и др. В физич.
измерениях широко применяется про-
пановая П. к. Начальная темп-ра
и давление в пропановой П. к. со-
ставляет 65° и 35—40 ат\ послед-
нее превышает упругость паров про-
пана (23 ат), что существенно для
уменьшения цикла работы камеры.
Начальная темп-ра и давление сни-
жаются . при пользовании смесью
газа и жидкости. Так, П. к., напол-
ненная смесью пропана и этана, ра-
ботает при темп-ре, 25° и давлении
30 ат. П. к. широко применяются
для работы на ускорителях, в к-рых
начало цикла расширения можно
согласовать с моментом входа частиц
в камеру.
ПУЛЬТ УПРАВЛЕНИЯ РЕАК-
ТОРОМ— стол с горизонтальной или
наклонной панелью, для сосре-
доточения важнейших устройств и
приборов, необходимых оператору
для дистанц. контроля и управления
работой реактора, располагаемый
за надежной защитой от радиоак-
тивных излучений. Приборы, кон-
тролирующие наиболее существ, па-
раметры реактора, и ключи управле-
ния сосредоточены в непосредств.
близости от рабочего места опера-
тора. На П. у. р. устанавливаются
приборы, контролирующие уровень
нейтронного потока, темп-ру реак-
тора, положение регулирующих, ком-
пенсирующих и аварийных стержней,
расход и параметры теплоносителя
и др. На нем же расположены устрой-
ства, сигнализирующие о неисправ-
ности того или иного агрегата и на-
рушении норм, режима работы ре-
актора.
На П. у. р. размещаются также
задатчик уровня мощности, переклю-
чатель регулирования с ручного на
автоматич., устройство управления
положением стержней, регулятор рас-
хода теплоносителя, кнопка вклю-
чения аварийной защиты. П. у. р.
устанавливается совместно со щи-
том управления реактором.
ПУНКТ СПЕЦИАЛЬНОМ ОБРА-
БОТКИ (воен.)— место проведения
обезвреживающих мероприятий при
ликвидации последствий атомного
нападения: полной сан. обработки
людей, полной дезактивации (дега-
зации) различного имущества и
транспорта, дезактивации одежды и
снаряжения. П. с. о. включает:
контрольно-распределит. пункт для
дозиметрического контроля, площад-
ки для сан. обработки и дезактива-
ции. П. с. о. развертывается при не-
обходимости по распоряжению служб
МПВО в районах, имеющих хорошие
укрытия, подъездные пути и водо-
источники, желательно вблизи от
объектов, требующих спец, обра-
ботки людей и имущества.
ПУСК РЕАКТОРА — перевод
ядерного реактора из состояния без-
действия в режим, ’ обеспечивающий
контролируемый уровень мощности.
В реактор помещается источник ней-
тронов так, чтобы нейтроны на пути
движения к детектору проходили
через топливо. После того, как де-
тектор зарегистрирует неск. ней-
тронов, начинают медленно выдви-
гать управляющие стержни. Стерж-
ни выдвигаются на определ. величи-
ну, затем следует выдержка в тече-
ние неск. сек. Эта операция повто-
ряется до тех пор, пока, поток не до-
стигнет значения 10“6—10 “’полно-
го; затем включается измеритель
периода, и реактор можно переве-
сти па полную мощность с уста-
новившимся периодом в 10—30 сек.
При повторном пуске предполагается,
что реактор длит, время работал на
значит, уровне мощности, а затем был
остановлен. Операции повторного
пуска реактора облегчаются, т. к.
уровень нейтронного потока в тече-
316
ПУСКОВАЯ АППАРАТУРА
иие неск. часов поддерживается в ди-
апазоне измерения периода (10“7—
10“5 полной мощности).
ПУСКОВАЯ АППАРАТУРА—ком-
плекс измерит, приборов, обес-
печивающий безопасный пуск ре-
актора'. обычные и логарифмич.
измерители скорости счета, измерите-
ли периода, измерители уровня мощ-
ности и др.
пусковой источник ней-
тронов — искусств, источник ней-
тронов, вводимый в активную зону
реактора для облегчения определе-
ния состояния его критичности при
пуске. Чаще всего в качестве П. и. н.
используется (Ро — а — Be) ней-
тронный источник.
П. и. и. либо вводится в активную
зону реактора только на время пу-
ска, либо м. б. вмонтирован в реак-
тор на все время его работы.
ПУСКОВОЙ РЕЖИМ РЕАКТО-
РА — процесс выведения реактора с
нулевой мощности на контролируе-
мый уровень мощности. См. Пуск
реактора.
ПУСКОВОЙ СТЕРЖЕНЬ —уст-
ройство, обеспечивающее возмож-
ность выведения ядерного реактора
с нулевой мощности на контролируе-
мый уровень. Скорость перемещения
П. с. невелика, чтобы в нач. диапа-
зоне, когда невозможен контроль за
периодом реактора, не произошло
значит, изменения реактивности и
реактор не стал бы мгновенно кри-
тическим. Периоды извлечения П. с.
чередуются с паузами. П. с., как и
др. стержни управления, обычно из-
готовляется из материалов с боль-
шим содержанием В или Cd, обла-
дающих большим сечением погло-
щения тепловых нейтронов. В не-
которых случаях в качестве П. с. ис-
пользуются компенсирующие стерж-
ни.
ПУСКОВОЙ СЧЁТЧИК — бор-
ный счетчик или счетчик деления,
опускаемый в один из каналов ак-
тивной зоны на время пуска реак-
тора и извлекаемый из пего при
больших нейтронных потоках. Часто
пусковым наз. также счетчик, упот-
ребляемый совместно с пусковой ап-
паратурой реактора.
ПУШКА КОБАЛЬТОВАЯ — см.
Кобальтовая пушка.
РАБОЧАЯ ЗАГРУЗКА РЕАКТО-
РА — количество топлива в актив-
ной зоне реактора, обеспечивающее
номинальный режим его работы.
Р. з. р. на высокообогащенном топ-
ливе колеблется в пределах неск. кг,
в то время как Р. з. р. на природ-
ном металлич. уране достигает неск.
десятков т.
РАБОЧИЙ КАНАЛ РЕАКТОРА —
канал, заключающий теплоно-
ситель. Р. к. р. ограничен либо твер-
дым замедлителем, либо конструкц.
материалами, либо поверхностями
тепловыделяющих элементов, либо
всеми этими поверхностями одновре-
менно. См. Канал реактора.
РАД (rad, radiation ab-
sorbed dose) — единица по-
глощенной энергии ионизирующего
излучения, соответствующая физи-
ческой дозе любого излучения, при
действии к-рой в 1 г (в 1 см3) веще-
ства поглощается 100 эргов. Т. к.
при действии дозы в 1 р в 1 г ткани
поглощается 83 эрга, то 1 рад соот-
ветствует дозе в 1,12 р или 1,19 фэр.
Эта единица принята на 7-м Меж-
дународном конгрессе радиологов в
Копенгагене в 1953, в СССР офи-
циально не принята.
РАДИАЛЬНО-ФАЗОВОЕ ДВИ-
ЖЕНИЕ — движение частиц в ци-
клических резонансных ускорителях
заряженных частиц в процессе ради-
ально-фазовых колебаний, обуслов-
ленных механизмом автофазиров-
ки. При радиально-фазовых коле-
баниях происходят взаимосвязанные
изменения фазы прохождения части-
цы через ‘ускоряющее устройство,
энергии и радиуса орбиты частицы.
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАС-
НОСТЬ — комплекс условий, при ко-
торых обеспечивается безопасная ра-
бота на предприятиях, производящих
РАДИАЦИОННАЯ ГЕНЕТИКА
317
атомную энергию, вюричное ядерное
топливо и радиоактивные изотопы, а
также при использовании радиоак-
тивных изотопов и излучений в про-
изводств. и лабораторных условиях.
Р. б. обеспечивается: а) защитой
источников излучения путем соору-
жения защитных устройств: бетонная
защита реакторов, защита рентге-
новских установок посредством бе-
тона и листового свинца, защитные
корпуса установок, использующих
у-радио активные изотопы, напр.
Со60, Cs137, применение для смот-
ровых окон свинцового стекла (за-
щитное стекло) и т. д. (см. Биологи-
ческая защита)} б) ограничением вре-
мени работы в местах, где радиоак-
тивный фон превышает предельно
допустимый уровень; в) примене-
нием защитной одежды при рабо-
те в помещениях, загрязненных ра-
диоактивными веществами (защит-
ных комбинезонов, пневмокостюмов и
скафандров, защитной обуви ит. д.);
г) системой дозиметрического кон-
троля} д) применением дистанцион-
ного управления и манипуляторов при
работе с радиоактивными вещест-
вами.
Р. б. населения обеспечивается пу-
тем удаления и обезвреживания твер-
дых, жидких и газообразных радио-
активных отходов: газообразных и
аэрозолей — путем установки спец,
фильтров и др. улавливающих уст-
ройств в местах, где они образуются;
твердых и жидких — собиранием их
в емкости с последующим «захороне-
нием», к-рое исключало -бы всякую
возможность проникновения радио-
активных веществ во внешнюю среду
(см. Радиоактивные отбросы). Ус-
ловия Р. б. являются предметом изу-
чения спец, науки — радиационной
гигиены.
РАДИАЦИОННАЯ ВУЛКАНИ-
ЗАЦИЯ (радиационное сши-
вание) — процесс образования по-
перечных связей между молекулами
полимеров в результате действия на
них ионизирующих излучений. Р. в.
является радикальным нецепным про-
цессом с относительно невысоким ра-
диационно-химич. выходом (от неск.
десятых до неск. единиц поперечных
связей — «сшивок», на 100 эв). Об-
разование поперечных связей в про-
цессе Р. в. происходит гл. обр. в
результате рекомбинации полимер-
ных радикалов; следует также учи-
тывать возможность взаимодействия
радикалов с двойными связями с
возбужденными молекулами. Меха-
низм образования поперечных связей
еще недостаточно ясен. В результате
Р. в. происходит существ, изменение
физич. и механич. свойств полиме-
ров, что обусловливается образова-
нием в них пространств, сетки. Так,
при Р. в. наблюдается непрерывное
увеличение молекулярного веса по-
лимеров; на определ. стадии про-
цесса полимеры теряют способность
растворяться и перестают плавиться
при повыш. темп-pax. Одновременно
с этим происходит увеличение эла-
стического модуля, прочности, па-
дение относит, удлинения, изменение
диэлектрич. и нек-рых др; свойств.
Р. в подвержены как насыщенные
полимеры (большинство пластиков),
так и ненасыщенные (натуральный
и синтетич. каучук). Для 1-й группы
полимеров в ряде случаев этот спо-
соб является единственно возможным
для получения материалов с про-
странств. сеткой. Р. в. каучуков от-
личается от обычной вулканизации
полным отсутствием к.-л. вулкани-
зующих агентов и проведением про-
цесса без применения высоких темп-р
и давлений.
РАДИАЦИОННАЯ ГЕНЕТИКА—
раздел генетики (науки о наследст-
венности и изменчивости организ-
мов), изучающий влияние проникаю-
щей радиации на изменение на-
следств. свойств растит, и животных
организмов. Генетич. действие излу-
чений открыто советскими учеными
Г. А. Надсоном и Г. С. Филипповым
в их работе с микроорганизмами в
1925 и в 1927 Г. Меллером (США)
на животных —дрозофиле, и А. Стад-
лером (США) —-на растениях. По-
сле открытия атомной энергии про-
водились исследования на мышах,
положившие основу Р. г. млеко-
питающих. Р. г. установлена прямая
зависимость частоты возникающих
мутаций от суммарной дозы излуче-
ния и отсутствие порога генетич.
действия - радиации; можно считать
318
РАДИАЦИОННАЯ ГИГИЕНА
экспериментально доказанным, что
любая сколь угодно малая доза ра-
диации может повлечь образование
мутаций. Р. г. человека базируется
на указанных эксперимент, данных и
в последние годы, в связи с возра-
стающей опасностью хронич. луче-
вого воздействия (в результате за-
грязнения земли продуктами ядер-
ных взрывов) на большие контин-
генты населения, привлекает серьез-
ное внимание исследователей. Р. г.
является основой радиационной се-
лекции растений, находящей некото-
рое применение в практике.
В последующем этот факт был за-
фиксирован применительно к ряду
других объектов.
РАДИАЦИОННАЯ ГИГИЕНА —
раздел гигиены, изучающий влияние
ионизирующей радиации на здо-
ровье человеч. коллективов и раз-
рабатывающий мероприятия по обес-
печению их защиты от этих влия-
ний. В соответствии с этим Р. г.
охватывает след, круг вопросов:
дозиметрия и защита от ионизир.
излучения на произ-ве; индивиду-
альная защита персонала при ра-
боте с радиоактивными вещества-
ми (в частности, вопросы защитной
одежды); изучение условий труда на
произ-ве и при работе с радиоактив-
ными веществами; установление норм
Загрязненности рабочих поверхностей
и воздуха произв. помещений; уда-
ление и обезвреживание радиоактив-
ных отходов; изучение условий за-
грязнения радиоактивными вещест-
вами воздуха, воды, почвы и пище-
вых продуктов. Ведущие учрежде-
ния СССР, занимающиеся вопросами
Р. г.: Ип-т гигиены труда и проф-
заболеваний им. Обуха (Москва),
Ин-т радиационной гигиены (Ле-
нинград).
РАДИАЦИОННАЯ ДЕСТРУК-
ЦИЯ — преимуществ, разрыв глав-
ных цепей полимеров с последующей
быстрой стабилизацией образующих-
ся частей (полимерных радикалов)
при действии ионизирующих излу-
чений на высокополимерные соеди-
нения. Р. д. происходит в полимерах,
содержащих в цепи четвертичные уг-
леродные атомы4 В процессе Р. д.
непрерывно снижается молекуляр-
ный вес полимеров, вплоть до прев-
ращения их в низкомолекулярные и
летучие вещества. Для Р. д. харак-
терно значит, газовыделение и пол-
ная потеря прочности полимерными
материалами даже при относительно
низких дозах поглощенной энергии.
РАДИАЦИОННАЯ ПОЛИМЕРИ-
ЗАЦИЯ — цепной процесс, иници-
ированный излучением, приводящий
к образованию высокополимерных со-
единений (см. Радиационное иници-
ирование). Р. п. вызывают свобод-
ные радикалы, образующиеся при об-
лучении полимеризац. системы. Р. п.
может проходить как в жидкой и га-
зообразной, так и в твердой фазе.
Процесс в твердой фазе (при оч.
низких темп-pax и в закристаллизо-
ванных мономерах) является отли-
чительной особенностью Р. п. При
полимеризации чистого мономера по-
лимеризац. система в нач. стадии
процесса рассматривается как одно-
компонентная. В этом случае ско-
рость инициирования определяется
только количеством образующихся
свободных радикалов; на реакции
роста и обрыва цепей излучение не
оказывает заметного влияния. Ско-
рость процесса пропорциональна /1/2
(I—мощность дозы), а молекуляр-
ный вес образующегося полимера
пропорционален При высоких
мощностях доз показатель степени
у I в соотношении, характеризую-
щем скорость процесса, начинает
уменьшаться и стремится в пределе
к нулю. Это связано с высокой ста-
ционарной концентрацией свобод-
ных радикалов, вследствие чего они
могут рекомбинировать между-собой,
не инициируя полимеризации. На
глубоких стадиях процесса с замет-
ной скоростью может протекать ини-
циирование полимерными радикала-
ми, что обусловливает возрастание
скорости полимеризации. Если до-
бавить в мономер к.-л. полимер, на-
ряду с гомополимером образовыва-
ются сополимеры. В случае Р. п. в
гетерогенной среде (выпадение поли-
мера в осадок) и протекания Р. п.
до больших глубин превращения на-
блюдается значит, после радиацион-
ное действие. При Р. п. в раствори-
РАДИАЦИОННАЯ ХИМИЯ
319
телях вследствие участия послед-
них в акте инициирования скорость
процесса определяется как приро-
дой мономера, так и природой рас-
творителя. В тех случаях, когда ра-
диационно-химич. выход из раство-
рителя выше, чем из мономера, до-
бавление первого в небольших коли-
чествах приводит к значит, увели-
чению скорости Р.п. Иногда наблю-
даемые выходы не м. б. объяснены,
исходя из предположения об адди-
тивности выходов из мономера и раст-
ворителя (или добавки), что обуслов-
ливается протеканием процессов пе-
редачи энергии возбуждения.
РАДИАЦИОННАЯ РАЗВЕДКА —
вид разведки, ведущейся в це-
лях своеврем. принятия мер по за-
щите войск и населения от пораже-
ния радиоактивными веществами.
Р. р.— одно из мероприятий проти-
воатомной защиты. Основные зада-
чи Р. р.: своеврем. обнаружение ра-
диоактивного заражения; предупреж-
дение войск или населения о нали-
чии заражения; измерение уровней
радиации на местности, зараженной
радиоактивными веществами; обо-
значение границ зараженных райо-
нов (участков) знаками ограждения
и отыскание путей их обхода; опре-
деление степени заражения людей,
боевой техники, вооружения, воды,
продовольствия и различных объек-
тов.
Р. р. может вестись с помощью до-
зиметрических приборов непрерывно
во всех видах боевой деятельности
войск и в любых условиях, обстановки
каждым подразделением, частью и
соединением всех родов войск и спец,
войск. Подразделения химич. за-
щиты могут проводить Р. р. само-
стоятельно и в составе разведыват.
подразделений родов войск. Для
быстрого выполнения задач Р. р. ее
рекомендуется осуществлять на ав-
томобилях, бронетранспортерах,тан-
ках и на самолетах (вертолетах). На
основании данных Р. р. командиры
всех степеней получают возможность
определять конкретные меры по за-
щите войск от поражения радиоак-
тивными веществами и по ликвида-
ции последствий атомного нападе-
ния.
РАДИАЦИОННАЯ СЕЛЕКЦИЯ—
раздел селекции, связанный с при-
менением излучений для получения
наследств, изменений (мутаций) у
растений и использованием этих му-
таций для улучшения существующих
сортов или создания новых. Большин-
ство возникающих мутаций дефект-
ны; примерно лишь 1 из 1000 воз-
никших мутантов представляет хоз.
интерес. У отдельных мутантов на-
блюдаются: устойчивость к гриб-
ным и др. заболеваниям, неполега-
емость, раннеспелость, повышение
урожайности семян и вегетативной
массы, повышение содержания ма-
сел, белков, изменение хоз. свойств
и др. Как известно, основным мето-
дом селекции является отбор. При
использовании излучений повышает-
ся разнообразие форм в исходном
материале для отбора. Отобранные
хозяйственно ценные формы м. б. или
размножены для непосредств. про-
изводственного использования, или,
чаще,привлечены как компоненты для
скрещивания.
* Методами Р. с. выведены устой-
чивые против нек-рых заболеваний
сорта овса и кукурузы (США), не-
полегающие формы ячменя (Швеция),
высокопродуктивные штаммы про-
дуцентов антибиотиков (пеницилли-
на, альбомицина) и др.
РАДИАЦИОННАЯ УСТбИЧИ-
ВОСТЬ — стойкость индивидуаль-
ных веществ к химич. превращениям,
вызываемым действием ионизирую-
щих излучений; поглощенная энер-
гия излучения не приводит к к.-л.
изменениям в их структуре, а пере-
дается молекулам другого, присут-
ствующего в системе, вещества или
рассеивается. Мерой Р. у. является
радиационно-химический выход. Стой-
кими являются соединения с наи-
меньшим радиационно-химич. выхо-
дом. Известно, напр., что наиболь-
шей Р. у. обладают ароматич. со-
единения и соединения с конденсиро-
ванными циклами.
РАДИАЦИОННАЯ ХЙМИЯ —
отрасль физия, химии, изучающая
радиационно-химические реакции,
вызываемые ионизирующими излу-
чениями. Иногда Р. х. ошибочно ото-
ждествляют с радиохимией. Впервые
320
РАДИАЦИОННО-ГАЛЬВАНИЧЕСКИЙ ЭФФЕКТ
химич. действие ионизирующего из-
лучения обнаружил франц, ученый
А. Беккерель (1896), наблюдавший
почернение фотопластинок, вызван-
ное действием солей урана в темно-
те. В 10—20-е гг. 20 в. проводились
многочисл. качественные наблюде-
ния изменений различных веществ
при действии излучений радия и ра-
дона. Создание достаточно мощных
источников ионизирующего излуче-
ния и развитие техники дозиметрии
сделали возможными количественные
р а диационно-химич. исследования.
Особенно интенсивное развитие Р. х.
за последние 15 лет связано с воз-
никновением ядерной энергетики.
Мощные потоки ионизир. излучений
в ядерных реакторах и излучение
активных растворов, участвующих в
технологии. процессе выделения
ядерного топлива, приводят к необ-
ходимости учитывать действия из-
лучения на различные материалы,
вещества и химич. соединения. За
последнее десятилетие опублико-
вано свыше 1000 работ, посвященных
разнообразнейшим радиационно-хи-
мич. превращениям. Эти работы, по-
мимо прикладного значения, дают
венные сведения о кинетике ради-
кальных реакций. Исследования ра-
диолиза воды и разбавленных водных
растворов связаны с проблемой по-
давления выделения гремучей смеси
из воды, применяемой в качестве
замедлителя и охладителя в ядер-
ных реакторах. Знание радиацион-
но-гальванических эффектов необхо-
димо для установления коррозион-
ной устойчивости металлов, подвер-
гающихся воздействию излучения,
и создает возможность активации
электрохимия, процессов. Произ-во
искусств, радиоактивных элементов
в больших количествах (напр., Со60,
Cs137) позволяет использовать иони-
зирующее излучение для иницииро-
вания цепных химич. реакций в пром,
масштабах. Уже в наст, время (1958)
экономически выгодны радиацион-
ное хлорирование органич. соедине-
ний, напр. бензола, и радиационная
полимеризация. Радиационная вул- !
канизация полимеров (напр., поли- !
этилена) и каучуков позволяет полу-
чить вещества с весьма ценными фи- I
зич. и мехапич. свойствами. Весьма
перспективным может оказаться по-
лучение ряда ценных органич. соеди-
нений при радиолизе нефтяных про-
дуктов. В дальнейшем возможно так-
же пром, применение сенсибилизи-
рованных раДиационно-химич. реак-
ций. Огромное практическое значе-
ние может иметь использование из-
лучения ядерных реакторов для свя-
зывания атм. азота. Знание Р. х.
позволяет подойти к пониманию
физико-химических основ радиобио-
логии.
РАДИАЦИОННО-ГАЛЬВАНЙЧЕ -
СКИЙ ЭФФЕКТ — изменение
потенциала электрохимия, системы
под действием излучения. В систе-
мах металл—раствор электролита
изменение потенциала м. б. вызвано
как действием излучения на сам
металл или слои, определяющие по-
тенциал на его поверхности, так и
изменением состава раствора при
облучении. Первое в основном долж-
но проявляться при действии а-
и n-излучений. Происходящие при
этом изменения состава поверхност-
ных‘слоев электродов или возбужу
дение электронов в слоях полупро-
водниковой природы могут привести
к возникновению нового электро-
химия. процесса на электроде и из-
менению потенциала последнего.
При действии излучения на оки-
слительно-восстановит. системы из-
менение потенциала электрода оп-
ределяется изменением соотношения
концентраций между окисленной и
восстановленной формами при облу-
чении. Если же в растворе отсутст-
вуют вещества, способные к окисли-
тельно-восстановит. превращениям,
то изменение потенциала связано с
появлением продуктов радиолиза
воды: атомов Н, радикалов ОН, мо-
лекул Н2 и Н2О2, и зависит от способ-
ности того или иного металла к ад-
сорбции и ионизации этих продуктов
радиолиза.
РАДИАЦИОННОЕ ИНН ЦИЙРО-
ВАНИЕ — образованье при дей-
ствии ионизирующих излучений на
химическую систему свободных ра-
дикалов, начинающих цепь. Осо-
бенностью Р. и. является способ-
ность возникновения свободных
РАДИАЦИОННО-ХИМИЧЕСКИЕ РЕАКЦИИ
321
радикалов практически из любого
компонента системы при дейст-
вии на нее излучения. В ряде слу-
чаев инициирующими могут быть
компоненты системы, которые при
других воздействиях (термическом,
фото) служат инертными раство-
рителями или добавками. Прямы-
ми методами доказано, что при
радиац. полимеризации, например,
растворители и другие компонен-
ты системы принимают непосред-
ственное участие в акте иницииро-
вания.
РАДИАЦИОННОЕ НАБЛЮДЕ-
НИЕ — наблюдение, организуемое во
всех случаях нахождения в района^,
к-рым может угрожать радиоактивное
заражение, и на всех участках работ,
связанных с такой угрозой. Р. и. ве-
дется непрерывно с целью свосврем.
обнаружения и предупреждения об
опасности заражения. Р. н. осуще-'
етвляется подготовленными наблюда-
тельными (контрольными) постами и
наблюдателями каждой отдельной
группы (в войсках—подразделения).
Наблюдатели обеспечиваются инди-
видуальными средствами противо-
атомной защиты, простейшими пор-
тативными дозиметрическими при-
борами, приборами наблюдения и
ориентировки, знаками для ограж-
дения зараженных участков и т. п.
Наблюдат. посты находятся вбли-
зи пунктов управления соответству-
ющих штабов и служб МНВ О (в
войсках командно-наблюдат. пунк-
тов) и обеспечиваются связью с ни-
ми. Посты и наблюдатели ведут на-
блюдение в местах расположения и
в указанных им районах с помо-
щью дозиметрия, приборов, вклю-
чаемых по мере необходимости. При
обнаружении радиоактивного зара-
жения старшие постов и наблю-
датели немедленно подают сигнал
оповещения об опасности и докла-
дывают по команде. Наблюдатели
ведут радиационную разведку в ра-
диусе 600 м от мест расположе-
ния, измеряют уровни радиации
и обозначают границы радиоактив-
ного заражения, а также наблюдают
за направлением движения радиоак-
тивного облака в случае ядерного
взрыва.
РАДИАЦИОННОЕ ПОВРЕЖДЕ-
НИЕ (нарушение) — нару-
шение упорядоченного расположе-
ния атомов (молекул) в кристаллич.
решетке элементов пли разрушение
молекул вещее 1ва под действием
облучения. Элементарные частицы
(нейтроны, протоны и т. д.), если они
имеют высокую энергию, при про-
хождении через вещество, сталки-
ваясь с атомами, могут передать им
часть своей энергии. При этом ато-
мы м. б. выбиты из своих мест в кри-
сталлич. решетке либо из моле-
кул, в результате чего изменяются
свойства вещества. Первопач. свой-
ства кристаллич. тел (особенно ме-
таллов) в большинстве случаев м. б.
восстановлены нагреванием до оп-
редел. темп-ры т. н. отжигом. Р. п.
аморфных тел или органич. соедине-
ний (резина, пластмассы) необра-
тимы.
Р. п. неодинаково влияют па
свойства материалов. Металлы ста-
новятся хрупкими, увеличивается
их твердость, уменьшается пластич-
ность. Однако, в целом, под дейст-
вием облучения свойства металлов
меняются незначительно. Органиче-
ские соединения резко меняют свои
свойства — резина теряет эластич-
ность, меняет цвет, разрушается с вы-
делением газов. Изменение свойств
материалов под действием облу-
чения нередко используется, напр.,
для осуществления процессов поли-
меризации. Большая чувствитель-
ность живых организмов к Р. п.
позволяет применять облучение для
стерилизации медикаментов, пасте-
ризации продуктов питания и т. д.
Изменение свойств веществ под
влиянием облучения зависит от
произведения потока частиц па 1 см2,
в 1 сек. Ф на время t сек. (Ф*),
т. е. количества частиц, упавших
па единицу поверхности облучае-
мого тела за все время облучения.
Эта величина наз. интегральной до-
зой облучения. См. Лучевые пора-
жения.
РАДИАЦИОННО-ХИМИЧЕСКИЕ
РЕАКЦИИ — химия, реакции, про-
текающие при действии ионизи-
рующих излучении на вещества. Из-
лучением Р.-х. р. занимается ра-
11 «Атомная энеогия»
322
РАДИАЦИОННО-ХИМИЧЕСКИЕ РЕАКЦИИ
диационная химия. Любая, даже
простейшая, Р.-х. р. является слож-
ной и многоступенчатой, включаю-
щей физич. п химич. процессы. Раз-
нообразие происходящих процессов
затрудняет понимание механизма
Р.-х. р. и ее количеств, оценку. При-
нято различать первичные и вторич-
ные Р.-х. р.
Первичные Р.-х. р. Про-
хождение ионизирующего излуче-
ния через вещество сопровождается
ионизацией и возбуждением моле-
кул. В результате первичных Р.-х.,р.
возникают химически активные час-
тицы (свободные радикалы, свобод-
ные атомы, возбужденные моле-
кулы) в неравновесных концентра-
циях, т. е. концентрациях, значи-
тельно превышающих термоди-
намически равновесные значения
для данных темп-ры и давления.
В газообразных системах методом
масс-спектров показана роль ион-
но-молекулярных реакций, напр.
Н2О + + Н2О->Н3О+ + ОН, в образо-
вании свободных радикалов. Пря-
мое доказательство образования
свободных радикалов при радио-
лизе воды получено методом пара-
магнитного резонанса. Большое от-
личие в качественном составе и в
величинах радиационно-химического
выхода продуктов Р.-х. р. при про-
ведении ее в жидкости по сравне-
нию с газовой фазой связаны с ря-
дом особенностей первичных Р.-х. р.
в конденсированных системах.
В жидкостях облегчается возмож-
ность дезактивации и сокращается
длительность нахождения моле-
кул в возбужденном состоянии.
Эффект сольватации, наблюдаемый
в полярных жидкостях, изменяет
стабильность образованных ионов
и влияет на вероятность их пре-
вращения в радикалы. Кроме того,
облегчаются процессы рекомбина-
ции ионов и радикалов, имеет ме-
сто рекомбинация по механизму
Франка — Рабиновича (см. «Клетки»
эффект).
Вторичные Р.-х. р. Реак-
ции свободных радикалов и атомов
с молекулами, а также друг с дру-
гом создают систему вторичных
Р.-х. р. Наиболее полно изучены
реакции, происходящие при радио-
лизе воды и разбавленных водных
растворов. Характерной особенно-
стью этих реакций является уста-
новление стационарных концент-
раций (см. Радиационно-химическое
равновесие).
Нек-рые простейшие закономер-
ности кинетики Р.-х. р. могут быть
рассмотрены на примере разбав-
ленного водного раствора какого-
нибудь вещества. В разбавленном
растворе па растворенное вещест-
во действуют радикалы, возни-
кающие при радиолизе воды. Одно-
временно происходят реакции реком-
бинации образовавшихся радика-
лов. В зависимости от реакционной
способности свободных радикалов
ДРУГ с другом и с молекулами рас-
творенного вещества возможны 2
случая: 1) реакционная способ-
ность радикалов с молекулами рас-
творенного вещества высокая — вы-
ход реакции не зависит от мощно-
сти дозы и от концентрации рас-
творенного вещества; 2) реакционная
способность радикалов с молеку-
лами растворенного вещества низ-
кая — выход реакции пропорцио-
нален концентрации растворен-
ного вещества и обратно пропор-
ционален -квадратному корню из
мощности дозы. Действительная кар-
тина значительно сложнее. В ряде
случаев радиационно-химический вы-
ход Р.-х. р. имеет большую вели-
чину и зависит от мощности дозы,
что указывает на протекание цеп-
ных Р.-х. р. Особенно сложен меха-
низм радиолиза органич. соедине-
ний. По мере роста концентрации
растворенного вещества начинает
сказываться прямое действие — не-
посредственное взаимодействие ио-
низирующего излучения с молекула-
ми растворенного вещества. Особенно
отчетливо такое прямое действие
проявляется при радиолизе твердых
неорганич. соединений, напр. ряда
кристаллогидратов. В твердой фазе
наряду с разнообразными процес-
сами, приводящими к изменению
физич. и механич. свойств, при дей-
ствии излучения происходит химич.
изменение, в частности реакции окис-
ления и восстановления, часто со-
РАДИАЦИОННЫЕ ВЛИЯНИЯ
323
провождающиеся газовыделением и
вызывающие деструкцию. О дей-
ствии излучения на твердые ор-
ганич. вещества см. Радиационная
полимеризация, Радиационная вул-
канизация.
РАДИАЦИбННО-ХИМЙЧЕСКИЙ
ВЫХОД — количество моле-
кул или атомов вещества, образую-
щееся (или распадающееся) в ре-
зультате реакции при поглощении
100 эв энергии ионизирующего излу-
чения; основная количественная ха-
рактеристика радиационно-химиче-
ских реакций. Обозначается G. На-
чальный Р.-х. в. вычисляется графи-
чески по наклону касательной, про-
веденной из начала координат к
кривой зависимости концентрации
от интегральной дозы. Иногда для
оценки роли прямого действия из-
лучения непосредственно-/ на рас-
творенное вещество в радиационно-
химических превращениях относят
Р.-х. в. к 100 эв энергии ионизи-
рующего излучения, поглощаемой
этим веществом, а не всем раство-
ром.
РАДИАЦИОННО-ХИМЙЧЕС К О Е
РАВНОВЕСИЕ — -состояние облу-
чаемой системы, при котором даль-
нейшее облучение не изменяет кон-
центрации продуктов радиационно-
химической реакции. Р.-х. р.
устанавливается только после по-
глощения системой определенной
дозы. Величина этой дозы зависит
от системы. В одной и той же сис-
теме для различных продуктов
радиолиза Р.-х. р. может устанав-
ливаться при разных дозах. Вели-
чины стационарных концентраций
в условиях равновесия Могут отли-
чаться па неск. порядков. Устано-
вление Р.-х. р. является харак-
терным для- многих радиа’ц. про-
цессов. Р.-х. р. является не истин-
ным термодинамич. равновесием, а
стационарным состоянием. Нару-
шить его можно не только изменив
концентрацию к.-н. продукта, но
и прекратив облучение.
РАДИАЦИОННЫЕ ВЛИЯНИЯ —
изменения, происходящие в орга-
низме в результате воздействия на
него малых доз ионизирующей ра-
диации при отсутствии выраженной
клинич. симптоматики («стертые» фор-
мы лучевой болезни). Распознавание
острой лучевой болезни, а также хро-
нической на высоте клинич. картины
поражения не представляет трудно-
стей. Сложным является выявление
воздействия малых доз, между тем
они могут привести к отдаленным по-
следствиям облучения.
Существуют тесты для диагности-
ки таких форм, но каждый из них,
взятый в отдельности, не является до-
стоверным. Уверенность в диагности-
ке появляется при учете всех условий
жизни больного, характеристики его
производств, деятельности и сово-
купности ниже приводимых тестов
заболевания: 1) уменьшение количе-
ства тромбоцитов (кровяных пла-
стинок), наступающее при небольших
дозах облучения, когда количество
гранулоцитов еще не меняется
(Н. Mossberg); 2) изменения формулы
тромбоцитов с преобладанием более
зрелых форм и увеличением количе-
ства т. н. «клеток раздражения»; по-
явление сначала микроформ тромбо-
цитов, а затем гигантских тромбоци-
тов и пассивных амебоидных форм, не
участвующих в свертывании крови
(А-. С. Петрова); 3) изменения ядер
нейтрофилов (их гиперсегментоз и
пикноз); 4) проба с витамином В12
па функциональное состояние кро-
ветворной системы; она заключает-
ся в том, что у здоровых людей одно-
кратное внутримышечное введение
30 мг витамина В12 вызывает повыше-
ние количества лейкоцитов (лейкоци-
тоз); а у облученных — понижение
(лейкопению); 5) пробы на фермент-
ную активность слюны и желудочного
сока (по растворению бактерий)
и на бактериоубивающие свойства
кожи (к кишечной палочке) (Н. Н.
Кдемпарская и др.); 6) увеличение
активности дезоксирибонуклеазы в
плазме крови и моче (Z. Bacq, М.
Еггега).
Большим подспорьем в диагности-
ке могут служить исследования
функций вкусового, обонятельного и
зрительного анализаторов, а также
исследование их взаимодействия
(М. П. Домшлак и др.), исследование
вибрац. чувства (В. В. Благовещен-
ская), исследование терморегуляц.
324
РАДИАЦИОННЫЕ МЕТОДЫ ПОИСКОВ И РАЗВЕДКИ
рефлекса (И. С. Глазунов и др.),
изменение биоэлектрич. активности
коры головного мозга (Ю. Г. Гри-
горьев), метод электроэнцефалогра-
фии в сочетании с функциональными
нагрузками (М. П. Ливанов) и ряд
др.
РАДИАЦИОННЫЕ МЕТОДЫ ПО-
ИСКОВ И РАЗВЕДКИ — методы
поисков и разведки радиоактив-
ных руд, основанные на использова-
нии свойств этих руд давать у- и
f-пзлучения. См. Авторадиометриче-
ская съемка, Аэрорадиогеологические
исследования, Бета-съемка, Гамма-
кароттаж, Гамма-съемка, Поиски
радиоактивных руд, Радиометриче-
ское опробование, Разведка урановых
месторождений.
РАДИАЦИОННЫЙ ЗАХВАТ —
ядерпая реакция, при к-рой атомное
ядро захватывает бомбардирующую
частицу и испускает 7-лучи. Приме-
рами Р. з. являются реакции типа
(п, 7), (р, ?), т- е- Р- 3- нейтрона и
Р. з. протона. Наиболее многочис-
ленны реакции Р. з. нейтрона. Р. з.
нейтрона возможен любым ядром (за
исключением 2Не4) при любой энер-
гии нейтрона. Выход реакции (п, 7)
быстро растет с уменьшением скоро-
сти нейтронов. Изучение Р. з. нейт-
рона позволяет получить ценные све-
дения относительно уровней ядер.
Большая вероятность Р. з. приводит
к появлению сильного 7-излучения
при движении нейтронов в веществе
(напр., при прохождении нейтрона-
ми биологич. защиты ядерных ре-
акторов).
Для быстрых нейтронов основным
процессом, в к-ром испускаются
7-лучи, является неупругое рассея-
ние /см. Рассеяние частиц).
РАДИЙ Ra — радиоактивный хи-
мич. элемент II гр. периодич. систе-
мы, п. н. 88, ат. в/226,05. Открыт в
1898 во Франции М. Склодовской-
Кюри и П. Кюри в урановой смоляной
руде. Назв. дано от лат. radius—луч.
Изучение и использование радиоак-
тивных свойств Ra сыграло огромную
роль в исследовании строения атомно-
го ядра и явления радиоактивности.
Химич, методы, разработанные при
выделении из руд соединений Ra и
изучении их свойств, легли в основу
методов радиохимии. Наиболее дол-
гоживущий изотоп Ra22f принадле-
жит к природному радиоактивному
семейству урана U238 и м. б. извле-
чен в результате переработки урано-
вых руд. Ra2’6 излучает «-частицы
с энергией 4,777 Мэв', период полу-
распада его Ti/2= 1617 лет. Испуска-
ние «-частиц сопровождается у-излу-
чением с энергией 0,188 Мэв. Про-
дуктом распада Ra223 является ра-
дон, инертный газ, основной изотоп
эманации. 1 г Ra223 выделяет ок.
1 мм? Rn в сутки. Др. природными
изотопами Ra являются: Ra223
(АсХ), «-излучатель, 7\2=11,68 дня;
Ra224 (ThX), «-излучатель, Т1/2=3,64
дня и Ra228 (MsThI), [^излучатель,
7'i/2=6,7 года, принадлежащие соот-
ветственно к актиниевому и ториево-
му радиоактивным семействам. Ис-
кусственный радиоактивный изотон
Ra225, ^-излучатель, Т1112 — 14,8 дня
принадлежит к радиоактивному се-
мейству нептуния. Изотопы Ra, в осо-
бенности Ra221 (ThX), находят при-
менение в качестве меченых атомов.
Содержание Ra в земной коре со-
ставляет 1-10“10 % (весовых). Выще-
лачивание Ra из горных пород, со-
держащих уран и торий (т. н. мигра-
ция Ra), приводит к появлению иног-
да довольно значит, количеств его
в нек-рых минеральных водах (до
10“8—10“9г/л), в воде буровых сква-
жин и глубоководном иле. Воды океа-
нов содержат не менее 20000 т Ra. В
свободном состоянии Ra впервые по-
лучен в 1910 М. Склодовской-Кюри и
А. Дебьерном в результате электро-
лиза водного раствора хлорида радия
с ртутным катодом. Ra — серебристо-
белый металл с плотностью ок. 6 г/сж3,
г°пл960° и Ггмп 1140°. Обладая вы-
сокой упругостью паров, заметно суб-
лимирует при темп-pax, приближаю-
щихся к 700°. 1 г Ra выделяет 137 кал
в час, поэтому темп-pa его, так же,
как и его солей, всегда на 1,5° выше
темп-ры окружающей среды. По хи-
мич. свойствам Ra является высшим
гомологом бария. Во всех известных
соединениях Ra проявляет валент-
ность +2. Металлич. Ra на воздухе
неустойчив и покрывается черной
пленкой нитрида. В чистом виде, его
сохраняют в вакууме. Энергично
РАДИЙ С'
325
разлагает воду, превращаясь в гид-
роокись Ra(OH)2. Соли На легко
получаются из На(ОН)2 или НаСО3.
В чистом виде они обладают свой-
ством светиться в темноте (автолюми-
несценция). Все соли Ra бесцветны
в свежеприготовленном виде, но по
мере хранения постепенно желтеют
вследствие разложения под действием
собств. a-излучения. Сульфат RaSO4,
карбонат RaCO3, хромат RaCrO4,
фторид RaF2, оксалат RaC2O4, фос-
фат Ra3(PO4)2, иодат Ra(JO3)2 яв-
ляются труднорастворпмыми соля-
ми. Бромид RaBr2, хлорид НаС12
и нитрат Ra(NO3)2 довольно хорошо
растворимы в воде. Реакция образо-
вания нерастворимого RaCrO4 пред-
ложена для количеств, определения
Ra в присутствии Ва. Хромат бария
оказывается растворимым, если к
раствору прибавлен комплексообра-
зователь—1,5%-ный раствор три-
хлоруксусной к-ты. Однако эта ре-
акция применима только в узком
интервале концентраций радия и
бария от 0,02 до 0,1%. При меньших
концентрациях осадок не выпадает,
а при больших происходит выпаде-
ние п бария. Соли Ra вообще раство-
римы в воде неск. хуже, чем соли Ва.
На этом основаны методы отделения
Ra от Ва, к-рый добавляется в каче-
стве инертного носителя при извле-
чении Ra из урановых руд. Отделе-
ние Ra от В а производится дробной
кристаллизацией хлоридов или бро-
мидов, каждая ступень к-рой приво-
дит к обогащению радием кристаллов
концентрата. В отличие от солей,
гидроокись Ra(OH)2 растворяется
значительно сильнее, чем Ва(ОН)2.
Поэтому выделением гидроокисей
можно воспользоваться для обога-
щения Ra в растворе. Отделение Ra
от Ва осуществляется также в ионо-
обменных колоннах почти с полным
разделением; производится оно зна-
чительно быстрее, чем при дробной
кристаллизации.
В наст, время Ra находит разно-
образное применение как у-источник
при просвечивании металлич. изде-
лий, в изготовлении светящихся кра-
сок и в медицине. При работе с Ra
необходимо соблюдать большую осто-
рожность, т. к. его у-излучение опас-
но на значит, расстоянии, а-частицы
при внешнем облучении проникают
в кожу лишь на глубину неск. мик-
рон, не вызывая никаких поражений.
Однако при попадании Ra внутрь
организма a-излучение является наи-
более опасным, т. к. биология,
эффективность а-частиц во много раз
больше, чем у-фотонов. Следует учи-
тывать также образование газообраз-
ного радона. Известно значит, число
смертных случаев при неосторожном
обращении с Ra. В организме чело-
века Ra накапливается в печени,
легких, костном мозгу, особенно в
костях, и прочно в них удерживается.
Поэтому Ra одинаково опасен как
при вдыхании, так и при заглатыва-
нии. Допустимая доза Ra для всего
организма человека равна 1-10 7г, а
допустимая концентрация в возду-
хе 8-10“18 г^см3.
Ra применяется для лечения зло-
качеств. новообразований путем вве-
дения в полости тела ампул, содер-
жащих ого препараты, в виде радие-
вых игл (см. Игла радиоактивная),
вводимых непосредственно в ткань
опухоли, а также в виде апплика-
торов, содержащих. Rа (для поверх-
ностного применения).
РАДИИ A RaA (81Ро218) — естеств.
радиоактивный изотоп полония.
Член радиоактивного семейства ура-
на— радия, дочерний изотоп Rn222;
99,96% всех ядер RaA испускают
а-частицы и лишь 0,04%—отрпцат.
[5-частицы; Т^— 3,05 мин.
РАДИЙ В R'aB (82РЬ214) — естеств.
радиоактивный изотоп свинца.
Член радиоактивного семейства ура-
на-радия, дочерний изотоп радия /1.
Испускает отрицат. ^-частицы и
7-лучи; 7^i2=26,8 мин.
РАДИИ С RaC (83Bi214) — естеств.
радиоактивный изотоп висмута.
Член радиоактивного семейства ура-
на — радия, дочерний изотоп радия
В. Основная масса ядер RaC (99,96%)
распадается с выбрасыванием отри-
цат. 8-частиц, значительно меньшая
часть (0,04%) испускает а-частицы;
Ti,2=19,9 мин.
РАДИИ С' RaC' (84Ро214) — корот-
коживущий естеств. радиоактивный
изотоп полония. Член радиоактивно-
го семейства урана — радия, являет-
326	РАДИЙ с"
ся дочерним изотопом радия С. Испу-
скает а-частицы и 7-лучи;
• 10-4сек^
РАДИИ С" RaC" (81Т1210) — естеств.
радиоактивный изотоп таллия.
Член радиоактивного семейства ура-
на — радия, дочерний изотоп радия
С. Испускает отрицат. ^-частицы;
74=1,32 мин.
РАДИИ D RaD (82РЬ210) — естеств.
радиоактивный изотоп свинца. Член
радиоактивного семейства урана —
радия, дочерний изотоп радия С".
Испускает отрицат. ^-частицы, элект-
роны конверсии и 7-лучи; Т\2=
=19,4 года.
РАДИИ Е RaE (83Bi210) — естеств.
радиоактивный изотоп висмута.
Член радиоактивного семейства ура-
на — радия, дочерний изотоп радия
Г). Распадается практически полно-
стью по ^-распаду, выбрасывая отри-
цат. f-частицы, и только 5-10~5%всех
ядер RaE испускают а-частицы;
7\2=5 дням. .
РАДИЙ Е" RaE" (81Т1206) —естеств.
радиоактивный изотоп таллия. Член
радиоактивного семейства урана —
радия. Дочерний изотоп радия, Е.
Испускает отрицат. ^-частицы с Ti 2=
=4,19 мин., превращаясь в стабиль-
ный изотоп свинца 82Pb206 (RaG).
РАДИИ F RaF (8,Ро210) — основ-
ной естеств. радиоактивный изотоп
полония. Дочерний изотоп радия
Е в радиоактивном семействе ура-
на — радия. Испускает а-частицы и
7-лучи; 2=138,4005 дня.
РАДИЙ' G RaG (82РЬ206) — ста-
бильный изотоп свинца. Конечный
продукт радиоактивных превраще-
ний в радиоактивном семействе ура-
на — радия. Дочерний изотоп радия
F и радия Е".
радий в в Одах (методы
определения) — физич. и ра-
диохимич. методы определения содер-
жания радия в водах. Физиче-
ский метод применяется в
полевых условиях; исследуемая про-
ба воды упаривается до неболь-
шого объема, переливается в бу-
тыль с 2 стеклянными трубками,
интенсивно продувается для пол-
ного удаления содержащегося в во-
де радона и затем стеклянные труб-
ки на бутыли запаиваются. После
накопления в бутыли радона про-
изводится его определение вакуум-
ным методом (см. Радон в водах),
и результаты измерений пересчиты-
ваются на содержащийся в воде ра-
дий. По радиохимическому
методу перед определением про-
изводится химич. обработка воды.
При этом содержащийся в воде радий
(и его изотопы) соосаждается с
BaSO4, осадок сплавляется с Na2CO3
и КНСО3 и затем, после тщательного
промывания 1%-ным раствором соды
(до отрицат. реакции на ионы серной
к-ты), осадок растворяется на фильт-
ре 5%-ным раствором соляной к-ты.
Полученный раствор переливается в
барбатер; измерение радона произ-
водится также вакуумным методом.
РАДИЙСОДЕРЖАЩИЕ МИНЕРА-
ЛЫ. Подавляющее большинство
урансодержащих минералов и гор-
ных пород содержит также Ra (см.
Урана и тория минералы). Редкие
исключения составляют только ура-
новые минералы, образующиеся те-.
перь в земной коре, а также урансо-
держащие . минералы, соприкасаю-
щиеся с такими природными водами,
к-рые выщелачивают Ra, не раство-
ряя U (напр., нефтяные воды). Чаще
U и Ra находятся в минералах в по-
стоянных количеств, соотношениях
(см. Радиоактивноеравновесие). Иног-
да под воздействием выщелачивания
U или Ra равновесие резко нарушает-
ся в сторону U илшНа. Растворенный
радий накапливается в нек-рых ми-
неральных образованиях. Известны
след. Р. м., не содержащие уран:
радиокальцит (Са, Ra)CO3, радио-
флюорит (Са, Ra)F2, радиобарит
(Ва, Ra)SO4, гокутолит (Ва, РЬ, Ра)
S04, церуссит *РЬСО3, пироморфит
РЬ5[РО4|3С1, вульфенит РЬМоО4, хри-
зоколла Cu[Si3O9]-пН2О, бирюза
CuA]6[OH]2 [POj] -4Н2О,атакже неф-
тяные и термальные воды. Безурано-
вые Р. м. отличаются от обычных ми-
нералов только повыш. содержанием
Ra, достигающим иногда 1 • 10~7г,г.
Накопление Ra в безурановых Р. м.
происходило не более 30 тыс. лет то-
му назад, т. к. *в более древних бёз-
урановых образованиях R а полностью
распался в силу радиоактивного рас-
пада.
РАДИОАКТИВНОГО ЗАРАЖЕНИЯ СТЕПЕНЬ
327
Р. м. образуются путем отложения
из термальных растворов и в зоне
окисления гидротермальных место-
рождений.
Нек-рое практич. значение имеют
радиоактивный барит и радиоактив-
ные нефтяные воды в качестве источ-
ника для извлечения Ra, а также др.
радиоактивные воды, используемые
в бальнеология, целях.
РАДИКАЛЫ СВОБОДНЫЕ —
химич. частицы, образующиеся из
молекул в результате отщепления
отдельных атомов или групп (напр.,
СН3). При радиационно-химич. пре-
вращениях Р.с. образуются вследг
ствие реакций ионов с молекулами
или при диссоциации возбужденных
молекул. Наличие неспаренного
электрона обусловливает большую
реакционную способность Р.с. Вслед-
ствие своей химич. активности Р. с.
нестабильны в обычных условиях и
могут соединяться друг с другом. Та-
кие реакции рекомбинации Р.с. при-
водят к возникновению стабильных
молекул.
РАДИКАЛЬНЫЕ ПРОДУКТЫ —
радикалы, продиффуидировавшие
в объеме от мест их образования
в треках, или продукты, образую-
щиеся в результате реакций с таки-
ми радикалами. Радиационно-химич.
выход Р. п. уменьшается с увеличе-
нием плотности ионизации, т. к. в
этом случае вследствие высоких ло-
кальных концентраций свободных
радикалов, возникающих близ тре-
ков, возрастает вероятность взаимо-
действия радикалов друг с другом,
приводящего к образованию молеку-
лярных продуктов, а не к диффузии в
объем. Радиационно-химич. выход
Р. п. заметно увеличивается при вве-
дении различных добавок — акцеп-
торов радикалов. В наст, время тер-
мин «Р.п.» мало употребителен.
РАДИОАВТОГРАФ — см. Авто-
радиограф. .
РА ДНО АВТОГРАФИЯ— см. Авто-
радиография.
РАДИОАКТИВАЦПОННЫИ АНА-
ЛИЗ — то же, что активацион-
ный анализ.
РАДИОАКТЙВНАЯ МАРКИРОВ-
КА МЕТАЛЛА — иаиесепие неболь-
того количества радиоактивного изо-
топа на поверхность металла в виде
условного шифра с целью определе-
ния марки металла. В начальной ста-
дии обработки металла радиоактив-
ное вещество электроискровым спо-
собом наносится на поверхность в
виде изотопной метки. При этом
каждой марке металла соответствует
о предел, число меток. На последую-
щих технология, операциях устанав-
ливаются приборы (рис. 2, табл.
VIII), обнаруживающие число радио-
активных меток и расшифровываю-
щие марку металла. Для Р.м.м.
пользуются радиоактивными изото-
пами с разными периодами полурас-
пада, видами радиоактивного излу-
чения и энергией излучения. Период
полураспада должен быть по возмож-
ности небольшим, чтобы выпускае-
мая продукция не сохраняла радио-
активности.
РАДИОАКТЙВНОГО ЗАРАЖЁ-
ния степень (или плот-
ность) — величина, характери-
зующая зараженность поверхностей
или объемов радиоактивными веще-
ствами (рис. 1 и 2). Р. з. с. оцени-
Рис. 1. Схема радиоактивного зараже-
ния при подводном взрыве.
вается количеством или з-распадов,
происходящих на 1 см2 зараженной
поверхности в 1 мин., и измеряется с
помощью радиометров. Р. з. с. про-
дуктов питания и воды оценивается
количеством {>- или а-распадов в 1
мин. на 1 см3 или 1 г продукта.
При превышении допустимых норм
Р. з. с. организуется сан. обработка
людей и дезактивация одежды и
других предметов, продуктов пи-
тания и воды. Р. з. с. определяется
328
РАДИОАКТИВНОЕ ЗАГРЯЗНЕНИЕ БИОСФЕРЫ
при дозиметрическом контроле по
выходе людей из зараженного участ-
ка, а также после санитарной
обработки и дезактивации. Зависи-
заражения
по следу
в первые
мость между плотностью
'распадов\
см*) мин ).
радиоактивного облака
местности
2—3 дня после взрыва и уровнем ра-
Рис. 2. Сравнительная характеристика
зараженности местности при воздушном
и наземном ядерных взрывах.
диацип Р (р'час) выражается соотно-
шением Q=2-107 Р. Т. к. частицы
радиоактивной пыли удерживаются
на наружных поверхностях различ-
ных объектов слабее, чем на грунте
и растительности, то степень их за-
ражения бывает меньше степени
заражения окружающей местности.
РАДИ О АКТИВНОЕ ЗАГРЯЗНЕ-
НИЕ БИОСФЕРЫ — загрязнение
окружающей среды (атмосферы, во-
ды/ почвы) радиоактивными веще-
ствами, вызываемое продуктами
ядерных взрывов и радиоактивными
отбросами атомной пром-сти. Наи-
большее количество продуктов деле-
ния образуется в результате ядерных
испытаний. Так, напр., общая актив-
ность продуктов деления при взры-
ве атомной бомбы (эквивалентной
10 млн. т тротила) составляет 1012—
1015 кюри. С развитием атомной энер-
гетики доля радиоактивных отходов
в Р. з. б. будет увеличиваться.
При атомном взрыве радиоактив-
ные вещества уносятся восходящим
потоком воздуха в верхние слои ат-
мосферы и в стратосферу. Размер
образующихся аэрозолей п дальней-
шая судьба радиоактивного- облака
тесно связаны с высотой и характе-
ром взрыва. Дисперсия взвесей внут-
ри облака характеризуется широким
набором частиц с примерными раз-
мерами от 0,1 до 1000 мк..Скорость
оседания частиц определяется их
размерами, плотностью, электрич.
зарядом, высотой и метеорология,
условиями. Наиболее крупные ча-
стицы выпадают вблизи места взры-
ва (см. Радиоактивное заражение).
Более мелкие частицы распределяют-
ся в тропосфере и стратосфере и воз-
душными течениями разносятся по
всему земному шару. Тропосфера
довольно быстро очищается от радио-
активных продуктов благодаря атм.
осадкам и оседанию частиц. Такие
радиоактивные осадки очень опасны,
т. к. содержат большое количество
высокоактивных, но сравнительно
короткоживущих продуктов деления.
Примером может служить радиоак-
тивный дождь, выпавший в марте
1954 после испытаний водородной
бомбы в Бикини, поразивший ко-
манду япон. рыболовной шхуны:
имеются также указания на то, что у
населения и у сельскохозяйственных
животных в штате Невада (где в США
проводились испытания) . обнаружен
радиоактивный иод (J131) в щитовид-
ной железе. Стратосфера служит
резервуаром, из к-рого аэрозоли вы-
водятся по экспоненциальному Зако-
ну с периодом полувыведенпя ^7 лет.
Выпадающие из атмосферы аэро-
золи накапливаются на земной по-
верхности и создают нек-рую плот-
ность активности. С учетом распада
активных продуктов к началу 1957
выпавшее количество активности
измеряется десятками и сотнями
мкюри/км2. Накопление активности
в различных пунктах Земли имеет не-
равномерный характер. Среди радио-
активных загрязнений наиболее опас-
ны в биологич. отношении Sr90, Cs137.
Опасность воздействия Sr90, Cs)37
и др. увеличивается в связи с воз-
можностью локализации их в отдель-
ных видах растений и в нек-рых
пищевых продуктах (см. «Строн-
циевая опасность»). Внешнее облу-
чение, создаваемое этими изотопами,
ничтожно, но, попадая в почву и
РАДИОАКТИВНОСТИ ЕДИНИЦЫ
329
включаясь в биологич. циклы (Cs137
вместе с К, a Sr90 вместе с Са), они
проникают в организм человека, соз-
давая постоянное внутр, облучение
человеч. организма. Наличие радио-
активных загрязнений является глав-
ным аргументом в пользу необходи-
мости немедл. прекращения испы-
таний ядерного оружия.
РАДИОАКТИВНОЕ ЗАРАЖЕНИЕ
местности при ядер-
ном взрыве — один из поражаю-
щих факторов взрыва. Р. з. происхо-
дит в результате выпадения па мест-
ность не вошедшей в реакцию части
ядерного горючего (урана, плуто-
ния), радиоактивных продуктов де-
ления атомного заряда, а также обра-
: ованияискусств, радиоактивных изо-
топов под воздействием потока ней-
тронов из зоны реакции при взрыве.
Степень Р. з. зависит от вида ядерного
взрыва, метеорология, условий и хи-
мич. состава почв и сооружений, обу-
словливающего вместе ‘ с интенсив-
ностью потока нейтронов наведен-
ную радиоактивность. В наибольшей
степени свойством захватывать ней-
троны и создавать наведенную радио-
активность обладают кобальт, хром,
марганец, вольфрам', натрий, цинк.
В результате Р. з. могут быть пол-
ностью или частично запрещены пе-
редвижение и действия на заражен-
ной местности. Наиболее высокие
уровни Р. з. бывают при наземном
взрыве. При этом заражается зна-
чит. по величине площадь в результа-
те выпадения радиоактивной пыли
из радиоактивного облака. См. Ра-
диоактивное загрязнение биосферы.
РАДИОАКТИВНОЕ ОБЛАКО —
облако грибовидной формы, обра-
зующееся пз огненного шара при
атомном взрыве на высоте ок. 12—
15 км, когда плотность поднимающе-
гося вверх огненного шара становит-
ся равной плотности окружающего
воздуха. Р.о. состоит из радиоактив-
ной пыли поднимаемого с земли грун-
та н конденсирующихся водяных па-
ров. Р. о. достигает неск. км в
радиусе и перемещается по направ-
лению движения воздушных потоков.
При воздушном взрыве форма Р. о.
напоминает гриб со шляпкой, отде-
ленной от ножки.
РАДИОАКТИВНОЕ РАВНОВЕ-
СИЕ — статистич. равновесие меж-
ду количествами радиоактивных ве-
ществ, образующихся одно из дру-
гого. В Р. р. находятся существую-
щие в' природе члены любого ра-
диоактивного семейства. Если имеет-
ся ряд . генетически связанных
веществ с постоянными радиоак-
тивного распада )ч, Х2, ... и т. д.
(причем наименьшую постоянную
имеет 1-й член ряда), то по истече-
нии достаточно большого времени до-
стигается переходное равновесие.
Оно характеризуется тем, что отно-
сит. количество атомов членов ряда
не меняется со временем, в то время
как их абсолютное число убывает с
периодом, соответствующим 1-му чле-
ну ряда.
В этом случае числа атомов двух
соседних членов ряда +1и N$ свя-
заны соотношением:
В случае, если мало и значи-
тельно меньше всех остальных по-
стоянных распада, соотношение для
числа атомов членов ряда принимает
вид:
11	to о -J-1 о -р- I
В этом случае достигается вековсе
равновесие, к-рое характеризуется
тем, что число распадов (активность)
всех членов ряда равна друг другу,
и если материнское вещество имеет
очень долгое время жизни, то ника-
кого изменения активности у дочер-
них радиоактивных веществ не наб-
людается.
РАДИОАКТИВНОСТИ ЕДИНИ-
ЦЫ— единицы, применяемые для
измерения радиоактивности (или
количества) радиоактивного веще-
ства.
Основной Р. е. любых радиоак-
тивных веществ является кюри, оп-
ределяемое как количество радио-
активного вещества, в к-ром проис-
ходит 3,7 -1010 распадов в 1 сек.
(1 кюри также соответствует 0,66 лш’
радона при 0°С и 760 мм рт. ст.,
находящемуся в равновесии с 1 г
радия). Употребляется также еди-
ница, в тысячу раз меньшая кюри,—
330
РАДИОАКТИВНОСТИ ИЗМЕРЕНИЯ
милликюри (мкюри) И В МИЛЛИОН
раз меньшая — микрокюри (мккю-
ри). Реже употребляется Р. е. —
резерфорд, определяемая как 106
распадов в 1 сек.:1 кю/ш=37000 резер-
фордов. Концентрация радиоактив-
ных веществ в воздухе, воде и т. д.
измеряется в кюри/см3 или кюрщл',
применяется также единица зман,
равная 10“13 кюри!см3, и единица Ма-
хе, равная 3,64 ьмана. Концентра-
ция 1 кюри1л эквивалентна 2,76-109
единиц махе. Для изучения дейст-
вия у-излучения любых радиоактив-
ных веществ иногда применяется
т. н. грамм-эквивалент радия (г-экв
Ra). у-излучение радиоактивного
вещества равно 1 г-ок в Ra, если при
одинаковых условиях измерения дей-
ствие его равно действию у-излуче-
ния 1 г Ra.
РАДИОАКТИВНОСТИ ИЗМЕРЕ-
НИЯ — измерения радиоактив-
ности (или количества) радиоактив-
ного вещества и у-эквивалента
y-излучателей. Радиоактивность ве-
ществ, испускающих а-, или
^-частицы и у-лучи,может измерять-
ся ионизационным и калориметрии,
методами, а также по полному заряду
частиц, испущенных радиоактивным
веществом. Последние 2 метода не в
состоянии регистрировать отдельные
частицы, а пригодны лишь для изме-
рения совокупного действия боль-
шого числа частиц.
К приборам, использующим иони-
зац. эффект, вызываемый радиоактив-
ным излучением, .относятся: иониза-
ционные камеры, пропорционалтые
счетчики, счетчики с самостоят. раз-
рядом, сцинтилляционные счетчики,
Вильсона камеры. Помимо перечис-
ленных приборов, для Р. и. исполь-
зуется также и фотометод. Все пере-
численные выше ионизац. приборы и
методы, регистрации, кроме камер
Вильсона, могут регистрировать как
отдельные частицы а, 0, у), так и
их совокупное действие. Камеры
Вильсона пригодны лишь для реги-
страции'отдельных частиц. Все иони-
зац. призоры, .кроме счетчика с са-
мостоят. разрядом, позволяют не
только сосчитать число испускае-
мых частиц, но и определить их энер-
гию. Камера Вильсона и фотометод
позволяют также индентифициро-
вать и тип частиц. Конструкция при-
бора, к-рым производятся измерения,
зависит от решаемой задачи и. от
типа излучения. Так, напр., концент-
рация радиоактивных веществ в жид-
костях измеряется с помощью счет-
чиков, приспособленных для погру-
жения в жидкость. Радиоактивность
газов измеряется путем пропускания
известного объема газа с активным
веществом через счетчик или иони-
зац. камеру, а также через фильтр,
активность которого потом изме-
ряется.
Наибольшая чувствительность при
измерении радиоактивности дости-
гается помещением радиоактивного
препарата внутрь счетчика. Т. о.
можно измерять активности порядка
10~10—10 “ "кюри.Верхний предел до-
ступных измерению активностей за-
висит от метода. При измерении
больших активностей можно исполь-
зовать калориметрии, метод, к-рый
основан на том, что поглощение а-,
£- и у-лучей в веществе сопровож-
дается превращением их энергии в
тепловую энергию. Калориметрии,
установки для измерения теплоты,
выделяемой радиоактивными изото-
пами, позволяют разделять тепловой
эффект различных видов излучения.
В последнее время для регистрации
быстрых (релятивистских) частиц
используется излучение Вавилова —
Черенкова. Измерения у-эквивалента
у-излучателя производятся путем
сравнения действия его'у-излучеппя
с действием у-излучения эталонного
препарата радия.
РАДИОАКТИВНОСТЬ — спо-
собность нек-рых атомных ядер са-
мопроизвольно распадаться с испу-
сканием а-, £-, у-лучей или путем
спонтанного деления. При этом ис-
ходное ядро превращается в ядро
другого типа.
Распад любого радиоактивного ве-
щества происходит так, что если в
нек-рый момент времени имеется N
радиоактивных атомных ядер опре-
дел. вещества, то из них в единицу
времени распадается )N ядер,- где
X—т. и. постоянная радиоактивного
распада, характерная для данного
вещества. Это приводит к след, за-
РАДИОАКТИВНОСТЬ
331
кону убывания числа атомных ядер
данного вещества со временем:
X = Я1)е-и,
где 2V0— количество атомов радио-
активного вещества в первонач. мо-
мент. Экспоненциальный закон при
распаде выполняется только стати-
стически, для очень большого числа
распадающихся атомов, т. о., его
можно интерпретировать как вероят-
ностный закон. Отдельные распады
происходят случайно, т. е. они не
зависят один" от другого. Между
постоянной распада, средней про-
должительностью жизни радиоактив-
ного ядра т и периодом полураспа-
да Тц2 существует соотношение:
.	1	0,693
Л— т — у •
2
Внешние условия (темп-pa, давле-
ние, магнитные и электрич. поля,
агрегатные состояния, химич. связь
и т. л.) практически не оказывают
никакого влияния на скорость ра-
диоактивных превращений, т. е. не
изменяют Т^. Известны след, типы
радиоактивных превращений: альфа-
распад, бета-распад, электронный за-
хват, изомерные переходы (см. Изоме-'
рия атомных ядер) и спонтанное деле-
ние (см. Деление атомного ядра). При
а-p а с п а д е радиоактивное ядро
испускает а-частицу и превращается
в ядро, электрич. заряд к-рого мень-
ше первоначального на 2, а массовое
число — на 4 единицы. Испускаемые
а-частицы обычно состоят из одной
или неск. групп с определ. значе-
ниями энергии (моноэнергетич. ли-
ний). Периоды полураспада извест-
ных «-радиоактивных ядер лежат в
пределах от 10“7сек. до 1012 лет. При
₽-р а с п а д е ядро испускает элект-
рон или позитрон. Одним из видов
^-распада является также захват яд-
ром электрона с одной из электрон-
ных оболочек атома. Во всех случаях
p-распада испускается нейтрино (или
антинейтрино).‘Массовое число при
p-распаде не меняется. Заряд ядра
увеличивается на 1 при испускании
электрона и уменьшается на 1 в
случае электронного захвата или
испускания позитрона. Испускаемые
электроны и позитроны имеют непре-
рывные энергетич. спектры. При
радиоактивных превращениях часто
наблюдается коротковолновое элект-
ромагнитное излучение, т. н. у-лучи.
Энергетич. спектры у-лучей состоят
из отдельных монохроматич. линий,
отвечающих переходам между диск-
ретными уровнями энергии радио-
активных ядер. В тех случаях, ког-
да время жизни ядра поддается изме-
рению па опыте, т. е. если оно боль-
ше 10~10сек., соответствующее воз-
бужденное состояние ядра наз. изо-
мерным, а переход из него в состоя-
ние с меньшей энергией возбужде-
ния или в основное состояние наз.
изомерным' переходом.
Изомерные переходы могут происхо-
дить не только путем испускания
у-лучей, но и за счет передачи энер-
гии одному из электронов атома (см.
Внутренняя конверсия).
Своеобразным видом Р., свойствен-
ным только тяжелым ядрам, являет-
ся спонтанное д е л е-
н и е. При спонтанном делении
ядро самопроизвольно расщепляет-
ся обычно на 2 осколка средней
массы и при этом вылетает 2—3 ней-
трона. Если во всех вышеперечи-
сленных видах Р. выделение энергии
в одном акте распада составляет от
десятков Нэе до неск. Мэе, то при
спонтанном делении выделяется энер-
гия порядка 160 Мэе. По мере пере-
хода к более тяжелым трансурано-
вым элементам периоды полураспада
для спонтанного деления быстро со-
кращаются от многих млрд, лет до
неск. часов или даже минут.
Кроме естеств. радиоактивных изо-
топов, в наст, время известно ок.
тысячи радиоактивных изотопов, по-
лученных искусственно путем ядер-
ных реакций. Разнообразные радио-*
активные изотопы производятся в
массовых количествах в ядерных ре-
акторах; они находят широкое при-
менение в самых различных отра-
слях науки, техники, медицины и
нар. х-ва. Все применения Р. осно-
ваны на использовании ионизирую-
щего действия радиоактивных излу-
чений. ЕдиницейР. служит кюри и его
производные и значительно роже —
резерфорд (см. Радиоактивности,
единицы).
332
РАДИОАКТИВНОСТЬ ЗЕМНОЙ КОРЫ
РАДИОАКТИВНОСТЬ ЗЕМНОЙ
КОРЫ — совокупность свойств гор-
ных пород, минералов, вод и воздуха,
обусловленная наличием в их соста-
ве радиоактивных элементов, среди
к-рых выделяются 3 группы: в 1-ю,
основную группу входят U238, U235,
Th и продукты их распада, а также
К40 и РЬ87; во 2-ю — радиоактивные
изотопы Ca48,Zr96, In113, In115, Sn124,
Те130, La’38, Nb150, Sm152, Zn176, W180,
Re187, Bi209, имеющие небольшое зна-
чение в общей Р. з. к.; в 3-ю—радио-
активные изотопы С14 и Н3, образую-
щиеся в настоящее время в атмо-
сфере под действием космического
излучения, к к-рым в последние го
ды присоединяются продукты атом-
ных взрывов, загрязняющие атмо-
сферу и поверхность Земли искусств,
радиоактивными элементами, вре-
менно повышающими Р. з. к. Сред-
нее содержание главнейших ра-
диоактивных элементов в наибо-
лее распространенных породах та-
ково:
Типы пород	| Ra — 1О-’2 г [г	| U — 10~« 2/2	Th — 10“6 г>г
Магматические и О р О J ы			
Кислые 		2,4	7,0	20,5
Средние 		1,9	5,6	19,0
Основные 		0,95	3,0	6,9 2,36
Ультраосновные 	 Осадочные породы	0,19	0,6	
Песчаники		0-1,5	до 4	—
Глины 		1,3	4,3	13,0
Глинистые сланцы		1,1	3	——
Известняки		0,5	1,5	0,5
Доломиты		0,1	0,3	—
В глубинных зонах Земли предпо- । главнейших радиоактивных элемеп-
лагается следующее содержание | тов:
Геосферы	1 Ra - IO”» а'г	| U — 10“в г/г	Th — 10 “° г/г
Гранитная геосфера ....	1,40	4,00	13,5
Базальтовая »	....	0,34	1,00	4,0
Перидотитовая »	. . . .	0,0046	0,014	0,056
Промежуточная »	\ . . .	0,0040	0,012	0,048
Центральное ядро 		0,0010	0,003	0,013
Колебания концентраций радио-
активных элементов в горных поро-
дах обычно невелики, но иногда,
особенно в осадочных породах, пре-
вышают средние величины (кларки)
в десятки и сотни раз, достигая та-
кой величины, что становятся ин-
тересными для промышленного из-
влечения Си Th. U и Ra в горных
породах и минералах обычно нахо-
дятся в постоянных количествен-
ных соотношениях (см. Радиоактив-
ное равновесие), но в редких случаях
равновесие между ними нарушается
(см. Радийсодержащие минералы).
Среднее содержание радиоактив-
ных элементов в гидросфере опреде-
ляется след, цифрами:
		Ra—10""’° г/л13	U—IO”3 г/л13	Th — IO-» г/л13
Морские	воды		1,0	2,0	0,5
Озерные	» 		10,0	8,0	
Речные	» 		2,0	0,6	
Грунтовые	» 		2,0	5-7	
РАДИОАКТИВНЫЕ ВЕЩЕСТВА
333
В водах верхних частей морских
бассейнов отмечается недостаток Ra
по сравнению с U.
В водах нек-рых источников и рек
наблюдаются аномально высокие кон-
центрации U, свидетельствующие о
наличии вблизи этих вод горных по-
род с повыш. содержанием U или
урановых руд; высокие концентрации
U установлены и в крупных озерах,
что указывает на существование про-
цессов медл. накопления U в отдель-
ных бассейнах; нек-рые типы подзем-
ных вод (вода нефтяных месторожде-
ний) содержат иногда высокие кон-
центрации Rа—до 7,5 • 10 “ 6 (см. Радио-
гидрогеология, Урансодержащие воды).
В воздухе присутствуют газооб-
разные продукты распада U и Th;
содержание радона в атм. воздухе
над сушей составляет 1,2-40“13
кюри)л, торона— 7-10“13 кюри',л. С
высотой их содержание быстро сни-
жается след, образом (высота в м,
за 100 принято ср. содержание на
поверхности Земли).
0-0,01 |	10	25	50	100	ЮОО	7000
Rn 100	87					69	38	7
'In 100	50	20	5	0,5	—	—
Вокруг горных пород, обогащен-
ных радиоактивными элементами,
воздух (особенно почвенный) содер-
жит аномально высокие концентра-
ции Rn или Тп, в зависимости от при-
роды радиоактивного начала, превы-
шающие в десятки, сотни и тысячи
раз обычные их содержания (см. Ано-
малии радиоактивные, Эманацион-
ная съемка).
В результате процессов радиоак-
тивного распада Земля получает
нек-рое количество тепловой энер-
гии (1,35* 1013 кал в 1 сек.), что со-
ответствует примерно тому количе-
ству тепла, к-рое Земля теряет на
лучеиспускание в мировое простран-
ство. Предполагается, что мн. геоло-
гия. процессы, происходящие в глу-
бинах земной коры, обусловлены в
значит, степени энергией, выделяе-
мой радиоактивными элементами при
распаде. Этой энергией в основном
обусловлено увеличение темп-ры с
глубиной (геотермия, градиент), со-
ставляющее в разных местах от 1°
па 0,7 м до 1° на 137,8 м. В отличие
от глубинных процессов, геология,
и биология, процессы, происходя-
щие на земной поверхности, проте-
кают в основном под воздействием
энергии, поступающей на Землю из
мирового пространства, гл. обр. за
счет лучистой энергия Солнца.
РАДИОАКТИВНОСТЬ ТЕПЛО-
НОСИТЕЛЯ — непрерывное. образо-
ание и распад радиоактивных ато-
мов теплоносителя, подвергающе-
гося облучению нейтронами в систе-
ме теплоотвода ядерного реактора.
Основными источниками наведенной
радиоактивности являются реакции
нейтронов с атомами теплоносителя
или загрязнений в нем и диффузия
продуктов деления в теплоносителе.
Р. т. зависит от макроскопия, сече-
ния активаций, потока и энергетич.
спектра нейтронов, периода полу-
распада радиоактивных изотопов и
времени, в течение к-рого происхо-
дит облучение теплоносителя пото-
ком нейтронов. При конструирова-
нии реактора стараются выбрать
теплоноситель, обладающий наряду
с хорошими теплофизич. свойствами,
минимальным поглощением нейтро-
нов и; по возможности, не активизи-
рующийся в реакторе.
РАДИОАКТИВНЫЕ ВЕЩЕСТ-
ВА — вещества, в составе к-рых
содержатся радиоактивные атомы.
Радиоактивные элементы и радио-
активные изотопы в свободном со-
стоянии или в соединениях представ-
ляют собой Р. в. Однако Р. в. могут
содержать в своем составе радиоак-
тивные изотопы в качестве примеси—
добавки к нерадиоактивному изото-
пу. Фосфорная кислота будет Р. в.
как в том случае, если весь се фосфор
представляет собой радиоактивный
изотоп Р32, так и в том случае, если
только часть атомов обычного фосфо-
ра заменена Р32. При этом соотноше-
334
РАДИОАКТИВНЫЕ ВОДЫ
ние стабильного и радиоактивного
фосфора не играет роли.
РАДИОАКТЙВНЫЕ ВОДЫ —
воды, содержащие в своем составе
повыш. количества радиоактивных
элементов. Все подземные в поверх-
ностные воды обладают радиоактив-
ностью, т. к. содержат (в различных,
часто весьма незначит. количествах)
уран, радий, радон и др. радиоак-
тивные элементы. Наиболее богаты
радиоэлементами подземные воды,
менее всего — воды рек. В водах мо-
рей и оксанов уран и радий присут-
ствуют в незначит. количествах.
В подземных водах содержание урана
достигает сотых долей мг на 1 л, ра-
дия — миллионных долей мг на 1 л,
радона — до тысяч махе.
Р. в., в зависимости от преобла-
дания тех или иных радиоэлементов,
подразделяются на 3 основные груп-
пы: 1) радоновые, 2) радиевые, или
радионосные, и 3) радоно-радиевые.
Кроме того, могут быть Р. в.,’'содер-
жащие др. радиоэлементы: воды мезо-
ториево-радиевые, урано-радиевые
и т. д. В радоновых водах имеются
относительно большие количества ра-
дона (более 10 махе), но мало радия
(меньше 10“пг/л). Эти воды широко
применяются для лечебных целей (в
Пятигорске, Цхалтубо, Белокурихе
п др.) и обычно представляют собой
сравнительно.невысоко мпнерализов.
воды сложного химич. состава. Ра-
диевые воды содержат в растворе
соединения радия в количестве более
10“пг/л, но меньше радона (менее
10 махе). Эти воды в отд. случаях
м. б. использованы для пром, добычи
радия. Они имеются в нек-рых неф-
теносных р-нах и по составу чаще все-
го являются бессульфатнымп хло-
рпдно-кальцпево-натриевыми рассо-
лами, содержащими иод, бром и иног-
да метай.
Радоно-радиевые воды обогащены
как радием (более 10“11 г/л), так ц
радоном (более 10 махе). Эти воды
представляют большую ценность и
используются на mil курортах для
приема внутрь п для ванн. Они отно-
сятся к типу углекислых или азот-
ных термальных вод; встречаются в
СССР (в р-не Кавказских мпн. вод,
Исти-Су в Азербайджанец Ср. Азии—
Джеты-Огуз и др., в Забайкалье), в
Чехословакии (р-н Яхимова), Гер-
мании (в Рудных горах и в Рейнской
обл.) и в др. странах.
Радиоактивность подземных вод
обусловлена содержанием в горных
породах радиоактивных минералов.
Р. в. обычно бывают в областях рас-
пространения гранитов, гранодио-
ритов, трахитов и т. п. или осадоч-
ных отложений, представляющих со-
бой продукты разрушения вышеука-
занных изверж. пород. Наиболее бо-
гатые Р. в. возникают на участках
вторичного скопления радиоактив-
ных элементов. Месторождения радо-
новых вод часто приурочены к зонам
тектонич. разрывов на участках дроб-
ления пород, на контактах, в брек-
чиях и т. д. Обогащение подземных
вод радием и радоном зависит от мно-
гих факторов: от количества радио-
активных элементов в горных поро-
дах, по к-рым протекают воды, от
степени разрушенности породы, ско-
рости движения воды и от активных
свойств воды по отношению к .дан-
ной породе и радиоактивному мине-
ралу. Радон как газ попадает в ра-
створ из эманирующих коллекторов
путем диффузии; радий переходит в
раствор при выщелачивании горных
пород, а уран (находящийся в узлах
кристаллич. решеток нек-рых мине-
ралов) — лишь в том случае, если
радиоактивный минерал полностью
растворяется водой. В группе радие-
вых вод, содержащих изотопы ра-
дия: MsThI, ТЬХ, АсХ, обычно отме-
чается незначит. количество урана.
Воды с повыш. содержанием “урана
могут формироваться в окислит, зо-
не нек-рых рудных месторождений.
Радий обычно нс входит в кристал-
лич. решетку минералов, а находит-
ся в составе вод, заполняющих ми-
кроскопия. трещинки и пустоты ми-
нералов, в адсорбированном состоя-
нии — на стенках последних, и мо-
жет легко мигрировать вместе с во-
дой. Т. к. диффузия радия в мелких
капиллярах идет крайне медленно,
то воды и рассолы, обогащенные ра-
дием, нередко имеют древний воз-
раст. При миграции вод радий выпа-
дает в осадок или сорбируется на
мелкодисперсных породах,, илах,
РАДИОАКТИВНЫЕ ИЗОТОПЫ
335
осадках источников (напр., в травер-
тинах),битуминозных или иных орга-
нпч. веществах и при определ. усло-
виях может накапливаться в нек-рых
участках и являться источником
образования радоновых или радопо-
радиевых вод. Большое значение
имеет темп-pa воды, от к-рой зависят
растворимость и распределение ра-
дона в воде и в газе. В радоновых
термальных водах содержание радо-
на в выделяющемся газе обычно в
4—5 раз выше, чем в воде. Многие
источники, содержащие небольшое
количество радона, вследствие боль-
шого дебита обладают повыш. радио-
активной мощностью, т. к. суммар-
ное количество выносимого радона за
определ. промежуток времени до-
вольно значительно. Режим Р. в.
весьма своеобразный, т. к. в одних
случаях с увеличением их дебита ра-
диоактивность уменьшается, в дру-
гих же, наоборот, увеличивается.
Эксплуатация Р.в. и устройство ра-
ционального каптажа имеет свои осо-
бенности и представляет сложную
задачу. В нек-рых случаях можно
добиться искусств, увеличения ра-
диоактивности вод.
Изучение Р.в. позволяет выявлять
месторождения урановых руд (см.
Радиогидрогеолог ия, Гидрогеох им и-
ческий метод поисков).
РАДИОАКТИВНЫЕ ЗАГРЯЗНЕ-
НИЯ — загрязнения радиоактивны-
ми веществами помещений, ме-
бели, оборудования, вытяжных шка-
фов, одежды, а также лица, рук и
поверхности тела работающих. За-
грязнения происходят как вследствие
мехаппч. задержания твердых ча-
стиц или капель радиоактивных ве-
ществ на поверхности, так и вслед-
ствие адсорбции химич. соединений,
содержащих радиоактивные изото-
пы. Удаление Р. з. (дезактивация)
соответственно может производиться
механич. и химич. путем.
РАДИОАКТЙВНЫЁ ИЗОТОПЫ—
неустойчивые, распадающиеся изото-
пы хпмпч. элемента. Р. и. могут быть
природные или искусственно-радио-
активные. Известны Р. и. всех химич.
элементов. Тип радиоактивности и де-
ление изотопов на устойчивые и ра-
диоактивные определяются строением
атомного ядра и энергией связи ча-
стиц, входящих в ядро. Существуют
след, типы радиоактивности изотопов:
алъфа-распад, бета-распад, электрон-
ный захват, изомерия атомных ядер и
спонтанное деление атомных ядер.
Радиоактивность изотопа характери-
зуется периодом полураспада Т' 2,
изменяющимся от неск. сек. для
одних изотопов до десятков и сотен
млн. лет для других.
Основным типом радиоактивности
для изотопов с Z меньше 60 является
f-распад. Атомы с ядрами, обладаю-
щими избытком нейтронов по отно-
шению к числу нейтронов в устойчи-
вом ядре с тем же массовым числом,
большей частью f“-радиоактивны
(т. е. испускают электроны). Атомы с
ядрами, имеющими избыток прото-
нов, превращаются путем электрон-
ного захвата или с испусканием по-
зитрона (р+).
Нек-рые изотопы, будучи устойчи-
выми относительно f-распада (т. е.
f-устойчивыми), могут испытывать
другие виды радиоактивного превра-
щения: а-распад.или спонтанное деле-
ние ядра. Начиная с висмута, все
^-устойчивые изотопы и много
^-неустойчивых изотопов являются
а-радиоактивными, т. е. они испуска-
ют а-частицы.
В природе существует ок. 50 при-
родных Р. и. Природные Р. и.
тяжелых элементов входят в со-
став радиоактивных семейств, родо-
начальниками к-рых являются дол-
гоживущие изотопы тория Th232
и урана U235 и U 238. Кроме того, в
природе существуют также в очень
небольших концентрациях коротко-
живущие Р. и., к-рые непрерывно
образуются на Земле вследствие раз-
личных ядерных реакций. Кроме
природных Р. и., в паст, время извест-
но ок. 1 ООО Р. и., полученных искус-
ственно с помощью ядерных реакций.
Р. и. широко применяются в науч-
ных п технич. исследованиях, в
пром-сти и с. х-вс, в медицине; их
производят теперь в больших количе-
ствах. Наиболее широкое применение
имеют Р. и., обладающие не слишком
малым периодом полураспада и таким
излучением, к-рое позволяет точно
и удобно регистрировать отдельные
336
РАДИОАКТИВНЫЕ ИЗОТОПЫ
акты распада.На практике часто при-
меняются изотопы: С14,Na22, Na24,P32,
Со60, Gu64, Zn65, Sr89, J134, Ро210 и др.
Для получения Р. и. в больших ко-
личествах обычно пользуются пенной
реакцией деления атомных ядер (см.
Цепные ядерныереакции), реакциями
с захватом или выбиванием нейтрона
и реакциями под действием дейтронов
и а-частиц. Самый удобный и дешевый
способ произ-ва Р. и.— посредством
ядерных реакторов. Большое коли-
чество Р. и. может быть получено в
виде отходов при работе ядерного
реактора, т. к. в результате реакции
деления ядер урана в реакторе обра-
зуются Р. и. многих элементов, на-
ходящихся в смеси друг с другом.
Р. и. применяются как радиоак-
тивные индикаторы и как источ-
ники излучения в различных обла-
стях науки, пром-сти, с. х-ва и меди-
цины. С помощью Р. и. можно опре-
делить возраст геологич. пород и воз-
раст Земли. Широко применяют-
ся Р. и. в пром-сти и медицине как
источники проникающего излучения.
В гамма-дефектоскопии успешно при-
меняется Со60 наряду с рентгенов-
скими лучами для просвечивания ме-
та ллич. изделий с целью обнаруже-
ния в них различных дефектов/ Со-
зданы различные типы пром, устано-
вок с применением радиоактивного
Со60, наз. «кобальтовыми пушками».
Р. и. , применяются в различной кон-
трольпо-измерит. аппаратуре и авто-
матич. регулир. устройствах (см.
Радиоактивные приборы).
Если к газам, находящимся в ме-
таллургии. печах, прибавить газо-
образный Р. и. радон и измерить
время появления радиоактивности в
различных местах печи, то можно
определить скорость движения газов.
Применяя Р. и., излучающие а- и
^-частицы (напр., Ро210 и Sr90), можно
бороться с поверхностной электри-
зацией при произ-ве листовой рези-
ны и шелка путем ионизации воздуха
вблизи этих материалов (см. Элими-
нация электростатических зарядов).
Р. и. применяются в фармацевтич.
пром-сти для обеззараживания раз-
личных лечебных препаратов (стери-
лизация лучевая), а также в пищевой
пром-сти для стерилизации пищевых
продуктов. В химич. пром-сти Р. и.
применяются в качестве ускорителей
процесса полимеризации при полу-
чении различных видов пластмасс
и синтетпч. каучука и др. (см. Ра-
диационная химия).
Радиоактивные изото-
пы в биологии, медицине
и сельском хозяйстве.
Широкое распространение полу-
чило использование Р. и. при иссле-
дованиях жизненных процессов, про-
исходящих в растительных и живот-
ных организмах, а также для диагно-
стики и лечения различных заболе-
ваний человека и животных.
Принципы применения Р. и. в био-
логии основаны на возможности опре-
деления Р. и., входящих в то или
иное химич. соединение (см. Меченых
атомов метод), при помощи различ-
ной дозиметрической аппаратуры,
методами авторадиографти и ауто-
гисторадиографии, хроматографии,
озоления (сжигания) и т. д.
В многочисл. и разнообразных
бпохимич., физиологии, п фармако-
логии. исследованиях применяются
Р32, С14, S35, J151, Вт82, Na21, К42,
Са45, Fe59, Сг89 и др.
Использование Р. и. для биохимии,
исследований позволило изучить мп.
стороны механизма обменных про-
цессов в организме (обмен белков,
углеводов, липидов, витаминов, ми-
неральных соединений), определить
активность различных соединений и, в
частности, ферментов. Стало возмож-
ным изучить всасывание, концент-
рацию и распределение различных
веществ в тканях, органах и клетках,
а также проследить пути и темп вы-
ведения из организма вводимых извне
соединений, в т. ч. фармакологич.
(лекарственных средств). По появле-
нию радиоактивности и по положе-
нию радиоактивных атомов в моле-
кулах вещества, выведенного или
искусственно выделенного из тканей
организма, можно судить, принимает
ли участие введенное радиоактивное
соединение в интересующем нас био-
синтезе. Во мн. случаях удается уста-
навливать скорость процессов синтеза,
и распада различных высокомо-
лекулярных веществ и структурных
элементов тела. Применение Р. и.
РАДИОАКТИВНЫЕ ИЗОТОПЫ
337
позволяет раскрыть нек-рые вопросы
обмена веществ в микроорганизмах,
как полезных для организма челове-
ка, так и паразитирующих в нем, а
также механизмы взаимодействия ле-
карств. веществ с микробами и ви-
русами.
Интересные данные были получены
применением Р. и. в изучении при-
роды важнейших биохимии, процес-
сов, лежащих в основе с.-х. произ-ва.
Главными из них следует считать:
определение изотопного состава кис-
лорода, выделяемого растениями при
фотосинтезе; усвоение углерода и
образование оргацич. соединений в
растении, дающих материал для син-
теза всех тех веществ, из к-рых
строятся ткани растения и форми-
руется урожай; познание механизма
первичных процессов усвоения эле-
ментов питания корнями растений;
обоснование приемов регулирования
условий питания растений в связи с
изучением влияния факторов внеш-
ней среды па обмен веществ, рост и
развитие растений; изучение процес-
са связывания атм азота; изучение
проблемы некорневого питания через
листья, эффективности различных
сроков и способов внесения удобре-
ний в почву, процессов взаимодей-
ствия почв с удобрениями, оценка
качества оросительной воды в свя-
зи с учетом свойств орошаемых почв
и т. д.
В эксперименте получены данные
о возможности создания отдельных
полезных наследств, изменений у
с.-х. растений под действием облу-
чения. Ведутся работы по изучению
проблемы защиты растений от вре-
дителей и болезней.
Р. и. широко используются в мед.
практике как для диагностич., так
и для лечебных целей. Ввиду воз-
можности вредного воздействия ионп-
зир. радиации па организм человека
для этих целей употребляют весьма
малые дозы короткоживущих Р. и.,
имеющих небольшой период полурас-
пада и быстро выводящихся из орга-
низма.
Применение Р. и. в биологии и ме-
дицине обогатило наши представле-
ния о патогенезе мп. заболеваний, о
различных нарушениях функции ор-
ганов и систем организма человека.
В клинич. практике нашли приме-
нение такие Р. и., как Na24, Р32,
J131, Со60 и Ан198. Используя радио-
активный натрий при помощи авто-
радиографа илп радиометра, опреде-
ляют скорость кровотока в большом
и малом кругах кровообращения,
интенсивность наполнения и опорож-
нения полостей сердца кровью, про-
веряют проходимость сосудов. Ди-
агностика опухолей мозга, опухолей
глаза, меланом производится с при-
менением радиоактивного фосфора и
иода.
С помощью натрия и фосфора изу-
чают проницаемость капилляров и
состояние гистогсматических барье-
ров (барьеры между кровью и тка-
нями организма), объем циркули-
рующей крови, объемы эритроцитов
и плазмы. Радиоактивный иод при-
меняется для определения функцио-
нального состояния щитовидной же-
лезы, и т. д.
Большое развитие в СССР получи-
ло применение радиоактивного ко-
бальта для лечения злокачеств. опу-
холей; посредством кобальтовых
^-облучателей (см. Гамма-аппарат
терапевтический') производят лече-
ние рака легкого, рака пищевода.
Лечение рака мочевого пузыря про-
изводится сочетанием лечения ^-аппа-
ратом и внутритканевым .методом
введения в опухоль пгл из радио-
активного кобальта (см. Игла радио-
активная), или коллоидного раствора
радиоактивного золота, илп внутри-
полостным введением раствора радио-
активного натрия. Лечение радио-
активными иглами применяют также
при раке гортани и при ряде других
локализаций злокачественных опу-
холей.
Р. и. в растворах применяются при
лечении таких заболеваний, как ти-
реотоксикоз, эритремия, полиците-
мия, лейкозы, опухоли щитовидной
железы и женской половой сферы и
ряд других. Наложением муляжей,
содержащих радиоактивный фос-
фор, лечат раки кожп, волчанку,
экзему, плоские капиллярные анги-
омы, нейродермиты и другие забо-
левания кожи. См. также Радиоте-
рапия.
338
РАДИОАКТИВНЫЕ ИНДИКАТОРЫ
РАДИОАКТЙВНЫЕ ИНДИКА-
ТОРЫ — радиоактивные изотопы,
к-рые, благодаря чрезвычайно высо-
кой чувствительности их обнаруже-
ния, при добавлении к неактивным
атомам дают возможность исследо-
вать свойства веществ и ход разно-
образных процессов. Использование
Р. и. основано на том, что при обыч-
ных физич. и химич. процессах изото-
пы средних и тяжелых элементов ве-
дут себя практически одинаково. В
качестве Р. и. могут использоваться
как естественные, так- и искусств, ра-
диоактивные изотоны, обладающие
периодами полураспада, удобными
для работы.
Чувствительность обнаружения
Р. и. весьма велика. Так, напр., Р. и.
можно обнаружить 10 “12 г изотопа С14
в биосфере. Такая чувствительность
в миллионы раз превышает чувстви-
тельность других известных средств.
Широкая номенклатура изотопов по-
зволяет иметь Р. и. в любом химиче-
ском соединении, необходимом для
исследований. Существующие мето-
ды синтеза радиоактивных соеди-
нений позволяют одновременно по-
метить различные части молекул
двумя и более изотопами (Н3, С14,
Р32, S35), что дает возможность сле-
дить за различными частями сложной
молекулы, контролируя ее превра-
щения.
Приготовление Р. и. связано с раз-
решением 3 основных проблем:' по-
лучения достаточно больших коли-
честв радиоактивного изотопа, его
высокой удельной активности и ра-
диохимии. чистоты. Первая пробле-
ма решается путем использования
мощных ядерных установок (ядерный
реактор, ускоритель заряженных ча-
стиц). Проблема высокой удельной
активности решается получением ра-
диоактивных препаратов без носите-
лей, т. е. препаратов, не содержащих
весомых количеств стабильных изо-
топов данного элемента. Что касается
радиохимия, чистоты, то она дости-
гается применением соответствующих
методов изолирования. Радиохимия,
чистота Р. и. должна быть исключи-
тельно высокой.Химич, же чистота не
всегда является обязательным усло-
вием для Р. и., степень ее опреде-
ляется их назначением. Так, для
идентификации и исследования ра-
диоактивных элементов, а также для
мн. случаев их применения в каче-
стве индикаторов, химия, чистота су-
щественного значения не имеет, тог-
да как для биологич. работ опа в
большинстве случаев необходима.
При работе с Р. и. обычно оказывает-
ся необходимым ввести их в различ-
ные химич. соединения. Одним из
приемов получения соединений, со-
держащих Р. и. (меченые соедине-
ния), является использование явле-
ния изотопного обмена. При полу-
чении меченых соединений с помощью
общих химич. методов необходимо
учитывать специфич. требования, свя-
занные с работой с радиоактивными
веществами (период полураспада, за-
щита работающего от действия р- и
у-излучений и т. д.).
Р. и. широко применяются в на-
учных исследованиях при изучении
самодиффузии, диффузии, коррозии,
адсорбции, реакций обмена, электро-
лиза, получении термодинамич. ха-
рактеристик и т. д.; при пром, иссле-
дованиях работы домен, мартенов-
ских печей, машин непрерывной раз-
ливки металлов, крекинг-установок,
а также при исследовании и контроле
технология, процессов (см. Поверх-
ностных загрязнений контроль, Сме-
шивания веществ контроль). Напр.,
применение Р. и. и метода автора-
диографии дает полную количеств,
и качеств, картину явления само-
диффузии.
Р. и. находят широкое применение
в теоретич.и прикладной с.-х. э то-
мол о г и и, особенно при изучении
дальности й путей миграции раз-
личных вредных насекомых, взаимо-
зависимости питания вредных насе-
комых и питания .их врагов и пара-
зитов, соотношения последних с «хо-
зяевами», а вредителей — с кормо-
выми растениями, вопросов физиоло-
гии насекомых, механизма действия
инсектицидов, переноса насекомыми
болезнетворных грибков, бактерий,
вирусов. Мечение насекомых произ-
водится чаще всего кормлением ли-
чинок или взрослых особей есте-
ственной или искусственной пищей
с введенными в нее Р.и. Иногда под-
РАДИОАКТИВНЫЕ ИНДИКАТОРЫ
339
опытные экземпляры воспитываются
в радиоактивных растворах или сма-
чиваются ими. Применяется также
наружное загрязнение тела радио-
активными препаратами. Метятся и
инсектициды, причем доза выбран-
ного Р. и. не должна вызывать по-
ражений лучевого характера, га-
рантируя в. то же время последую-
щую регистрацию изотопа счетными
приборами. При изучении миграции
насекомых последние вылавливаются
(через определ. срок) на разных
расстояниях от места выпуска; за-
тем проверяют, нет ли (среди вылов-
ленных) особей с мечеными атомами.
Р. и. в растениеводстве
служат для исследования различных
свойств почвы, для выбора наилуч-
ших способов удобрений и т. д. Так,
Р32 широко применяется для уста-
новления коэффициента использо-
вания фосфора из удобрений, для
выбора способов внесения удобре-
ний и для оценки работы с.-х. ору-
дий и машин, вносящих туки. В
частности, Р. и. имели большое
значение для разработки приемов
внекорневой подкормки растений.
С помощью Р32 определяют также
запас (в почвах) усвояемых фосфатов.
Р. и. используются для определе-
ния влажности почвы, ее объем-
ного веса и веса зеленой массы уро-
жая растении на поле (без сре-
зания их). Изотоны С136 и Na22
применяются для изучения пере-
движения в почве воды и солевого
режима почвы в целях разработ-
ки приемов мелиорации. Р. и. ис-
пользуются в почвоведении и в аг-
рохимии также для изучения об-
менных реакций в почве, разло-
жения в почве органич. удобрений
и гумуса.
Р.и. в почвенпо -мелио-
ративных исследовани-
я х при проектировании ороситель-
ных, осушшельных, химич. мелио-
раций позволяют определять пока-
затели, характеризующие отдельные
свойства почв и грунтов. Скорость
движения грунтовых вод, коэфф,
фильтрации грунтов, высоту капил-
лярного поднятия воды можно опре-
делять применением таких изотопов,
как J131, S35; тяжелая вода (D2O;
Н2О18); С1зв и др. Разработан ме-
тод определения с помощью Са45 ем-
кости поглощения почв. Изотопный
метод применяется при определении
качества оросит, и промывной воды
при промывке засоленных почв. Этот
же метод позволяет автоматизи-
ровать определение влажности поч-
вы на орошаемых полях с целью
регулирования поливного режима
культур.
Р.и. в изучении питания
с.-х. р а стен и й. При помощи изо-
топа Р32 удалось выяснить, в каких
отношениях идет использование
с.-х. растениями фосфора из вне-
сенных (с удобрениями) фосфатов и
из самой почвы. Это позволило более
правильно оценить разные фосфаты
при различных условиях их приме-
нения. Изотоп Р32 поступает в рас-
тение оч. быстро. После встречи кор-
• ней с очагом Р32 в почве заметная
радиоактивность в листьях обнару-
.живается уже через 15—20 мин. Раз-
мещая в почве очаги Р32 на различ-
ном удалении от семян и прослежи-
вая ' появление радиоактивности в
листьях развивающихся проростков,
удалось выяснить преимущество раз-
личных способов внесения удобре-
ний. В частности, таким путем было
показано первостепенное значение
(для питания растений) внесения фос-
фора в рядки под семена или совмест-
но с семенами при посеве. Метод Р. и.
оказался полезным и для наблюде-
ния за ростом корней в почве, не при-
бегая к их раскопкам. Он позволяет,
напр., определить влияние различ-
ных агротехнич. мероприятий на рост
корней и скорость освоения ими поч-
венной толщи. Большое значение
имеют Р. и. при изучении вопросов
внекорневого питания с.-х. растений,
для определения условий внекорне-
вой подкормки. С помощью радиоак-
тивного углерода С14 удалось пока-
зать способность корней к поглоще-
нию углекислоты почвенных бикар-
бонатов и дальнейшее использование
этой углекислоты в процессе фото-
синтеза. При помощи меченых по
азоту (N16), по фосфору (Р32), по
сере (S35) соединений показана спо-
собность растений к поглощению
извне ряда готовых органич. веществ,
340
РАДИОАКТИВНЫЕ ИНДИКАТОРЫ
в частности продуктов жизнедея-
тельности почвенных микроорганиз-
мов (витаминов, антибиотиков, ами-
нокислот, нек-рых органич. фосфа-
тов и т. д.). Доказана также способ-
ность корней перерабатывать погло-
щенные извне неорганпч. соединения
в сложные органические (амино-
кислоты, липоиды, нуклеопротеиды
и др-)-
При помощи Р. и. установлен
важный факт быстрого обновления
азота белков и хлорофилла в растит,
организме, раскрыты конкурентные
и симбиотич. взаимоотношения между
с.-х. растениями и почвенными мик-
роорганизмами.
Использование Р. и. в физиоло-
гия. опытах позволил лучше изу-
чить один из наиболее сложных
биологических процессов — фото-
синтез — и наметить пути управ-
ления им. Это открывает совершен-
но новые перспективы для даль-
нейшего развития растениеводства.
Как известно, в процессе фотосин-
теза растения первично синтезиру-
ют органич. вещества из полностью
окисленных минерализованных ве-
ществ. В целом фотосинтез—про-
цесс эндотермический и осуществ-
ляется под влиянием энергии света,
поглощаемой хлорофиллом. Эта энер-
гия запасается в органич. веществах
в виде потенциальной энергии химич.
связей. Суммарное уравнение фото-
синтеза таково:
СО2+ Н2О -суУ-> (СН2О + 02 —
хлорофилл органич.
вещество
— И2 ккал).
За год зеленые растения всего
мира накапливают примерно столько
же энергии, сколько могли бы дать
в год 200 тыс. электростанций, по
мощности равных Куйбышевской
ГЭС.
До недавнего времени общеприз-
нанным было мнение, что единств,
прямыми продуктами фотосинтеза яв-
ляются углеводы, причем первым
промежуточным продуктом призна-
вался формальдегид СН2О, к-рый
конденсируется, образуя угле-
воды: пСН2О-^(СП2О)п. Первые же
результаты в изучении фотосин-
теза с помощью Р. и. (1939—41) в
корне изменили прежние представ-
ления. А. П. Виноградов в СССР,
Э. Рубен, М. Камен и др. в США,
сопоставляя изотопный состав вы-
деляющегося при фотосинтезе кис-
лорода (отношение между содержа-
нием О16, О17 и О18) с изотопным
составом СО2 и Н2О, используемых
как исходные продукты* фотосинте-
за, показали, что свободный кисло-
род получается из молекул воды.
Подвергаясь окислению под действи-
ем энергии света, вода выделяет сво-
бодный кислород и отдает водород
на восстановление углекислоты:
Свет
I
хлорофилл
I
О2*-2Н2О—> 4(11)-----—-« (СН2О)
тт гч органич.
Н2О .вещество
В дальнейшем изучении проблемы
фотосинтеза особенно важную роль
сыграло использование в исследо-
ваниях (начиная с 1940) меченого
радиоактивного углерода. Так, в
1939—40 в США с помощью корот-
коживущего изотопа С11 было уста-
новлено, что первым этапом вхож-
дения СО2 в цикл фотосинтетич. пре-
вращений является реакция карбо-
ксилирования какого-то акцептора
(R) и образование соединения с кар-
боксильной группой: RI1 + СО2—>
RCOOH. Последующие превращения
углерода карбоксильной группы за-
ключаются в его восстановлении.
Дальнейшие широкие исследова-
ния превращений углерода в про-
цессе фотосинтеза были проведены
и проводятся (уже с помощью радио-
активного углерода С14) мн. иссле-
дователями в разных странах. Ис7
следуегся динамика вхождения уг-
лерода в различные вещества при
продолжительности фотосинтеза в
среде с меченым углекислым газом
(С14О2), начиная с долей секунды
и кончая минутами. В этих работах
получены важные результаты. Так,
амер, ученые из группы, руководи-
мой М. Кальвином, нашли, что прак-
тически весь меченый углерод обна-
руживается прежде всего в фосфо-
РАДИОАКТИВНЫЕ ИНДИКАТОРЫ
341
глицериновой к-те — в карбоксиль-
ной ее группе. Фосфоглицеривовую
к-ту и считают первым иромежуточ-
ньш продуктом фотосинтеза. По мере
удлинения времени экспозиции чис-
ло продуктов, в к-рых обнаружи-
вается меченый углерод, увеличи-
вается. Среди них оказываются: фос-
форные эфиры, триоз, пентоз, гек-
соз, дифосфорибулеза (рибулезоди-
фосфат), аминокислоты (аланин, се-
рин, глицин, аспарагиновая кисло-
та) и свободные углеводы.
Согласно предложенной М. Каль-
вином схеме фотосинтетич. превра-
щений углерода, процесс носит цик-
лич. характер; главным путем этого
цикла является восстановление фос-
фоглицериновой к-ты через стадию
фосфотриоз с образованием сначала
фосфорных эфиров сахаров, а затем
и свободных углеводов. Наряду с
этим образуется и ряд соединений
с 4, 5, 7 атомами углерода и среди
них фосфорный эфир пятиуглерод-
ного сахара рибулезы — дифосфори-
булеза, к-рая является первичным
акцептором СО2. Акцептируя СО2 и
образуя шестиуглеродную цепь, она
распадается на 2 молекулы фосфогли-
цериновой к-ты (первый продукт),
к-рая подвергается дальнейшим пре-
вращениям, прежде всего в сторону
образования углеводов. Наряду с
этим часть фосфоглицериновой к-ты
окисляется, образуя пировиноград-
ную к-ту. Из последней легко обра-
зуются яблочная к-та и ряд амино-
кислот и прежде всего такие, как
аланин, серин, глицин, аспарагино-
вая к-та. Аминокислоты используют-
ся на синтез белков.
Сов. исследователи (А. А. Ничи-
порович и др.) установили, что состав
образуемых' в процессе фотосинтеза
продуктов и количеств, отношения
между ними меняются в зависимости
от условий фотосинтеза. Это открытие
имеет большое значение для управ-
ления процессом фотосинтеза. Р. и.
и шинают широко использоваться
и в работах по изучению физиоло-
гии фотосинтеза, т. е. зависимости
его интенсивности от условий вы-
ращивания растений, в работах по
изучению соотношений между фото-
синтезом и дыханием и т. д. Конечная
цель указанных работ— повышение
урожая на основе паилучшего управ-
ления фотосинтезом и наилучшего
использования ассимилятов на фор-
мирование урожаев.
Р. и. нашли широкое применение
при изучении питания с.-х.
животных. Так, использование
(в составе кормов) хлорофилла, ме-
ченого изотопом С14, позволило вы-
яснить значение этого пигмента в пи-
тании с.-х. животных и, следова-
тельно, в кормовых рационах.
Оказалось, что С14, а значит и хло-
рофилл, быстро включается в гемо-
глобин. Влияние хлорофилла сказы-
вается на общем тонусе организма и
росте молодняка. Недостаток хлоро-
филла приводит к падению продук-
тивности, понижению способности к
размножению, ослаблению сопротив-
ляемости организма к заболеваниям.
Р. и. также позволили изучить
значение отдельных элементов кормов
для животного организма. Привнесе-
нии в состав корма глюкозы, содержа-
щей С14, было выяснено, что этот изо-
топ уже через неск. мин. обнаружи-
вается в составе углекислоты выдыха-
емого воздуха. Это свидетельствует
о быстром включении глюкозы в
процессы обмена веществ и энергии.
Было также доказано, что у л акти-
рующих животных глюкоза пред-
ставляет источник оргапич. состав-
ных частей молока. При введении
лактирующим животным глюкозы,
содержащей С14, этот изотоп обна-
руживается в составе молочного са-
хара, жира, альбумина, лимонной
к-ты и аминокислот. При введении
различных жирных к-т, содержащих
G14, установлено, что уксусная к-та
идет на синтез молочного жира, про-
пионовая к-та — сахара, а масляная
к-та — казеина. Включение в состав
кормов аминокислот, содержащих
С14, позволило обнаружить новые
факты, имеющие значение при нор-
мировании белкового питания жи-
вотных. Оказалось, что интенсив-
ность обмена белков значительно
выше, чем это предполагалось. Бел-
ки печени за 9. суток обновляются
на 50%. Обновление (на 50%) бел-
ков мышц происходит в течение 80
суток. Быстро обновляются белки
342
РАДИОАКТИВНЫЕ ИНДИКАТОРЫ
и др. органов. Весьма важны иссле-
дования динамики фосфора в организ-
ме с.-х. животных. При введении в
состав кормо’в Р32 последний через
4—6 час. обнаруживается (в виде
органич. соединений) в печени, мыш-
цах, мозгу, молоке и костной ткани.
По-видимому, во всех органах идет
интенсивный обмен фосфора. С’ по-
мощью Со60 удалось установить не-
обходимость включения в состав кор-
мов кобальта, из к-рого в организме
животных образуется витамин В12.
Большое значение имеют исследо-
вания коэфф, переваримости (к. п.),
к-рый до сих пор вычислялся по раз-
ности между количеством вещества,
введенного с кормом и выведенного
с калом. Оказалось, что такой способ
вычисления неправилен.
Р. и. позволили выяснить, что
с калом выводятся не только непере-
варенные вещества, по также и веще-
ства, всосавшиеся из крови в кишеч-
ник. В результате удалось уточнить
величину к. п. Так, напр., при вы-
числении обычным способом к. п.
фосфора люцерны была получена
величина 11%, а при уточнении —
62%. Вычисление истинного к. п.
проведено и для др. элементов кор-
мов.
Р.и. помогают изучению п р о д у к-
т и в н ости с.-х. животных.
В связи с задачей повышения молоч-
ной, мясной, сальной, шерстной про-
дуктивности животноводства необхо-
димо изучение специализир. форм об-
мена веществ (напр., синтеза мышеч-
ных белков, молочного жира, белков
шерсти). Совр. зоотехнич. биохимия,
используя меченые атомы разнообраз-
ными методами, изучает синтез жи-
ров, белков и углеводов. Так, напр.,
исследуется (в целом животном орга-
низме) судьба меченых предшествен-
ников, т. е. веществ, к-рые из пище-
варит. тракта и крови поступают в
органы и ткани и могут явиться ма-
териалом для этого синтеза. Меченые
предшественники (предполагаемые)
вносятся в перфузионную жидкость,
циркулирующую в изолированных
переживающих органах (напр., в
молочной железе, печени, мышце).
Иногда меченые предшественники
вносятся в среду, в к-рой находятся
срезы исследуемого органа, или ис-
пытуемые меченые вещества прибав-
ляются к суспензии или экстрактам
ткани, органа. Наконец, применяется
также метод авторадиографии сре-
зов, и целых органов (напр., молоч-
ной железы) с целью определения
мест локализации меченых соеди-
нений.
Исследования- синтеза жирных к-т
в молочной железе с применением ме-
ченого ацетата (GH3Gj4OONa) позво-
лили сделать вывод, что ацетат слу-
жит исходным веществом для синтеза
ряда жирных -к-т, содержащихся в
молочном жире. В опытах на козах
и коровах, путем подкармливания их
меченым фосфатом (Na2HP32O4), уста-
новлено образование фосфатидов мо-
лока за счет минеральных солей —
фосфатов крови. Доказано, что фос-
фатиды крови не являются предшест-
венниками фосфатидов молока. G по-
мощью внутривенной инъекции козам
свободных аминокислот (глицина, се-
рина, валина, лизина, метионина),
меченых углеродом G14, выяснено,
что синтез казеина молока в молочной
. железе может идти за счет свободных
аминокислот. G целью исследования
путем синтеза лактозы (молочного са-
хара) производилось внутривенное
введение меченой глюкозы (первый
углеродный • атом ее G14) в организм
лактирующих коз и затем определя-
лась активность глюкозного и галак-
тозного остатков лактозы, выделяе-
мой из молока. Исследования показа-
ли, что глюкоза крови служит глав-
ным источником обеих компонентов
лактозы. Применение меченых ато-
мов внесло много нового в наши
представления о синтезе молока, по-
зволило уточнить и дополнить преж-
ние представления.
Применение соединений, содержа-
щих меченый углерод G14, дейтерий
Н2, стабильный изотоп азота N15,
облегчает решение сложных вопро-
сов синтеза мышечных белков у жи-
вотных мясного типа. При изучении
шерстной продуктивности наиболь-
ший интерес представляет выяснение
условий усвоения серосодержащих
веществ и потребления их на синтез
шерстных белков — кератинов. Эти
вопросы решаются с помощью ме-
РАДИОАКТИВНЫЕ ОТБРОСЫ
343
ченых аминокислот (напр., цисте-
ина, метионина, содержащих сульф-
гидрильную группу SH с меченой се-
рой S35) и минеральных солей (сер-
нистого натрия Na2S35, сернистокис-
лого натрия Na2S35O3, сернокислого
натрия Na2S35OJ. Изучение жиро-
вого обмена у свиней в связи с от-
ложением сала может осуществлять-
ся с помощью меченых крахмала и
глюкозы (С14), позволяющих просле-
дить нек-рые их. промежуточные
превращения и определить скорость
синтеза и распада жирных кислот
и жира.
В ветеринарии Р. и. при-
меняются для диагностики нек-рых
болезней, выяснения этиологии и па-
тогенеза заболеваний с.-х. животных
и терапий. Так, напр., меченые атомы
используются для выявления ранней
стадии иодной недостаточности у жи-
вотных, при нарушении кровообра-
щения, болезнях сердца, сосудов, в
хирургич. практике. Меченые радио-
изотопами лекарственные вещества
позволяют выяснить механизм их
действия на организм животных. Ис-
следуется действие пенициллина,
стрептомицина; осуществлен синтез
препарата ДДТ, меченого G14; полу-
чены меченые серосодержащие ле-
карств. вещества, применяемые при
борьбе с гельминтами и накожными
паразитами с.-х. животных. Р. и. по-
казали важное значение хлорофилла
как средства, предупреждающего
развитие анемии .у высокопродук-
тивных животных в зимне-весенний
период содержания. Широко исполь-
зуется этот метод для изучения об-
мена веществ в микробных телах,
патогенеза инфекционных заболева-
ний, иммунобиологических реакций
в организме животных, а также при
изыскании новых мер борьбы с ин-,
фекциямп.
РАДИОАКТЙВНЫЕ МИКРОУДО-
Б РЕНИЯ — удобрения, действую-
щим началом к-рых являются
радиоактивные изотопы. В нек-рых
опытах, проведенных различными
исследователями, наблюдалось, что
при внесении ничтожно малых коли-
честв естеств. радиоактивных изото-
нов (дополнительно к основным пи-
тат. веществам) заметно увеличи-
вается урожай, повышается содер-
жание белка в зерне, сахара в кор-
неплодах сахарной свеклы, более
интенсивно развиваются клубенько-
вые бактерии и азотобактерии и
т. п. Напр., при внесении радиоак-
тивного сланца (1,5—6,0 г на 1 кг
почвы), или радия (10“9г), или урана
(10“4г) урожаи овса, картофеля и др.
культур повышались в отдельных
опытах на 20—30%. Дозы внесения
Р. м. еще недостаточно разработаны,
особенно в отношении их безвредно-
сти для растений, а также для орга-
низма животных, поедающих выра-
щенные при-воздействии Р. м. расте-
ния, и для человека, использующего
эти растения в пищу и для дру-
гих целей. Изучается также воз-
можность применения в . качестве
Р. м. искусственных радиоактивных
изотопов фосфора, цинка, кобальта
и др.
РАДИОАКТИВНЫЕ МИНЕРА-
ЛЫ — природные образования, со-
держащие продукты-радиоактивного
распада, ' дающие радиоактивное
излучение.
РАДИОАКТЙВНЫЕ ОТБРОСЫ —
радиоактивные вещества, образую-
щиеся при работе ядерных реак-
торов, при произ-ве и использовании
радиоактивных изотопов в науке,
технике, медицине и с. х-ве. При
совр. развитии ядерной техники про-
блема удаления Р. о. стала весьма
острой из-за непрерывно растущего
уровня радиации на Земле. По физи-
ческим свойствам Р. о. могут быть
твердыми, жидкими или газообраз-
ными; химический состав их и актив-
ность определяются характером про-
изводства. 
Твердыми Р. о. являются:
части реакторов, подвергавшиеся воз-
действию нейтронов и вследствие их
естествг. износа непригодные для
дальнейшего использования; отдель-
ные детали тепловыделяющих элемен-
тов; изношенные детали емкостей и
коммуникаций, загрязненные радио-
активными веществами на заводах
химич. переработки ядерного горю-
чего; пришедшая в негодность за-
грязненная радиоактивными веще-
ствами лабораторная посуда, спец-
одежда; трупы экспериментальных
344
РАДИОАКТИВНЫЕ ПРИБОРЫ
животных, отравленных радиоак-
тивными веществами. Твердые Р. о.
захороняются в металлич. ящиках
или контейнерах в глубокие бетони-
рованные ямы в спец, отведенных
местах, удаленных от нас. пунктов,
там, где исключается возможность
распространения грунтовыми и по-
верхностными водами. Р.о. с долго-
живущими изотопами затапливают
в бетонных контейнерах в океанах
на больших глубинах. Если Р. о.
обладают очень высокой активно-
стью (напр., отдельные детали тепло-
выделяющих элементов), их предва-
рительно выдерживают в спец, хра-
нилищах.
К ж и д к и м Р. о. относится
прежде всего вода, служащая для
охлаждения реакторов, обладающая
наведенной активностью в результате
поглощения нейтронов. Создание
замкнутых систем охлаждения и
использование воды с минимальным
количеством посторонних примесей
значительно снижает возможность
загрязнения внешней среды. Основ-
ная масса жидких Р. о. образуется
нри переработке ядерного топлива с
целью извлечения неирореагировав-
шего у рапа, плутония, а также ряда
радиоактивных продуктов деления
урана для использования их в каче-
стве источников излучения. Т. к.
активность образующихся Р. о. изме-
ряется сотнями и тысячами кюри,
удаление их представляет серьез-
ную проблему. Наиболее надежным
методом является сбор Р. о. в хо-
рошо изолированные емкости, где
они хранятся нек-рое время с целью
уменьшения активности вследствие
распада короткоживущих продуктов.
После этого Р. о. упариваются до
минимального объема и заключаются
в сосуды, исключающие возможность
проникновения радиоактивных ве-
ществ в почву и открытые водоемы,
и захороняются. Для очистки жид-
ких отходов относительно невысокой
активности могут применяться
ионнообменные смолы. • Все пред-
приятия, использующие радиоактив-
ные вещества, д. б. оборудованы ка-
нализац. системой, собирающей Р. о.
в специальные емкости для после-
дующей их изоляции путем захоро-
нения. Слив Р. о. в общую канали-
зационную систему категорически
воспрещен.
Газообразными Р.о. яв-
ляются воздух, окружающий реак-
тор, нек-рые радиоактивные продук-
ты деления и различные аэрозоли,
образующиеся в процессе использо-
вания ядерной энергии, произ-ва и
применения радиоактивных изото-
пов. Сам по себе воздух, окружаю-
щий реактор, не представляет сколь-
ко-нибудь серьезной опасности, т. к.
входящие в его состав газы (N2, Оа,
Аг, СО2) образуют при взаимодей-
ствии с нейтронами лишь коротко-
живущие изотопы (образование С14 в
этом случае ничтожно и может не
приниматься во внимание). Однако
воздух обычно бывает загрязнен раз-
личными твердыми и газообразными
примесями, образующимися в про-
цессе работы реактора. Для очистки
воздуха от радиоактивных загряз-
нений применяют химич. поглотите-
ли, фильтры (для аэрозолей).В ка-
честве фильтров используются раз-
личные неорганич. ц органич. мате-
риалы, обладающие высокой сорб-
ционной способностью, спец, элект-
рофильтры и т. д. Все способы уда-
ления Р. о. не могут полностью
исключить нек-рое загрязнение внеш-
ней среды. Однако загрязнение это
при правильной организации удале-
ния Р. о. ничтожно и не превышает
предельно допустимых норм, соглас-
но к-рым доза воздействия на огра-
ниченные контингенты населения не
должна превышать дозы воздействия
естеств. радиоактивного фона более
чем в 2 раза.
РАДИОАКТЙВНЫЕ ПРИБОРЫ
для контроля техноло-
гических процессов —
приборы, основанные на поглоще-
нии и рассеянии радиоактивных из-
лучений, а также на ионизации га-
зов а-частицами. Свойства радио-
активных излучений при взаимо-
действии с веществом позволили соз-
дать ряд приборов для контроля тех-
нологических процессов (табл. VIII).
Р. п. дают возможность определять
размеры и различные физические
параметры без соприкосновения, с
контролируемым материалом v или
РАДИОАКТИВНЫЕ СЕМЕЙСТВА
345
изделием, напр. бесконтактные из-
мерители толщины движущихся лент
(см. Толгцины бесконтактное изме-
рение}, измерители толщины покры-
тий (см. Толщины покрытия бескон-
тактное измерение), измерители
плотности жидких и газообразных
сред (см. Плотности бесконтактное
измерение), измерители давления и
уровня (см. Уровня радиоактивное
измерение), радиоактивные счетчики
предметов, радиоактивные регуля-
торы уровня, радиоактивные рас-
ходомеры жидкости и др.
РАДИОАКТИВНЫЕ РУДЫ —
скопления в земной коре минераль-
ных агрегатов, содержащих радио-
активные элементы. Обычно Р. р.
наз. пром, скопления U или Th (см.
Урановые и ториевые руды). Пра-
вильнее это наименование применять
ко всем рудам, содержащим повыш.
концентрации радиоактивных эле-
ментов (U, Th, R-a).
К числу Р. р. могут быть от-
несены: золотоносные конгломераты
района Вптватерсранда (Юж.-Афр.
Союз), где на вновь построенных
гидрометаллургии, заводах из отхо-
дов золотой пром-сти извлекается U;
алюминиевые руды (бокситы) Юго-
славии, в процессе переработки к-рых
осуществляется попутное извле-
чение U; фосфоритовые руды Фло-
риды (США), перерабатываемые с
попутным извлечением U; редкоме-
тальные пегматиты, при разработке
к-рых производилось извлечение то-
риевых и у рапсодержащих минера-
лов; титан- и цирконийсодержащие
россыпи, из к-рых попутно извле-
кается монацит, являющийся сырьем
на Th. К Р. р. могут быть также
отнесены: нек-рые ванадпеносные
сланцы типа нижпепалеозойских ва-
надийсодержащих сланцев Швеции;
угли, содержащие неск. повыш.
концентрации U; руды мн. вольфра-
митовых и молибденитовых место-
рождений; неск. условно воды неф-
теносных районов, содержащие Ra
и MsTh.
РАДИОАКТИВНЫЕ СЕМЕЙСТ-
ВА (радиоактивные р я-
д ы) — цепочки (ряды) атомных ядер,
каждое из к-рых возникает из пре-
дыдущего в результате а- или £-
распада. Цепочка распадов продол-
жается до тех пор, пока не обра-
зуется сгабильное ядро. В природе
существуют 3 Р. с. элементов, назв.
по долгоживущему «родоначальни-
ку» Р. с.: урана («родоначальни-
ком» является изотоп U238), тория
(«родоначальник» —90Th232) и акти-
ния («родоначальник» т. н. актино-
уран AcU235); поскольку в каждом
Р. с. происходят либо а-распады, при
к-рых массовое число А меняется на
4 единицы (дЛ=4), либо £-распады
(дА—0). то со‘ЬтпошениеА=4п-|-а, ха-
рактеризующее массовые числа атом-
ных ядер, для разных Р. с. отли-
чается лишь разными значениями а.
Для Р. с. урана а—2, для Р. с. то-
рия а=0, для Р. с. актиния а=3;
4-е Р. с. тяжелых ядер, для к-рого
а=1, состоит из искусственно по-
лученных ядер, и его «родоначаль-
ником» условно считается наибо-
лее долгоживущий изотоп этого
Р. с. 93Np237. Все члены каждого
Р. с. находятся в радиоактивном
равновесии между собой. Ниже при-
водятся все Р. с. и указываются
периоды полураспадов каждого чле-
на ряда. Большинству природных
радиоактивных изотопов были даны
названия по их месту в Р. с. Напр.,
UX2 образуется из UXn RaE — из
RaD, и т. д. Члены Р. с. находятся
в радиоактивном равновесии. Этим
объясняется существование в приро-
де короткоживущих радиоактивных
изотопов, к-рые обязательно являют-
ся членами Р. с., и, т. о., имеют
долгоживущего «родона ча льника».
В табл, приведены радиоактивные
изотопы, образующиеся при после-
довательных а- и ^-превращениях
из изотопов урана U238 и U235 и
тория Th232; помещен также 4-й ряд.
Квадраты с горизонтальными стрел-
ками обозначают а-распад изотопа,
кружки с вертикальными стрелка-
ми — f-раснад. Двойной кружок
изотопа Ра234 (UZ) обозначает изо-
мерный переход UX2. Цифры у стре-
лок обозначают периоды полураспа-
да изотопов («г.» — года^ «л.» —
лет, «д.» — дней, «ч.» — часов, «м.»—
минут, «с.» — секунд). Слева
сбоку указано число избыточных
нейтронов (N—Z).


348
РАДИОАКТИВНЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ
РАДИОАКТИВНЫЕ ЭЛЕМЕН-
ТЫ — химии, элементы, все изо-
топы к-рых радиоактивны. Радио-
активный элемент — это вид радио-
активных атомов с одинаковым за-
рядом ядра. Р. э. могут бытыюдраз-
делены на естественные (т. н. при-
родные Р. э.) и искусств. Р. э.
К природным Р. э. относят
след, элементы перподич. системы
Д. И. Менделеева: № 84, Ро — по-
лоний; № 85, At —астатин; № 86,
Rn — радон; № 87, Fr— франций;
№ 88^ Ra — радий; № 89, Ас— акти-
ний; № 90, Th — торий; №91, Ра —
протактиний; № 92, U — уран. Эле-
менты уран и торий являются ро-
доначальниками радиоактивных се-
мейств и встречаются в природе в
виде минералов и руд. Все ос-
тальные природные Р. э. являются
продуктами распада первых двух
элементов. В старых, не подверг-
шихся действию тех или иных хи-
мии. агентов минералах и рудах
имеет место радиоактивное равно-
весие, при к-ром соотношение радио-
активных изотопов различных эле-
ментов определенно. При выветри-
вании минералов и горных пород,
при выщелачивании (вымывании) их
водой происходит унос отдельных
Р. э., в результате чего радиоактив-
ное равновесие нарушается. Благо-
даря распаду Р. э., отделенных от
материнского элемента — U или Th,
короткоживущие Р. э. быстро ис-
чезают и остаются лишь такие,
как Ра и Ra, способные встречаться
в природе самостоятельно. Т. к.
радиоактивные изотопы элемента
№ 86, эманации радия, тория, ак-
тиния — радон, торон и актинон,
непрерывно выделяются в атмосфе-
ру, то их всегда можно в ней обна-
ружить.
Элементы U, Ра, Th, Ra и др. и их
отдельные изотопы получаются пу-
тем химич. переработки урановых
и ториевых руд. Короткоживущие
природные Р. э. выделяются из пре-
паратов долгоживущих материнских’
веществ.
К искусственным Р. э.
относятся след, элементы периодич.
системы Д. II. Менделеева: № 43,
Тс—технеций; № 61, Pm—про-
метий; № 93, Np — нептуний; № 94,
Ри — плутоний; № 95, "Ат — аме-
риций; № 96, Ст — кюрий; № 97,
Вк — берклий; № 98, Cf— калифор-
ний; № 99, Es — энштейний; № 100,
Fm — фермии; № 101, Md— менде-
левий; № 102.
Искусств, радиоактивные элемен-
ты синтезируются путем ядерных
реакций. Элементы № 93—102 пе-
риодич. системы получили название
трансурановых элементов. Элемен-
ты № 90—103 (элемент № 103 еще
не открыт) объединены в се-
мейство актиноидов. В наст, время
Тс и Pm получают из продуктов
деления U в ядерном реакторе.
Ри и Np получаются в результате
реакций (п, у) и (п, 2п) из U в урано-
вом ядерном реакторе. Остальные
трансурановые элементы синтези-
руются либо в ядерпом реакторе
путем введения неск. нейтронов в
ядро U, Ри или еще более тяжелого
элемента, либо на ускорителях пу-
тем облучения тяжелых элементов
(U, Ри и т. д.) ионами гелия, угле-
рода, азота и кислорода.
Деление Р. э. па указанные выше
2 группы является условным, т. к.,
напр., наиболее долгоживущий
изотоп элемента № 85 — At был
впервые синтезирован искусств, пу-
тем, а затем чрезвычайно коротко-
живущие изотопы At были найдены в
радиоактивных семействах урана,
актиноурана и тория/ Синтетич.
элемент Ри в концентрациях поряд-
ка 10-14г на 1 г U найден в рудах
урана. Изотопы всех природных эле-
ментов в наст, время получены ис-
кусств. путем.
На практике мы имеем дело не
с Р. э., а, как правило, с радиоак-
тивными изотопами или их искусств,
смесями. Лишь U встречается в при-
роде в виде пост, смеси изотопов.
Поэтому термины «Р. э.» и «радио-
активный изотоп» становятся в этом
смысле синонимами.
В лит-ре широко применяется тер-
мин «Р. э.» по отношению к химич.
элементам, в состав к-рых введен
в качестве «метки» радиоактивный
изотоп. Это не отвечает формули-
ровке, приведенной для Р. э. в нача-
ле статьи.
РАДИОГИДРОГЕОЛОГИЯ
349
РАДИОАКТИВНЫЙ ДОЖДЬ —
дождь, водяные капли к-рого зара-
жены радиоактивными веществами.
Р. д. выпадает непосредственно из
базисной волны или тогда, когда ра-
диоактивное облако сольется с ку-
чевыми и др. облаками, в результате
чего конденсирующиеся в воздухе
водяные пары смешиваются с радио-
активными веществами. При под-
водном взрыве Р. д. выпадает гл.
обр. в районе взрыва, при назем-
ном, воздушном, надводном — на
значит, удалении от места взрыва.
Заражая грунт, воду и раститель-
ность, а также одежду и др. предме-
ты, Р. д. создает значит, опасность
радиоактивного заражения, людей.
Степень заражения зависит от сте-
пени радиоактивного заражения во-
ды в облаке и количества выпавшего
дождя на единицу поверхности.
РАДИОАКТИВНЫЙ карот-
ТАЖ — метод исследования гео-
логии. разреза в скважинах, осно-
ванный на изучении естеств. и на-
веденной радиоактивности окружаю-
щих горных пород (см. Гамма-ка-
роттаж).
РАДИОАКТИВНЫ!! ОПРЕДЕЛИ-
ТЕЛЬ НЕРОВНОТЫ — прибор для
измерения неровиоты продуктов
прядильного произ-ва и вычисле-
ния коэфф, вариации неровпоты (см.
рис. 5, табл. VIII). Действие при-
боров основано па регистрации из-
менения интенсивности f-излучения,
прошедшего через ленту (см. Тол-
щины бесконтактное измерение). По
своей принципиальной схеме Р. о. п.
аналогичен толщиномеру, за ис-
ключением того, что в нем имеется
электронное счетно-решающее уст-
ройство для вычисления коэфф, ва-
риации перовноты.
РАДИОАКТИВНЫЙ РАСПАД —
см. Радиоактивность.
РАДИОАКТЙВНЫХ ЭЛЕМЁН-
ТОВ ХИМИЯ — один из разделов
радиохимии', занимается изучением
химии природных (п. н. 84—92)
и искусственных (п. н. 43, 61, 93 —
102) радиоакпгиеных^элементов.
РАДИОАКТЙНИИ RaAc (RdAc,
90Th227) — естественный радиоактив-
ный изотоп тория. Члеп радиоак-
тивного семейства актиноурана, до-
черний изотоп актиния. Испускает
а-часдицы и ^-лучи с 7\2 = 18,17
дня.
РАДИОБИОЛОГИЯ — раздел био-
логии; изучает изменения в жи-
вых растит, и животных организ-
мах, наступающие в* результате воз-
действия на них ионизирующей ра-
диации. Р. тесно связана с био-
физикой в области изучения пер-
вичных эффектов облучения; яв-
ляется теоретической основой пра-
ктической медицинской радиологии.
Р. изучает первичные механизмы
действия* ионизирующей радиации
(см. Биологическое действие иони-
зирующего излучения), развитие лу-
чевых поражений на последующих
этапах (см. Лучевая болезнь), ос-
ложнения, возникающие в орга-
низме в результате воздействия ио-
низирующих излучений (см. Вторич-
ное лучевое поражение, Отдаленные
последствия облучения, Канцероген-
ное действие излучений), а также ге-
нетическое действие излучений, про-
являющееся у потомства облучен-
ных организмов.
Наряду с этим Р. изучаются воп-
росы частного — прикладного ха-
рактера: роль естеств. радиоактив-
ного уровня (фона), вопросы био-
логической защиты, обоснования
предельнодопустимых доз ионизи-
рующих излучений, возможности ис-
пользования излучений в сельском
хозяйстве.
РАДИОГЕННОЕ ТЕПЛО — теп-
ловая энергия, возникающая в ре-
зультате процессов распада радио-
активных элементов и составляющая
1,35 • 1013 кал в 1 сек. См. Радиоактив-
ность земной коры.
РАДИОГИДРОГЕОЛОГЙЧЕСКАЯ
СЪЁМКА— косвенный метод поисков
урановых месторождений и метод по-
исков радиоактивных вод. См. Гидро-
геохимический метод поисков, Радио-
гидрогеология.
РАДИОГИДРОГЕОЛОГИЯ — раз
дел гидрогеологии, изучающий
поведение и миграцию радиоактив-
ных элементов и продуктов их рас-
пада в подземных водах. Изучение
таких вод производится- при поис-
ках месторождений урановых руд
(см. Гидрогеохимический метод поис-
350
РАДИОГРАФИЧЕСКИЙ МЕТОД
ков), также в целях их использова-
ния в качестве источника получения
радия и др. ценных элементов и
для лечебных целей.
Р. изучает состав, содержание,
формы нахождения и количеств,
соотношения радиоактивных эле-
ментов и продуктов их распада в
водах различного состава и проис-
хождения, условия формирования
радиоактивных вод, пути миграции
радиоактивных элементов и продук-
тов их распада в водной среде. Р.
рассматривает вопросы формирова-
ния и разрушения месторождений
урана под воздействием подземных
вод разного состава и происхожде-
ния, с учетом особенностей геоло-
гия. строения и рельефа различных
областей и климатич. условий.. Р.
разрабатывает классификацию ра-
диоактивных подземных вод, методы
полевых радиогидрогеологич. ис-
следований, в частности способы изу-
чения и опробования вод, методы
полевых и лабораторных химич.
анализов и изучения физич. свойств
вод, интерпретацию радиогидроло-
гич. данных, способы подсчета ре-
сурсов радиоактивных вод и пути
их использования; определяет зна-
чение этих вод в качестве поисково-
го признака при поисках месторож-
дений урана.
РАДИОГРАФЙЧЕСКИИ МЕТОД
(в радиохимии) — приме-
няется для решения след, задач:
идентификации изотопов путем из-
мерения величины пробегов (тре-
ков), испускаемых изотопом при
радиоактивном распаде ионизирую-
щих частиц в ядерпой фотоэмуль-
сии; определения концентрации ра-
диоактивного элемента по известной
постоянной радиоактивного распа-
да; определения постоянной распада
по абс. числу треков, приходящихся
на единицу веса и единицу времени;
оценки степени радиохимии, чисто-
ты препарата, содержащего радио-
активный изотоп; оценки картины
распределения изотопов по поверх-
ности исследуемого образца и др.
Р. м. осуществляется 2 путями.
1) Следовой радиографией — опре-
делением числа треков ионизирую-
щих частиц в эмульсионнохм слое.
Для этой цели м. б. пригодны сле-
дующие «-активные изотопы: Рог1°,
Ra226 Th230 Th232 Ра231 и238 U234
Np237’ Pu239, Аш241 и др. Кроме того,
пригодны естественно-радиоактив-
ные изотопы РЬ и Bi, к-рые испус-
кают р-лучи и дают «-активные до-
черние продукты, по к-рым можно
определить, напр., концентрации ма-
теринских веществ. 2) Контрастной
радиографией — получением карти-
ны распределения изотона по поверх-
ности исследуемого образца; при
этом применяются гл. обр. изото-
пы, испускающие f-лучи.
Одно * из главных применений
Р. м.— идентификация радиоактивно-
го изотопа, а также определение сте-
пени его радиохимия, чистоты с по-
мощью калиброванных ядерных фо-
топластинок, которые пропитывают
раствором неизвестного изотопа.
Время экспозиции зависит от ак-
тивности раствора и обычно со-
ставляет неск. часов или дней. После
проявления полученная радиоав-
тограмма исследуется под микроско-
пом. Набирается статистика из неск.
сот треков и вычисляется средняя
величина пробега «-частиц в данном
типе ядерной фотоэмульсии. Если
треки по размерам распределяются
на неск. групп, то радиоактивный
изотоп не является радиохимически
чистым и содержит примеси др. ра-
диоактивных «-изотопов. С помощью
калибровочных кривых определяет-
ся неизвестный изотоп, а также иден-
тифицируется примесь.
Другим важнейшим свойством Р. м.
является возможность обнаружения
исключительно малых количеств ра-
диоактивных изотопов. Найдено,
напр., что предельная чувствитель-
ность метода составляет 10-9 и10-19
моля для изотопов U238 и Ро210 соот-
ветственно (при экспозиции 10е сек. и
концентрации треков—1 на 100 полей
зрения микроскопа). Примером конт-
растной радиографии может служить
радиографировапие шлифа кристал-
ла. Если изотоп в кристалле распре-
делен однородно, то радиоавтограм-
ма будет иметь равномерное потем-
нение; если изотоп локализован,
то районам локализации изотопа
будут соответствовать места с боль-
РАДИОколлоиды
351
шим потемнением. Плотность по-
темнения можно оцепить визуаль-
но или измерить прибором (денси-
тометр). Р. м. высокочувствителен,
прост, осуществляется без дорогих
громоздких электронных счетчиков.
РАДИОГРАФЫ ЧЕСКИИ МЕТОД
ОПРЕДЕЛЕНИЯ РАДИОАКТИВ-
НЫХ ЭЛЕМЕНТОВ — получение
на фотопластинке или пленке от-
печатка под действием излучений ра-
диоактивных элементов исследуемой
пробы руды и его изучение (см. Авто-
радиография). При этом методе плос-
кая полированная поверхность шли-
фа или аншлифа исследуемой руды
или минерала накладывается в тем-
ноте, при красном или зеленом ос-
вещении, на фотоэмульсию и остав-
ляется на определ. время на ней (от
неск. часов до неск. суток). Прояв-
ление производится обычным спо-
собом. Р.м.о.р.э. делится на м а-
крорадиографию и м и-
крорадиографию. Первый
метод использует обычные рент-
геновские пленки и позволяет оп-
ределять характер распределения
радиоактивных элементов на поверх-
ности исследуемого образца по сте-
пени потемнения фотография, эмуль-
сии. Второй метод использует спец,
толстослойные фотопластинки и ос-
нован на исследовании под микроско-
пом количества и характера следов
отдельных ионизирующих частиц,
обычно а-частиц, реже ^-частиц, по-
павших в эмульсию фотографии,
пластинки с исследуемой поверх-
ности минерала или породы. Мик-
рорадиографии можно получить кон-
тактным наложением препарата на
эмульсию фотопластинки, поливом
исследуемого препарата жидкой фото-
эмульсией, покрытием препарата
съёмной фотоэмульсией.
Метод позволяет изучать распре-
деление радиоактивных элементов
в минерале и радиоактивных мине-
ралов в породе, определить концент-
рацию радиоактивных элементов и
их природу.
РАДИОГРАФЙЧЕСКИИ СНЙ-
МОК — см. Авторадиограф.
РАДИОГРАФИЯ—1) Фотография,
метод регистрации ионизирую-
щих излучений. В зависимости от
рода излучений различают а-, ₽- и
7-радиографию. Эти излучения дей-
ствуют с различной эффективностью.
Заряженная частица, попадая в фо-
тослой, на своем пути производит
ионизацию. При этом в зернах
бромистого серебра, входящего в
состав фотоэмульсии, образуются
центры скрытого изображения, что
делает их способными к проявле-
нию. Мерой интенсивности излуче-
ния, падающего на фотослой, яв-
ляется оптич. плотность почерне-
ния проявленного негатива.
Р. является одним из основных ме-
тодов регистрации ионизирующих
излучений в эксперимент. ’ ядерной
физике’н различных областях науки
и техники, связанных с применением
атомной энергии. Методом Р. мож-
но получать картину распределения
радиоактивных индикаторов (см. Ав-
торадиография) по сечению иссле-
дуемого объекта, при изучении раз-
личных поверхностных явлений
(коррозии, адсорбции), а также про-
цессов образования и роста кристал-
лов, распределения компонент в спла-
вах и др. Р. широко применяется
для пром, контроля литых метал-
лич. изделий, сварных швов, отли-
вок и взаимного расположения дета-
лей в механизмах, не подлежащих
разборке, ’ путем просвечивания их
радиоактивными излучениями (см.
Гамма-дефектоскопия). Подобный ме-
тод контроля промышленных изделий
в иностранной литературе известен
под названием промышленной радио-
графии.
2) Фотографическое изображение,
полученное в результате действия ио-
низирующих излучений на фотослой.
РАДИОКОЛЛОИДЫ — коллоид-
ные системы, образованные радиоак-
тивными элементами (р.э.) в чрез-
вычайно разбавленных растворах.
Существует 2 объяснения причин
образования Р.: 1) Р. являются
агрегатами/ образовавшимися не-
посредственно из молекул соедине-
ний р. э.— процесс адсорбции р.э.
играет в этом случае подчинен-
ную роль; 2) Р. являются продук-
тами адсорбции р.э. на твердых
ультрамикрочастицах, взвешенных в
растворе. Образованию Р. способ-
352
РАДИОЛИЗ
ствует создание условий, в к-рых
р.э. дает труднорастворимое соедине-
ние (из этого ясны и средства борь-
бы с образованием Р.). Величина
произведения растворимости при
этом м. б. и не достигнута. В от-
дельных случаях Р. можно почти
количественно отфильтровать, не-
смотря на то, что размеры пор
фильтра значительно больше ча-
стиц Р. Удержание следует объяс-
нить адсорбцией Р. веществом фильт-
ра. На этом основан для нек-рых р.э.
метод выделения радиоактивного изо-
топа в виде Р. При образовании Р.
радиоактивный элемент перестает
участвовать (или участвует значи-
тельно медленнее) в химич. реакциях.
РАДИОЛИЗ — химич. превра-
щение к.-л. вещества, вызванное
действием ионизирующих излучений,
нейтронов и осколков деления (см.
Радиационная химия, Радиацион-
но-химические реакции).
РАДИОЛИЗ ВОДЫ — химич.
превращения в воде, происходящие
под действием ионизирующих излу-
чений. При прохождении излучения
через воду в результате ионизации
и возбуждения молекулы ее распа-
даются на свободные атомы и ради-
калы. Считают, что первичными
продуктами Р.в. являются радика-
лы ОН и Н, образующиеся по реак-
циям: Н2О ++Н2О^Н3О + 4-ОН; ё+
+ Н2О->ОН +Н, или в результате
нейтрализации ионов: Н2О + + ё->
Возможно также
образование атомов О. Радикалы и
атомы возникают по следу ионизи-
рующей частицы, в основном в
местах высокой плотности иониза-
ции (см. Трек). Часть радикалов Н
и ОН рекомбинирует, давая вновь
воду, а также молекулярные продук-
ты Н2 и Н2О2. Возможно, что часть
Н2 и Н2О2 образуется сразу в виде
молекулярных продуктов. За счет
дальнейшего распада Н2О2 образует-
ся О2. Другая часть радикалов диф-
фундирует из трека в объем и
м. б. обнаружена по реакциям с рас-
творенными веществами, напр. по вы-
ходу окисления 2-валентпого же-
леза, разложения НСООН и др.
реакциям. Соотношение выходов мо-
лекулярных и радикальных про-
дуктов различно для разных видов
излучений. При действии легкого
излучения преобладают радикальные
продукты, при действии тяжелого
излучения — молекулярные. Общий
выход разложения воды составляет
3,65 молекулы на 100 se для легкого
излучения и 3,9 молекулы наЮОэв
для тяжелого.Радикалы легко реаги-
руют с веществами, находящимися в
воде, в т. ч. и с молекулярными про-
дуктами, давая вновь воду: Н2+
+ОН^Н2О+Н, Н2О2’4-Н-^Н2О+ОН
(т. и. обратные реакции). В случае
действия легкого излучения па воду,
лишенную растворенных веществ,
обратные реакции приводят к по-
давлению образования молекуляр-
ных продуктов. Если в воде имеется
вещество, способное к окислитель-
но-восстановит. превращениям, оно
реагирует с радикалами ОН и Н,
подавляя обратные реакции и спо-
собствуя выделению молекуляр-
ных продуктов. Такими веществами
являются КВг, НСООН, соли желе-
за и т. п. При значит, концентра-
циях растворенное вещество может
реагировать и с теми радикалами,
из к-рых образуются молекулярные
продукты, снижая их выход. Для
описания суммарного процесса Р.в.
была предложена следующая схе-
ма: 2Н2О->Н2+Н2О2 (F),H2O^OH +
+ H(R) и 2Н2О->Н2О2+2Н(Е).
Знак -^обозначает поглощение энер-
гии ионизирующего излучения.
Встречающиеся в лит-ре обозначения
Gf, Gr, Ge означают выход продук-
тов по реакции F, R, Е. Но т. к.
выход молекулярных и радикальных
продуктов зависит от природы и кон-
центрации растворенного вещества и
в особенности от вида излучения, в
наст, время Р.в характерезуют
выходами Н2О2, Н2, ОН, Н, т. е.
<?н2. Сон. ‘Ся. Для легкого из-
лучения найдепы след, значения вы-
ходов: GHoO=0,80 молекулы па 100 эв,
Gn= 0,45 молекулы на 100 эв,Goh = 2,05
радикала на 100 эв, GH=2,75 радика-
ла на 100 эв. При радиолизе достаточ-
но концентрированных растворов не-
обходимо учитывать реакции, воз-
никающие в результате прямого
действия излучения на растворен-
ное вещество.
РАДИОМЕТР
353
РАДИбЛИЗ ОРГАНЙЧЕСКИХ
СОЕДИНЕНИИ — химич. превраще-
ния органич. соединений при дейст-
вии ионизирующих излучений. Даже
в простейших случаях — при радио-
лизе индивидуальных органич. со-
единений— механизм реакций Р.о.с.
весьма сложен. Напр., при дейст-
вии ^-излучения Со60 на метиловый
спирт образуются Н2, СО, СН4,
СН3СНО, (СН2ОН)2, к-рые возни-
кают вследствие одноврем. протека-
ния реакций дегидрирования, окис-
ления, конденсации и др. Р.о.с.
в присутствии молекулярного кис-
лорода приводит к образованию раз-
личных перекисей. Особенно много-
образен состав продуктов радиолиза
смесей органич. соединений. При
Р.о.с. важное значение имеют явле-
ния послерадиац ионного действия,
защитного действия, самозащиты. В
случае присутствия ароматич. со-
единений существенную роль в ме-
ханизме Р.о.с. играет передача
энергии. Исследования Р. о. с. раз-
личных классов привели к установ-
лению ряда эмпирич. закономерно-
стей, однако разнообразие продук-
тов Р.о.с., трудность их аналитич.
определения и идентификации за-
трудняют подведение материального
баланса. Механизм реакции Р.о.с.
изучен крайне слабо и чаще всего
гипотетичен.
РАДИОЛОГИЧЕСКИЕ ЕДИНИ-
ЦЫ — физич. единицы измерения,
употребляющиеся для оценки про-
цессов’ радиоактивного распада и
взаимодействия ионизирующего из-
лучения с веществом. Основными Р. е.
являются единицы для измерения ра-
диоактивности и концентрации ра-
диоактивного вещества (см. Радиоак-
тивности единицы). В радиотоксико-
логии доза радиоактивного вещества,
вводимого в организм, может выра-
жаться единицами активности на еди-
ницу веса животного, напр., милли-
кюри на 1 килограмм (мкюри/кг).
Для измерения интенсивности пото-
ков элементарных частиц (нейтронов,
протонов, я-частиц) используются’
единицы, выражающие число частиц,
падающих на единицу поверхности
в единицу времени: число нейтро-
нов на 1 с л2 в 1 сек. (нейтрфм2. сек).
1 2 «Атомная энергия»
Единицы дозы излучения: рент-
ген (р, г), микрорентген (мкр, у-г);
единицы дозы поглощенной энер-
гии излучения: рад, фэр\ единицы
мощности дозы: рентген в минуту
(р^мин), микрорентген в секунду
(мкр1!сек, у.г!сек).
РАДИОМЕТР—прибор, служащий
для измерения радиоактивности гор-
ных пород и образцов препаратов,
а также для обнаружения излучений
(дозиметр). Обычно Р. состоит из
счетчика и лампового измерительного
прибора или электромеханического
счетчика, работающего от усилите-
ля (табл. VI). Р. подразделяются
в зависимости от рода регистрируе-
мого излучения, напр., я-Р., р- и
7~Р. Наибольшее распространение
получили р- и у-радиометры. По ха-
рактеру применения Р. делятся на
стационарные, устанавливаемые на
определ. месте (напр., па самолете
или автомобиле), и переносные. По
способу получения отсчета различа-
ют Р. с отсчетом показаний по
шкале механического регистратора
отсчетов или другому счетному при-
способлению, с визуальным отсчетом
по миганию неоновой лампочки или
отсчетом на слух по щелчкам в те-
лефонах.
В геологии по назначению
Р. подразделяются на поисковые,
разведочные и лабораторные. Сре-
ди п о и с к о в ы х Р. особое мес-
то занимают быстродействующие и
высокочувствительные приборы с ав-
томатич. регистрацией показаний,
предназнач. для 7-поисков с само-
лета (см. Аэрогеофизическая стан-
ция) и с автомобиля (см. Автогам-
ма-радиометр). Важной разновид-
ностью разведочных Р. явля-
ются приборы для. кароттажа сква-
жин (см. Гамма-кароттажный ра-
диометр). Блок-схема любого Р.
включает узел приемника-апализа-
з ора радиоактивных излучений (в
виде одного или неск. счетчиков
я-,’₽-, 7- или нейтронного излуче-
ний), усилптелыю-регпстрпр. схе-
му п узел питания (рис. 1). Отсчет
показаний Р. производится либо по
электромехапич. регистратору, фик-
сирующему отдельные импульсы (или
группы импульсов), либо по ст ре л оч-
354
РАДИОМЕТРИЧЕСКИЕ ПРИБОРЫ
ному измерит, прибору, измеряюще-
му среднюю частоту поступающих
импульсов. Самозаписывающие Р. со-
держат блок автоматпч. регистрации
показаний. В большинстве конструк-
Ряс. 1. Блок-схема автогамма-радиометра.
ций полевых Р. предусмотрена
акустич. индикация поступающих
импульсов.
Полевые у-, f-P. имеют обычно вы-
носную гильзу (зонд), в к-рой разме-
щается приемник излучений; гиль-
за соединяется с пультом прибора
гибким шлангом с разъемным соеди-
нением на конце. Если узел прием-
ника прибора содержит большое
количество счетчиков, то они мон-
Рис. 2. Внешний вид переносного
радиометра.
тируются в спец, кассете. В ка-
честве приемников радиоактивных из-
лучений в Р. применяются газона-
полненные ионизац. счетчики, а в
последнее время широкое примене-
ние получают сцинтилляционные
счетчики.
В военном деле Р. пред-
назначены для измерений степени
зараженности р-,у-активными вещест-
вами поверхностей различных объек-
тов, почвы, обмундирования и кож-
ных покровов людей, для определе-
ния наличия радиоактивных веществ
в пробах воды, продовольствия, фу-
ража и т. д. Р- пригодны также для
измерения небольших мощностей доз
у-излучения. Диапазон измерений сте-
пени зараженности р-, у-активными
веществами — от 150 до 1 млн.
распадов /мин-см2, диапазон измере-
ний мощностей доз у-излучения —
от 0,03 до 20 мр/час. Комплект воен-
ного Р. состоит из пульта прибора
с источниками питания, зонда с
гибким кабелем и подключенных к
пульту головных телефонов (науш-
ников). Основные элементы Р. (рис. 2
и 3): газовый счетчик и регистрир.
Рис. 3. Измерение сте-
пени зараженности в
полевых условиях с
помощью переносного
радиометра.
схема, состоящая из усилителя, огра-
ничителя (калибратора импульсов),
интегрир. схемы, лампового вольт-
метра с микроамперметром, преобра-
зователя напряжения и источников
питания. Р. является основным при-
бором для дозиметрического конт-
роля зараженности радиоактивными
веществами личного состава, тех-
ники и т. п.
РАДИОМЕТРЙЧЕСКИЕ ПРИБО-
РЫ — см. Радиоактивные приборы.
Радиометр, Дозиметр, Счетчик.
РАДИОМЕТРЙЧЕСКИЙ АйА-
ЛИЗ — анализ, основанный на из-
мерении радиоактивных излучений
и определении основных характе-
ристик этих излучений. Предель-
ное количество радиоактивного эле-
мента, к-рое может быть обнару-
РАДИОМЕТРИЧЕСКОЕ ОПРОБОВАНИЕ
35’5*
жено Р.а., тем меньше, чем меньше
продолжительность его жизни (для
короткоживущих радиоактивных
элементов предельное количество
порядка 10“18—10"20 г, для долго-
живущих — больше, т. е. чувстви-
тельность метода уменьшается). Чув-
ствительность Р.а. зависит также от
природы излучения, эффективности
счета и т. д.
РАДИОМЕТРИЧЕСКИЙ конт-
роль — перподич. или непрерыв-
ное измерение количества радиоак-
тивных веществ, коротковолновых
электромагнитных излучений, быст-
ро движущихся заряженных частиц
и нейтронов. Р.к. подвергаются ис-
точники и препараты, содержащие
радиоактивные изотопы. Р.к. в ос-
новном служит для поисков радио-
активных элементов, применяется
также в качестве вспомогат. метода
исследования при решении ряда гео-
логии. и геофизич. проблем. Р.к.
осуществляется посредством инди-
каторов излучения и радиометров.
РАДИОМЕТРИЧЕСКИЙ МЕТОД
ОПРЕДЕЛЕНИЯ РАДИОАКТИВ-
НЫХ ЭЛЕМЕНТОВ — определение
содержания радиоактивных элемен-
тов, чаще всего урана, тория и радия,
в пробах руд, горных пород, мине-
ралов, вод и газов на основа-
нии измерения испускаемых ими ра-
диоактивных излучений. В зави-
симости от используемого ра-
диоактивного излучения лаборатор-
ные радиометрические методы раз-
деляются на а-, р- и 7-методы. В
отдельную группу выделяются эма-
национные методы, имеющие ряд
специфич. особенностей, связанных
с измерением излучения радиоактив-
ных газов (см. Радон в водах).
Совместное применение измерений
по различным излучениям дает воз-
можность решать более сложные
задачи, напр. раздельное определе-
ние содержания урана и тория в ура-
ног-ториевых рудах и определение
содержания урана в урановых рудах
с нарушенным равновесием (см. Фи-
зические методы определения урана,
тория и радия).
По способу регистрации радиоак-
тивного излучения Р.м. о. р.э. делятся
на и о н и з а ц и о я н ы е (измерение
12*
общего ионизац. эффекта излученияУ
и импульсные (счет числа ча-
стиц а- или f-излучения или кван-
тов 7-излучения). В методе радиогра-
фии используется фотография, дей-
ствие a-, f- или 7-излучения (см. Ра-
диографический метод определения
радиоактивных элементов).
РАДИОМЕТРИЧЕСКОЕ ОПРОБО-
ВАНИЕ — количеств, метод опреде-
ления содержания урана в руде. Р.о.
руд производится в коренном залега-
нии по буровым скважинам и в гор-
ных выработках; производится также
Р. о. добытой руды. В буровых сква-
жинах Р. о. осуществляется с помо-
щью у-кароттажных установок, снаб-
женных гильзой, опускаемой на тросе
в скважину (см. Гамма-кароттаж).
В горных выработках Р. о. произ-
водят по 7-лучам, реже по ₽-лучам
посредством радиометров Р. о. в
определ. точке рудного тела требует
исключения воздействия на прибо-
ры у-излучепия от всех плоскостей
горной выработки, а также рассеян-
ных у-лучей и 7-излучения от про-
дуктов распада Rn Для этой цели
пользуются спец, щелевым экраном,
представляющим собой свинцовый ци-
линдр со стенкой толщиной 15 см,
в к-рый вставляется гильза радио-
метра. В цилиндр врезан клин
(вкладыш), выдвигаемый для обра-
зования щели. Радиоактивность
определ. участка рудного тела изме-
ряется путем прикладывания гильзы
к испытуемому участку той сто-
роной экрана, в к-рой имеется от-
крытая часть щели. Р. о. е экра-
ном производится точечным спосо-
бом по сетке обычно 10—20 см или
профилированием при расстоянии
точек в профиле через 10 см. Для
контроля количественного Р. о. с
экраном по отдельным профилям от-
бираются бороздовые пробы, к-рые
после дробления анализируются гео-
физич. и химич. методами (см. Фи-
зические методы определения урана,
тория и радия в рудах). При малых
содержаниях урана (до 0,05%) или
большой радиации в выработках Р о.
по 7-лучам he обеспечивает необ-
ходимой точности; в таких случаях
Р. о производится по Ji-лучам с ис-
пользованием спец, ^-датчика радио-
356
РАДИОМЕТРИЧЕСКОЕ ТИТРОВАНИЕ
метра, имеющего стальной экран тол-
щиной 4 мм для поглощения р-луяей
(см. Счетчик бета-частиц); работают
с ним так же, как и с у-счетчиком.
Р.о. керна скважин осуществляется
без выемки керна из керновых ящи-
ков с использованием щелевого ра-
диометра, аналогичного применяе-
мому при Р. о. руды в забое. Коли-
чественное Р.о. добытой руды произ-
водится в основном в вагонетках
по пути их следования при откатке
с использованием спец, радиометров,
установленных обычно в надшахт-
ных постройках.
РАДИОМЕТРИЧЕСКОЕ ТИТРО-
ВАНИЕ — титрование при ис-
пользовании в качестве индикаторов
радиоактивных изотопов. Метод Р. т.
применим, если возможно удаление
образующихся продуктов из сферы
реакции (осаждением; экстракцией).
Определение количества элемента
производится путем построения кри-
вой изменения активности индика-
тора от объема добавленного оса-
дителя и нахождения по ней точки
эквивалентности.
РАДИОМИМЕТЙЧЕСКИЕ ВЕЩЕ-
СТВА— вещества, обладающие ра-
дио миметическим действием, т. е.
вызывающие в организме ряд явле-
ний, сходных с теми, к-рые наблю-
даются при действии ионизирующей
радиации.
РАДИОМИМЕТИЧЕСКОЕ ДЕЙСТ-
ВИЕ — действие на организм химич.
веществ, сходное по нек-рым чертам
с действием ионизирующего излу-
чения. Ряд симптомов лучевого пора-
жения организма может наблюдать-
ся при действии различных химич.
веществ: так, лейкопения наблю-
дается при действии бензола, анемия—
при действии мышьяка, развитие
злокачеств. опухолей—при действии
нек-рых углеводородов, напр. метпл-
холаптрепа; генетпч. эффекты могут
возникать при действии колхицина,
этил енамина. Наиболее выраженным
Р.д. обладают нек-рые азотистые про-
изводные иприта, вызывающие сход-
ные с ионизирующим излучением из-
менения кроветворения и ряд симп-
томов ранней лучевой реакции; гиста-
мин, вызывающий ряд симптомов,
сходных с симптомами ранней луче-
вой реакции: падение кровяного дав-
ления, шок. Р. д. обладает и ультра-
фиолетовый свет, вызывающий из-
менения кожи (эритему, ожоги, пиг-
ментацию); характерной особенно-
I стыо воздействия ультрафиолетовых
лучей на кожу является, как и при
воздействии ионизирующей радиа-
ции, наличие т. п. скрытого периода
реакции, хотя при воздействии ульт-
рафиолетовых лучей последний зна-
чительно короче. Оценивая Р. д.,
следует помнить, что ни одно из
радиомиметических веществ не может
вызвать всего комплекса явлений,
характеризующих лучевое пораже-
ние. Феномен Р. д. используется в
радиобиологии для исследования ме-
ханизма действия ионизирующей ра-
диации путем сравнит, анализа яв-
лений, происходящих при действии
радиации и радиомиметических ве-
ществ.
РАДИОМУТАЦИИ— мутации (из-
менения растит, и животных ор-
ганизмов, передающиеся по на-
следству), возникающие при действии
на организм ионизирующей радиа-
ции. Сторонники цитогенетич. на-
правления в биологии полагают, что
Р. обусловлены непосредств. дей-
ствием излучения на хромосомный
аппарат клетки. В случае облучения
растений и животных в эксперимен-
те среди большого числа вредных Р.
возникают также отдельные полез-
ные Р. Отбор особей — носителей
полезных Р.— является основой ра-
диационной селекции.
РАДИОРЕЗИСТЕНТНОСТЬ — спо-
собность животного или раститель-
ного организма, отдельных органов
или тканей не давать патология, из-
менений при действии ионизирующего
излучения в поражающих дозах. Со-
гласно первонач. представлениям, Р.
обладали, напр., такие ткани жи-
вотного организма, как костная,
нервная и мышечная, т. к. при дей-
ствии радиации в дозах, вызываю-
щих глубокие изменения в других
тканях, эти ткани оставались при
морфология, исследованиях неповре-
жденными. Позднейшие исследования
изменили наши представления о
Р. Установлено, ято абсолютной
Р. не существует: даже в тех слуяа-
РАДИОТЕРАПИЯ
357
ях, когда в ткани не обнаруживается
отчетливых морфологич. изменений,
исследование ее функции может вы-
явить ' наличие более пли менее зна-
чит. функциональных сдвигов. Мест-
ного повышения Р. можно достиг-
нуть путем анемизации облучаемого
участка, введения в облучаемый
участок веществ, обладающих за-
щитным действием. В последнее вре-
мя получены указания, что Р. орга-
низма может быть повышена также
путем искусств, отбора и создания от-
носительно радиорезистентных штам-
мов. См. Сопротивляемость орга-
низма.
РАДИОСЕНСИБИЛИЗАЦИЯ— по-
вышение чувствительности живот-
ных и растит, организмов к воздей-
ствию различных факторов внешней
среды, происшедшее в результате
облучения. Наиболее изученными
примерами Р. являются: повышение
чувствительности организма к инфек-
циям, повышение чувствительности
к введению в организм белковых ве-
ществ (напр., после облучения пато-
логии. реакция па переливание кро-
ви может возникнуть даже в случае
полной совместимости переливаемой
крови с кровью больного), к нек-рым
лекарств, веществам, в частности
к наркотикам (в т. ч. и к ал-
коголю). Механизмы Р. к различным
факторам внешней среды различны.
Повышение чувствительности к ин-
фекциям можно объяснить уменьше-
нием количества лейкоцитов, сни-
жением их фагоцитарной способ-
ности. Повышение чувствительности
к белковым веществам различной
природы объясняется изменением
специфич. антигенных свойств тка-
невых белков; последнее обстоятель-
ство играет существ, роль в пато-
генезе лучевой болезни, вызывая ау-
тосенсибилизацию организма (Р. в
узком смысле). Повышение чувст-
вительности к лекарственньш ве-
ществам объясняется изменением
функции органов и систем организ-
ма, в частности нервной и эндокрин-
ной системы.
РАДИОСПЕКТРОСКОПЙЯ — раз-
дел совр. физики, в к-ром изучает-
ся резонансное поглощение радио-
волн в различных веществах. В
более узком смысле под Р. часто
понимают раздел физики, в к-ром
изучается поглощение радиоволн в
газах, парах и молекулярных пуч-
ках в сантиметровом пли миллимет-
ровом диапазонах радиоволн. Ре-
зонансные исследования в области
Р. разбиваются на 3 основные груп-
пы: а) ядерная индукция и ядерный
парамагнитный резонанс (см. Ядер-
ный магнитный резонанс)’, б) элект-
ронный парамагнитный резонанс;
в) спектры поглощения молекул (т.е.
микроволновая спектроскопия). Ра-
диоспектроскопия. методы широко
применяются для определения мо-
ментов ядерных, а также для изуче-
ния структур молекул, кристал-
лов и жидкости.
РАДИОТЕРАПИЯ — лечение по-
средством радиоактивных элементов
(как с естеств. и искусств, радио-
активностью, так и радиоактивных
изотопов). Первым радиоактивным
элементом, примененным с лечебной
целью в 1901, явился радий (Ra226;
отсюда термин «Р.»), затем ра-
дон (Rn222), радиоторий, мезоторий
(MsTh). Открытие искусств, радио-
активности значительно расширило
арсенал радиоактивных средств ле-
чения': в лечебной практике стали ис-
пользоваться кобальт (Со60), фосфор
(Р32), иод (J131), натрий (Na24), золо-
то (Ан198) (см. Радиоактивные изо-
топы, применение в биологии и ме-
дицине).
Р. применяется при различных
заболеваниях, но наиболее широко
при лечении злокачеств. (и добро-
качеств.) опухолей. Применение ра-
диоактивных изотопов для лечения
злокачеств. опухолей основано на
разрушающем действии ионизирую-
щих излучений на ткани; при этом
ткани, в к-рых процессы деления
более интенсивны, как это свой-
ственно тканям со злокачеств. рос-
том, более чувствительны к ионизи-
рующему излучению (см. Радиочув-
ствительность, Рентгенотерапия),
Методы применения препаратов,
содержащих радиоактивные элемен-
ты, различны: радиоактивные пре-
параты помещаются в трубочки из
платины, вводимые в полые органы
I (напр., во влагалище при лечении
358
РАДИОТЕРАПИЯ РОТАЦИОННАЯ
рака матки); употребляются полые
радионосные иглы (см. Игла радио-
активная), вкалываемые в глубь тка-
ней, пораженных опухолью, в кожу,
язык, молочную железу и др.; для
поверхностного контактного воздей-
ствия па кожу применяют апплика-
торы', радиоактивные элементы упо-
требляют в виде растворов, а также в
форме коллоидной взвеси.
Радиоактивные препараты вводят
внутривенно (Ан198, Р32, J131, Na24),
через рот в растворе (Р32, Rn232,
J1*1), внутрь ткани (Р32, Au198, Ra226,
Со60), внутрь полостей (Na24, Ra226,
Со60, RaMsTh), пнгаляционно (Rn232),
аппликациопно, т. е. прикладывая
к коже или слизистым оболочкам не-
посредственно или воздействуя на
нек-ром расстоянии (Р32, Ra226, Со60).
Р. производится также путем т. н.
теле гамматерапии при помощи спец,
аппаратов, содержащих большое ко-
личество Со60 и создающих мощный
поток y-лучей.
Внутрь "организма тем или иным
путем вводят радиоактивные эле-
менты с излучением а- либо р-частиц
(Rn232, Р32, J131, Na24, Ап198); извне
воздействуют на организм радиоак-
тивными элементами, являющимися
источниками у-изл учения (Ra226,
MsTh, Со60) либо p-излучения (Р32—
непосредственно на ткань).В нек-рых
случаях применяют комбинирован-
ный метод лечения: напр., при ра-
ке мочевого пузыря или при раке
шейки матки радиоактивный препа-
рат вводится внутрь полости и одно-
временно производится облучение
извне глубоко проникающими у-л у на-
ми либо рентгеновскими лучами;
при раке языка внутритканевое вве-
дение пгл комбинируется с телегам-
матерапией и т. д. Разновидностью
внутритканевого метода введения ра-
диоактивных препаратов является
радиохирургич. метод — рассечение
ткани с введением в рапу радиоак-
тивных препаратов. Этот метод поз-
воляет небольшими количествами ра-
диоактивных препаратов воздейст-
вовать только на ткани, подлежащие
облучению, с минимальным повреж-
дением окружающих опухоль нор-
мальных тканей. Применение Р.
имеет многие противопоказания (тя-
желое общее состояние, резкая ане-
мия и ряд др.). В каждом отдельном
случае следует тщательно взвеши-
вать все показания и противопока-
зания, в особенности в тех случаях,
когда Р. является единственно воз-
можными методом лечения.
Радиотерапия с.-х. ж и-
в о т н ы х. Поверхностная Р. при-
меняется при демодекозе собак, ак-
тиномикозе коров, хронич. экзе-
мах, стригущем лишае и злока-
честв. новообразованиях кожи. Г л у-
б о к у ю Р. используют при лечении
болезней внутр, органов животных
для предохранения кожи — при ра-
ковых опухолях, саркомах, лимфо-
саркомах и др. злокачеств. новооб-
разованиях. При терапии злока-
честв. опухолей у животных широко
применяется метод облучения дли-
тельными дробными дозами.
РАДИОТЕРАПИЯ РОТАЦИОН-
НАЯ — торапевтич. облучение боль-
ного пучком лучей, последователь-
но направляемым с разных сторон
по отношению к телу больного в од-
ну точку. Р. р. применяется при
лечении глубоко располож. опухо-
лей (напр., рака легких) и имеет
целью создать макс, дозу излучения
в опухоли при минимальном пора-
жении окружающих здоровых тка-
ней. Р. р. осуществляется или путем
серии последоват. облучений через
неск. полей, или же путем равномер-
ного движения источника излуче-
ния вокруг больного по окружности,
центром к-рой является опухоль.
Мед. пром-стыо выпускается спец,
аппаратура для Р. р.
РАДИОТОКСИКОЛОГИЯ — на-
ука о действии па организм ин-
корпорированных радиоактивных ве-
ществ: пути их пропикповеппя, ха-
рактер распределения в организме,
закономерности биологич. действия
в зависимости от их химич. и
физич. свойств, пути выведения.
Спец, раздел Р.— изучение средств,
способствующих выведению радио-
активных веществ из организма.
В зависимости от условий, при
к-рых радиоактивные вещества по-
падают в организм, различают Р.
промышленную, военную (см. Ра-
диоактивное заражение) и экспо-
РАДИОХИМИЧЕСКАЯ ЛАБОРАТОРИЯ
359
риментальную. Промышлен-
ная Р. имеет дело гл. обр. с дейст-
вием малых доз радиоактивных ве-
ществ, вызывающих хронич. луче-
вую болезнь или приводящих к раз-
витию отдаленных последствий об-
лучения. Эксперименталь-
ная Р. занимается исследованием
биологич. действия радиоактивных
веществ в эксперименте на животных.
Как наука Р. сформировалась в те-
чение последнего десятилетия, что
связано с широким применением
радиоактивных изотопов в пром-сти
и науке. Наиболее значительными
исследованиями в области Р. являют-
ся исследования амер, ученых Шу-
берта, Гамильтона и сов. ученых
И. А. Пигалева, Ю. И. Москалева,
Д. И. Закутинского, В. А. Саноцкого.
РАДИОТОРИИ RaTh (RdTh,
90Th228) — естеств. радиоактивный
изотоп тория. Дочерний изотоп ме-
зотория II в радиоактивном семей-
стве тория. При распаде дает «-час-
тицы, электроны конверсии и ?-лу-
чи; 7\2=1910 лет.
РАДИОФИТОПАТОЛОГИЯ — от-
расль фитопатологии (науки о бо-
лезнях • растений), основанная на
изучении и применении к научным
фитопатологич. исследованиям ’ и в
целях борьбы с болезнями с.-х. рас-
тений не только радиоактивных изо-
топов, но также ультрафиолетовых,
инфракрасных, рентгеновских и др.
излучений. Занимается изучением:
1) таких неинфекц. болезней, к-рые
возникают под действием дефицита
или избытка элементов,' определяю-
щих режим питания и развития рас-
тений; 2) путей и закономерностей
распространения грибов, бактерий,
вирусов и др. через воздух, воду,
почву, прп посредстве семян, насе-
комых и иных переносчиков инфек-
ции; 3) распространения фитопатоло-
гич. инфекции и ее токсинов внутри
растений; 4) методов уничтожения
фитопатологич. инфекции; 5) меха-
низма действия химич. средств для
защиты растений от болезни; 6) раз-
личных видов излучений для иссле-
дования наследуемой и ненаследств.
изменчивости возбудителей растений.
Р. занимается также карантинной
и иной фитопатологич. экспертизой
и диагностикой возбудителей болез-
ни, а также фитопатологич. анали-
зом изменений клеток и тканей боль-
ного растения.
РАДИОХИМИЧЕСКАЯ КАМЕ-
РА —устройство для работы с радио-
активными изотопами как в сухом
виде, так и в растворе. Р. к. может
быть, напр., выполнена в виде ци-
линдра высотой 40—50 сл, диаметром
60—70 см. Верх его покрыт свинцо-
вым стеклом, а сбоку имеются 3
герметически закрывающихся отвер-
стия: 2 — для укрепления резиновых
перчаток и 1 — для внесения в каме-
ру радиоактивных препаратов и раз-
личных небольших инструментов.
Герметичность камеры позволяет
работать в атмосфере к.-л. газа,.а
также прп нек-ром разрежении. Дру-
гой разновидностью является каме-
ра, не обладающая герметичностью,
к-рую через фильтр подсоединяют
к вытяжной вентиляц. системе.
РАДИОХИМИЧЕСКАЯ ЛАБОРА-
ТОРИЯ — лаборатория, предназна-
чаемая для работы с радиоактив-
ными веществами. Обычно в л.
ведутся работы с т. н. индикатор-
ными количествами радиоактивных
изотопов с активностями, не превы-
шающими неск. мкюри. Работа с пре-
паратами высокой активности должна
проводиться в горячих лабораториях
(см. Горячая радиохимическая лабо-
ратория). Основное требование,
предъявляемое к устройству и обору-
дованию Р. л., заключается в пол-
ном предотвращении возможности
вредного действия радиоактивного
излучения на организм работающего.
Лаборатория должна иметь ряд
помещений, по возможности изоли-
рованных друг от друга, по нахо-
дящихся достаточно близко, чтобы
обеспечить проведение операций с
изотопами в возможно короткий срок.
В Р. л. входят: хранилище радио-
активных изотопов, к-рое распола-
гается в подземном помещении или
вне основного здания; блок для
работы с нейтронными источниками
и препаратами с активностью более
10 мкюри\ блок для работы <• инди-
каторными количествами радиоактив-
ных веществ; измерительные дози-
метрии. и вспомогат. помещения,
360
РАДИОХИМИЧЕСКАЯ ЧИСТОТА
душевые, помещения для хранения
спецодежды. Помещения Р. л. обо-
рудуют приточно-вытяжной венти-
ляцией с 5—6-кратным обменом воз-
духа в час. Все рабочие поверхности
(стены, полы, столы) делаются глад-
кими, допускающими систематич. мы-
тье их водой илн десорбирующими
веществами. Мебель п оборудование
д. б. простыми и удобными для мытья.
Система для слива активных жид-
костей и промывных вод делается так,
чтобы она была доступной для очист-
ки и ремонта. Рабочие помещения
снабжаются вытяжными шкафами
из нержавеющей стали или пласт-
масс. /Сборные конструкции из ме-
талла позволяют легко производить
замену оборудования.
Лицо, руки и все открытые части
тела работающего д. б. защищены от
попадания радиоактивных веществ.
При работе пользуются халатом и
перчатками, волосы убирают под
спец, шапочку, рекомендуется наде-
вать защитные очки. Приборы и
посуду с радиоактивными вещества-
ми защищают спец, экраном. Работа
с открытыми радиоактивными веще-
ствами, к-рые могут попадать в воз-
дух, ведется только в вытяжном шка-
фу. При работе с образцами повы-
шенной активности передняя часть
вытяжного шкафа защищается экра-
ном, а на задней стенке устанавли-
ваются зеркала для наблюдения за
ведением операций. Иногда при ра-
боте с объектами значит, размеров
приходится пользоваться защитны-
ми экранами из свинцового стекла,
свинца или железа, наблюдение ве-
дется при помощи зеркальных сис-
тем и перископов. Работы с радио-
активными препаратами производят-
ся также в радиохимических каме-
рах. Такие приборы, как весы, цен-
трифуги п т. п., при пользовании
к-рыми возможно распыление или
разбрызгивание радиоактивных ве-
ществ, также устанавливают в за-
щитных устройствах.
Радиоактивные препараты хранят
в спец, сосудах-контейнерах, обес-
печивающих достаточную защиту от
излучения. Перенос радиоактивных
'препаратов осуществляется при по-
мощи манипуляторов, щипцов, за-
жимов, пинцетов и др. приспособ-
лений для захвата. После работы
посуда подвергается дезактивации—
обработке реактивами, дающими лег-
ко растворимые соединения с радио-
активными препаратами. Радиоак-
тивные отбросы собирают в спец,
сосуды; короткоживущие изотопы в
разбавленном виде (не св. 10“7 кюри/л)
сливают в канализац. систему, а с
св. 1,5—2 мес. собирают в спец, хра-
нилища для радиоактивных отхо-
дов.
РАДИОХИМИЧЕСКАЯ ЧИСТО-
ТА — отсутствие в препарате дан-
ного элемента радиоактивных изо-
топов др. элементов. Понятие «Р. ч.»
отличается от понятия, «химиче-
ская чистота». Препарат может быть
радиохимически чистым, но не яв-
ляться химически чистым, и наобо-
рот. Р.ч. достигается физич. и химич.
методами очистки.
РАДИОХИМИЧЕСКИМ АНА-
ЛИЗ — определение качественного
состава и количественных соотноше-
ний радиоактивных продуктов ядер-
ных реакций. В применении к ана-
лизу природных веществ Р. а. за-
ключается в определении количест-
венных соотношений между продук-
тами распада и их материнскими ве-
ществами и отдельными изотопами,
напр. определении отношений U/Ra,
Pa/U, Ac/U и др. Р. а. имеет ряд
специфич. особенностей. 1) Идентифи-
кация образующихся продуктов мо-
жет быть осуществлена без выделения
их из материнского вещества. 2) От-
ношение концентраций материнско-
го вещества и образующихся продук-
тов обычно равно 1010—1015. Очень
низкая концентрация про дуктов ядер-
ных реакций обусловливает легкую
потерю этих изотопов. 3) При раз-
личных химич. операциях (осажде-
нии, экстракции, электролизе, дес-
тилляции и др.) ультрамалые ко-
личества радиоизотопов часто ведут
себя не так, как в случае обычных
аналитпч. концентраций.
РАДИОХИМИЧЕСКОЕ ЗАГРЯЗ-
НЕНИЕ — наличие в препарате
данного элемента радиоактивных изо-,
топов др. элементов. Р. з. устра-
няется с помощью спёц. методов
очистки.
РАДИОХИМИЯ
361
РАДИОХИМИЯ — область химии,
занимающаяся изучением химич. и
физико-химич. поведения радиоактив-
ных изотопов и элементов, разработ-
кой методов получения и концентри-
рования радиоактивных изотопов и
элементов, изучением химии ядер-
ных превращений. Прикладная Р.
занимается изучением методов при-
менения радиоактивных изотопов в
химич. исследованиях.
Радиоактивные элементы и изото-
пы в большинстве случаев получают-
ся и применяются в недоступных
для взвешивания количествах. По-
скольку концентрирование радиоак-
тивных элементов и изотопов начи-
нается с ультраразбавленных сис-
тем, физико-химич. законы их по-
ведения требуют изучения. Радио-
активные изотопы и элементы обла-
дают огранич. временем существо-
вания, что накладывает специфич.
особенности па методы исследований
в Р.; наличие же радиоактивного из-
лучения позволяет использовать в
Р. новые, своеобразные методы из-
мерения количества вещества. Т. к.
радиоактивные излучения в дозах,
превышающих допустимые, вредно
действуют на живой организм, прихо-
дится при работе с ними применять
особую технику безопасности. Совр.
методы измерения радиоактивности по
чувствительности превышают все др.
методы анализа и позволяют иметь
дело с количествами вещества, недо-
ступными др. методам исследований.
Химич, свойства радиоактивных
изотопов практически не отличаются
от нерадиоактпвных. Небольшая
разница в отдельных свойствах свя-
зана с различием в их массах. Оче-
видно, радиоактивные изотопы и эле-
менты (за исключением долгоживу-
щих, таких, как U, Th и т. п.) в виде
чистых веществ и в концентрирован-
ных растворах подвергаются хпмич.
действию собств. излучения, что
усложняет химию радиоактивных эле-
ментов и создает новую область Р.—
область изучения поведения весо-
мых количеств веществ, в составе
к-рых один из элементов являет-
ся только радиоактивным. Все эти
особенности заставляют выделить Р. в
отдельную область химии.
Основание Р. было положено в 1896
М. Склодовской-Кюрп и П. Кюри, от-
крывшими и выделившими радий и
полоний. В результате последующих
примерно 20 лет работы ученых раз-
личных стран было открыто большин-
ство естественно-радиоактивных(при-
родных) элементов, установлены их
генетич. связи друг с другом и на-
коплены сведения по химии нек-рых
из них. В этот период все вновь
открытые радиоактивные элементы
находят место в периодич. системе
Д. И. Менделеева, устанавливаются
ряды радиоактивного распада. 2-й
период развития Р. (после 1911)
связан с установлением законов со-
осаждения и адсорбции радиоактив-
ных элементов (работы К. Фаянса и
Ф. Панета, В. Г. Xлопина с сотруд-
никами). В это же время Г. Хевешп
и Ф. Панет закладывают основы
метода радиоактивных индикаторов.
3-й период развития Р. начинается
с открытия в 1934 И. и Ф. Жолио-
Кюри явления искусств, радиоак-
тивности. Область прикладной Р.
распространяется на большое число
элементов периодич. системы, за-
кладываются основы методов кон-
центрирования радиоактивных изо-
топов. Совр. период развития Р.
связан с использованием ядерных
реакторов как источников нейтро-
нов и радиоактивных изотопов —
продуктов деления, а также с ис-
пользованием мощных ускорителей;
он характеризуется также синтезом
и изучением химич. свойств искус-
ственных радиоактивных элементов
43, 61 и трансурановых элемен-
тов. Получили широкое развитие
работы по изучению состояния ра-
диоактивных элементов в разбав-
ленных растворах, методов выде-
ления и концентрирования радио-
активных изотопов, а также горячих
атомов химия. Этот новый раздел
связан с изучением реакций, проис-
ходящих с радиоактивными изотопа-
ми непосредственно вслед за ядерной
реакцией, когда вновь возникшие
атомы обладают высокой реакцион-
ной способностью.
Пограничной с ядерпой физикой
областью Р. является изучение эле-
ментного и изотопного состава мише-
362
РАДИОЧАСТОТНЫЙ МАСС-СПЕКТРОМЕТР
вей, подвергнутых облучению, в
частности облучению частицами вы-
сокой энергии. В последнем случае
получается сложная смесь продуктов
ядерных реакций, исследуемая с
помощью методов радиохимия, ана-
лиза.
Совр. период Р. связан с изучени-
ем радиохимия, произ-ва: техноло-
гия получения исходного для ядер-
ных реакторов сырья, в частности
урана; технология регенерации от-
работавшего в реакторе урана, вы-
деление из него плутония и про-
дуктов деления; изучение произ-
водств. методов получения радиоак-
тивных изотопов, в частности радио-
активных изотопов без носителя.
В связи с этим развиваются и иссле-
дования по химии естественно-ра-
диоактивных элементов.
Благодаря доступности радиоак-
тивных изотопов большинства эле-
ментов периодич. системы небыва-
лый размах приобретает приклад-
ная Р.: исследование механизма и
кинетики химич. реакций, изучение
строения химич. соединений, разра-
ботка изотопных методов анализа,
измерение физико-химич. констант,
вещества, исследование явлений ад-
сорбции, катализа и ряд др. во-
просов совр. химии.
РАДИОЧАСТОТНЫЙ МАСС-
СПЕКТРОМЕТР— см. Высокочастот-
ный масс-спектрометр.
РАДИОЧУВСТВИТЕЛЬНОСТЬ —
чувствительность животных и рас-
тительных организмов к воздейст-
вию ионизирующих излучений. Наи-
более достоверным критерием Р.
считают дозу излучения, вызываю-
щую смерть у 50% облученных объ-
ектов (доза половинной выживаемо-
сти).
Различные организмы имеют раз-
ную Р.; установить к.-л. закономер-
ности, связанные с эволюционным
уровнем организмов, не удается.
Эксперимент, данные по Р. труд-
но поддаются сравнению из-за раз-
личных условий проведения экспе-
римента, т. к. определение чис-
ла погибших особей производится
разными исследователями через раз-
личные сроки после облучения, при
различной темп-ре, а для микроор-
Д о з а половинной выживае-
мости для различных
живых объектов.
Объект облучения	|	| Доза (р)
Бактериофаг (Coli) . . .	90 000
Бактериофаг (Dysent)	580 000
Бактерия (В. Coli) . . .	14 000
Плесени (мицелий) . . .	15 050
Пенициллиум (споры) .	100 000
Дрожжи		40 000
Бобы (проростки) .... Инфузория (Paramaeci- um) 		700
	250 000
Инфузория (Stylonichia) (большая плотность колоний) 		1 200
Водоросль 		5 000-10 000
Моллюск (Radix) ....	1 200
Плодовая мушка (дрозо- фила) (яйца) 		150
Аксолотль (яйца) ....	75
Лягушка (темп-pa тела 25° С)		1 000
Лягушка (темп-pa тела 5° С)		5 000
Мыши		500
Морские свинки ....	200
Собаки 		450
ганизмов, кроме того,— в различ-
ных условиях разведения культур,
при разной плотности колоний.
При относит, сравнении Р. у мелких
животных и птиц установлено, что
чувствительность их к действию ра-
диоактивного излучения понижается
в таком порядке: кролики, куры, ут-
ки, овцы, козы. Р. разных видов с.-х.
животных варьирует в небольших
пределах. Так, внешнее облучение
Со60 ослов и свиней вызывает лу-
чевую болезнь со смертельным ис-
ходом при дозах, достигающих 618
фэр для свиней и 784 фэр для ос-
лов; летальные (смертельные) дозы
для свиней и ослов, подвергну-
тых облучению посредством Та182,
соответственно равны 550 фэр и
651 фэр.
Различные органы и ткани раз-
личных растит, и животных организ-
мов обладают разной Р.
Наибольшей Р. обладают половые
клетки и лейкоциты, тогда как эрит-
роциты малочувствительны к излу-
чению. Очень чувствительны к дей-
ствию ионизирующей радиации кост-
ный мозг, лимфатич. узлы и селе-
зенка. У молодых самок млекопи-
| тающих животных большой Р. об-
' ладает вымя, облучение к-рого Вы-
РАДИОЭЛЕМЕНТЫ
363
зывает замедление его развития, а в
отдельных случаях атрофию молоч-
ной железы. Вообще ткани и ор-
ганы у молодых животных более
чувствительны к,действию ионизиру-
ющего излучения, чем у взрослых жи-
вотных.
Р. различных органов, тканей и
отдельных клеток животных орга-
низмов приводится ниже (пере-
числяется в порядке уменыпающей-
Лимфоидные
клетки (боль-
шая Р.)
Эозинофилы
Эпителий фолли-,
кулон яичника
Сперматогоиии
Эпителии волося-
ных фолликулов
Эпителий слюн-
ных желез
Эпителий кожи
Эпителий легоч-
ных альвеол
Эпителий печеночных
протоков
Тубуллярный эпите-
лий почек
Эндотелий кровенос-
ных сосудов
Мезотелий плевры
Мезотелий брюшины
Костная ткань
Соедпнител ьная
ткань
Мышечная ткань
Нервная ткань
(меньшая Р.)
Доказанной является зависимость
Р. от физиологии, состояния клетки
в момент облучения. При усилении
функциональной активности по-
вышается Р. Снижение темп-ры сре-
ды ведет к понижению Р. у холодно-
кровных и всех растит, организмов.
У клетки, находящейся в нач. ста-
дии деления, Р. резко повышается.
Р. также повышена у тех тканей, в
к-рых наблюдается усиление интен-
сивности процессов деления. На этом
основан принцип лучевого лечения
злокачеств. опухолей. Незрелые фор-
мы клеточных элементов (эмбрио-
нальные и молодые ткани, а также
органы в период формирования) бо-
лее чувствительны к действию иони-
зирующей радиации. Среди зрелых
форм клеточных элементов наблю-
дается обратная зависимость Р. от
продолжительности жизни (чем мень-
ше срок жизни клеточного элемен-
та, тем больше его Р.).
Растения наиболее чувствительны
к влиянию радиоактивных изото-
пов в молодом возрасте. Пшеница и
овес особенно чувствительны в фазе
кущения. При недостатке элементов
пищи Р. растений повышается. На-
блюдается более сильное повреждаю-
щее действие, и а генеративные ор-
ганы,, особенно в период их формиро-
вания (под влиянием радиоактивного
излучения генеративные органы ста-
новятся стерильными). Повреждаю-
щее действие радиоактивных веществ
на растения сопровождается изме
нением углеводного и азотного обме-
на; при этом повышается количест-
во сахаров и небелковых соединений
азота в вегетативных органах.
РАДИОЭКОЛОГИЯ СЕЛЬСКОХО-
ЗЯЙСТВЕННЫХ РАСТЕНИЙ И
ЖИВОТНЫХ — изучает взаимоотно-
шение растит, и животных организ-
мов с радиоактивной живой и мертвой
средой. В частности, радиоэкология
сельскохозяйственных животных
выясняет экологические пути кон-
центрации в организмах домашних
животных радиоактивных изотопов,
переходящих затем в используемые
человеком продукты животноводст-
ва. Основные пути заражения жи-
вотных радиоактивными изотопами:
1) растительные корма (травы, сено,
зерно и т. д.), выращиваемые на.
участках, зараженных радиоизото-
пами промышленного происхождения
или выпадающими из атмосферы
радиоизотопами от испытаний атом-
ных и водородных бомб; 2) зара-
женные радиоизотопами водоемы;
3) рассеянная в воздухе радиоактив-
ная пыль. Поглощаемые организмом
радиоизотопы частично выводятся с
калом и мочой, вследствие чего сами
животные могут загрязнять паст-
бища, дороги, дворы, стойла ра-
диоактивными веществами (см. Ес-
тественные радиоактивные элемен-
ты) .
РАДИОЭЛЕМЕНТЫ — сокраще-
ние термина «радиоактивные элемен-
ты», широко употребляемое в со-
временной научной и научно-попу-
лярной литературе. Однако Р. часто
именуются не радиоактивные эле-
менты, а обычные химич. элементы,
в состав к-рых введен радиоактив-
ный изотоп. Так, радиобром — это
обычная изотопная смесь атомов бро-
ма, в к-рую введен радиоактивный
изотоп брома; радиофосфор — фос-
фор, содержащий в своем составе
радиоактивный изотоп фосфора; ра-
диойод, радиосера, радиожелезо, ра-
диомедъ и т. д.— соответствующие
элементы, в состав к-рых введен
364
РАДОН
радиоактивный изотоп данного эле-
мента.
РАДОН Rn — химич. элемент с п. н.
86, представляющий собой наиболее
долгоживущий изотоп эманации.
РАДОН В ВОДАХ (методы
определения) — методы, осно-
вании е на измерении количества ра-
дона, извлеченного из определ. объема
пробы воды. К ним относятся: метод
измерения с фонтактометром, цир-
куля ц. и вакуумный методы. При
этих методах находящийся в иссле-
дуемой воде радон переводится в
воздух ионизационной камеры, где
содержание его определяется элек-
трометром или ламповым измери-
тельным прибором.
При измерении с ф о нт акт оме т-
р о м вода набирается в сосуд,
к-рый служит одновременно ионизац.
камерой. Находящийся в растворен-
ном состоянии в воде радон вво-
дится в камеру и извлекается из
нее путем встряхивания. По ц и р-
Рис. 1. Схема цирку-
ляц. метода измерения
содержания радона в
водах: 1—ионизац ка-
мера; 2 — (жуя с во-
дой; 3 — трубка с хло-
ристым кальцием; 4 —
резиновая груша.
куляционному методу
вода отбирается в спец, стеклянный
или металлич. герметически закры-
тый сосуд, к-рый включается вместе
с понизац. камерой в единую зам-
кнутую систему (рис. 1). Путем
циркуляции воздуха, с помощью
груши, добиваются равномерного
распределения радона во всей систе-
ме. При вакуумном методе
воздух ионизац. камеры откачивает-
ся с помощью вакуумного насоса,
и радон переводится в нее под дей-
ствием разности давлений (рис. 2).
Рис. 2. Схема вакуумного метода изме-
рения содержания радона в водах: 1—
ионизац. камера; 2 — металлич. про-
мыва лка для воды; 3 — трубка с хло-
ристым кальцием; 4 — металлич. труб-
ка, доходящая почтп до дна промывал-
кн; 5 — стеклянная трубка; 6 — рези-
новые трубки.
Измерение обусловленного радоном
ионизац. тока производится после
установления равновесия между ра-
доном и короткоживущими продук-
тами его распада.
Содержание Р. в в. вычисляется
по формуле:
*(2V' —п')
9Кп= ---=
аае Кп
k(N'-n') .Л1
= —} ------. Ю10 эман,
ue~yRn *
где к—калибровка прибора, со —
количество измеряемой воды (л),
N'—ионизац. ток от пробы, п'—
натуральное рассеяние прибора, t —
время между моментом набора воды
из источника и измерением, е~гц^—
константа распада радона (нахо-
дится по табл.).
В случае определения циркуляц.
методом в формулу вводятся поправ-
ки на темп-ру воды, на объемы воды
и воздуха в промы валке, па объемы
каждой части системы при калиб-
ровке прибора и при измерении
ионизац. тока от пробы.
РАДОН В УРАНОВЫХ РУДНИ-
КАХ — концентрация радона в
воздухе рудников; зависит от. при-
сутствия уранового минерала в по-
роде, от содержания урана, а дацще
от природы и плотности породы.
РАЗВЕДКА УРАНОВЫХ МЕСТОРОЖДЕНИЙ
365
Большое количество радона осво-
бождается при отделении руды взры-
ванием в момент рыхления породы,
скапливается в непроветриваемых
горных выработках и путем диффу-
зии попадает в др. выработки, вы-
деляется в воздух выработок из
i од, содержащих радон. Предельно
допустимая концентрация радона
принята равной 10“10 кюри!л.' Прак-
тически концентрации радона часто
превышают 10 “1и кюри/л даже прп
наличии интенсивной вентиляции,
иногда достигая 5-10"8 кюри/л.
Для рациональной борьбы с за-
грязненностью радоном необходимо
прежде всего ограничить его появ-
ление и затем скорейшим образом
удалить уже освобожденный радон.
Значит, сокращение выделения радо-
на может быть достигнуто путем при-
менения наиболее рациональных спо-
собов разработки и использования
спец, устройств, а именно: а) при
минимальном дроблении породы и
быстрейшем удалении руды; б) .при
макс, сокращении разведочных ра-
бот в зонах, богатых рудой; в) путем
установки перемычек, покрытия ру-
ды и отвода воды.
Для удаления радона, содержа-
щегося в атмосфере выработок, при-
меняются вентиляторы различной
производительности, в зависимости
о г величины забоя.
РАД ОНО-РАДИЕВЫЕ ВОДЫ —
то же, что Р адиоактивные воды.
РАЗВЕДКА УРАНОВЫХ МЕ-
СТОРОЖДЕНИИ — совокупность
работ, выполняемых на месторожде-
нии урановых руд с целью определе-
ния их количества, качества и усло-
вий залегания. Конечной целью раз-
ведки является установление эконо-
мия. целесообразности эксплуатации
месторождения и получение необхо-
димых данных для составления про-
екта его разработки, а также техно-
логии извлечения из руд урана и со-
путствующих элементов.
Р. у. м. следует за поисками (см. -
Поиски радиоактивных руд} и обычно
состоит из 3 стадий: предваритель-
ной, детальной и эксплуатационной
разведок, следующих одна за другой.
Предварительная Р.у.м.
производится с целью получения
данных о геологич. строении место-
рождения, типе оруденения, осущест-
вляет подсчет запасов урана по кате-
гории С2 и частично Сп определение
общих масштабов месторождения и*
его пром, ценности. Одновременно
предварительно изучаются техноло-
гия. свойства руд. Р. у. м., в т. ч.
и предварительная, осуществляется
буровыми и горными работами в раз-
личном их сочетании, в зависимости
от масштабов и морфологии рудных
тел, рельефа, обнаженности местно-
сти и интенсивности процессов выще-
лачивания урана из верхних частей
месторождения. С точки зрения рас-
положения разведочных выработок
Р. у. м. мало отличается от аналогич-
ных работ на месторождениях др.
полезных ископаемых.Специфич. осо-
бенностью предварит. Р. у. м. и оцен-
ки нек-рых типов месторождений
является выяснение интенсивности
процессов изменения урановых руд
в зоне окисления. Др. особенность
предварит. Р. у. м. — широкое ис-
пользование спец, методов иссле-
дования (см. Бета-съемка, Гамма-
кароттаж, Гамма-съемка, Радиомет-
рическое опробование, Люминесцент-
ная съемка, Физические методы опре-
деления урана, тория и радия, Эма-
национная съемка).
Детальная Р. у- м. произво-
дится с целью определения запасов
по категориям В и Сп в отдельных
случаях А2, а также качества руд,
условий их залегания и получения
всех данных для проектирования
горного предприятия. Одновременно
с детальной разведкой проводятся
полу заводские технология, испыта-
ния урановых руд. План и способы
детальной Р. у. м. определяются на
основании результатов предварит,
разведки и зависят в основном от
размеров, форм и условий залегания
рудных тел и степени изменчивости
и прерывистости оруденения. Из-
менчивость оруденения определяет-
ся коэфф, вариации по содержанию
урана, изменяющемуся от 20 до 200%
и более, а прерывистость—коэфф, ру-
доноспости, т. е. отношением площа-
ди кондиционных руд ко всей площа-
ди рудного тела. По этим признакам
выделены 5 основных типов место-
366
РАЗГОН РЕАКТОРА
рождений урана, на к-рых приме-
няется различная сеть разведочных
выработок и буровых скважин.
1-й тип — ураноносные пласты оса-
дочных пород, развитые на площадях
в неск.Десятков км2 с низким и весь-
ма равномерным содержанием урана
при почти непрерывном оруденении:
коэфф, рудоносностп ок. 1, коэфф,
вариации содержания обычно не
более 20—30%- Разведка осуществ-
ляется в основном бурением; для под-
счета запасов категории расстоя-
ние между скважинами должно быть
не более 300—400 м', для В — 150—
200 ж, для А2— 75—100 м\ кроме то-
го, необходима проходка небольшого
числа глубоких шурфов, шахт или
штолен для контроля данных
бурения и отбора технология,
проб.
2-й тип — крупные рудные тела с
неравномерным распределением ору-
денения, приуроченным к определен-
ным выдержанным пластам осадочных
пород, развитым на значит.площадях;
размеры отдельных рудных тел изме-
ряются десятками тыс. ж2; коэфф,
рудоносности 0,5—0,8, коэфф, вариа-
ции содержания 80—150%. Развед-
ка осуществляется комбинацией бу-
рения и горных выработок; горные
выработки проходятся для уточне-
ния границ пром, руд, изучения мор-
фологии рудных тел и выяснения
горнотехнич. условий. Для учета
запасов категории расстояние меж-
ду скважинами должно быть не ме-
нее 70—100 м и между горными выра-
ботками не менее 80—120 м; для ка-
тегории В — скважины через 50—
70 ж, горные выработки через 80—
120 м по простиранию и 40—60 м
по падению.
3-й тип — жилообразпые и стол-
бообразные залежи мощностью до де-
сятков м с включением отдельных
блоков пустых пород, характеризую-
щиеся резко неравномерным содер-
жанием металла в руде при коэфф,
рудоносности 0,6—0,8. Разведка осу-
ществляется так же, как и разведка
месторождений 2-го типа, но по бо-
лее густой сети: для категории —
скважины через 50—70 ж, горные
выработки по простиранию через
80—120 М) по падению через 40—60 м\
для категории В — горные выработ-
ки по простиранию через 40—60 м>
по падению через 20—30 м.
4-й тип — небольшие линзообраз-
ные тела размером в десятки и сог-
ни м2, приуроченные к определен-
ным стратиграфия, горизонтам. Они
характеризуются коэфф, рудоносно-
сти 0,25—0,30 и коэфф, вариации со-
держания урана 120—150%. Запасы
категории С, разведываются скважи-
нами по простиранию рудоносной по-
лосы через 50—70 л,, по падению че-
рез 30—40 м, в сочетании с горными
выработками по сетке через 40—60 м.
5-й тип — гидротермальные жилы
с весьма неравномерным распреде-
лением урана; рудные скопления
имеют форму плоских линз, совокуп-
ность к-рых иногда составляет руд-
ные столбы, склоняющиеся под раз-
ными углами к горизонту. Коэфф, ру-
доносности не превышает 0,10, обычно
0,03—0,04. Разведка запасов катего-
рии С, производится горными выра-
ботками по простиранию и падению
через 30—50 м.
Эксплуатационная Р.
v. м. ставится с целью уточнения
форм рудных тел, запасов и качества
руды в пределах отдельных эксплуа-
тационных блоков, а также с целью
борьбы с потерями и разубоживанием
руд. Она заключается гл. обр. в про-
ходке дополнительных разведочно-
подготовительных выработок и шпу-
ровом опробовании руд в очистных
выработках.
На всех стадиях Р. у. м., независи-
мо от результатов визуальных наблю-
дений, во всех горных выработках
производится измерение радиоактив-
ности горных пород и рудных обра-
зований с помощью радиометров
п у-кароттаж в.сех скважин. Опреде-
ляется состояние радиоактивного
равновесия в количестве 25—30 опре-
делений для каждого типа руд. При
опробовании урановых месторожде-
ний используются методы количе-
ственной радиометрии (см. Урановые
месторождения).
РАЗГОН РЕАКТОРА — выход
ядерного реактора из-под контроля с
быстрым нарастанием мощности как
результат слишком быстрого увели-
чения реактивности.При работе реак-
РАЗРАБОТКА МЕСТОРОЖДЕНИЙ
367
тора регулирование мощности основа-
но на использовании запаздывающих
нейтронов. Поэтому изменение ре-
активности не должно превышать
величины 0,0075. При слишком быст-
ром извлечении стержней, если зна-
чение реактивности ак превышает ве-
личину 0,0075, реактор может стать
мгновеннокритическим и выйти из-
под контроля, т. к. мощность будет
возрастать с периодом 10“3/ак— для
реакторов на тепловых нейтронах,
и (10 “7-~10“8)/ак— для реакторовна
быстрых нейтронах. Это приводит к
разрушению активной зоны и выхо-
ду реактора из строя. Иногда под
Р. р. подразумевают нормальный
пусковой режим реактора, при к-ром
мощность возрастает с установив-
шимся периодом.
РАЗМНОЖЕНИЕ НЕЙТРОНОВ —
увеличение числа нейтронов, участ-
вующих в реакции деления атомных
ядер; дает возможность осуществле-
ния цепной ядерной реакции. Р. н. ха-
рактеризуется коэффициентом раз-
множения.
РАЗМНОЖЕНИЯ НА БЬГСТРЫХ
НЕЙТРОНАХ КОЭФФИЦИЕНТ
(ц) — отношение полного числа ней-
тронов деления к числу нейтронов,
образов, в процессе деления на тепло-
вых нейтронах. Этот коэфф, учи-
тывает увеличение числа нейтро-
нов за счет деления гл. обр. ура-
на U238 быстрыми нейтронами. Уран
U238 имеет порог деления 1 Мэв:
это означает, что деление урана U288
возможно только нейтронами с энер-
гией выше 1 Мэв. Следовательно, чем
больше вероятность столкновения
нейтронов, обладающих энергией вы-
ше порога деления, с ядрами урана
U238, тем больше ц. Вероятность таких
столкновений тем меньше, чем больше
поглощение быстрых нейтронов без
деления («захват») и чем больше столк-
новений, приводящих к уменьше-
нию энергии нейтрона ниже порога
деления. В гомогенных реакторах
значение ц близко к 1, т. к. там быст-
ро происходит замедление нейтронов,
и вероятность столкновения быстрого
нейтрона с ядром урана U288 мала.
В гетерогенных реакторах pi 1,03 и
зависит от размера блоков горючего
и расстояния между блоками. Чем
больше отношение массы замедлителя
к массе урана, тем меньше pi. Макс,
значение pi =1,2 достигается при
использовании чистого металл ич.
урана без замедлителя.
РАЗОВАЯ допустимая до-
ЗА — доза тотального облучения,
к-рая при однократном воздействии
не вызывает в организме патология,
изменений. Трудовым законодатель-
ством установлено, что в случае воз-
действия на человека ионизирующего
излучения в размере Р. д. д., он не
должен подвергаться после этого
лучевому воздействию в течение
времени, за к-рое он получил бы
воздействие в указанной дозе, под-
вергаясь ежедневному облучению в
размерах предельно-допустимой дозы.
В Советском Союзе за Р. д. д.
принята доза 15 р, с последующим
выводом подвергшегося облучению в
указанной дозе из условий лучевого
воздействия сроком на 1 год.
РАЗОМКНУТЫЙ ЦИКЛ ТЕПЛО-
НОСИТЕЛЯ — цикл, при к-ром те-
плоноситель, охлаждающий ядерный
реактор, используется однократно.
Теплоносителем может быть вода
из водоема или атм. воздух. Р. ц. т.
применяются, как правило, для
охлаждения неэнергетич. реакторов.
РАЗРАБОТКА МЕСТОРОЖДЕ-
НИЙ у р а,н о в ы х и торие-
вых руд. Месторождения у р гн
новых руд отличаются большим
многообразием морфологич. и гене-
тич. типов (см. Урановые месторож-
дения, Урановые и ториевые руды),
что обусловливает также разнообра-
зие методов их разработки. Однако
в этом разнообразии можно выделить
нек-рые общие горногеологич. и гор-
нотехнич. особенности.
К горногеол огич. особенностям
следует отнести сложную форму руд-
ных тел, весьма неравномерное рас-
пределение полезного компонента
(U3O8), наличие ряда др.— сопут-
ствующих — полезных составляю-
щих. Так, напр., в мировой практике
часто добываются полиметаллич. зо-
лотые, железные, молибденовые ру-
ды, а также уголь и фосфориты, со-
держащие уран.
К горпотехнич. особенностям раз-
работки можно отнести: проведение
368
РАЗРЕШАЮЩАЯ СПОСОБНОСТЬ СПЕКТРОМЕТРА
в большом объеме горноразведочных
выработок (см. Разведка урановых
месторождений)] высокую интен-
сивность разработки (в связи с боль-
шим спросом на содержащее уран
сырье); ведение очистной выемки с
возможно минимальными потерями
и засорением руды пустой породой
(в связи с высокой ценностью руд и
требованиями технологии последую-
щей их переработки); разделение
руды по сортам; проведение ряда ме-
роприятий в связи с присутствием в
рудничной атмосфере вредной пыли
радиоактивного элемента — радона.
На ряде предприятий полезный
компонент (U3O8) извлекается из ста-
рых отвалов бедных руд или из хво-
стов обогатит, фабрик (отвалы золо-
тых рудников Витватерсранда в
Юж. Африке и др.).
С целью быстрейшей разведки и
интенсификации разработки урано-
вых месторождений часто применяют-
ся скоростные методы проведения
горных выработок. В связи со слож-
ностью морфологии рудных тел и
неравномерным распределением U3O8
разведочные работы большого объема
приходится выполнять как до начала
эксплуатации, так и в процессе раз-
работки, с примепениелМ радиометрии,
опробования.
Раздельная выемка и выдача руд
различных сортов, а также породы
осуществляется путем применения
соответствующих систем разработки
и радиометрии, аппаратуры — поле-
вых радиометров, радиометрии, конт-
рольных ' станций, сортировочных
устройств.
При открытой разработке во мно-
гих случаях применяются уступы
относительно малой высоты, заходки
меньшей ширины, экскаваторы с ков-
шом малой емкости. При подземной
разработке широко распространены
системы с креплением и закладкой
выработанного пространства, слое-
вое обрушение, сплошная и камерно-
столбовая системы с оставлением
постоянных столбов некондиц. руды
или' породы (практика рудников
США, Канады и др.). В подземных
выработках осуществляется усилен-
ная вентиляция путем подачи к за-,
боям гораздо большего, чем при
разработке др. полезных ископае-
мых, количества воздуха. Прово-
дится комплекс мероприятий (оро-
шение и пр.) для снижения запылен-
ности воздуха. Горнорабочие систе-
матически подвергаются мед. осмот-
ру. На поверхности шахт осущест-
вляется ряд мероприятий по удале-
нию радиоактивной пыли (горячие
души, дозиметрия, контроль,раздель-
ное хранение рабочей одежды и др.).
Ториевые руды вследствие
малого спроса на них пока (1958)
добываются лишь в небольшом числе
месторождений. Основным видом то-
риевого сырья являются монацито-
вые пески, залегающие в виде рос-
сыпей, к-рые разрабатываются откры-
тым способом с применением драг, а
также экскаваторов и бульдозеров
(практика США, Индии и др.).
Доводка монацитовых концентра-
тов, получаемых при дражной разра-
ботке, осуществляется па стационар-
ных обогатит, фабриках с попутным
извлечением полезных компонентов—
циркона, рутила и др. См. Экономи-
ка промышленности атомного сырья.
РАЗРЕШАЮЩАЯ СПОСОБ-
ПОСТЕ СПЕКТРОМЕТРА — вели-
чина, характеризующая значение
разности энергий монохроматич. ли-
ний спектра (оптич., рентгеновского,
Е(	*
Энергетнч. распределение 2 близких
монохроматич. линий спектра А и В с
энергиями Et и B’j + i.
у-излучения) или разности энергий
2 соседних моноэпергетпч. групп
электронов, к-рые еще могут быть
разделены данньш спектрометром.
Р.с.с.:	где SE=Ei+l—Е^Е,
и Е{+1— энергии электронов (рис. ).
Как и в оптике, Р.с.с. неск. неопреде-
ленна и зависит от того, прп каких
условиях линии Л и В можно считать
РАССЕЯНИЕ ЧАСТИЦ
369
еще разделенными, т. к. разделение 2
линий существенно зависит от их фор-
мы. Принято считать пределом раз-
деления линий А и В такое их вза-
имное расположение, когда они сдви-
нуты одна относительно другой на
«полуширину» линии (т. е. па шири-
ну линии на высоте, равной половине
максимальной). Р.с.с. определяется
его конструкцией. Величина, обрат-
ная Р.с. с., паз.пределом разрешения.
РАЗРЕШАЮЩЕЕ ВРЕМЯ — ми-
нимальный интервал времени между
отдельными импульсами, при к-ром
они еще воспринимаются раздельно.
Термин «Р.в.» может относиться к
электронной цепи, механич. измерит,
устройству или к счетчику частиц.
РАНДИТ — урановый минерал,
то же, что ураноталит.
РАСПРЕДЕЛЕНИЕ РАДИОАК-
ТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ в орга-
низме — см. Инкорпорация радио-
активных веществ.
РАСПРЕДЕЛЕНИЯ КОЭФФИ-
ЦИЕНТ (в радиохимии) —
отношение концентрации радиоактив-
ного элемента (р.э.) — микрокомпо-
нента » в 2 несмешивающихся раство-
рителях, между к-рыми распределяет-
ся р.э. Величина Р. к. постоянна
для данного р.э. и данных раство-
рителей, если условия опыта в про-
цессе распределения сохраняются не-
изменными.
РАСПРОСТРАНЁННОСТЬ ИЗО-
ТОПОВ — величина, выражающая
соотношение количеств атомов раз-
личных изотопов в данном образ-
це вещества. Различают относитель-
ную и абсолютную Р. и. Относитель-
ной Р. и. наз. относит, количество
атомов различных изотопов данного
элемента в природной смеси его изо-
топов. Как показывают эксперимен-
тальные данные, относит. Р. и. имеет
пост, величину, независимо от место-
рождения, откуда получен образец ве-
щества (кроме небольших колебаний
у водорода, гелия, свинца и нек-рых
др. элементов). Так, напр., образцы
метеоритного железа имеют тот же
изотопный состав, что и железоруд-
ных месторождений пз земной коры.
Р.и. всех встречающихся в природе
элементов была исследована посред-
ством масс-спектрометра. Наимень-
шую относит, распространенность
имеет изотоп «Не3 (0.00013%). Это
значит, что только 0,00013% атомов
2Не3 содержится в общем числе
всех атомов атм. гелия. Абс. Р. и.
определяется по отношению к рас-
пространенности к.-н. выбранного за
стандарт для сравнения элемента или
изотопа или по отношению к общему
числу атомов всех элементов в опре-
дел. объеме или пространстве. Напр.,
абс. распространенность хлора в
космосе составляет 170 атомов на
10 тыс. атомов кремния. Исследова-
ние Р. и. имеет большое значение
для разработки теории атомных ядер
и определения ат. в. элементов, для
выяснения условий образования ато-
мов химич. элементов, определения
возраста различных тел и исследо-
вания физич. и химич. процессов в
науке и технике.
РАССЕЯНИЕ ЧАСТИЦ — измене-
ние направления движения части-
цы в результате столкновения с дру-
гой частицей (мишенью). Различают
упругое Р. ч., при к-ром внутр, со-
стояние взаимодействующих - частиц
не меняется (и не изменяется сумма
их кинетич. энергии), и неупругое
Р. ч., при к-ром внутр, состояние ча-
стицы меняется за счеткинетич. энер-
гии. Количеств, характеристикой
Р.ч. служит дифференц. эффективное
поперечное сечение рассеяния, опре-
деляемое отношением числа частиц,
отклонившихся в результате столк-
новения в данном направлении в эле-
менте телесного угла d 2, к произве-
дению числа частиц в .мишени на
число падающих частиц, проходящих
за единицу времени через единич-
ную площадку, перпендикулярную
их потоку. Полное эффективное
сечение рассеяния равно интегралу
по всем углам от дифференциального
сечения. Теоретически величина эф-
фективного сечения м. б. вычислена
методами квантовой механики. Р. ч.
является одним пз основных методов
изучения свойств и характера взаимо-
действия .микрочастиц. Напр., изуче-
ние рассеяния а-частпц на атомах
различных элементов привело англ,
ученого Э. Резерфорда к открытию
атомного ядра. Свойства Р.ч., вызван-
ного взаимодействием электрич. за-
370
РАССТОЯНИЯ ЭФФЕКТ
рядов частиц, хорошо изучены, за
исключением столкновений сложных
систем, напр. многоэлектронных ато-
мов друг с другом. Свойства Р. ч.,
вызванного ядер ними силами, а так-
же рассеяние элементарных частиц
изучено менее полно. Изучение осо-
бенностей взаимодействия элементар-
ных частиц в области больших энер-
гий производится по их упругому и
неупругому рассеянию (с образова-
нием дополнит, частиц). При этом
используются быстрые частицы, по-
лучаемые в ускорителях заряженных
частиц. Напр., исследование рас-
сеяния получаемых в ускорителях
протонов и гамма-квантов большой
энергии привело к установлению
свойств,, возникающих при столкно-
вениях пи-мезонов, а в дальнейшем —
к открытию и исследованию свойств
ранее неизвестных частиц — К-.ие-
зонов и гиперонов.
РАССТОЯНИЯ ЭФФЕКТ — см.
Геометрическое ослабление излучения.
РАСТВОРНЫЙ РЕАКТОР — го-
могенный реактор, активная зона
к-рого образуется топливными рас-
творами.
РАСХОДОМЕР ГАЗА радио-
активный — прибор для измере-
ния расхода газа (рис. 6, табл. VIII).
Проходящий по трубопроводу газ
облучается прерывистым потоком ра-
диоактивного излучения (чаще все-
го p-излучения), вследствие чего в
нем образуются группы ионизирован-
ных молекул; они, проходя на фикси-
рованном расстоянии от места облу-
чения мимо изолированного от пото-
ка приемника, наводят в нем заряд,
момент появления к-рого фиксирует-
ся прибором и характеризует сред-
нее время переноса группы ионизи-
рованных молекул. При постоянном
диаметре трубопровода это время яв-
ляется мерой расхода газа. Р.г. дает
возможность измерять расходы агрес-
сивных газов.
РАСХОДОМЕР ЖИДКОСТИ р а-
д и о а к т и в п ы й — прибор для
определения расхода жидкости по
числу оборотов вертушки, излучаю-
щей радиоактивные лучи в потоке
жидкости. Измерение числа оборотов
вертушки осуществляется так же,
как в радиоактивном тахометре.
РАСХОЛАЖИВАНИЕ РЕАКТО-
РА— процесс отвода оста точного
тепловыделения, связанного с де-
лением ядер топлива под действием
поля нейтронов, спадающего после
выключения цепной реакции, и ра-
диационным распадом осколков де-
ления ядер, накопившихся за время
работы реактора. Остаточное тепло-
выделение спадает сначала быстро, а
потом медленно, и сравнительно дол-
го составляет величину, могущую
привести к массоволму повреждению
топливных элементов, если не при-
няты меры к организованному отводу
этого тепловыделения. Р.р. может
быть плановым (после плановой оста-
новки) или аварийным (после по-
вреждения элемента установки, вы-
зывающего необходимость выключе-
ния реакции). Плановое Р.р. про-
изводится обычно теми же средства-
ми, что и отвод тепла при норм,
работе, но без превышения макси-
мально допустимых (с точки зре-
ния термин, деформаций) скоро-
стей охлаждения. Аварийное Р.р.
требует часто резервных возможно-
стей отвода тепла (из-за аварии си-
стема норм, охлаждения может выйти
из строя): применения неск. нормаль-
но работающих (пли находящихся в
горячем резерве) петель-контуров
охлаждения, параллельно подклю-
ченных к реактору; резервирования
наиболее ненадежны х элементов
установки (обычно механизмов, на-
пример насосов), а не целых петель;
установки резервных источников
электро- и водоснабжения, а также
питания собств. нужд от неск. неза-
висимых источников энергии; исполь-
зования запаса кинетич. энергии в
движущихся потоках (или частях
механизмов) или потенциальной
энергии (запаса охладителя, подня-
того на высоту или находящегося под
давлением газовой подушки) для
охлаждения реактора в первый мо-
мент после аварии до момента вклю-
чения резервных источников пли пе-
тель; организации безнасосной,
естеств. циркуляции теплоносителя
за счет разности удельных весов в
горячей и холодной ветвях и др^ Вы-
бор системы Р.р. определяется осо-
бенностями установки, но. во всех
РАСЧЁТ СИСТЕМЫ ОХЛАЖДЕНИЯ
371
случаях опа должна обеспечить на-
дежный и автоматич. отвод остаточ-
ного тепла при любых более или
менее вероятных авариях.
РАСЧЁТ ЗАЩИТЫ ОТ ИЗЛУЧЕ-
НИЯ — определение толщины и фор-
мы защиты, а также выбор защитных
материалов и их взаимного располо-
жения, наиболее эффективно ослаб-
ляющих излучение до допустимой
нормы. В основном расчет защиты,
нчшр. для ядерного реактора, со-
стоит из определения макс, потоков
и энергий различных видов излуче-
ний, испускаемых реактором; уста-
новления ослабления этих излучений
при прохождении через биологиче-
скую защиту; расчета тех или иных
конструктивных особенностей за-
щиты; расчета тепловыделения в за-
щите и активации материалов защи-
ты; расчета активации теплоноси-
теля п защиты контура охлажде-
ния реактора, определения простре-
ла излучения через каналы, щели
и • т. д.
• В ряде случаев защита проверяется
экспериментально и полученные ре-
зультаты учитываются при расчете.
Особенно часто метод эксперимент,
проверки спроектированной защиты
используется при создании атомных
подвижных установок, в к-рых ре-
шающее значение имеют вес и габа-
риты запщты.
РАСЧЁТ РЕАКТОРА — вычис-
ления, производимые конструкто-
рами в процессе проектирования
ядерного реактора, В большинстве
случаев (исключая эксперименталь-
ные) задача состоит в получении
макс, количества энергии при ми-
нимальной общей стоимости.
При Р.р. решаются след, пробле-
мы: создание необходимых условий
физич. процессов в реакторе, отвод
тепла, выбор материалов, защита,
решение конструкц. задач. Физич.
Р.р. выясняет возможность осуще-
ствления самоподдерживающейся
цепной реакции, иапр. физич. Р.р.
на тепловых нейтронах дает представ-
ление о размерах и об отношениях
количеств ядерпого топлива и замед-
лителя, требующихся для того, что-
бы реактор достиг критичности. При
этом могут возникнуть задачи двоя-
кого рода: во-первых, при заданном
размере реактора вычислить отно-
шение количеств делящегося веще-
ства и замедлителя, при к-ром ре-
актор становится критическим; во-
вторых, при заданном отношении ко-
личеств ядерного топлива и замедли-
теля найти критический размер ре-
актора, Физич. Р.р. включает также
проблемы регулирования мощности,
выгорания и воспроизводства ядер-
ного топлива, отравления реактора
и др.
При решении проблемы отвода тёп-
ла рассматриваются след, факторы:
минимальное воздействие на цепную
реакцию, обеспечение минимального
расхода мощности на циркуляцию
теплоносителя, температурный по-
тенциал производимого тепла, теп-
ловая радиац. устойчивость теплоно-
сителя, стойкость против коррозию
Решение вопросов, связанных с фи-
зикой реактора и системой теплоотво-
да, накладывает определ. ограниче-
ния на выбор конструкц. материалов
активной зоны. Они должны обла-
дать большой тепловой и радиац.
стойкостью, слабо поглощать нейт-
роны и не взаимодействовать с теп-
лоносителем (см. Тепловой расчет
реактора).
Проблемы, возникающие при про-
ектировании реактора, тесно связа-
ны друг с другом, и зачастую удов-
летворит. решение одной из них ве-
дет к значит, усложнению решения
других. Таким образом, Р. р.— это
комплексное исследование много-
числ. проблем, приводящее к выбору
наиболее рациональных параметров
и конструкции реактора.
РАСЧЁТ СИСТЕМЫ ОХЛАЖДЕ-
НИЯ — совокупность вычисле-
ний для определения допустимых-
термич. напряжений элементов ядер-
ного реактора, а также расхода теп-
лоносителя при заданных парамет-
рах теплового потока. Полное сопро-
тивление тепловому потоку в теп-
ловыделяющих элементах склады-
вается из сопротивления самого ура-
нового топлива, связывающей про-
слойки (между ураном и оболочкой),
оболочки, слоя осадков (накипи или
продуктов коррозии) на поверхности
тепловыделяющих элементов, тон-
372
РАСШИРЕНИЕ КАМЕРЫ ВИЛЬСОНА
кого пограничного слоя теплоноси-
теля. Полученное распределение
темп-p служит исходным для расчета
всех параметров системы охлаждения
в соответствии с общепринятыми рас-
четами теплопередачи в теплотех-
нике.
РАСШИРЕНИЕ КАМЕРЫ ВИЛЬ-
СОНА— отношение рабочего объема
в Вильсона камере после расшире-
ния к его первоначальному объему.
От величины Р. к. В. зависит степень
пересыщения, создаваемого в рабо-
чем объеме камеры в конце расшире-
ния. Степень расширения регули-
руют плавным изменением хода ре-
зиновой мембраны или упруго зак-
репленной перегородки. Требуемая
величина расширения зависит от
природы паров и газа в рабочем
объеме камеры. Для лучшей работы
камеры расширение д. б. наимень-
шим.
РЕАКТИВНОСТЬ — величина р =
Аэфф.—1
= —-------, характеризующая ОТ-
li эфф.
клонение ядерного реактора от кри-
тич. состояния, где Аэфф •— эффектив-
ный коэффициент размножения. Од-
нако, вследствие того, что величина
Аэфф. оч. близка к 1, Р. иногда наз.
величину 8А'=АЭфф-—1, которая так-
же называется избыточной Р., над-
критичностыо и др. При р> 0 мощ-
ность возрастает, при р<0 — убывает,
при р—0 мощность реактора постоян-
на во времени.
РЕАКТЙМЕТР — прибор для из-
мерения малых изменений реактив-
ности. Схема Р. аналогична схеме
измерителя периода и состоит из
тех же элементов, но, в отличие
от измерителя периода, шкала Р.
линейная и градуируется в единицах
реактивности. Прибор невысокой точ-
ности и скорее индикаторный, чем
измерительный. Используется при
пуске реактора и загрузочно-раз-
грузочных операциях.
РЕАКТОР ДВОЙНОГО НАЗНАЧЕ-
НИЯ— см. Двухзональный реактор.
РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТ-
РОНАХ— ядерный реактор, в к-ром
деление ядерного топлива идет в ос-
новном на быстрых нейтронах} не со-
держит замедлителя. Чтобы Р. на б* н.
был критическим (см. Критический
размер реактора), в качестве ядерно-
го топлива применяется обогащенный
U или Ри. Р.наб.н. имеет малый
размер и большую загрузку топли-
ва. В области высоких энергий кон-
струкц. материалы обладают низки-
ми сечениями поглощения, что ведет
к уменьшению вредного поглощения
нейтронов. Трудности в конструиро-
вании Р. на б. н. связаны с тем, что
при больших энергиях эффектив-
ное сечение деления мало, поэтому
для получения значительной мощно-
сти реактора нужно иметь большие
величины потока быстрых нейтро-
нов.
РЕАКТОР НА ЖИДКОМ ТОП-
ЛИВЕ — ядерный реактор, в к-ром
делящееся вещество находится в жид-
кой фазе — в виде водного раство-
ра, жидкометаллич. или суспензион-
ного топлива.
РЕАКТОР НА ЖИДКОМЕТАЛ-
ЛЙЧЕСКОМ ТОПЛИВЕ — ядерный
реактор с циркулирующим жидким
топливом — раствором или суспен-
зией горючего в жидком металле.
Жидкое топливо осуществляет одно-
временно и отвод тепла от реактора.
Основные преимущества Р. на ж. т.:
простота конструкции, упрощенная
регенерация ядерного топлива, непре-
рывное удаление газообразных про-
дуктов деления, безопасность и лег-
кость контроля. Недостатки Р. на ж.
т.: нахождение части циркулирующе-
го делящегося материала вне реак-
тора, потеря запаздывающих нейт-
ронов в топливе, покидающем актив-
ную зону. Основную трудность при
создании Р. на ж. т. представляет
собой проблема коррозии. См. Гомо-
генный реактор.
РЕАКТОР на керамйческом
ЙДЕРНОМ ТОПЛИВЕ — ядерный
реактор с керамическими тепловы-
деляющими элементами. Керами-
ческими материалами, используемы-
ми в гетерогенных реакторах, слу-
жат: спеченная или сплавленная дву-
окись урана, тория или смеси этих
окислов с окисью бериллия и др.
Для гомогенных реакторов керами-
ки применяются в виде суспензий
или смесей керамического горючего
с теплоносителем или замедли-
телем.
РЕАКТОР С ГАЗОВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ
373
РЕАКТОР НА МЕДЛЕННЫХ
НЕИТРбНАХ — то же, что реактор
на тепловых нейтронах.
РЕАКТОР НА НАДТЕПЛОВЫХ
НЕИТРбНАХ — то же, что реактор
на промежуточных нейтронах.
РЕАКТОР на обогащённом
УРАНЕ — ядерный реактор с повы-
шенным содержанием изотопа U235 от-
носительно С238 в активной зоне. При
использовании урана, обогащенного
изотопом U235, в качестве ядерного
топлива коэфф, размножения (см.
Реактор-размножитель) возрастает
настолько, что в реакторах можно
применять конструкц. материалы с
умеренным сечением поглощения
нейтронов, напр. нержавеющую
сталь, а в качестве замедлителя —
обыкновенную воду. Кроме того,
ввиду меньшего содержания изотопа
U238 по сравнению с природным ура-
ном можно уменьшить критич. мас-
су топлива до неск. кг, вследствие
чего размеры реактора значи-
тельно уменьшаются. Примером
гетерогенного Р. на о. у. является
бассейновый реактор, в к-ром за-
медлителем и теплоносителем яв-
ляется обыкнов. вода.
РЕАКТОР на промежуточ-
ных НЕЙТРОНАХ — ядерный ре-
актор, в к-ром большинство актов де-
ления вызывается поглощением ней-
тронов с энергией, выше тепловой.
В большинстве случаев имеются в
виду нейтроны с энергией, лежащей
в промежутке от тепловых энергий
до 1 000 эв.
РЕАКТОР НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙ-
ТРОНАХ (тепловой реак-
тор) — ядерный реактор, в к-ром
основная доля деления ядерного
топлива происходит при захвате
тепловых нейтронов. Тепловые нейт-
роны в Р. иа т. н. образуются в ре-
зультате замедления быстрых нейт-
ронов ядрами замедлителя (воды, тя-
желой воды, графита, бериллия).
Делящиеся изотопы (U238, U23S, Ри239)
в области малых энергий нейтронов
обладают большими сечениями деле-
ния. Это позволяет достичь критич.
массы теплового реактора при срав-
нительно малых загрузках деляще-
гося вещества (см. Критический раз-
мер реактора). В Р. на т. н. с замед-
лителями из тяжелой воды или гра-
фита ядерным топливом может слу-
жить естеств. уран.	___
РЕАКТОР НУЛЕВОЙ МОЩНО-
СТИ— условное назв. ядерного ре-
актора столь малой мощности, что
не требуется ни предохранит, охлаж-
дения, ни спец, мер по защите пер-
сонала от облучения. Применяется
только в эксперимент, целях.
РЕАКТОР РФТ (реактор для
физических и техниче-
ских исследований) — сов.
исследовательский ядерный реактор.
Вступил в эксплуатацию в апр.
1952 и безотказно работает. Р. РФТ
служит источником нейтронов для
физич. исследований и для иссле-
дования конструкций тепловыделяю-
щих элементов. Тепловая мощность
10 000 кет, макс, интенсивность по-
тока тепловых нейтронов в центре
активной зоны 8*1013 п!см2-сек\
замедлитель — графит и вода, ядер-
ное топливо — обогащенный уран.
РЕАКТОР С ВОДЯНЫМ ОХЛАЖ-
ДЕНИЕМ — наиболее распростра-
ненный тип ядерного реактора, по-
скольку вода является самым про-
стым и технически наиболее освоен-
ным теплоносителем, обеспечиваю-
щим надежное и интенсивное охлаж-
дение тепловыделяющих элементов
(табл. IX, рис. б). Важная разновид-
ность Р. с в. о.— водо-водяной реак-
тор.
РЕАКТОР С ВОЗДУШНЫМ ОХ-
ЛАЖДЕНИЕМ — ядерный реак-
тор, в к-ром теплоносителем слу-
жит воздух. Р. с в. о. обычно вы-
полняется небольшой мощности с
незамкнутым циклом, т. к. воздух
обладает низким теплосъемом и
сравнительно большим сечением за-
хвата нейтронов,но привлекает деше-
визной. Р. с в. о. перспективен для
авиац. двигателей.
РЕАКТОР С ГАЗОВЫМ ОХЛАЖ-
ДЕНИЕМ — ядерный реактор с га-
зовым теплосъемом (табл. IX,
рис. а). Газы обладают малыми
сечениями поглощения нейтронов и
дают возможность получать высокие
температуры теплоносителя на выхо-
де из реактора. Основными недостат-
ками Р. с г. о. являются необходи-
мость больших затрат энергии на
374
РЕАКТОР С ЖИДКО МЕТАЛЛИЧЕСКИМ ОХЛАЖДЕНИЕМ
прокачку газа и малый теплосъем в
реакторе, к-рый можно увеличить
лишь ценой повышения давления в
газовом контуре. Прп температурах
газа па выходе из реактора более
l/инл двух давлений реактора с газовым
охлаждением
600°—650° газовые теплоносители
можно использовать по одноконтур-
ной схеме, направляя газ непосред-
ственно в газовую турбину (см. Газо-
турбинный цикл ядерной электро-
станции). В настоящее время газовые
теплоносители используются в двух-
контурных схемах с паросиловым обо-
Распределение темп-p в цикле 2 давле-
ний: 1 — низкотемпературный подогре-
ватель; 2 — парогенератор низкого дав-
ления; 3 — высокотемпературный по-
догреватель; 4 — парогенератор высо-
кого давления; 5 — перегреватели.
рудованием второго контура. -Имеет-
ся опыт эксплуатации Р. с г. о. на
атомной электростанции пром, типа
в Колдер-Холле (Англия).
РЕАКТОР С ЖИДКОМЕТАЛЛЙ-
ЧЕСКИМ ОХЛАЖДЕНИЕМ — ядер-
ный реактор, у к-рого теплоносите-
лем являются жидкие металлы. Жид-
кометаллические теплоносители при-
меняются в реакторах на быстрых
нейтронах и в энергетич. ядерных
установках для получения пара вы-
соких параметров.
РЕАКТОР С ОРГАНИЧЕСКИМ
ЗАМЕДЛИТЕЛЕМ Н ТЕПЛОНО-
СИТЕЛЕМ (о р г а н о - о р г а н и-
ческий реактор) — гетеро-
генный реактор, использующий в ка-
честве замедлителя и теплоносителя
одно из органич. веществ, имеющих
хорошие ядернофизич. и теплофизич.
свойства. Перспективными веще-
ствами этого типа являются дифенил
С12Н10, терфенил С18Н14, мопоизопро-
пил дифенил,даутерм (26,5% С12Н10-|-
+73,5%C12Hi0O) и др. Достоинства
таких реакторов — малый размер
активной зоны, пониж. требования к
прочности бака вследствие низкого
давления паров при высокой темп-ре,
отсутствие проблемы коррозии топ-
ливных элементов и технологии. ка-
налов, безопасность эксплуатации
ввиду отрицат. теАмпературного ко-
эфф., малая активация теплоносите-
ля в нейтронном потоке. Недостатки
по сравнению с водо-водяными ре-
акторами’. высокая стоимость за-
медлителя-теплоносителя, разложе-
ние и полимеризация его при нагре-
вании и облучении, что вызывает не-
обходимость дополнит, контура реге-
нерации и периодич. подпитки, для
реакторов на дифениле и терфениле—
необходимость предварит.пл явления. .
РЕАКТОР, С РАЗВЕТВЛЁН-
НЫМ ПОТОКОМ — ядерный реак-
тор ' с газовым теплоносителем, в
к-ром охлаждающий газ подводится
в центре между половинами состав-
ляющего реактор цилиндра и затем
расходится в 2 направлениях от цент-
рального коллектора по каналам,
содержащим тепловыделяющие эле-
менты.	_
РЕАКТОР с ТЯЖЁЛОМ ВО-
ДОЙ •— ядерный реактор, у к-рого
замедлителем служит тяжелая вода
(D2O). Р. с т. в. имеет меньшие
размеры и больший поток нейтро-
нов, чем реактор с графитовым за-
медлителем (табл. IX, рис. г).
РЕАКТОР С ЦИРКУЛИРУЮ-
ЩИМ ГОРЮЧИМ — то же, что ре-
актор, на жидком топливе.
РЕАКТОР ЯДЕРНЫЙ — см. Ядер-
ный реактор.
РЕГЕНЕРАЦИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
375
РЕАКТОРА ОБОРУДОВАНИЕ —
аппаратура, механизмы, приборы и
системы, обеспечивающие работу
ядерного реактора при заданном ре-
жиме в условиях безопаспости и
использования продуктов работы ре-
актора. Главнейшими видами Р. о.
являются: регистрирующая и управ-
ляющая аппаратура (см. У правление
реактором), оборудование для пе-
регрузки топлива и удаления отра-
ботавшего ядерного топлива, обору-
дование для охлаждения реактора
(см. Тепловой цикл ядерной установ-
ки), приборы и оборудование до-
зиметрической службы и, наконец,
оборудование для энергетич. исполь-
зования тепла реактора.
РЕАКТОР-КОНВЕРТЕР — ядер-
пый реактор-размножитель, в к-ром
воспроизводимое и сжигаемое ядер-
ные топлива представляют собой изо-
топы разных химич. элементов (напр.,
сжигается U235, а получается Рн239).
Часто термином «P.-к.» определяют
реактор с коэффициентом воспроиз-
водства ядерного топлива, равным
или меньшим единицы.
РЕАКТОРНЫЙ осциллятор
(котельный осциллято р)—
прибор для определения сечения
поглощения материалов путем из-
менения положения образца в ре-
акторе по заданному временному гра-
фику с одноврем. измерением потока
нейтронов. При быстрых колебаниях
образца, к-рый вводится в реактор и
быстро извлекается из него, показа-
ния прибора оказываются неск. не-
точными, т. к. мощность реактора не
достигает равновесия. Если образец
периодически вдвигается в реактор
и выдвигается из него или даже пере-
носится из одной точки в др., то пе-
ременная часть потока будет пропор-
циональна полному сечению погло-
щения нейтронов образца. Помещая
образец в различные части реактора,
можно использовать различные части
спектра нейтронов. Основные недо-
статки метода: изменение реактивно-
сти вследствие различия в эффекте
рассеяния образца в разных положе-
ниях; изменение реактивности в ре-
зультате неупругого рассеяния в
образце, когда он колеблется вблизи
урановых блоков.
РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ —
ядерный реактор, в к-ром атомы сжи-
гаемого ядерного топлива в процессе
работы превращаю! ся снова в ядер-
ное топливо, причем количество вос-
производимого топлива превосходит
количество сжигаемого, т. е. коэффи-
циент воспроизводства ядерного топ-
лива превышает 1. Различают 2 вида
P.-р.: бридер и реактор-конвертер’, я
первом— воспроизводимое и сжигае-
мое топлива представляют собой изо-
топы одного и того же химич. элемен-
та, напр. сжигается U235, воспроиз-
водится U233; во втором—воспроизво-
димое и сжигаемое топлива представ-
ляют собой изотопы различных хи-
мич. элементов, напр. сжигается
U235, воспроизводится Ри239.
РЕГЕНЕРАТИВНЫЙ ПОДОГРЕ-
ВАТЕЛЬ — теплообменный аппарат
энергетич. контура ядерного реакто-
ра, в к-ром осуществляется подогрев
питат. воды паром, отбираемым от
промежуточных ступеней турбины.
Применение Р. п. увеличивает тер-
мин. кпд теплосиловой установки.
См. Теплообменник.
РЕГЕНЕРАЦИЯ ЯДЕРНОГО ТО-
ПЛИВА — совокупность радиохи-
мии . и химико-металлургич. процес-
сов переработки урановых стержней,
тепловыделяющих элементов или
сред гомогенного реактора, выгру-
женных по окончании кампании
с целью очистки от продуктов
деления и возврата их в виде не-
активных изделий на повторное ис-
пользование в реакторе или с целью
получения исходных Материалов для
процессов разделения изотопов (обо-
гащения). Химич, переработке пред-
шествует выдержка облученных
стержней, тепловыделяющих эле-
ментов пли сред гомогенного реак-
тора, во время к-рой значит, часть
короткоживущих продуктов деления
распадается, и облегчается биологич.
защита персонала завода. Процессы
регенерации осуществляются дистан-
ционно. В радиохимия, отношении
Р. я. т. сводится к очистке его гл.
обр. от долгоживущих радиоэлемен-
тов, таких, как Cs, Sr, редкие земли,
Zr, Nb, Ru. Основные операции пере-
работки (табл. X) заключаются в
удалении оболочки стержня механи-
376
РЕГУЛИРОВАНИЕ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА
чески или химич. растворением, рас-
творении уранового стержня (со-
ответственно сердечника тепловыде-
ляющего элемента) в азотной к-те,
сбросе радиоактивных осколков де-
ления, разделении U и Рн и окон-
чат. их очистке.
Рн окисляется до 6-валентного со-
стояния, в к-ром его свойства ана-
логичны свойствам уранила. Отделе-
ние U иРн от продуктов деления до-
стигается совместным осаждением их
в виде осадка, не захватывающего
осколочные элементы, или экстрак-
цией растворителем (напр., раство-
ром трибутилфосфата в керосине).
На этой стадии удается отделить
большую часть активности продук-
тов деления, что недостаточно еще
для открытой работы на последую-
щих стадиях. Для отделения Рн как
в осадочной, так и в экстракц. тех-
нологии Р. я. т. используется раз-
личие химич. свойств 3- или 4-валент-
ного Рн и 6-валентного U. Разделе-
ния можно ^достичь после перевода
обоих элементов в водный раствор
(реэкстракции) и восстановления Рн
путем избират. осаждения U (в виде,
напр., патрийуранилдиацетата) или
Рн (напр., в форме фторида плуто-
ния). В процессе разделения также
достигается очистка U и Рн. Окончат,
очистка производится экстракц. или
осадит, методами (иногда эти методы
комбинируются). Очищенный U, обед-
ненный по содержанию U235, направ-
ляется в произ-во 6-фтористого U и
поступает далее на заводы разделе-
ния изотопов. Рн выдается в виде
двуокиси плутония. Одной из задач
технологии является концентриро-
вание в небольшом объеме продуктов
деления, что может осуществляться
путем выпаривания активных раство-
ров или путем их химич. перера-
ботки. Концентраты продуктов деле-
ния хранятся в спец, емкостях.
Примером экстракц. технологии при
Р. я. т. является процесс с исполь-
зованием в качестве растворителя ди-
бутилкарбитола ’ (диэтиловый эфир
диэтиленгликоля). После растворе-
ния стержней в азотной к-те водный
раствор, содержащий U, Рн и про-
дукты деления/ направляется на
противоточную экстракцию дибутил-
карбитолом, проводимую в обычной
насадочной колонне. Органич. рас-
твор, содержащий весь U и Рн, под-
вергается восстановлению в аппара-
тах с мешалками для перевода Рн
из 6- в 3-валентное состояние и посту-
пает последовательно в колонны для
реэкстракции Рн и U. Плутоний очи-
щается путем повторной экстракции
(после окисления в 6-валентное со-
стояние) и реэкстракции его в воду.
Водный раствор уранилнитрата для
дополнит, очистки направляется на
др. завод. Основная масса продуктов
деления концентрируется в неболь-
шом объеме путем выпаривания и на-
правляется в хранилища, слабоак-
тивные сбросы по трубопроводам
сливаются в море.
РЕГУЛИРОВАНИЕ МОЩНОСТИ
РЕАКТОРА — поддержание мощ-
ности ядерного реактора на заданном
уровне или переход с одного уровня
на другой. Основано па использова-
нии запаздывающих нейтронов. Т. к.
средняя продолжительность «излу-
чения нейтронов составляет ок. 0,1
сек., то при изменении реактивности
до 0,0073 скорость изменения мощ-
ности невелика и легко поддается ре-
гулировке. Р. м. р. производится
изменением реактивности. При поло-
жит. значении реактивности мощ-
ность возрастает, при отрицат.— па-
дает. Скорость изменения мощности
зависит от величины реактивно-
сти.
Для изменения реактивности мо-
гут применяться след, методы: изме-
нение количества поглощающих ма-
териалов в активной зоне (обычно
для этой цели служат управляющие
стержни из материалов с большим
содержанием В10, Cd или Ш, K-pj>ie мо-
гут погружаться в активную зону па
различные уровни); изменение коли-
чества делящихся материалов в
активной зоне (в. гомогенных реакто-
рах наиболее часто применяется изме-
нение концентрации раствора с деля-
щимся веществом, в реакторах на
быстрых нейтронах — стержень из
U235,' к-рый м. б. погружен в актив-
ную зону); изменение количества
замедлителя} изменение- положения
отражателя (последнее использует-
ся редко).
РЕЖИМ РАБОТЫ РЕАКТОРА
РЕГУЛИРУЮЩИМ СТЕРЖЕНЬ—
управляющий стержень для ком-
пенсации малых, ио быстрых из-
менений реактивности реактора,
перемещаемый системой автоматич.
регулирования. Р. с. служит для
поддержания заданного уровня мощ-
ности реактора. Р. с. наз. также
стержнем точного управления. Макс,
изменение реактивности Р. с. не
превышает 0,6%. Макс, скорость из-
менения реактивности Р. с. обычно
лежит в диапазоне 0,001—0,01 %/сек.
Исполнительным двигателем в при-
воде Р. с. служит двигатель постоян-
ного или переменного тока, а в
нек-рых случаях и гидравлич. дви-
гатель.
РЕГУЛЯТОР УРОВНЯ радио-
активный — автоматич. устрой-
ство для регулирования уровня жид-
кости, сыпучих тел и т. д., датчиком в
к-ром является гамма-электронное
реле или радиоактивный уровнемер
(см.Уровня радиоактивное измерение).
РЕДКИЕ ЗЕМЛИ — под этим
назв. объединяют окислы лантана
(п. н. 57) и элементов с п. и. 58—71,
иногда—иттрия и (реже) скандия.
Назв. «Р. з.» устарело, т. к. в дей-
ствительности многие*элементы этой
группы по распространенности в
природе превосходят другие хорошо
известные. Иногда (для краткости) на
практике термин «Р. з.» относят не к
окислам, а к самим редкоземельным
элементам, что неверно.
РЕДКОЗЕМЕЛЬНЫЕ ЭЛЕМЕН-
ТЫ— под этим назв. часто объеди-
няют лантан (п. н. 57), лантаноиды
(следующие за ним в периодич. систе-
ме элементы с п. н. 58—71), иттрий и
и (реже) скандий. Принадлежат к
III гр. периодич. системы. По химич.
свойствам все Р. э. чрезвычайно по-
хожи друг на друга. Многие Р. э.
значительно распространены в при-
роде (см. табл.). Искусств, радиоак-
тивный элемент прометий в земной
коре не обнаружен. В минералах
Р. э. всегда встречаются совместно.
В одних минералах содержатся
преим. элементы цериевой подгруп-
пы (La, Се, Nd, Pr, Sm), в других —
иттриевой подгруппы (Y, Eu, Gd,
Tb, Dy, Но, Ег,Тн, Yb, Lu). В свобод-
ном состоянии Р.э. — металлы, хи-
Содержаниередкоземельных
элементов в земной коре
(в весовых %).
Поряд- ковый помер	Элемент		Распро- странен- ность
21	Скандий	-Sc	6-10—4
39	Иттрий	Y	2,8-10'3
57	Лантан	La	1,8.10-»
58	Церий	Се	4,5• 10“3
59	Празеодим	. рг	7-10“*
60	Неодим	Nd	2.5*10-3
61	Прометий	Pm	—
62	Самарий	Sm	7-10~*
63	Европий	Ви	1,2-10-*
64	Гадолини :	Gd	1*10-3
65	Тербий	Tb	1,5*10“*
66	Диспрозий Dy		4,5*10-*
67	Гольмий	Ho	1,3*10“*
68	Эрбий	Er	4-10-*
69	Тулий	Tu	8*10-5
70	Иттербий	Yb	3*10-*
71	Лютеций	Lu	1-10-*
мически весьма активные. В соеди-
нениях, как правило, 3-валентны.
Образуют окислы М2О3 (за исклю-
чением Се, Рг и ТЬ, дающих, кроме
того, высшие окислы СеО2, Рг6Оп
и ТЬ407); отвечающие им гидраты
окисей М(ОН)3— сильные основа-
ния, в воде нерастворимы. Фториды
и оксалаты нерастворимы в воде и
кислотах, что часто используется для
отделения Р. э. от др. металлов.
Склонны к образованию двойных
солей с натрием, калием и аммонием
и комплексов с органич. оксикисло-
тами й азотистыми соединениями.
Методы разделения Р. э. основаны
на использовании небольших разли-
чий в свойствах Р. э. и их соединений
(дробная кристаллизация, дробные
растворение и осаждение, экстракц.
методы и т. д.). Для получения
отдельных Р. э. в чистом виде ши-
роко используется ионообменная
хроматография с применением ком-
плексообразования. В качестве ком-
плексообразователей служат лимон-
ная, молочная, этилендиаминтетра-
уксусная кислоты и их соли-. Разра-
ботаны методы быстрого хроматогра-
фия. разделения микроколичеств Р.э.
(напр., образующихся при деле-
нии тяжелых ядер, при реакциях
откалывания и т. д.).
РЕЖИМ РАБОТЫ РЕАКТОРА —
взаимодействие элементов ядерного
реактора, при к-ром поддерживается
378
РЕЗЕРФОРД
нейтронный поток и происходит ре-
акция деления топлива. Условно
работу реактора разделяют на 2 ре-
жима: пусковой и при полной на-
грузке. При работе в пусковом ре-
жиме обычно нейтронный поток в
реакторе меньше 10 "3—10"4 номи-
нального потока.
РЕЗЕРФОРД — единица радиоак-
тивности. Вещество обладает радио-
активностью в 1 Р., если в нем за
1 сек. происходит 106 распадов. В
СССР официально не принята и
малоупотребительна.
РЕЗОНАНСНЫЕ нейтроны —
нейтроны с энергией, соответствую-
щей резонансному возбуждению атом-
ного ядра того или иного элемента.
Так, для индия Р. н. являются нейтро-
ны с энергией 1,44 эв. Эффективное се-
чение поглощения Р. н. этими ядрами
бывает очень велико. Термин «Р. н.»
связан также с классификацией
ядерных реакторов по скорости ней-
тронов, вызывающих деление. Ней-
тронные эффективные сечения для
тяжелых изотопов характеризуют-
ся большим числом резонансов в
интервале энергий 1—100 эв. Ней-
троны в ядерном реакторе, находящие-
ся в этом интервале энергий, наз. ре-
зонансными или промежуточными, а
реактор, в к-ром деление в основном
производится такими нейтронами,
наз. реактором на промежуточных
нейтронах.
РЕЗОНАНСНЫЙ метод уско-
рения ЧАСТЙЦ — метод ускоре-
ния заряженных частиц, основанный
на равенстве (или кратности, напр. в
микротроне) периода последоват.
прохождений частицей ускоряющих
устройств периоду переменного
электрич. поля, за счет энергии к-рого
и происходит ускорение частиц.
Впервые Р. м. у. ч. был применен в
циклотроне и линейном ускорителе.
Открытие механизма автофазировки
позволило на основе этого метода
создать группу циклических авто-
фазирующих ускорителей (см. Фа-
зотрон, Синхротрон, Синхрофазо-
трон}.
РЁЙСТРЕК (англ, racetrack от ra-
ce — состязание в скорости и track —
путь) — тип кольцевого магни-
та ускорителя заряженных ча-
стиц с кольцом из неск. секторов,
разделенных прямолинейными про-
межутками, в к-рых магнитное поле
отсутствует. Такая конструкция маг-
нита облегчает размещение ускоряю-
щих устройств ускорителя, приспо-
соблений для инжекции частиц, вы-
вода частиц и др.
РЕКОМБИНАЦИОННАЯ КАМЕ-
РА— аппарат для воссоединения в
воду кислорода и водорода (грему-
чей смеси), образовавшихся при ра-
диолизе воды под действием облуче-
ния реактора. Для реакторов с твер-
дыми топливными элементами и во-
дяным теплоносителем или замедли-
телем при высоких темп-pax этот
процесс не очень существенен в силу
быстрого протекания обратных про-
цессов рекомбинации в самой воде ре-
актора. При низких темп-pax и осо-
бенно в реакторах с водными топлив-
ными растворами скорость образова-
ния гремучей смеси превосходит ско-
рость саморекомбинации (при безо-
пасных концентрациях), поэтому не-
обходим отвод гремучей смеси, а при
известных условиях — рекомбина-
ция с возвратом полученной воды
(особенно тяжелой) обратно в цикл.
Р. к. может быть основана на прин-
ципе каталитич. действия поверхно-
стей нек-рых веществ (напр., Pd),
убыстряющих воссоединение водо-
рода и кислорода в среде инертного
газа, пара или в воде, или на прин-
ципе сжигания в объеме. Во всех
случаях предусматриваются приборы
для контроля за безопасным проте-
канием процесса и за. температура-
ми и влажностями, обеспечивающими
нормальную работу камеры.
РЕЛАКСАЦИИ ДЛИНА (от лат.
relaxatio — ослабление) — пара-
метр, часто применяемый для расче-
та’ ослабления защитой нейтронов
и т-излучения. Р. д. (X) характери-
зует уменьшение величины потока,
плотности энергии, биологич. дозы и
мощности дозы (у), к-рая с расстоя-
нием х убывает по экспоненциально-
му закону:
? =
Однако в действительности изме-
нение величины q имеет неск. -др.
РЕНТГЕНОВСКИЕ ЛУЧИ
379
характер и зависит от спектра излу-
чения и материала защиты.
Для расчетов пользуются эффек-
тивными значениями Р. д., величины
к-рых для быстрых нейтронов в раз-
личных бетонах приведены в табл.
Вид бетона	Плотность (г/см3)	Длина релакса- ции (см)
Портландский бетон		2,3	11,1
Баритовый бетон	3,5	8,0
Бетон с железным заполнителем	4,3	6,3
В случае у-излучения Р. д. для за-
щиты большой толщины не очень
сильно отличается от длины свобод-
ного пробега у-квантов.
РЕЛЕЙНЫЙ СЕРВОУСИЛИ-
ТЕЛЬ — гидравлич. или электрич.
сервоусилитель, имеющий релейную
Характеристика релейного серво-
усилителя.
вышений входным сигналом величи-
ны а?! выходной сигнал скачком изме-
няет свою величину до т/вых При
уменьшении входного сигнала до
выходной сигнал скачком падает до
нуля. Р. с. применяется в релейных
системах автоматич. регулирования
реакторов.
РЕНИЙ Re— химич. элемент
VII гр. перподич. системы, п. н. 75,
ат. в. 186,31. Содержание в земной
коре 1 -10“7%(весовых). Наиболее бо-
гаты Re молибденитовые, медистые
и свинцовые руды. Известны 2 при-
родных изотопа: стабильный Re185
(37,07%) и радиоактивный Re187
(62,93%), превращающийся в Os187
(стабильный) путем р-распада
(ТЧ 2 = 4 • 1012 лет). Отношение
Re187/Os187 м. б. использовано для рас-
чета абсолютного возраста нек-рых
минералов (молибденит, гадолинит).
Искусственно получен ряд радио-
активных изотопов Re. В свободном
виде Re — металл, плоти. 21 г/см3,
1°пл^ 3130°. В соединениях про-
являет перем, валентность; наиболее
устойчива^ высшая валентность 7.
РЕНТГЕН (р) — количество по-
глощенного рентгеновского или
у-излучепия, при к-ром в 1 см3 сухо-
го воздуха при 760 мм рт. ст. и 0°С
образуются заряды обоих знаков ве-
личиной в 1 электростатич. едини-
цу каждый. Величина 1 р соответ-
ствует образованию 2,1 «109 пар
ионов в 1 см9 воздуха. Т. к. на обра-
зование 1 пары ионов в воздухе затра-
чивается 32,5 эв энергии, 1 р соответ-
ствует поглощению воздухом
6,81-Ю10 (или 0,109 эрг/см2).
РЕНТГЁНМЁТР — прибор для из-
мерения дозы в р или мощности дозы
облучения в р/сек. Р. (рис.) обычно со-
стоит из ионизационной камеры илам-
Внешний вид переносного рентген-
метра.
пового измерительного прибора. В во-
енном деле основной переносный
прибор радиационной разведки для
измерения уровней радиации р-,
у-излучения в диапазоне от 0,04 до
200, другие — до 400 р/час.
РЕНТГЕНОВСКИЕ ЛУЧИ —
электромагнитное излучение о малой
длины волны: 0,06—20 А (1А=10“8
см). Образуются при торможе-
нии быстрых электронов в веще-
стве (см. Тормозное излучение). При
этом возникает непрерывный спектр
Р. л. Наряду с тормозным излуче-
нием наблюдаются также линейча-
380
РЕНТГЕНОГРАФИЯ
тые Р. л.— т. н. характеристические
Р. л., испускаемые при переходах
электронов на внутр, слои электрон-
ной оболочки атома. Поэтому спект-
ры характеристич. Р. л. характерны
для каждого вещества; они опреде-
ляются строением атомов вещества.
Связь между частотой характеристич.
излучения и порядковым номером
атомов исследуемого вещества дается
Мозли законом. Длина волны Р. л.
связана с их энергией hv соотноше-
нием:
12 37
X = 	, где X выражена в А, а Av—в
Кэв. Подобно световым лучам, Р. л. ис-
пытывают преломление, отражение,
диффракцию и интерференцию. При
переходе из одной среды в другую Р. л.
испытывают преломление и отраже-
ние. Диффракция Р. л. наблюдается
при отражении их от кристаллов,
т. к. порядок величины расстояний
между атомными плоскостями в кри-
сталле тот же, что и порядок длины
волны Р. л. Если пучок Р. л. содер-
жит лучи разных длин волн, то при
заданном угле между направлением
пучка и плоскостями кристалла 0 бу-
дут отражаться лучи тех длин волн,
к-рые удовлетворяют т. н. уравнению
Вульфа— Брэгга: nk—2d sin 9 (где d—
расстояние между атомами в кристал-
ле; п=1, 2, 3, ...— порядок отраже-
ния), лучи всех др. длин волн от-
ражаться не будут. В направлениях,
для к-рых Ъпад=®отраж, получаются
сильные интерференц. максимумы. По-
казатель преломления для Р. л. мень-
ше 1; поэтому при переходе из возду-
ха в более плотное вещество суще-
ствует предельный угол, при к-ром
наблюдается полное отражение, ана-
логичное полному внутреннему отра-
жению в оптике. Это явление дает
возможность применять оптич. диф-
фракционную решетку для разложе-
ния пучка Р. л. в спектр. При про-
хождении узкого пучка Р. л. с оди-
наковой энергией (монохроматич. лу-
чей) через слой вещества интенсив-
ность потока 70 Р. л. убывает по за-
кону	где I—интенсивность
потока после прохождения слоя тол-
щиной ж, и — коэфф, поглощения,
зависящий от Av и Z (порядкового
номера в периодич. системе Д. И.
хМенделеева) атомов вещества погло-
тителя. Поток Р. л. ослабляется
вследствие когерентного рассеяния
на сильно связанных электронах ве-
щества, Комптона явления на сво-
бодных электронах и фотоэффекта,
т. е. вырывания связанных электро-
нов из атома, в том случае, когда
энергия Р. л. достаточна для этого,
т. е. вырывания связанных электро-
нов из атома; При рассеянии узкого
пучка Р. л. от слоя вещества, пучок,
рассеянный под углом 90° к падающе-
му, будет линейно поляризованным.
Р. л. способны вызывать почерне-
ние фотопластинки и свечение
нек-рых веществ (люминофоров); они
ионизуют газы, обладают сильной
проникающей способностью, оказы-
вают биохимич. действие на живую
ткань. Эти свойства Р. л. используют-
ся при применении их в науке и тех-
нике: с их помощью изучают струк-
туру кристаллов, строение молекул
и атомов, исследуют атомное ядро;
в медицине они служат для диагно-
стики и лечения различных заболе-
ваний; в технике Р. л. используются
для просвечивания непрозрачных
объектов и обнаружения дефектов
в них, а также для определения хи-
мич. состава вещества.
РЕНТГЕНОГРАФИЯ — метод ис-
следования различных объектов пу-
тем получения их изображения из
светочуьствит. эмульсии с помощью
лучей рентгена. Применяется в тех-
нике для обнаружения дефектов в
металлических деталях и в медици-
не как один из основных мето-
дов рентгенодиагностики. Для изу-
чения функции нек-рых органов
(кишечника, почек, сосудов) при-
меняется серийная Р.\ показы-
вающая динамику движения конт-
растной массы, вводимой в полость
исследуемого органа; для исследова-
ний функции сердца разработан
метод р е н т г е н о к и м о г р а-
ф и и, с помощью к-рого сокращения
сердца фиксируются на движущейся
пленке. Р. может осуществляться с
помощью рентгеновских аппаратов,
а также нек-рых радиоактивных
изотопов, дающих мягкое у-излуче-
ние (напр., туллия Ти), а также
РЕПТГЕНОСПЕКТРАЛЬНЫЙ АНАЛИЗ
381
тормозного излучения изотопов, испу-
скающих f-лучи (Р32, Sr89’90 и др.).
РЕНТГЕНОДИАГНОСТИКА —
диагностика, распозноваиие заболева-
ний человека и животных с помощью
просвечивания тела рентгеновскими
лучами. Р. широко применяется в мед.
практике и при ряде заболеваний ко-
стной системы, органов дыхания и
кровообращения, желудочно-кишеч-
ного тракта, печени, почек и моче-
выводящих путей; является одним из
основных методов исследования. Су-
ществуют 2 основных метода Р.: ви-
зуальное наблюдение тени органов
на флюоресцирующем экране —рент-
геноскопия, и получение изображения
органов на светочувствит. пленке —
рентгенография.
В основе Р. лежит свойство раз-
личных тканей тела, нормальных и
патологически измененных,по-разно-
му поглощать рентгеновские лучи:
наименьшее поглощение имеет место
в органах, содержащих воздух (в лег-
ких, участках кишечника), наиболь-
шее — в костях; плотные паренхима-
тозные органы (печень, почки) и
органы, наполненные жидкостью
(сердце), занимают промежуточное
положение. Р. повреждений и забо-
леваний костей, заболеваний легких
и сердца производится без примене-
ния контрастных веществ, т. к. кон-
туры и структура этих органов хо-
рошо видны на экране или на фото-
пленке. , Для Р. заболеваний желу-
дочно-кишечного тракта, печени и
желчных путей, почек и мочевыво-
дящих путей, а также сосудов в по-
лости соответствующих органов или
в кровеносную систему вводятся
контрастные вещества, содержащие
тяжелые элементы (J, Th, Bi, Ва), хо-
рошо поглощающие рентгеновские
лучи. Для диагностики заболеваний
головного и спинного мозга в мозго-
вые по юсти или под мозговые обо-
лочки вводится ВОЗДУХ.
РЕНТГЕНОСКОПИЯ — метод ис-
следования путем просвечивания
объекта рентгеновскими лучами при
непосредств. наблюдении изображе-
ния на экране, покрытом флюорес-
цирующим веществом (напр., пла-
тиноросинеродистым барием). Один
из методов рентгенодиагностики.
РЕНТГЕНОСПЕ КТРА ЛЬНЫИ
АНАЛИЗ — физический метод изу-
чения состава вещества, основан-
ный на том, что при возбуждении
каждый элемент дает свой харак-
теристический спектр, состоящий
из отдельных, дискретных линий,
отвечающих определенным длинам
волн, величины которых зависят от
строения атома. Р. а. позволяет
оценить количественно или полу-
количественно содержание элемен-
тов почти всей периодической си-
стемы Д. И. Менделеева, от алю-
миния до урана включительно.
Преимущества Р. а. особенно су-
щественны при анализе редких
элементов, химически сходных эле-
ментов и элементов, свойства к-рых
значительно меняются от харак-
тера химич. связей и от неболь-
ших примесей. Для анализа требует-
ся небольшая (5—10 мг) навеска
исследуемого вещества. Существуют
3 метода Р. а.: адсорбционный (метод
поглощения), эмиссионный (метод
первичного возбуждения) и флюорес-
центный (вторичного возбуждения).
Первый дает возможность судить о
валентном состоянии элемента, по-
следний распространяет Р. а. на
жидкие и газообразные вещества.
Для целей химич. анализа чаще всего
применяется эмиссионный метод, как
наиболее чувствительный. При эмис-
сионном анализе атомы исследуемого
вещества, нанесенного на анод рент-
геновской трубки, возбуждаются ка-
тодным пучком; возникающее при
этом рентгеновское излучение разла-
гается в спектр кристаллом-анали-
затором и регистрируется на пленку
или счетчиком. Предел чувствитель-
ности Р. а. 0,01%; точность количе-
ственного определения при содержа-
нии 1—5% достигает 2—5%, при
0,1—0,01% —‘ порядка	20—50%
определяемой величины. Для Р. а.
необходимы 2 рентгеновских спект-
рографа: один для исследований в
коротковолновой части спектра, дру-
гой — в длинноволновой. Оба спект-
рографа существуют в 2 вариантах —
с фоторегистрацией спектра и с
регистрацией спектра счетчиком Гей-
гера — Мюллера. При анализе ред-
ких и рассеянных элементов целе-
382
РЕНТГЕНОТЕРАПИЯ
сообразно совмещать Р. а. с химич.
обогащением.
РЕНТГЕНОТЕРАПИЯ — облу-
чение организма или части его рент-
геновскими лучами с лечебной целью.
Р. может быть поверхностной, с дей-
ствием на кожу или органы, распо-
лож. близко к поверхности тела,
либо глубокой, с направленным воз-
действием лучей на глубоко распо-
лож. органы и ткани. Поверхност-
ная Р. достигается применением бо-
лее мягкого излучения, глубокая
Р.— более жесткого. (Большая или
меньшая жесткость излучения зави-
сит от напряжения источника и
фильтрации лучей).
Р. применяется для лечения
нек-рых кожных болезней (различ-
ные формы экземы, кондиломы, дерма-
титы капиллярные и т. д.); женских
болезней (различные нарушения
функций яичников, расстройства ова-
риально-менструального цикла) по-
средством облучения области яич-
ников разными дозами лучей. В кли-
нике внутр, болезней ряд болезней
крови (лейкемия, лимфогранулема-
тоз) при помощи Р. удается несколько
задержать в развитии; применяют
Р. при базедовой болезни, облучая
щитовидную железу. Основное же
применение Р. получила в лечении
злокачеств. опухолей.
Принцип лечения злокачеств. опу-
холей основан па более высокой чув-
ствительности бурно делящихся кле-
ток злокачеств. новообразований к
лучевой энергии, чем клеток нор-
мальной ткани (см. Радиочувстви-
тельность). Считается, что можно
подобрать такие условия облуче-
ния, при к-рых погибает злокачеств.
ткань, а окружающая ее нормальная
остается поврежденной в меньшей
степени. Поэтому Р. является пол-
ностью показанной во мн. случаях
не подлежащих операции злокаче-
ств. образований в качестве един-
ственно возможного метода лечения.
Р. также показана как дополнит, вид
лечения, могущий быть примененным
в комбинации с хирургич. лечением
(как до, так и после операции).
Методика Р. весьма индивидуаль-
на в зависимости от вида, гистологии,
строения, размеров опухоли, чув-
ствительности ее к рентгеновским лу-
чам. Возможно применение массив-
ных доз облучения, а также неболь-
ших, дробных, частых'по времени (в
этом случае следует учитывать неже-
лательное накопление общего биоло-
гии. действия на организм). Следует
при проведении любого курса Р. осу-
ществлять контроль состояния кро-
ви, т. к. побочное вредное действие
лучей на организм проявляется
прежде всего в изменениях крови.
Учитывая губительное действие рент-
геновских лучей на живую ткань,
следует в случае возможности выбора
вида лечения, отдавать предпочтение
пелучевым видам терапии.
РЕНТГЕН-ЭКВИВАЛЕНТ ФИЗИ-
ЧЕСКИЙ — см. Физический экви-
валент рентгена.
РЕСПИРАТОРНЫЕ СРЕДСТВА
ЗАЩИТЫ — различные маски для
предотвращения попадания внутрь
организма при дыхании радиоактив-
ной пыли и аэрозолей (но не газов).
Фильтрующим материалом в респи-
раторах являются оргапич. полимеры
типа метилметакрилата и перхлор-
винила, выполненные в виде ульт-
ратонких волокон толщиной ^0,1 мк.
Фильтры респираторов представ-
ляют собой слой фильтрующего
материала ©предел, толщины. Эффек-
тивность подобных фильтров дохо-
дит до 99,99%. Получившие большое
распространение одноразовые ре-1
спираторы-лепестки, состоящие из
слоя фильтрующего материала, за-
ключенного между 2 подложками из
марли, имеют вес, равный 10 г. Пло-
щадь фильтра такого респиратора
равна 250 см2, сопротивление дыха-
нию 2—4 мм рт. ст.
РЕФЛЕКТОР — то же, что отра-
жатель.	1 !
РЕЦИРКУЛЯЦИЯ ТОПЛИВА —
процесс возврата в реактор в виде
добавки к свежему ядерному топлив)/
части облученного топлива, обога-
щенного во время переработки. Р. т.
позволяет использовать естеств.
сырье (уран или торий) для реакто-
ров на обогащенном топливе за счет
возврата в топливный цикл вторично-
го делящегося изотопа, образующего-
ся в реакторе из облученного сырья и
отделяемого от него при химйч. пере-
РТУТЬ
383
работке. Если при этом количество
вторично делящегося изотопа (с
учетом потерь при химич. переработ-
ке) достаточно для надлежащего
обогащения загружаемого свежего
топлива, то отпадает необходимость
использовать делящиеся изотопы,
полученные в др. установках.
РЕШЁТКА РЕАКТОРА — актив-
ная зона реактора, имеющая вид
правильной пространств, геометрия,
фигуры, составленной из блоков де-
лящихся материалов, располож. в
замедлителе. Блоки горючего из чи-
стого металла или его соединений мо-
гут иметь цилиндрич., сферич. и др.
геометрич. форму. Реакторы при та-
кой конструкции активной зоны наз.
гетерогенными реакторами. Р. р. мо-
гут быть: квадратными, треуголь-
ными, шестиугольными, прямоуголь-
ными, ромбич. и т. д. Применяются
также и полирешетки, составлен-
ные из правильно чередующихся
блоков, к-рые отличаются друг
от друга свойствами поглощения и
размножения. Поэтому полирешетки
можно рассматривать как вставлен-
ные одна в другую простые решетки.
РЕЭКСТРАКЦИЯ (в радиохи-
мии) — переведение соединения ра-
диоактивного элемента (р. э.), извле-
ченного экстракцией в органич. рас-
творитель, снова в водную фазу.
Производится с целью освобождения
от примесей или вследствие неудоб-
ства работы с раствором р. э. в орга-
нич. растворителе (напр., плутоний
при отделении от урана и осколков
деления извлекается трибутилфос-
фатом в керосине, а затем реэкстраги-
руется в водную фазу).
РИТРОН (англ, retron, от те —
приставка, означающая повторение,и
tron—традиционное окончание элек-
тронных приборов) — гамма-спектро-
метр с разрешающей способностью,
повышенной посредством повтор-
ной магнитной фокусировки, в к-ром
используется взаимодействие 7-лучей
с веществом — комптоновское рассея-
ние электрона отдачи. Выбитые 7-лу-
чами в процессе комптоновского рас-
сеяния из мишени М электроны фо-
кусируются (рис. ) однородным маг-
нитным полем на щель 1. Полученное
изображение источника электронов
(мишени М) является объектом для
повторного изображения в щели 2.
Ширина 1-го изображения меньше,
чем ширина мишени, что увеличи-
вает разрешающую способность в
Схема ритрона: S — источник Y-излу-
чения; М — мишень; А и В — счет-
чики; С — вакуумная камера, поме-
щенная в однородное магнитное поле;
1, 2 — первая и вторая щели.
10—20 раз. Электроны регистри-
руются двумя счетчиками А и В,
включенными на схему совпадений.
Зависимость скорости счета совпа-
дений от напряженности магнитного
поля отражает спектр 7-лучей.
РОДИИ Rh — химич. элемент
VIII гр. периодич. системы, п. п. 45,
ат. в. 102,91. Имеет 1 стабильный изо-
топ Rh103. Ряд изотопов Rh образует-
ся при делении урана; из них Rh103,
имеющий выход 3,7% и сечение за-
хвата тепловых нейтронов 150 барн,
является «реакторным ядом» (см. От-
равление реактора). При облучении
Rh нейтронами образуются Rh104
(Т\2 =41,8 сек.) и Rh10341 (Ti 2 = 57
мин.). Rh может служить детектором
слабых нейтронных потоков. Металл
из семейства платиновых, содержа-
ние в земной коре 1 • 10 “7% повесу,
плотность 12,4 г/см3, 1°пл 1966°, в
соединениях гл. обр. 3-валентен.
РТУТЬ Hg — химич. элемент
II гр. периодич. системы, п. н. 80,
ат. в. 200,61. Состоит из 7 стабиль-
ных изотопов: Hg196 (0,146%), Hsr198
(10,02%), Hg199 (16,84%),	Hg200
(23,13%),	Hg201	(13,22%), Hg293
(29,80%) и Hg204 (6,85%). Содержа-
384
РУБИДИЙ
ние Hg в земной коре 7 • 10~6% по
весу. Важнейшим природным соеди-
нением является киноварь HgS. Ме-
таллил. Hg получается окислитель-
ным. обжигом ртутных руд или кон-
центратов и представляет собой бле-
стящую, тяжелую, подвижную жид-
кость с плотностью 13,5955 г, см3 (при
0°С), t°njl —38,87°, t°KUn 357,25°. Ис-
пользуется в качестве катализатора
при растворении урановых блоков.
Применение Hg в качестве теплоно-
сителя в энергетич. реакторах затруд-
няется в связи с высоким сечением
захвата нейтронов. В своих соедине-
ниях Hg 1- и 2-валентпа; между
нек-рыми 1- и 2-валентными ее сое-
динениями наблюдается электронный
обмен. Весьма характерна для Hg
способность к образованию разно-
образных металлоорганич. соедине-
ний. Нек-рые из них нашли приме-
нение для обогащения радиоактив-
ных изотопов и разделения ядерных
изомеров Hg. Установлен факт изо-
топного обмена между неполными
металлоорганич. соединениями Hg и
ее галогенидами. Пары Hg и нек-рые
ее соединения весьма токсичны.
Из радиоактивных изотопов, обра-
зующихся в различных ядерных ре-
акциях, важнейшим является Hg203
(Ti/2=46,91 дня), обычно получаемый
по реакции (?г, у) при облучении Hg в
урановом реакторе. Пр радиотоксич-
ности Hg203 и Hg205 относятся к груп-
пе среднеопасных.
РУБИДИИ Rb — химич. элемент
1гр. периодпч. системы,п. н. 37, ат. в.
85,48; относится к щелочным ме-
таллам. Природная смесь изотопов:
Rb85 (72,81%) и. Rb87 (27,19%). Изо-
топ Rb87 обладает естеств. радиоак-
тивностью (7\'2=5‘1010 лет). Распро-
страненность его в земной коре
3,1-10“2% по весу.
Встречается в минеральных водах,
присутствует в золе многих растений.
В минералах замещает К (лепидо-
лит, карналлит, слюды и т. д.). Чи-
стый Rb имеет серебристо-белый
цвет и в свежем разрезе — металлич.
блеск. Плотность 1,53 г1см3> 1°пл
39°, t°nun 700°. Химически очень
активен. Во всех соединениях одно-
валентен. Известно большое число
искусств, радиоактивных изотопов
Rb, мн. из них получаются прп деле-
нии U235 на медл.нейтронах и являют-
ся короткоживущими (Rb88, Rb89,
Rb90, Rb91 и др.). Практич. значение
имеет изотоп Rb86(T\2 =18,64 дня),
к-рый получают по реакциям Rb87(j,n)
Rb86 и Rb8S(№j) Rb8G из естеств. смеси
изотопов. Rb87 при ^-распаде пре-
вращается в изотоп стронция Sr87.
Из соотношения Rb87/Sr87 в минера-
лах, содержащих Rb, м. б. определен
возраст минерала (т. н. рубидиево-
стронциевый метод). Rb86 применяет-
ся в качестве радиоактивного инди-
катора при изучении процессов со-
кристаллизации Rb с солями К, Cs,
NH4 и в аналитич. целях. Радиоток-
сичность Rb" слабая.
РУТЕНИЙ Ru— химич. элемент
VIII гр. периодич. системы, п. и. 44,
ат. в. 101,1. Стабильные изотопы:
Ru96 (5,57%), Ru98 (1,86%), Ru99
(12,7%),	Ru100	(12,6%),	Ru101
(17,1%), Ru102 (31,6%) и Ru101(18,5%).
По реакции (пд) из Ru102 получается
радиоактивный Ru108 (7\2=39,8 дня).
При делении урана образуются радио-
активные изотопы Ru103 и Ru106 (для
последнего Ti'2=366,6 дня), суммар-
ный выход всех изотопов Ru x-20%.
Выделение Ru из растворов после пе-
реработки урановых стержней явля-
ется одной из важных технология,
задач радиохимии и осуществляется
экстракц. разделением и отгонкой
летучего окисла Ru04. Образую-
щийся прп испытаниях ядерного ору-
жия радиоактивный Ru заражает
атмосферу и при попадании в орга-
низм поражает желудочпо-кишечный
тракт, почки, грудные железы;
Пром-сть поставляет радиоактив-
ные Ru103 и Ru1G3+Rh106, последний
может служить мощным ^-источником.
Ru — металл из семейства пла-
тиновых, плотн.12,45 г1см3^°пл 2450°,
t°Kan ок- 4150°, в соединениях имеет
перем, валентность; содержание в
земной коре 5 • 10~7% по весу.
Таблица I/&.
б
Типы гетерогенных ядерных реакторов: а—с газовым теплоносителем (1 —регулирующий стержень,
2 — урановый стержень, 3 — графитовый замедлитель, 4 — загрузочные трубы, 5 — канал горячего газа, 6 — опорная
решетка, 7 — бак под давлением, 8 — канал холодного газа); б —с охлаждением водой под давлением (1 — направ-
ляющие втулки приводных механизмов регулирующих стержней, 2 — отверстие для загрузки топлива, 3 — регу-
лирующий стержень, 4 — тепловыделяющая сборка, 5 — клетка для сборки активной зоны, 6 — перфорированная
перегородка для распределения потока теплоносителя); в — кипящий реактор (1 — приводной механизм регулиру-
ющих стержней, 2 — направляющие втулки регулирующих стержней, 3 — активная зона, 4 — клетка для сборки
активной зоны); г — опытный реактор с тяжелой водой (1 — тонкостенный алюминиевый резервуар, 2 — моторные
приводы регулирующих стержней, 3 — герметическая крышка из нержавеющей стали, 4 — свинцовая защитная
крышка со щелевыми затворами, 5 — вращающаяся верхняя плита с урановыми стержнями, 6 — урановые стержни,
7 — тяжелая вода, 8 — сливная труба, 9 — напорная труба).
Таблица X.
Регенерация ядерного топлива: 1 — отработавшие радиоактивные стержни топлива; 2 — выдержка
за защитой для снижения радиоактивности; 3—измельчение и растворение; 4—экстракция в каскаде пульсиру-
ющих колонн для отделения урана и плутония от осколочных элементов; 5 — химические операции по разделению
урана и плутония; 6 — окончательная очистка урана и плутония (аффинаж); 7 — чистая соль урана поступает на
металлургический процесс для получения стержней, чистая двуокись плутония поступает на металлургический
процесс с целью обогащения природного урана (а— вода, б — органич. раствор, в — изотопы на разделение, г —
раствор урана и плутония, д — натрийуранилацетат, е — соль уранила, ж — натрийплутонийацетат, з — двуокись
плутония).
САМОПОГЛОЩЕНИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ
385
САМАРИЙ Sm— химич. элемент
Ш гр. периодич. системы, п. н. 62,
ат. в. 150,43; относится к лантанои-
дам. Природная смесь состоит из
7 изотопов: Sm144 (3,15%), Sm147
(15,09%), Sm148 (11,35%), Sm149
(13,87%), Sm150 ( 7,47%), Sm152
(26,55%) и Sm154 (22,43%). Из них
Sm147 а-активен (Ti/2 —1011 лет). Ряд
изотопов Sm образуется при делении
U и Рн, причем нек-рые из них яв-
ляются «реакторными ядами»(см. От-
равление реактора): Sm149 (a^r5,3-104
барн, выход 1,3%), Sm151 (Г»/2 = 93
года, ст—7-Ю2 барн, выход 0,45%)
и Sm152 (а = 150 барн, выход 0,28%).
Изотоп Sm158 (Ti/2 = 47 час.), обра-
зующийся как при делении урана
(выход 0,15%) и плутония’, так и
при облучении Sm нейтронами, ис-
пользуется для обнаружения и опре-
деления малых количеств Sm с по-
мощью активац. анализа. Благодаря
большому сечению захвата нейтро-
нов, Sm добавляется в стекла, слу-
жащие для защиты от нейтронного
излучения. Может быть детектором
слабых нейтронных потоков. Sm —
металл, плотн. 7,53 г/сл?, t°nA 1052°.
В химич. соединениях обычно 3-ва-
лентен, хотя известны и соединения
2-валентного JSm.
САМАРСКИТ —минерал, сложный
ниоботанталат непостоянного соста-
ва. Приближенная формула [(Y,Er,Ce)
(U, Fe)] [(Nb, Та)2Об]3. Содержит:
21,6—57,5% Nb2Os; 1,9—17,8% UO2;
6,4-17,6% Y2O3; 1,8-41,4% Ta2O5;
3,8—13,4% ErO3; до 11,9% UO3;
до 4,3% TiO2; 0,6-3,6% ThO2; 0,4—
17,3% La2O3. Образует неправ, зер-
на, скопления, иногда хорошо огра-
ненные кристаллы ромбич. системы,
бархатно-черного цвета, с ярким смо-
листым блеском. Твердость 5—6,
уд. в. 5,2—5,7. Сильно радиоактивен.
Встречается в гранитных пегмати-
тах совместно с другими редкозе-
мельными танталопиобатами, цирко-
ном, монацитом, бериллом и др.,
в виде зерен и кристаллич. выделе-
ний неправильной формы. М. б. ис-
пользован для извлечения редких
земель.
с
САМОГАСЯЩПЙСЯ СЧЁТЧИК —
счетчик, в к-ром механизм обрыва-
ния разряда, вызванного к.-л. иони-
зирующей частицей, попавшей в ра-
бочий объем счетчика, обусловли-
вается внутр. процессами, связанны-
ми с наличием «гасящей» добавки в
газе (обычно пары спирта, метана и
др. с добавками аргона). В С. с. ве-
личина импульса тока совершенно
не зависит от величины первоначаль-
ной ионизации. Разряд, начавший-
ся в к.-л. месте С. с. в момент попа-
дания в него частицы, локализуется
в узком участке возле нити, не рас-
пространяется в радиальном направ-
лении и охватывает всю рабочую дли-
ну счетчика вдоль нити. Все С. с. ха-
рактеризуются: большим рабочим на-
пряжением (ок. 1000 в), сроком служ-
бы ок. 107—10э импульсов, неболь-
шим интервалом рабочих темп-р.
САМОЗАЩИТА (в радиаци-
онной химии) — особый слу-
чай защитного действия, когда ско-
рость радиолитич. разложения ве-
щества снижается в присутствии про-
дуктов его превращения. Напр.,
при действии у-лучей па разбавлен-
ный водный раствор красителя хлор-
фенолового красного, последний
обесцвечивается в результате вза-
имодействия с продуктами радиоли-
за воды; однако возникающие при
этом промежуточные продукты реа-
гируют с радикалами, образующи-
мися из воды, и замедляют т. о.
процесс обесцвечивания красителя.
САМОПОГЛОЩЕНИЕ ИЗЛУЧЕ-
НИЯ — поглощение излучения не-
посредственно в материале источни-
ка излучения. Частицы, испускае-
мые во внутр, слоях объемного ис-
точника, частично поглощаются его
материалом, прежде чем достигают
поверхности источника. Кроме того,
часть частиц рассеивается внутри
источника, так что выходящее из
источника излучение отличается по
энергетич. спектру от излучения
внутри источника.
При расчетах защиты С. и. опре-
деляя?! посредством коэфф, в расчет-
ных формулах, учитывающих ослаб-
13 «Атомная энергия»
386
САМОРЕГУЛИРОВАНИЕ
ление излучения в источнике и изме-
нение его энергетич. спектра. Если
необходимо получить макс, интен-
сивность излучения, то С. и. нежела-
тельно, и источник стараются делать
возможно более топким.
САМОРЕГУЛИРОВАНИЕ — свой-
ство ядерного реактора изменять ре-
активность, а следовательно и мощ-
ность^ соответствии б уровнем ее пот-
ребления. В наибольшей степени этим
обладают кипящие реакторы, в к-рых
С. обеспечивается парообразованием.
Когда в паровом пространстве реак-
тора количество пара вследствие
возрастающего распада убывает (по-
нижается его давление), создается
интенсивное парообразование, возме-
щающее убыль пара, что вызыва-
ет интенсивное питание охлажден-
ной водой; в результате повышается
реактивность, усиливается режим па-
рообразования, и мощность реактора
автоматически согласуется с расхо-
дом пара.
, САМОРЕГУЛЙРУЮЩИИСЯ РЕ-
АКТОР— ядерный реактор, обла-
дающий свойством саморегулирова-
ния.
СВЕРХКРИТЙЧЕСКИЙ РЕ-
ЖЙМ — см. Надкритический ре-
жим.
сверхлетАльные дбзы —
условный термин, обозначающий до-
зы ионизирующего излучения, при-
водящие животных к гибели в сро-
ки до 4 суток. Характерной осо-
бенностью действия С. д. являет-
ся скачкообразное увеличение био-
логии. эффекта при постепенном уве-
личении дозы облучения (см. рис. ).
Известны 3 рода действия С. д. 1) Ги-
бель животных в первые 4 суток по-
сле облучения, сопровождающаяся
выраженными явлениями поражения
кишечника; наблюдается в диапазо-
не доз (в рентгенах): для крыс —
от 2 000 до 20 000 р, для собак — при
5 000 и 10 000 р, для мышей—1 200—
12 000 р. 2) Смерть животных в пер-
вые сутки после облучения, харак-
теризующаяся глубокими нарушени-
ями со стороны нервной системы в
виде судорог с последующим кома-
тозным состоянием и глубокими из-
менениями биохимич. состава и фи-
зико-химич. свойств крови; у крыс
указанные симптомы наблюдаются
в диапазоне доз от 20 000 до 100 000 р,
у собак — от 15 000 до 60 000 р, у
Кривые зависимости смертности белых
мышей от дозы при тотальном облуче-
нии рентгеновскими лучами (Q — дан-
ные 1943; • — данные 1953).
мышей—от 15 000 до 100 000 р. 3) Не-
посредств, смерть в момент облуче-
ния (т. н. смерть под лучом), насту-
пающая при более высоких дозах.
СВЕТОВОД — приспособление для
соединения фотоэлектронного ум-
ножителя со сцинтиллятором. С.
обычно изготовляются из плекси-
гласа, люсита или кварца. Основное
назначение С.— распределение све-
та сцинтилляций независимо от ме-
ста их возникновения равномерно
по всей поверхности фотокатода, с
целью уменьшения разброса ампли-
туд импульсов, возникающих в
сцинтилляционных счетчиках. Ча-
сто С. применяются в случаях, ког-
да фотоэлектронный умножитель
приходится располагать на нек-ром
расстоянии от сцинтиллятора (при
работе с различного рода ускорите-
лями или магнитными спектромет-
рами, сильные магнитные поля к-рых
СВЕТОВОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ
387
нарушают норм, работу фотоэлект-
ронного умножителя).
СВЕТОВОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ ядер-
ного взрыва — один из
основных поражающих факторов
ядерного взрыва, наносящий пора-
Расстояние от эпицентра взрыва в нм
Ослабление светового излучения ядер-
ного взрыва в зависимости от расстоя-
ния.
жение излучением световой энергии
светящейся области взрыва. На до-
лю G. и. приходится 30—40% всей
энергии ядерного взрыва. Оно может
вызывать ожоги, обугливание кож-
ных покровов, воспламенение и
обугливание различных материа-
лов, многочисл. пожары. На от-
крытой местности С. и. обладает
наибольшим радиусом поражающего
Основным источником С. и. являет-
ся светящаяся область (огненный
шар), эффективное свечение к-рой
после взрыва длится 2—3 сек. Общая
энергия G. и. зависит от калибра
атомной бомбы. При взрыве ядерного
заряда, эквивалентного 20 кт, общая
энергия G. и. взрыва составляет
6 млрд. ккал. Б. ч. световой энергии
излучается в течение 1-й сек. после
взрыва (темп-ра светящейся области
достигает 8 000°К). G. и. состоит из
ультрафиолетовых, видимых и инф-
ракрасных лучей, соотношение к-рых
в зависимости от темп-ры огненного
шара приводится в табл. 1.
Т аблица 1.
Темп-ра .поверх- ности (°К)	Ультра- фиолето- вое излу- чение (%)	Видимое излуче- ние (%)	Инфра- красное излучение (%)
2 000	нет	2	98
4 000	2	28	70
6 000	13	45	42
8 000	32	43	25
Ультрафиолетовые лучи оказыва-
ют наиболее вредное биолог'ич. воз-
действие на живые организмы.
Энергия С. и. измеряется световыми
импульсами (кал/см2), величина к-рых
зависит от расстояния до места взры-
ва, калибра ядерного заряда, вида
взрыва и метеорология, условий. По-
ражающее действие G. и. на различ-
ные предметы для ядерного заряда,
эквивалентного 20 кт, см. в табл. 2.
' Т аблица 2.
Объекты	Результат воздействия	Величина светового импульса (кал/см2)	Расстояние до места взрыва	
			км	К = 0,4~г см*
Кожные покровы . .	умеренные ожоги	3	3 000	2 600
	легкие ожоги	2	3 700	2 900
Белая хл.-бум. ткань	опаляется	10	1 900	1 650
	обгорает	17	1 550	1 350
Серая хл.-бум. ткань	опаляется	8	2 100	1 800
	обгорает	10	1 900	1 650
Габардин зеленый .	становится ломким	7	2 550	1 900
	обгорает	10	1 900	1 650
Синтетич. каучук . .	обгорает	8	2 100	1 800
К — коэфф, ослабления действия
светового излучения.
действия в сравнении с ударной
волной и проникающей радиацией
атомного и термоядерного взрыва.
При наземном взрыве общее коли-
чество излучаемой световой энергии
примерно наполовину меньше, чем
13*
388
СВЕТОВОЙ ИМПУЛЬС
при воздушном, т. к. при этом при-
мерно половина энергии С. и. расхо-
дуется на расплавление грунта.
световой Импульс (при
ядерном взрыве) — коли-
чество световой энергии, падающей
на 1 см2 освещаемой поверхности,
перпендикулярной к направлению
распространения излучения за все
время свечения источника (огнен-
ного шара). Величина С. и. зависит
от тротилового эквивалента ядер-
ного заряда (т. к. энергия светово-
го излучения составляет 30—40%
общей энергии ядерного взрыва),
расстояния освещаемой поверхно-
сти от центра взрыва и состояния
атмосферы в момент взрыва. Эта ве-
личина вычисляется^ по формуле:
и =	Д|13д К (R - Г)
4г.10,0-Л3
где Е*изл — полная энергия светово-
го излучения (кал), R — расстояние
от центра взрыва (км), г— ср. ра-
диус светящейся области (км), К —
ср. коэфф, ослабления излучения ат-
мосферой (имеет размерность
^2,72 км~').
СВЕТОСЙЛА БЕТА-СПЕКТРО-
МЕТР А — отношение числа электро-
нов данной энергии, зарегистриро-
ванных бета спектрометром в едини-
цу времени, к общему числу электро-
нов данной энергии, испускаемых
источником электронов во всех на-
правлениях за то же время. Предпо-
лагается, что электроны испускаются
источником изотропно. С. б.-с. яв-
ляется одной из основных харак-
теристик бета-спектрометра. Ее ве-
личина определяется конструкцией
прибора.^
СВИНЕЦ РЬ — химич. элемент
IV гр. нерподич. системы, п. п. 82,
ат. в. 207,21. Стабильные изотопы:
РЬ204	(1,48%),	РЬ206	(25,2%),
РЬ207 ( 21,7%), РЬ208 (51,7%). В ра-
диоактивные семейства входят
неск. изотопов РЬ. Из них РЬ214
(RaB), Pb210 (RaD), РЬ212 (ТЬВ),
РЬ211 (АсВ) и РЬ209 радиоактивны.
Стабильными изотопами РЬ206 (RaG),
Pb208 (ThD) и Pb207 (AcD) заканчива-
ются естеств. радиоактивные ряды
U288, Th232 и U235 (см. Радиоактивные
семейства). Важнейшими радиоак-
тивными изотопами являются РЬ209,
Pb210 (RaD) и Pb212 (ThB) с Т\2 со-
ответственно 3,22 часа, 19,4 года и
10,643 часа. В ядерных реакторах
по реакции (п, у) получается РЬ209.
Изотопы РЬ210 и РЬ212 образуются при
распаде соответствующих эманаций
(радона и торона). Радиоактивные
изотопы РЬ209 и Pb210 (RaD) постав-
ляются пром-стью.
Распространенность РЬ в земной
коре 1,6 • 10 “3 % по весу. Главнейший
минерал его — свинцовый блеск
PbS. В пром-сти РЬ получают пере-
работкой полиметаллич. руд, в к-рых
ему сопутствуют Zn, Ag, Bi, Cd и
др. ценные металлы. Разделение их—
сложный технология, процесс. По-
скольку РЬ является продуктом ра-
диоактивного распада, он всегда при-
сутствует в урановых и ториевых
рудах.
Свинец — синевато-серый металл,
плоти. 11,34 elcMz', t°nA 327,4°;
t°Kan 1700°. В химич. соединениях
2- и 4-валептен. При нагревании на
воздухе окисляется до РЬО. На хо-
лоде покрывается пленкой основ-
ных карбонатов, предохраняющей
металл от дальнейшего окисления.
Устойчив к действию разбавленных
H2SO4 и НС1, энергично растворяет-
ся в разбавленной HNO3, горячей
концентр пр овапной H2S04 и концен-
трированной НС1 при нагревании.
Устойчивость РЬ к большинству хи-
мич. реагентов (Н2О, SO2, NH3, со-
да, спирты, минеральные масла,
мн. оргапич. кислоты) позволяет
широко использовать его для изго-
товления частей заводской химич.
аппаратуры. При электролизе РЬ
может выделяться на аноде в виде
двуокиси РЬО2. Это позволяет от-
делить РЬ от ряда др. металлов,
а также в случае микроколичеств
выделить его изотопы из продуктов
радиоактивного распада урана и
тория.
РЬ широко применяется в атомной
пром-стп в качестве защиты от радио-
активных излучений. Из пего делают
контейнеры для транспортировки ра-
диоактивных препаратов; применяют
в производстве защитного стекла.
Для усиления защитных свойств
в бетон вводится порода, содержа-
СЕЛЕКТОР ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ
389
щая РЬ. В расплавленном состоянии
в силу удобных физико-химических
свойств (низкая t°nA и высокая
теплопроводность) РЬ может слу-
жить теплоносителем в ядерных
реакторах.
Естеств. радиоактивные изотопы
РЬ сыграли исключит, роль в раз-
витии радиохимии и химии меченых
атомов, а также в изучении химии
и технологии РЬ. С помощью РЬ212
и РЬ210 изучались распределение
микроколичеств РЬ при процессах
дробной кристаллизации, соосажде-
ние, адсорбция и электрохимия ми-
кроколичеств РЬ; осуществлялся кон-
троль полноты выделения РЬ из
природных образований. Исследо-
валось распределение радиоактив-
ного РЬ между несмешивающимися
расплавами металлов.
Исследование кинетики обмена РЬ
в его соединениях с помощью радио-
активных индикаторов было прове-
дено на значит, числе гомогенных и
гетерогенных систем. Ряд работ с
РЬ212(ТЬВ) посвящен диффузии в
металлич. РЬ и твердых ‘ солях
(РЬС12, PbJ2 и др.). Как на успешное
применение метода меченых/атомов
в случае РЬ следует указать на оп-
ределение растворимости его труд-
норастворимых соединений, на дока-
зательство неравноценности химич.
связей в РЬ2О8, на изучение мигра-
ции РЬ в свинцовых аккумуляторах.
Масс-спектрографич. исследование
изотопного состава РЬ (относитель-
ное содержание изотопов РЬ206 и
РЬ207) в урановых рудах и мине-
ралах является одним из методов
определения абсолютного возраста
Земли.
СВИНЦОВОЕ СТЕКЛО — см.
Защитное стекло.
СВИНЦОВЫЙ КОНТЕЙНЕР —
см. Контейнер.
СВИНЦОВЫЙ ЭКВИВАЛЕНТ —
принятое при проектировании за-
щиты для упрощения расчетов выра-
жение толщины различных мате-
риалов в толщине свинца. Напр.,
для энергии 7-квантов 2,5 Мэв
С. э. железа равен истинной тол-
щине железа, деленной на 1,7; С. э.
воды — толщине слоя воды, делен-
ной на 12. Применение С. э. облег-
чает расчет защиты при замене од-
ного материала другим.
СВОБОДНОГО ПРОБЕГА ДЛИ-
НА— расстояние между двумя по-
следовательными столкновениями ча-
стицы, движущейся в среде. Для
молекул газа, напр., средняя С. п. д.
Z обратно пропорциональна давле-
нию газа. Если лг0 — число молекул
в единице объема, a d — диаметр
молекул, то:
Т= —1------	(1)
У2к(*зп0	V 1
Средняя С. п. д. электронов в газе
прпбл. в 5,6 раза больше С. п. д.
молекул газа при том же давлении.
В ядерной физике средняя С. п. д.
> обратно пропорциональна эффек-
тивному поперечному сечению о и
числу ядер в единице объема пл:
~ а ’	(2)
Наряду со С. п. д. между любыми
двумя последоват. столкновениями
ядерных частиц рассматривают также
С. п. д. для столкновений, сопровож-
даемых определенной ядерной реак-
цией. Так, различают С. п. д. рас-
сеяния; С. п. д. поглощения и т. д.
Средняя С. п. д. для данной ядерной
реакции также выражается форму-
лой (2),в к-рую вместо полного эффек-
тивного поперечного сечения войдет
сечение рассматриваемого процесса.
СЕЛЕКТОР ТЕПЛОВЫХ НЕЙ-
ТРОНОВ — нейтронный селектор,
основной частью к-рого является
Селектор нейтронов с кадмиевым за-
твором: 1 — стенка реактора; 2 — пу-
чок нейтронов; з — вращающийся ба-
рабан (затвор); 4 — детектор.
цилиндрич. барабан, собранный из
параллельных чередующихся слоев
алюминия и кадмия и вращаемый
вокруг оси с большой (15 000 об/мин)
390
СЕЛЕКЦИЯ НЕЙТРОНОВ
скоростью. Нейтроны проходят че-
рез барабан (рис.) только в тот
момент, когда плоскости слоев совпа-
дают с направлением пучка, т. к. алю-
миний и сталь практически прозрач-
ны для нейтронов, а кадмий очень
сильно поглощает их. Детектором
служит борная камера, присоеди-
ненная к усилителю, к-рый заперт до
прихода управляющего импульса,
подаваемого от фотоэлемента, осве-
щенного зеркальцем, укрепленным
па вращающейся оси барабана (за-
твора), и т. о. синхронизированного с
затвором. Детектор, располож. на
расстоянии I от затвора и открывае-
мый спустя время t после откры-
тия затвора, регистрирует нейтро-
ны со скоростью и близкими к
ней. Такие С. т. н. неприменимы для
отбора нейтронов с энергией, боль-
шей границы поглощения кадмия.
СЕЛЕКЦИЯ НЕЙТРОНОВ —
методы отбора отдельных групп ней-
тронов примерно одинаковой энер-
гии, т. н. монохроматич. нейтронов,
из сплошного спектра медленных
нейтронов. Соответствующие прибо-
ры и устройства для отбора моно-
энергетич. групп медленных нейтро-
нов называются нейтронными селек-
торами.
СЕЛЁН Se — химич. элемент VI
гр. периодич. системы, п. п. 34,
ат. в. 78,96. Стабильные изотопы:
Se74 (0,87%), Se7e (9,02%), Se77(7,58%),
Se78 (23,52%), Se80 (49,82%), Se82
(9,19%).Распространенность в земной
коре составляет 6-10"6 % по весу. В
природе Se и его соединения встре-
чаются вместе с серой и ее аналогич-
ными соединениями. Источниками
получения Se служат отходы произ-ва
серной кислоты и др. Свободный
Se, подобно S, существует в неск.
модификациях; плотн. серого ме-
таллич. Se 4,80 г/см\ 1°пл 217°,
J\ttn680°. По химич. свойствам бли-
зок к сере, но менее активен. В со-
единениях проявляет валентности
—2, +4, -J-6. Пром-сть поставляет
радиоактивный изотоп Se75, получа-
ющийся по реакции Se74 (п, у) Se75
при облучении Se в ядерном реакто-
ре. Изотоп Se75 (TV2=125 дн.) бла-
годаря своему мягкому ^-излучению
успешно применяется для гамма-
дефектоскопии. На соединениях се-
лена (Na2SeO3, Na2SeO4) изучались
Сцилларда — Чалмерса эффект и
возможность разделения ядерных
изомеров. С помощью Se75 исследо-
валась. кинетика улетучивания Se
из растворов.
СЕЛЬСИН (англ, selsyn, от англ,
self — сам и греч.‘ об-цроуо? — одно-
временный) — автоматич. самосин-
хронизирующаяся система с 2 и
более небольшими электрич. маши-
нами перем, тока, передающими
углы поворота на расстояние. Приме-
няется в указателях положения стерж-
ней и следящих системах управле-
ния реакторами. Передающая маши-
на (С.-датчик) преобразует положе-
ние угла ротора в электрич. напря-
жение, к-рое воспринимается прием-
ной машиной (С.-приемником).
С.-приемникпреобразует напряжение
С.-датчика в механич. перемещение
ротора (индикаторный режим) или
в электрич. напряжение, фаза и ам-
плитуда к-рого определяются угло-
вой разностью между положениями
осей С.-датчика и С.-приемника
(трансформаторный режим).
В индикаторном режиме угол по-
ворота С.-приемника синхронно и
синфазно повторяет угол поворота
С.-датчика. Обычно ошибка слеже-
ния не превышает 1°—2°. Индикатор-
ный режим пспользуется в указате-
лях положения стержней. В транс-
форматорном режиме напряжение
рассогласования подается на следя-
щую систему, исполнительный дви-
гатель к-рой поворачивает ось
С.-приемника так, чтобы напряжение
рассогласования - равнялось нулю.
В такой системе, помимо повышения
точности слежения, осуществляется
значительное усиление по мощности.
Трансформаторный режим исполь-
зуется в силовой дистанционной пе-
редаче положения управляющих эле-
ментов .
СЕНСИБИЛИЗАЦИЯ радиа-
ционно-химических ре-
акций — повышение выхода хи-
мич. превращения в облучаемой
системе. С. происходит за счет пере-
распределения поглощенной энергии
между отдельными компонентами
системы, более эффективного исполь-
СЕРЕБРО
391
зованпя радикальных продуктов ра-
диолиза или инициирования цепных
механизмов. Напр., в радиац. химии
водных растворов под С. понимают
повышение степени вовлечения про-
дуктов радиолиза воды в реакции
превращения растворенных веществ.
Для легкого излучения С. осущест-
вляется при наличии в растворе двух
не реагирующих между собой ве-
ществ, одно из к-рых связывает атомы
Н, а другое — радикалы ОН. Выходы
таких сопряженных акцепторов
превышают значения, отвечающие
лолному связыванию радикальных
продуктов радиолиза воды, образую-
щихся за счет ионизации (примерно
4 пары радикалов на 100 эв). Они дос-
тигают общего для всех исследован-
ных случаев предела, соответствую-
щего участию ок. 12 радиолизовэн-
ных молекул воды. В связи с этим
высказано предположение об участии
в таких реакциях возбужденных мо-
лекул воды наряду с ионизирован-
ными.
СЁРА S— химич. элемент VI гр.
периодич. системы, п. н. 16, ат. в.
32,066. Стабильные изотопы: S32
(95,018%), S33 (0,75%), S34 (4,215%)
и S36 (0,017%). В природе S широко
распространена. В земной коре со-
держится 5-10“2% (по весу): встре-
чается как самородная, так и в соеди-
нениях (сульфиды, сульфаты и т. д.).
Входит в состав животных и растит,
организмов. В свободном состоянии
S — желтые кристаллы; существует
в нескольких аллотропия, модифика-
циях. При обычной темп-ре устой-
чива ромбич. S, плотн. 2,07 г/см\
г°пл112,8°; Z°z,zzn444,6°. Химически
весьма активна. В соединениях про-
являет перем, валентность, гл. обр.
—2, +4, 4-6.
Важнейшим радиоактивным изо-
топом S является S35 (Ti/2 =87,1 дня),
к-рый м. б. получен по след, ядер-
ным реакциям:
Cl37 (d, a) S35; CI35 (и, р) S35;
S34(ra, у) S35.
Используя последнюю реакцию,
пром-сть готовит S35 -в виде элемен-
тарной S, неорганич. и органич. ее
производных, в т. ч. и лекарств.
препаратов. S35 широко используется
в качестве радиоактивного индикато-
ра. С ее помощью исследуется изо-
топный обмен между S, входящей в
различные органич. и неорганич. со-
единения, и элементарной S. Приме-
нение S35 позволило изучить типы
вулканизац. структур в резине и
процесс вулканизации. В металлур-
гии- применение радиоактивной S
дало возможность изучить десульфу-
рацию стали в мартеновском про-
цессе, определить термодинамич. ак-
тивность S в системах: Fe — S — С,
Fe — S — Si и Fe — S — Р.В текс-
тильной пром-сти используется
f-излучение S35 для борьбы со ста-
тич. электричеством (в частности, в
произ-ве капрона). Приготовление
меченых по S тиомочевины, тиогли-
колевой к-ты, тиогликоля, цистина,
аминокислот, витамина В, и др. пре-
паратов дало возможность изучить
скорость обмена различных белко-
вых фракций в живом организме,
химич. процессы в центральной нерв-
ной системе, действие различных
лекарств, препаратов на организм.
С помощью S35 исследовано дей-
ствие на насекомых нек-рых содер-
жащих S инсектофупгисидов. S35
среднер адиотоксичн а.
СЕРВОМАНИПУЛЯТОР — мани-
пулятор, у к-рого для каждого
направления движения имеется от-
дельный сервоусилитель.
СЕРВОУСИЛЙТЕЛЬ — устройст-
во, обеспечивающее воспроизведение
исполнит, механизмом движений,
задаваемых командным устройст-
вом или датчиком в автоматич. ре-
гуляторе или следящей системе. Бы-
вают релейные сервоусилители и про-
порциональные сервоусилители. По-
средством (~ осуществляется управ-
ление регулирующими и компенси-
рующими стержнями в реакторах,
изхменение скорости вращения насо-
сов теплоносителя и т. п. Силовые С.
имеют мощность обычно более 100 вт.
В ядерных установках применяют
гидравлические сервоусилители и элек-
трические ^сервоусилители.
СЕРЕБРО Ag — химич. элемент
I гр. периодич. системы, п. п. 47,
ат. в. 107,880. Содержит 2 стабиль-
ных изотопа: Ag107 /(51,35%) и Ag10»
392
СЕРНИСТЫЙ цинк
(48,65%). Распространенность в зем-
ной коре 1*10~5% (по весу); встре-
чается как в самородном состоянии,
так и в соединениях (Ag2S, AgCl и
др.). Металл; плотн. 10,5 e/cat3;
Гпл 960,5°, tQKUn 1 955°. В химич.
соединениях Ag одновалентно, важ-
нейшие из соединений — галогениды.
Бромид AgBr применяется в ядерпой
физике для изготовления толсто-
слойных ядерных фотоэмульсий. Ис-
следовалась возможность примене-
ния расплавл. Ag для очистки U от
продуктов деления.
Важнейшие радиоактивные изо-
топы: Ag110 (Т12=270 ди.) и Ag111
(7±2=7,6 дня). Ag110 получается по
реакции Ag109 (п, 7) при облучении
металла в ядерпом реакторе. Ag111—
по реакции Pd110 (d, р) Pd111_L>Ag111,
выделяется электролитически с вы-
ходом до 98%. Препарат имеет вы-
сокую удельную активность — до
1000 кюри/г. Ag111 образуется также
при делении урана на медл. нейтро-
нах (выход 0,018%).
G помощью радиоактивного кол-
лоидного Ag изучалось изменение
физико-химич. свойств живых струк-
тур под действием излучения. 1130-
топ Ag110 использовался как ра-
диоактивный индикатор при изуче-
нии электр охимич. свойств этого
элемента и в др. исследованиях.
Ag110 обнаруживается в воде, охла-
ждающей реактор, что связано с
выщелачиванием материалов и об-
лучением. Стабильный изотоп Ag109,
образующийся при делении U на
медл. нейтронах (выход 0,03%), яв-
ляется «реакторным ядом» (сечение
захвата нейтронов 84 барн).
СЕРНИСТЫЙ цинк ZnS — не-
органич. сцинтиллятор, применяе-
мый после активирования серебром
или медью в сцинтилляционных
счетчиках для регистрации тяжелых
частиц. Активированный С. ц. —
ZnS (Ag) пли ZnS (Си) — представля-
ет собой твердый мелкокрпсталлич.
порошок низкой прозрачности. Вре-
мя высвечивания флуоресценции бо-
лее 10-5сек. Спектр флуоресценции,
возникающий при возбуждении С. ц.
излучением, в зависимости от мето-
да приготовления, лежит в области
4 000 А — 6 000 А и имеет среднюю
длину .волны 4 500 А для ZnS (Ag) и
5 200 А для ZnS (Си).
В связи с малой чувствительно-
стью С. ц. к у-из л учению и электро-
нам, он используется для регистра-
ции тяжелых частиц при наличии
большого фона у-лучей и электро-
нов.
СЕЧЕНИЕ ВЫВЕДЕНИЯ НЕЙ-
ТРОНОВ из пучка— ядерное сече-
ние, характеризующее ослабление
пучка быстрых нейтронов в водород-
содержащей защите. Если защита ча-
стично состоит пз веществ, содержа-
щих водород, то можно считать, что
нейтроны, испытавшие столкновение
с водородом, выводятся из пучка. Это
объясняется тем, что, во-первых, при
столкновении нейтрона с ядром
водорода происходит большая поте-
ря энергии и, следовательно, увели-
чивается вероятность последующих
столкновений; во-вторых, вследствие
изменения направления движения
нейтрона, увеличивается его путь,
что также повышает вероятность
последующих столкновений. Кроме
того, неупругое столкновение ней-
трона с ядром приводит к выведению
его из пучка. Т. о., С. в. н. пред-
ставляет собой сумму сечений про-
цессов, приводящих к удалению ней-
тронов из пучка. С. в. н. для источ-
ника со спектром деления определены
экспериментально для мн. веществ.
Эксперименты проводились с пласти-
нами исследуемых веществ, погру-
женными в бак с водой. Напр., для
алюминия С. в. н. оказалось равным
1,31 ±0,05 барна, для углерода
0,81 ±0,05 барна и для свинца 3,53±
±0,3 барна.
СИЛЬНОФОКУСЙРУЮЩИЙ УС-
КОРЙТЕЛЬ — ускоритель заря-
женных частиц с сильной магнит-
ной фокусировкой частиц в ускорите-
ле, позволяющей значительно умень-
шить размеры вакуумной камеры
ускорителя и намного сократить га-
бариты и вес магнита и потребляе-
мую им мощность, что особенно
существенно при конструировании
ускорителей на энергии в десятки
Бэе.
СИНХРОТРОН (от греч.	—
одновременный и -трон —традиц.
окончание назв. электронных прибо-
СИНХРОФАЗОТРОН
393
ров)—циклич. ускоритель заряжен-
ных частиц с порем, магнитным
полем и пост, частотой . ускоряю-
щего электрич. поля. С. приме-
няется для ускорения электронов
и является распространенной уста-
новкой для физич. исследований
(рис. 2, табл. XI). Магнит ускори-
теля G. имеет форму кольца и пи-
тается переменным током. В кольце-
вом воздушном зазоре магнита рас-
положена стеклянная или фарфоро-
вая вакуумная камера ускорителя.
Источник электронов обычно поме-
щается внутри вакуумной камеры
И представляет собой электронную
пушку с накаливаемым катодом.
Ускоряемые электроны движутся в
нарастающем магнитном поле по кру-
говым орбитам и получают энергию
от высокочастотного электрич. по-
ля (см. Питание ускорителя высоко-
частотное) в результате многократ-
ного прохождения через ускоряю-
щее устройство, к-рое обычно пред-
ставляет собой полый резонатор, со-
ставляющий часть вакуумной ка-
меры.
Резонансное ускорение частиц обе-
спечивается автофазировкой. По-
скольку период обращения Т части-
цы определяется ее скоростью v и
2гВ
радиусом R орбиты (Т=——), уско-
рение удобно производить при пест,
величине периода и неизменном
радиусе, когда скорость электронов
практически равна скорости света,
т. е. начиная с энергий электронов в
2—4 Мэв. До этой энергии электроны
в С. чаще всего ускоряются так же,
как в бетатроне. Для этого в центре
магнита С. имеется центральный сер-
дечник, создающий необходимое изме-
нение магнитного потока в начале
процесса ускорения. Электроны вы-
пускаются в камеры с энергией в 5—
100 кв при величине магнитного по-
ля в 10—20 э. По достижении элект-
ронами энергии в 2—4 Мэв централь-
ный сердечник насыщается, при-
рост энергии за счет изменения маг-
нитного потока уменьшается; в этот
момент включается высокочастотное
ускоряющее поле. Незадолго до до-
стижения максимального значения
напряженности магнитного поля
ускоряющее электрическое поле вы-
ключается, и под действием возра-
стающей напряженности магнитного
поля и потерь энергии на излучение
электроны движутся по орбитам
уменьшающегося радиуса и попадают
на мишень, располож. вблизи внутр,
стенки камеры. Получаемое в ре-
зультате жесткое у-излучение ис-
пользуется в разнообразных физич.
экспериментах. С. дает импульсы
у-излучения с частотой повторения,
равной частоте перем, тока, питаю-
щего магнит (см. Питание магнита
ускорителя). Существуют С., уско-
ряющие электроны до энергий от де-
сятков Мэв до миллиарда эв, однако
наибольшее распространение полу-
чили электронные С. на энергию ок.
300 Мэв.
СИНХРОФАЗОТРОН (протон-
ный синхротрон, космо-
трон, б е в а т р о н) — циклич.
резонансный ускоритель заряжен-
ных частиц, в к-ром ускорение ча-
стиц осуществляется высокочастот-
ным электрич. полем с изменяющей-
ся частотой при движении их в ра-
стущем магнитном поле. Магнит
ускорителя создаст магнитное поле
в узкой кольцевой области, занятой
вакуумной камерой ускорителя. Ка-
мера имеет форму, близкую к поло-
му тороиду, и изготовляется из ди-
электрика или из тонких листов не-
магнитного металла. Частицы уско-
ряются при пост, величине радиуса
орбиты благодаря возрастанию маг-
нитного поля с энергией частицы.
Резонансное ускорение (см. Резо-
нансный метод ускорения частиц)
при изменении частоты ускоряющего
поля вслед за частотой обращения
частицы обеспечивается автофази-
ровкой. Чтобы ускорение частиц про-
исходило в узкой кольцевой области
при почти постоянном радиусе ор-
биты, необходимо выдерживать с
большой точностью (ок. 0,1%) связь
изменения магнитного поля и часто-
ты ускоряющего поля со временем.
С. работает импульсами, с интерва-
лами в неск. сек. (см. Питание уско-
рителя высокочастотное).
Самый большой в мире действую-
щий С., ускоряющий протоны до
энергии 10 Бэе, находится в СССР,
394
СИНХРОЦИКЛОТРОН
в Объединенном ин-те ядерных иссле-
дований (см. табл. XII). Радиус ор-
биты в этом С. равен 28 м, вес магни-
та 36 000 т. Использование сильной
магнитной фокусировки частиц в
ускорителе позволяет строить С. на
энергии до неск. десятков Бэе.
СИНХРОЦИКЛОТРОН — см. Фазо-
трон.
СИСТЕМА ОТСЧЁТА — матери-
альная система, по отношению к
к-рой определяется положение тела
и в к-рой отмечается соответствую-
щий момент времени. Конкретно С. о.
можно себе представить • в виде,
папр., нек-рой измерит, лаборато-
рии с приборами, отсчеты к-рых
позволяют судить о положении тел
в соответствующие моменты времени.
Инерциальная С. о.— такая
С. о., в к-рой выполняется закон
инерции (т. е. в к-рой тело при
компенсации оказываемых на него
внешних воздействий движется рав-
номерно и прямолинейно). В инер-
циальной С. о. имеет место закон по-
стоянства скорости света в вакууме.
СКАНДИИ Sc — химич. элемент
III гр. периодич. системы, п. н. 21,
ат. в. 44,96. Единственный стабиль-
ный изотоп Sc45. В свободном состоя-
нии Sc — металл, 1°пл 1400°, t° кип
2400°. Химич, свойства Sc весьма
похожи на свойства La. Отделение
Sc от редкоземельных элементов ве-
дется путем дробной кристаллиза-
ции или дробного осаждения, или
хроматографически. Получен ряд ра-
диоактивных изотопов Sc с-массовы-
ми числами от 40 до 50. Наиболее
важный из них—-Sc46(Ti/2=83,29 дня),
получается по реакциям Sc45 (п, у)
и Sc45 (d, р). При облучении титана
и кальция дейтронами образуется
смесь радиоактивных изотопов Sc,
к-рые м. б. отделены от вещества ми-
шени с помощью радиохимия, мето-
дов-
скандинавский институт
ЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИИ И
СОВМЕСТНЫЙ КОМИТЕТ СЕВЕР-
НЫХ СТРАН ПО ВОПРОСАМ АТОМ-
НОЙ ЭНЕРГИИ (Institute for Theo-
retical studies of Nuclear Research
of the Scandinavian countries) —
единый координационный орган сев.
стран по вопросам атомной энергии
(участвуют Швеция, Норвегия, Да-
ния, Финляндия и Исландия). Зада-
чей этого органа является наблюде-
ние за планированием и деятельно-
стью в области использования атом-
ной энергии, а также содействие в ре-
ализации возможностей (северного
сотрудничества) применения реакто-
ров в пром, целях.
В февр. 1956 Северный совет, яв-
ляющийся консультативным органом
по экономия., социальным, правовым
и культурным вопросам Швеции,
Норвегии, Дании, Финляндии и
Исландии, принял резолюцию, реко-
мендовавшую странам-участницам
расширить взаимное сотрудничество в
области мирного использования атом-
ной энергии. В февр. 1957 очередная
5-я сессия Северного совета приняла
решение создать институт ядерных
исследований, к-рый объединил бы
усилия атомников сев. стран и вре-
менно, до постройки соответствую-
щих помещений, разместить его при
Институте ядерной физики в Копен-
гагене. В июле 1957 было проведено
первое организационное заседание
правления института. Официально
открытие института состоялось в
окт. 1957. 21 апр. 1958 провел свое
первое рабочее заседание. Председа-
телем правления назначен И. Бор
(Дания), его заместителем — Т. Гус-
тафсон (Швеция).
СКЛОДОВСКИТ — минерал, назв.
по им. Марии Склодовской-Кюри,
то же, что шинколобвит.
СКОЛЬЗЯЩАЯ УДАРНАЯ ВОЛ-
НА — см. Головная ударная волна.
СКОРОСТЬ РАСПРОСТРАНЕНИЯ
УДАРНОЙ ВОЛНЫ (при ядер-
ном взрыве) — скорость дви-
жения фронта воздушной ударной
волны относительно невозмущеп-
ной атмосферы. С. р. у. в. зависит
от величины избыточного давления
во фронте ударной волны, атм. дав-
ления, удельной теплоемкости и
плотности воздуха. При средних атм.
условиях связь между С. р. у. в.—
(в м/сек) и избыточным давлением
во фронте ударной волны,— Дзд (в
кг/см2) определяемся формулой:
= 340 У 1+0,83дрф . Вблизи от цент-
ра ядерного взрыва С. р. у. в. в неск.
раз превосходит скорость звука, при
СЛОЙ ПОЛОВИННОГО ОСЛАБЛЕНИЯ
395
ДРф=0,4 кг1см2 (избыточное давле-
ние, вызывающее поражение неза-
щищенных людей) она составля-
ет 392 м!сек, а при ДРф=О,1 кг[см2
Скорость распространения ударной
волны при воздушном, надводном
и подводном ядерных взрывах.
(безопасное для человека избыточное
давление) приближается к скорости
звука. С увеличением мощности
взрыва С. р. у. в. на данном расстоя-
нии от центра взрыва возрастает.
СЛЕД ЧАСТИЦЫ — 1) След (трек),
образующийся в рабочем объеме
Вильсона камеры, пузырьковой ка-
меры при прохождении через нее
заряженной частицы (напр., прото-
на или |1-мезона); при этом частица
сталкивается с молекулами газа и
отрывает от них электроны, создавая
вдоль всего своего пути колонку за-
ряженных ионов. С. ч. можно на-
блюдать визуально или сфотографи-
ровать.
2) С. ч. в фотоэмульсии —
цепочка черных'зерен на фоне про-
зрачной желатины ядерной фото-
эмульсии, видимдя под микроскопом.
С. ч. получается в результате того,
что заряж. частица, двигаясь в
эмульсии,. нарушает на своем пути
(благодаря производимой ею иониза-
ции) структуру кристаллич. решет-
ки зерен бромистого серебра, делая
эти зерна способными к проявлению.
Зерна расположены в С. ч. тем плот-
нее, чем больше ионизация, созда-
ваемая частицей.
СЛЕДЯЩАЯ СИСТЕМА — систе-
ма автоматич. регулирования, в к-рой
выходной сигнал с большой точностью
повторяет изменения входного сиг-
Схема следящей системы.
нала; повторение сопровождается
обычно значит, усилением мощно-
сти. С. с., применяемая для автома-
тич. изменения уровня мощности
реактора по заданной програмхме
или для управления манипулятором,
состоит (рис.) из сравнивающего
устройства 1, сервоусилителя 2, ис-
полнительного двигателя 3, редук-
тора 4 и корректирующих четырех-
полюсников 5. В С. с. осуществляется
автоматич. сравнение входного и
выходного сигналов; их разность
(ошибка) подается на сервоусили-
тель. Двигатель исполнит, механиз-
ма через редуктор изменяет выход-
ную величину так, чтобы она точно
равнялась входной; при этом ошиб-
ка равна нулю и разбаланс в систе-
ме отсутствует.
СЛИВ ТОПЛИВА ИЗ РЕАКТО-
РА — см. Аварийная защита реак-
тора.
СЛОЙ ПОЛОВИННОГО ОСЛАБ-
ЛЕНИЯ — толщина слоя вещест-
ва, проходя через к-рый пучок
39и
СМЕРТЬ ПОД ЛУЧОМ
у- и р-лучей ослабляется вдвое. Для
параллельного монохроматич. (пз
квантов одинаковой энергии) излу-
чения и однородного поглотителя
(когда сохраняется постоянство ли-
нейного коэфф, поглощения по всей
толщине материала) С. и. о. а110л
определяется по формуле:
а 0,693
“пол = -----,
И
где |л — коэфф, ослабления у- и
f-излучения. Формула не учитывает •
рассеянное у-излучение, к-рым при
везначит. (1/и) размерах защитных
толщ можно практически пренебречь.
При устройстве оборонит, сооруже-
ний используются расчеты, осно-
ванные на опытных и теоретич. дан-
ных. Для нек-рых материалов апол
составляет:
Наименование материала
“нол (См)
=2,5Мэб
Грунт ...................
Дерево..............,	. .
Снег................,	, . .
Вода................  .	.
Бетон....................
Броня ...................
Свинец ..................
14
25
50
23
10
2,8
1,8
СМЕРТЬ ПОД ЛУЧОМ — смерть,
наступающая в момент самого облу-
чения, в результате острого лучево-
го воздействия в оч. большой дозе.
Одним из характерных признаков
развития острой лучевой болезни
является наличие т. н. латентного
(скрытого) периода. В большинстве
случаев смерть наступает через из-
вестный промежуток времени после
облучения (через 4—30 дней у мле-
копитающих). Даже в случае облу-
чения в дозах порядка неск. десят-
ков тыс. р (при мощности дозы
1000—5000 р[мин) смерть наступает
не мгновенно, а лишь через неск. ча-
сов (до 24 час.) после окончания облу-
чения. С. под л. наблюдается лишь при
облучении в дозе порядка 100 000 р
и выше через 30—50 мин. после на-
чала облучения при мощности дозы
5000 р/мин, причем дозы, требующие-
ся для того, чтобы вызвать С. подл.,
близки для различных видов живот-
ных (крысы, кролики, собаки). Ме-
ханизм С. под л. нельзя считать окон-
чательно выясненным: наблюдаются
значит, изменения биохимич. соста-
ва и физиохимич. свойств крови.
Непосредств. причиной смерти яв-
ляется остановка дыхания. Перед
смертью наблюдаются резко выра-
женные судороги. На вскрытии
наблюдаются множественные крово-
излияния, в частности кровоизлия-
ния в ткани головного мозга, что в
случае возникновения кровоизлия-
ния в области жизненно-важных цен-
тров нервной системы (напр., в обла-
сти продолговатого мозга) может слу-
жить непосредств. причиной смерти.
СМЕШИВАНИЯ ВЕЩЕСТВ КОН-
ТРОЛЬ — пром, метод радиоактив-
ного контроля равномерности пере-
мешивания веществ. При приготов-
лении красок, вяжущих веществ,
цемента, парафинов,бензинов, пласт-
масс, косметич. товаров, сплавов,
смазочных масел проводятся опера-
ции смешивания оптимальной про-
должительности. Непродолжит. сме-
шивание дает неоднородный продукт,
а слишком длительное перемешива-
ние неэкономично и замедляет про-
изводство. С. в. к. позволяет опреде-
лять оптимальное время перемеши-
вания и экономить значит, количе-
ство средств в различных областях
пром-сти. Небольшое количество од-
ного из смешиваемых компонентов ме-
Схема радиоактивного контроля сме-
шивания веществ.
тится у-излучающим короткоживу-
щим пзотопом и вводится в смесит,
бак 1 (рис.). На трубопроводе смесит,
петли 2 устанавливается датчик 3
у-радиометра 4. Когда помеченный
компонент равномерно распределит-
ся во всей массе перемешиваемого
вещества, то показания у-радиомет-
ра будут незначительно отклоняться
от нек-рого определ. значения, что
будет указывать на окончание про-
СНЕГОМЕР
397
цесса смешивания. Если процесс
смешивания производится в одной
емкости, контроль осуществляется
путем измерения активности проб.
СМЕЩЕНИЯ ПРАВИЛО (з а-
кон смещения Фаянса —
G о д д и) — закономерность, уста-
навливающая изменение массового
числа и ат. и. (т. е. электрич. заряда
ядер)при радиоактивных превращени-
ях с испусканием а- или f-частицьь
Согласно С. п., радиоактивный
изотоп с ат. н. Z и массовым числом
А при испускании а-частицы (3Не4)
превращается в изотоп с ат. н.
Z — 2 и массовым числом А — 4
(напр., превращение радия в радон
88Ra226 —> 86Rn222), а при испускании
электрона — в изотоп с тем же массо-
БЫхМ числом Л, по с ат. н. Z-^-l
(напр., превращение калия в кальций
1ЭК40	^Са40). С. п. можно распро-
странить па радиоактивные превра-
щения с испусканием позитрона и с
электронным захватом. При этом мас-
совое число не меняется, а ат. н.
уменьшается на 1 (напр., 15Р30	14Si30,
.Be’ Д3Ы7)-
С. п. сыграло большую роль в
истории изучения радиоактивности.
СМОЛЯНАЯ ОБМАНКА — мине-
рал, то же, что настуран.
СМОТРОВЫЕ ОКНА — устрой-
ства для наблюдения за работой с
радиоактивными веществами, вы-
полняемой посредством манипуля-
торов, когда оператор находится за
защитным барьером. В камере с от-
крытым верхом С. о. служит зеркало,
подвешенное сверху. Такая система
применяется при работе с веществами
с небольшими активностями. Она
проста и дешева, но изображение по-
лучается обратное и плохо ощущает-
ся глубина; кроме того, зеркало под
облучением темнеет. В открытых и
закрытых камерах в качестве С. о.
употребляют перископы, позволяющие
осматривать всю камеру, но работа
с ними требует опытности оператора.
При работах с веществами с больши-
ми активностями, когда оператор рас-
положен далеко от камеры, для осмот-
ра применяется телевидение; недоста-
ток телевизионного изображения —
отсутствие ощущения глубины. Сте-
клянные С. о., через к-рые оператор
смотрит непосредственно, изготов-
ляются из неск. пластин стекла тол-
щиной от 10 до 22,5 см\ между пласти-
нами для уменьшения отражений и
увеличения обзора вводится жидкая
прокладка (минеральное масло или
раствор бромистого цинка). Если С. о.
имеет большие размеры,то получается
большая потеря света, что связано с
необходимостью дополнит, освещения
камеры. Стеклянные С. о. изготовля-
ются также из защитного стекла. Для
устройства т. н. жидких С. о. в за-
щитную стенку камеры вставляется
бак с фронтальными стенками из
стекла, в к-рый наливается вода или
к.-л. прозрачная жидкость. Чтобы
давление на стекло не увеличива-
лось в результате теплового расши-
рения, предусматривают расширит,
камеру. Жидкие С. о. дают большой
обзор камеры — через них можно
смотреть по диагонали и наблюдать
предметы, находящиеся вне поля
обычного зрения. Жидкие С. о. поч-
ти в 2 раза дешевле стеклянных
(равных по площади), по под влия-
нием облучения дозами выше Ю7 р
они теряют прозрачность, кроме то-
го, они хрупки. Недостатком стеклян-
ных и жидких С. о. является и то, что
они занимают переднюю панель ка-
меры и ее при этом нельзя использо-
вать для монтажа линий.
СНЕГОМЕР — радиоактивный при-
бор для измерения количества
воды, содержащейся в снежных на-
носах, основанный на регистрации
изменений интенсивности у-из л уче-
ния. С. служит для расчетов водных
ресурсов гидроэнергетич. и ирри-
гац. сооружений.
Источник из Со60 активностью
2 мкюри помещается в свинцовой ам-
пуле на небольшой глубине от по-
верхности земли. На стойке на вы-
соте 2,5—4,5 м над землей крепится
детектор излучения. При наличии
снега дополнит, поглощение у-лу-
чей в основном происходит за счет
воды, содержащейся в спеге. Детек-
тор соединен с измерит, устройством,
проградуированным в водосодержа-
нии. При необходимости дистанц.
измерений С. комплектуется с авто-
398
СОВПАДЕНИЕ
матич. передающей радиостанцией,
к-рая неск. раз в день передает ре-
зультаты наблюдений на централь-
ную метеорология, станцию.
СОВПАДЕНИЕ — одноврем. раз- J
ряд в неск. ионизац. приборах,
включенных в общую систему. С.
могут быть вызваны одной или неск.
частицами. С. наз. истинным,
если эти частицы генетически (т. е.
по происхождению) связаны между
собой, и случайным, если они
генетически не связаны между со-
бой. С., вызываемое частицей (или
частицами) в неск., но не во всех при-
борах данной системы, наз. частич-
ным. С., вызываемое генетически
связанными между собой частицами,
при к-ром отсчет одного прибора
происходит несколько позже, чем
отсчет других, через небольшой, но
измеримый промежуток времени,
наз. з а п а з д ы в а ю щ и м С. Сов-
падение можно регистрировать по-
средством различных электронных
совпадений схем.
СОВПАДЕНИЙ СХЕМА — устрой-
ство с ионизационными камерами .или
счетчиками для регистрации иони-
зирующих частиц, проходящих че-
рез неск. счетчиков частиц. На вы-
ходе С. с. (рис.) появляется им-
пульс только при одновременном
поступлении импульсов па все ее
входы. Важнейшим параметром С. с.
является разрешаемое время — макс,
интервал времени между импульса-
ми от разных датчиков, при к-ром
импульсы регистрируются как сов-
павшие. В один или неск. каналов
С. с. может быть включена электрон-
ная задержка импульса. Такая схе-
ма позволяет установить соответ-
ствие между импульсами, разделен-
ными о предел, интервалом времени.
СОВПАДЕНИИ СЧЁТ — методи-
ка эксперимента, используемая обыч-
но при исследованиях космич. лу-
чей и в эксперимент, ядерной физи-
ке, при к-рой псследуемые процес-
сы отличаются от сопутствующих
процессов и фона, посредством сов-
падений схем.
СОГЛАШЕНИЯ АНГЛИИ ПО
АТОМНОМУ ВОПРОСУ. 19 авг.
1943 в Квебеке (Канада) было подпи-
сано секретное (в то время) соглаше-
ние об англо-амер, сотрудничестве
в области создания атомной бомбы.
Однако тесное сотрудничество по
атомному вопросу между двумя стра-
нами прекратилось в 1946 после при-
нятия Соединенными Штатами закона
об атомной энергии, исключавшего
возможность обмена информацией о
работах в области атомной энергии
между амер, учеными и учеными др.
стран.
В 1944 между США, Айглией и
Бельгией было заключено трехсто-
роннее соглашение о поставках ура-
на из Бельгийского Конго. Это согла-
шение было пересмотрено в 1955. По
новому соглашению США и Англия
получили право в первую очередь
производить закупку 90% урана и
тория, добытых в Бельгии и Бельгий-
ском Конго в 1956—57. К 1960 ука-
занный процент первоочередной за-
купки предполагается снизить до 75.
В ноябре 1953 было объявлено о за-
ключении соглашения между прави-
тельствами США, Англии, Австра-
лии и Южно-Африканского Союза о
поставках урана из Австралии и Юж.
Африки.
В мае 1955 было заключено согла-
шение между Англией и Францией об
обмене информацией по вопросам
атомной энергии и о помощи Фран-
ции в предоставлении различных
материалов, необходимых для раз-
вития франц, атомной пром-сти.
В июне 1955 Англия заключила
соглашение с США о сотрудниче-
стве в области мирного использова-
ния атомной энергии и в области
обмена атомной информацией в целях
взаимной обороны (исключая инфор-
мацию, касающуюся непосредств.
проектирования и произ-ва атом-
ного оружия); к этому соглаше-
СООСАЖДЕНИЕ
399
нию в июне 1956 была принята по-
правка, по к-рой область сотрудниче-
ства при определенных условиях
распространяется п на обмен секрет-
ной информацией по вопросам разра-
ботки, проектирования, строитель-
ства, эксплуатации и использования
небольших энергетпч. реакторов (для
военных целей) и ядерпых силовых
установок для военно-морских судов,
самолетов и наземных транспортных
средств. Одновременно было заклю-
чено другое соглашение — с Данией,
предусматривающее сотрудничество в
осуществлении совместной програм-
мы научных исследований и экспери-
ментов.
В период 1955—56 У правление по
вопросам атомной энергии Соединен-
ного Королевства заключило согла-
шение с Индией о тесном сотрудни-
честве и взаимопомощи в пропаганди-
ровании и развитии мирного исполь-
зования атомной энергии и соглаше-
ние с Францией и Израилем в допол-
нение к ранее существовавшему со-
глашению между Францией и Израи-
лем о сотрудничестве, ведении иссле-
дований и разработке способов полу-
чения тяжелой воды.
В марте 1956 Управление по во-
просам атомной энергии подписало
соглашение с реакторным центром
Голландии о сотрудничестве в проек-
тировании и разработке особого типа
эксперимент., реактора и в снабже-
нии материалами.
31 июля 1956 было заключено со-
глашение между правительствами
Англии и ФРГ о сотрудничестве в
области исследований методов мир-
ного использования атомной энергии.
СОГРЕНЙТ — урансодержащее
углеродистое вещество, встречается
в виде тонкой вкрапленности в кар-
бонатных жилах (см. Углеродистое
СОМАТЙЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ
ИЗЛУЧЕНИЙ — весь комплекс из-
менений, возникающих в облучен-
ном организме — в соматич. клет-
ках. Это понятие часто встречается
в зарубежной радиология, лит-ре, при
этом понимается, что изменение в со-
матич. клетках не передается по на-
следству, в противовес понятию «гене-
тич. действие излучений»—комплексу
наследуемых изменений, возникаю-
щих якобы только в половых клетках
облученного организма. Однако по-
добное противопоставление сомы и
половых клеток в явлениях наследст-
венности неправомерно, т. к. на-
следств. изменения в половых клет-
ках могут происходить как при непо-
средств. воздействии на них излуче-
ния, так и опосредствованно— через
соматич. клетки (организм представ-
ляет собой целостную систему).
СООСАЖДЕНИЕ (в радио-
х и м и и) — метод выделения не-
весомых количеств радиоактивного
элемента (р. э.) пли радиоактивного
изотопа (р. и.) с трудно растворимым
соединением носителя. Различают С.
химич. характера и адсорбционного.
При С. химическом р. э. или р. и.
гомогенно входит в твердую фазу
осаждающегося носителя, каким мо-
жет быть как соединение изоморф-
ное (напр., Ra с Ва), так и неизоморф-
ное (напр., Тс с Pt). Выделение со
стабильным изотопом того же эле-
мента является осаждением, а не С.
При С. адсорбционном р. э. или р. и.
концентрируется только на поверх-
ности образующегося осадка (но мо-
жет оказаться и внутри твердой фа-
зы в результате укрупнения частиц
осадка — носителя). Метод С. широ-
ко применяется для выделения р. э.
и р. и. из систем сложного химич.
состава. Отделение р. э. и р. и. от
носителя производится в случае С.
адсорбционного путем десорбции или
путем растворения носителя и по-
вторного осаждения его в условиях,
препятствующих С.; возможно от-
деление и др. методами: хроматогра-
фией, экстракцией и т. д. При химич.
С. отделение р. э. в случае изоморф-
ного С. значительно сложнее, чем в
случае неизоморфного. Среди неизо-
морфных носителей значит, приме-
нение получила гидроокись Fc
[Fe (ОН)3], с к-рой легко и коли-
чественно соосаждаются, часто ад-
сорбционно, многие р. э. (метод
scavenging в иностр, лит-ре). Отделе-
ние р. э. от носителя может быть про-
изведено в этом случае растворением
гидроокиси железа в соляной к-те
и экстрагированием хлорида желе-
за органич. растворителем.
400
СООТНОШЕНИЕ НЕОПРЕДЕЛЁННОСТЕЙ
СООТНОШЕНИЕ	НЕ ОПРЕ ДЕ -
ЛЁННОСТЕИ — соотношение, свя-
зывающее неопределенности в значе-
ниях 2 физич. величин (координат
и импульсов, энергии и времени)
в одном состоянии микросистемы.
Под неопределенностью физич. ве-
личины, напр. проекции импульса р
на ось х в нек-ром состоянии (рх),
в квантовой механике понимается ве-
личина
^Рх — у (Рх Px)2i
характеризующая масштаб разбро-
са экспериментально получаемых
значений проекции импульса во-
круг среднего значения рх, если
эксперименты проводятся в одном
и тохМ же состоянии системы. Если
Држ = О, то в таком состоянии рх
имеет точное значение, если ^рх= оо,
то в таком состоянии рх имеет полно-
стью неопределенное значение (все
значения рх равновероятны). Анало-
гично определяется
Дх = j/" (х — х)2.
С. п. заключается в том, что произ-
ведение неопределенностей одинако-
вых проекций импульса и координаты
&Рх Ьх^ —
(k — Планка постоянная), т. е. в одном
и том же состоянии рх и х, не мо-
гут иметь определенного значения.
Для разноименных проекций импуль-
са и координаты такого соотношения
нет: напр.,
Др^.Дг^ 0.
С. н.часто используются для оценки
порядков величины, если положить
bpx*kx=1i. Напр., если в основном
сферически симметричном состоянии
атома водорода электрон находится
в области с размерами порядка а,
то неопределенность координаты
электрона в атоме &х^ а, неопре-
деленность импульса
^Рх = У^х
ввиду того, что = 0 из-за сим-
метрии по углам; т. к. из-за сфе-
рич. симметрии &Pv—bpy—\pz, то
средняя кинетич. энергия в этом со-
стоянии
^=(И+7^+.^)/2^ =
Ъ2
= 1(ДР^2+(ДРУ)Ч(Др/1/2т~	•
С. н. существует также и для энер-
гии Е и времени t : hEkt^h. Отсю-
да следует, что при взаимодействии
2 систем, длящемся в течение проме-
жутка времени Az, энергия каждой
из них обладает неопределенностью
&Е. В частности, при измерении энер-
гии систехмы в течение Az, ошибка
ДЕ в измеренном значении удовлет-
воряет С. н. Применение С. н позво-
ляет получить связь между временем
жизни возбужденного атомного ядра
(или атома, молекулы) и шириной
уровня энергии в этом возбужден-
ном состоянии.
СОПРОТИВЛЯЕМОСТЬ ОРГА-
НИЗМА к облучению —
способность животного или растит,
организма в той или иной мере пе-
реносить лучевое воздействие без
поражения. В норме С. о. значи-
тельно варьирует, облучение одно-
родной группы объектов одной й
той же дозой ионизирующего излу-
чения может вызвать у них раз-
личный эффект. С. о. зависит от
ряда факторов, определяющих фи-
зиологии. состояние организма в мо-
мент облучения: возраст, пол, со-
стояние основного обмена, наличие
заболевания и т. д. Известно, что
молодые растущие организмы имеют
меньшую сопротивляемость, всякое
повышение основного обмена, физич.
работа в момент или в первые часы
после облучения понижают С. о., а
понижение интенсивности обмена ве-
ществ, напр. состояние анабиоза у хо-
лоднокровных животных, повышает
С. о.; у самок С. о. зависит от ста-
дии полового цикла, в к-рой они на-
ходятся в момент облучения. С. о.
может быть искусственно повышена
различными медикаментозными сред-
ств ахми, а также созданием спец,
условий облучения, напр., облуче-
нием при пониженнохм парциальном
давлении кислорода (см. Профилак-
тика лучевой болезни), при пониж.
СОСТОЯНИЕ ФИЗИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ
401
темп-ре (напр., облучение холод-
нокровных в состоянии анабиоза)
и т. п. Есть указания, что предварит,
облучение организма и облучение в
сублетальной дозе повышает его соп-
ротивляемость к последующему ле-
тальному облучению. Более деталь-
ное исследование этого феномена по-
казало, что подобное повышение
С. о. наблюдается лишь при повтор-
ном облучении в определ. сроки пос-
ле первого; в иные сроки может
иметь место понижение G. о. При об-
лучении одноклеточных организмов,
семян растений G. о. может быть по-
вышена путем облучения в безвод-
ной среде (напр., облучение дрожже-
вых клеток), в отсутствии кислорода
или при пониж. темп-ре. Проблема
искусств, повышения G. о. является
одной из центральных проблем ра-
диобиологии и мед. радиологии. См.
также Радиочувствительность.
СОРТИРОВКА НЕФТЕПРОДУК-
ТОВ радиоактивным мето-
дом — контроль сортности нефтепро-
дуктов, перекачиваемых по нефтепро-
водам, с помощью изотопной метки.
По магистральным нефтепроводам
часто последовательно перекачивают
различные нефтепродукты (дизельное
топливо, керосин). При этом в гра-
ницу раздела нефтепродуктов вво-
дится активированный трифенил-
стибин в небольшом количестве
(10—20 мкюри). На перекачивающих
и конечных станциях устанавлива-
ются радиометры, фиксирующие мо-
мент приближения границы раздела
по излучению изотопной метки.
Кроме того, на конечной станции
это же излучение дает сигнал для
автоматич. включения насоса соот-
ветствующего хранилища. По срав-
нению с др. методами контроля G. н.
позволяет снизить в 3 раза объем
бракованной продукции из-за сме-
шивания.
СОРТИРОВЩИК УГЛЯ — устрой-
ство для сортировки угля по золь-
ности, основанное на регистрации
изменений в интенсивности фас-
сеянпого ^-излучения, возникаю-
щего при фотоэффекте. Средний
ат. и. чистого кам. угля близок
к 6, а ат. н. золы близок к 13. Вслед-
ствие этого интенсивность ^-излуче-
нпя малых энергий, прошедшего че-
рез куски угля с нек-рым содержа-
нием золы или отраженного от них,
будет меньше, чем интенсивность
у-из л учения, прошедшего пли отра-
женного от кусков угля с меньшим
содержанием золы. Эта разница в
интенсивностях рассеянного излуче-
ния и является мерой зольности угля.
G. у. состоит из приспособления,
разделяющего общий поток угля на
неск. ручьев, так чтобы каждый кусок
угля следовал друг за другом, источ-
ников у-излучения из Тн170, детек-
торов излучения и сортирующего
механизма, отбирающего уголь по
зольности в соответствии с сигналами
от детекторов излучения. Примене-
ние G. у. позволяет в значит, мере
сократить ручной труд на углеобога-
тит. фабриках и при сортировке угля.
СОСТОЯНИЕ ФИЗИЧЕСКОЙ СИ-
СТЕМЫ, обладающей N степенями
свободы, в классич. физике характе-
ризуется набором 2N независимых
физич. величин, напр. N координа-
тами и N сопряженными с ними им-
пульсами. В квантовой механике G.
ф. с. характеризуется в 2 раза мень-
шим числом независимых физич вели-
чин. Напр., свободное движение части-
цы без спина полностью определяется
значениями трех составляющих им-
пульса частицы, или значениями
энергии, момента количества дви-
жения и его проекции на одну из
координатных осей. Совокупность
величин, к-рые нужно знать для
определения G. ф/с., наз. полным
набором величин. Если G. ф. с.
известно в данный момент време-
ни, то для любого другого момента
времени оно определяется с помощью
уравнений, выражающих закон при-
чинности (уравнение Ньютона, урав-
нение Шредингера ит.д.). Стационар-
ным паз. такое G. ф. с., при к-ром
нек-рые существенные для его харак-
теристики величины не меняются со
временем. В квантовой механике
стационарным наз. С. ф. с., в к-ром
энергия не меняется со временем.
Если же величины, характеризую-
щие С. ф. с., медленно меняются со
временем, то С. ф. с. паз. квазиста-
ционарным. При этом соотношения
между различными свойствами систе-
402
СОСТОЯНИЕ ФИЗИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ
мы остаются прибл. такими же, как
и в стационарном состоянии.
С. ф. с. с минимально возможной
энергией наз. основным (стабильным,
устойчивым)., состояния с большей
энергией— возбужденными. Если си-
стема (ядро, атом) может находить-
ся в возбужденном состоянии от-
носительно длит, время, то такое
С. ф. с. наз. метастабильным.
СОТРУДНИЧЕСТВО СССР С ДРУ-
ГЙМИ СТРАНАМИ ПО ИСПОЛЬ-
ЗОВАНИЮ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
В МЙРНЫХ ЦЕЛЯХ. Советское
правительство, стремясь развивать
международное сотрудничество в
деле использования атомной энер-
гии в мирных целях, приняло в
1955 решение оказать научно-технич.
и производств, помощь Китайской
Народной Республике, Польше, Че-
хословакии, ГДР, Румынии, Болга-
рии и Венгрии в создании научно-
экспериментальных баз для развития
исследований в области ядерной фи-
зики и использования атомной энер-
гии.
В соответствии с заключенными
соглашениями Советский Союз про-
ектирует и изготовляет опытные
атомные реакторы тепловой мощно-
стью в 2 000 кет и циклотроны с
энергией до 25 млн. эв. Помимо прове-
дения монтажных работ, сов. специа-
листы оказывают помощь в наладке и
пуске реакторов и циклотронов, а так-
же в технике управления ими. Имея
ядерные реакторы, указанные страны
получили возможность производить
многие радиоактивные изотопы в ко-
личестве, вполне достаточном ’ для
удовлетворения своих потребностей.
До окончания строительства и пу-
ска реакторов всем странам, полу-
чающим помощь от Советского Сою-
за, открыт доступ к изготовляемым
в СССР радиоактивным изотопам.
Заключенными соглашениями пре-
дусмотрено оказание помощи также
и в подготовке соответствующих на-
учно-техппч. кадров в этих странах.
Разработка конструкций реакторов
и ускорителей, необходимая научно-
технич. документация и опыт пере-
даются безвозмездно.
В 1956 СССР заключил соглашение
«О сотрудничестве в деле использо-
вания атомной энергии в мирных це-
лях» с Югославией и Египтом (ОАР).
Подписано также соглашение об
экономия, и технич. сотрудничестве
с Индонезией, по к-рому предусмат-
ривается сотрудничество обеих стран
также в области использования атом-
ной энергии. Ниже приводятся сведе-
ния о реакторах и циклотронах,строя-
щихся с помощью Советского Союза
(см. табл.)-
Советский Союз активно участвует
в работе Международного агентства
по атомной энергии. Важным шагом в
деле развития международного сот-
рудничества явилось создание в 1956
Объединенного института ядерных
исследований. Участвуя в различных
конференциях и совещаниях, сов.
ученые устанавливают контакты с
зарубежными учеными и взаимно
обмениваются информацией. Сов. вы-
ставка «Атом па службе мира» экспо-
нируется во многих столицах мира
и привлекает к себе огромное внима-
Страна	Тип реактора	Мощность (?гвтп)	Дата пуска	Энергия циклотрона (млн. эв)	Дата пуска
ГДР		исследова- тельский	2000	1958	25	1958
Чехословакия ....	«		1957	«	1958
Румыния 		«	«	1957	«	1957
Польша		«	«	1958	«	1958
КНР		«	10 000	1958	«	1957
Югославия		«	«	1958	—	—
Болгария		«	1500	1958	——	—
Венгрия 		«	2000	1958	—	——
ОАР		«	«	1959	2,5*	1958
Электростатический генератор.
СОХРАНЕНИЯ ЗАКОНЫ
403
ние. Важную роль в популяризации
достижений сов. пауки, а также в раз-
витии обмена научными данными
играет издаваемый в СССР журнал
«Атомная энергия».
СОХРАНЕНИЕ ЧЁТНОСТИ (в
ядерной физике). При лю-
бых процессах, вызванных электро-
магнитными или ядерными взаимо-
действиями, в изолированной системе
четность состояния системы остает-
ся неизменной. Поэтому, если в
ядерных реакциях в начальном состо-
янии четность имеет определенное
значение, то она должна иметь то же
значение и в конечном состоянии.
С. ч. позволяет установить правила
отбора (см. Отбора правила) по чет-
ности, т. е. определить, какие реак-
ции возможны.
Однако могут иметь место и реак-
ции, в к-рых С. ч. не выполняется,
т. к. С. ч. нарушается при участии
т. н. слабых взаимодействий, вызы-
вающих распады элементарных ча-
стиц и бета-распад] такие реакции
могут происходить только чрезвы-
чайно медленно по сравнению с реак-
циями, для к-рых С. ч. выполняется.
С. ч. широко используется для
определения внутренней четности
частиц.
СОХРАНЕНИЕ ЭЛЕКТРИЧЕ-
СКОГО ЗАРЯДА — один из общих
законов сохранения (см. Сохранения
законы). G. э. з. заключается в том,
что для изолированной системы за-
ряж. частиц полный электрич. за-
ряд не зависит от времени. Электрич.
заряд является аддитивным Интегра^
лом движения, т. е; заряд системы
частиц равен алгебрапч. сумме заря-
дов всех частиц. С. э. з. нужно пони-
мать именно в смысле сохранения
алгебраич. суммы электрич. зарядов,
а не сохранения суммарного заряда
каждого знака в отдельности. В явле-
ниях, происходящих при большой
энергии частиц, число элементарных
электрич. зарядов не сохраняется.
Напр., при столкновении у-кванта
большой энергии с ядром могут обра-
зоваться 2 частицы — положительно
заряженный позитрон и отрицатель-
но заряженный электрон; С. э. з.
при этом выполняется (см. Образова-
ние пар). '
СОХРАНЕНИЯ ЗАКОНЫ — ос-
новные и наиболее общие закономер-
ности физики, заключающиеся в том,
что при любых процессах в изо-
лированной системе остаются неиз-
менными нек-рые физич. величины,
наз. интегралами движения. Напр.,
при любых превращениях ядер
в ядерных реакциях полная энер-
гия (т. е. включая энергию покоя]
всех взаимодействующих частиц до
реакции равна полной энергии всех
частиц, получившихся в результате
реакции. G. з. являются одной из
конкретных форм проявления в
природе общего закона сохранения
движения. Несмотря на то, что G. з.
обычно выводятся из основных урав-
нений теории, они имеют более общий
характер, так как G. з. остаются спра-
ведливыми даже тогда, когда урав-
нения теории теряют применимость;
выражения для сохраняющихся ве-
личин при этом меняются. Напр.,
при переходе от классич. механики
Ньютона к механике быстро движу-
щихся тел остаются справедливыми
G. з. для энергии и импульса, несмот-
ря на то, что уравнения теории и вы-
ражения для энергии и импульса
меняются (см. Относительности тео-
рия). Основными С. з. являются за-
коны сохранения полной энергии,
полного импульса (количества дви-
жения), момента количества движе-
ния и полного электрич. заряда изо-
лированной системы частиц. В пол-
ный импульс системы заряж. частиц
необходимо включать импульс элек-
тромагнитного поля, создаваемого
зарядами. В полный момент количе-
ства движения системы заряж. ча-
стиц необходимо включать момент
количества движения электромагнит-
ного поля, создаваемого зарядами, и
собств. момент количества движения
частиц — спин. Помимо точных С. з.,
для нек-рых величин имеются также
приближенные G. з., к-рые справед7
ливы не для всех процессов в изоли-
рованной системе, а только для про-
цессов определ. типа. Напр., при про-
цессах, вызванных только ядерными
взаимодействиями, в изолированной
системе сохраняется изотопический
спин системы; при электромагнитных
взаимодействиях изотопич. спин не
404
СПЕКТРАЛЬНЫЙ МЕТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ УРАНА П ТОРИЯ
сохраняется, но ввести такой приб-
лиж. С. з. имеет смысл, т. к. ядерные
взаимодействия намного сильнее
электромагнитных. Г- процессах, выз-
ванных ядерными и электромагнит-
ными взаимодействиями, сохраняется
четность состояния. С. з. для чет-
ности имеет приближ. характер, т. к.
он нарушается слабыми взаимодей-
ствиями, вызывающими f-распад и
распад нестабильных элементарных
частиц.
СПЕКТРАЛЬНЫЙ МЕТОД ОП-
РЕДЕЛЕНИЯ УРАНА И ТОРИЯ —
метод определения содержания U и
Th в рудах и минералах, осн. на
сопоставлении интенсивности спектр,
линий этих элементов с их линия-
ми в стандартных образцах. Про-
ба руды или минерала испаряется
из канала угольного электрода
в пламени электрич. дуги и излуче-
ние пламени фотографируется спект-
рографом. Полученная спектрограм-
ма изучается под спектропроектором.
Для полу кол ячеств, определения U
и Th используются спектрографы
средней дисперсии с кварцевой оп-
тикой, позволяющие фотографиро-
вать ультрафиолетовые аналитич.
линии урана (2865,68 А, 2906,91 А
и др.) й тория (2832,32 А, 2837, 30 А
и др.). Усилению линий jpana и
тория благоприятствует режим фор-
сированного испарения вещества.
Чувствительность определения этих
элементов не превышает 0,01 —
0,03%. Чувствительность опреде-
лений U повышается до 0,001—
0,003% при введении анализируемых
порошков малыми порциями непо-
средственно в пламя горизонт, ак-
тивизированной медной дуги перем,
тока, горящей в воздушном потоке.
При этом возможно использование бо-
лее чувствит. линий урана: 4090,14 А,
4341,69 А, 4241,67 А и др. Линии
фотографируются спектрографом со
стеклянной оптикой.
Количеств, определение U и Th
осуществляется чаще по линиям в
видимой области спектра (урана —
4090,14 А, 4472,34 А и др., тория —
4019,14 А) иа спектрографах по-
выш. дисперсией. Содержание эле-
ментов оценивается по относит, ин-
тенсивности линий определяемого
элемента (урана, тория) и элемента
сравнения (ванадий, молибден и др.),
вводимого в пробу в пост, количестве
перед испарением в электрич. дуге.
Низкий потенциал ионизации (ок.
4 зе) и сложность электронной оболоч-
ки атома урана, испускающей мно-
жество слабых, почти одновременно
появляющихся линий, обусловливает
специфич. трудности количеств, оп-
ределения урана. Имеющиеся дуго-
вые методы обеспечивают определе-
ние 0,005—6% урана с точностью
не выше ±8—10%, не освобождая
от систематич. ошибок, связанных
с изменением состава проб. Наиболь-
ший интерес представляют методы,
уменьшающие зависимость резуль-
татов анализа от состава проб; к ним
относится метод, использующий в
качестве «идеального» элемента срав-
нения один из изотопов урана, а так-
же «метод добавок» возрастающих
количеств урана к пробе, основанный
на вычислении концентрации урана в
ней по усилению интенсивности ли-
нии урана.
Спектр, метод позволяет выпол-
нять до 8—10 количеств, или до 30—
50 пол у количеств, анализов за 6—
8 час. с одиоврем. определением бо-
лее 30 др. элементов.
СПЕКТРОМЕТР — заимствован-
ное ядерной физикой из оптики наи-
менование широкого класса физич.
приборов для анализа распределения
по энергиям (спектра) различных ви-
дов излучении, вт. ч. и корпускуляр-
ных (световых, рентгеновских и у-из-
лучений, а-, f-и нейтронных потоков).
Оптич. С. исследует спектральный
(энергетич.) состав видимых, инфра-
красных и ультрафиолетовых лучей
света (связь между энергией кванта
света Е и частотой v дается соотно-
шением: E—hv, где Л=6,62-10“27
эрг!сек — см. Квант действия). Энер-
гетич. спектр рентгеновских лучей
исследуется спектрометром Брэгга,
у-лучей — гамма-спектрометрами,
а-, р- и нейтронных потоков соот-
ветственно альфа-спектрометрами,
бета-спектрометрами и нейтрон-
ными спектрометрами.
СПЕКТРОМЕТР БРЭГГА — фи-
зич. прибор для исследования энер-
гетич. (спектрального) состава рент-
СПОНТАННОЕ ДЕЛЕНИЕ
405
геновских лучей, действие к-рого
основано па диффракции рентгенов-
ских лучей при отражении их от пло-
ского кристалла. Атомы кристалла
Схема спектрометра Брэгга: 1 — пу-
чок рентгеновских лучей; 2 — колли-
матор; 3 — плоская цилиндрич. каме-
ра; 4 — кристалл; 5 — фотопленка.
расположены в виде правильной про-
странств. решетки. Рентгеновские
лучи, отражаясь от атомных плоско-
стей кристалла, в результате интер-
ференции дают максимумы интенсив-
ности в тех направлениях, для
к-рых выполняется условие Брэгга:
2d sin а=пХ, где a — угол скольже-
ния, d — постоянная решетки (рассто-
яние между атомными плоскостями
в кристалле), X— длина волны ис-
следуемого рентгеновского излуче-
ния/ п — целое число, соответствую-
щее порядку интерферепц. максиму-
ма. Если на кристалл (рис.) падает
не монохроматич. излучение, то, по-
ворачивая кристалл, меняя угол а
и фиксируя отражение луча на фото-
пленке, можно получить ряд диф-
фр акц. максимумов, относящихся к
разным длинам волн (энергиям),
иными словами — спектр рентгенов-
ского излучения. Для анализа спект-
ра мягкого ^-излучения вместо С. Б.,
неудобного из-за необходимости
пользоваться оч. малыми углами
скольжения ^a==2d^^ приме-
няется метод диффр акции у-лучей
па изогнутом кристалле (см. Кри-
сталлический гамма-спектрометр).
СПИН (англ, spin — вращаться;
основное значение — прясть) — соб-
ственный механич. момент количества
движения элементарной частицы или
атомного ядра. Измеряется в едини-
цах кванта действия h. С. в этих
единицах может иметь только полу-
целые или целочисленные значения.
В отличие от орбитального момента
количества движения (см Момент
орбитальный), С. элементарной час-
тицы никак не связан с переме-
щением элементарной частицы в про-
странстве, а целиком обусловлен
квантовой природой частицы. По-
этому С. частицы принципиально
не м. б. объяснен с точки зрения
классич. физики и не м б. связан с
вращением элементарной частицы,
как шарика малых размеров вокруг
оси. Экспериментально доказано, что
электрон, позитрон, протон, нейт-
рон, нейтрино и ^-мезон обладают
G., равным ’/2; пи-мезон имеет С., рав-
ный нулю; фотону приписывается G.,
равный 1. В зависимости от величи-
ны G. (полуцелый или целый) эле-
ментарные частицы описываются со-
ответственно либо Ферми—Дирака
статистикой, либо Бозе—Эйнштей-
на статистикой. Понятие G. дало
возможность построить квантовую те-
орию периодич. системы элементов,
объяснить структуру атомных спект-
ров, явление ферромагнетизма и мно-
гое др., что до введения этого понятия
не поддавалось теоретич. объясне-
нию. G. паз. также собственный мо-
мент количества движения атомного
ядра, равный векторной сумме G.
элементарных частиц и орбитальных
моментов количества движения этих
частиц. Go G. частицы (или системы)
связан и ее собственный магнитный
момент pt, пропорциональный G.:
g — коэфф, пропорциональ-
ности, наз. гироскопич. отношением.
СПИНТАРИСКОП (от греч. ош-
ftapu; — искра и охок-чо — смотрю,
наблюдаю) — устройство для под-
счета числа a-частпц. G. обычно
имеет экран из сернистого цинка,
к-рый облучается a-частицами от
небольшого источника. Экран рас-
сматривается в микроскоп и подсчи-
тываются вспышки, вызываемые уда-
рами отдельных частиц. G. успешно
применялся на раннем этапе разви-
тия ядёрной физики, с развитием
газоразрядных счетчиков выходит из
употребления.
СПОНТАННОЕ деление —
самопроизвольное деление тяжелых
атомных ядер (Th, U, Np, Pu,
и др. изотопов трансурановых эле-
ментов). Периоды полураспада для
406
СРАВНИВАЮЩЕЕ УСТРОЙСТВО
С; д. у различных изотопов колеблют-
ся от неск. часов (Fm, Md) до 1020
лет (Th232), уменьшаясь с ростом
отношения 7Р1А. См. Деление атомно-
го ядра.
СРАВНИВАЮЩЕЕ УСТРОЙ-
СТВО — электрич. или электроме-
ханич. устройство, осуществляющее
сравнение регулируемой величины
с заданной и дающее на выходе сиг-
Схема сравнивающего устрой-
ства.
нал, пропорциональный их рассо-
гласованию, к-рый затем подается
на сервоусилитель. Примером могут
служить широко распространенные
сельсинные и потенциометрич. пары,
дающие на выходе напряжение,
пропорциональное рассогласованию
между углами вала датчика и вала
приемника., С. у. регулятора мощ-
ности реактора, помимо сравнения
2 напряжений, выполняет также ма-
тематич. преобразование, позволяю-
щее получать одинаковую чувстви-
тельность регулятора независимо от
регулируемого уровня мощности (за-
датчик «.мощности). На вход С. у.
(рис.) подается ток от ионизац. бор-
ной камеры, пропорциональной мгно-
венному значению мощности реак-
тора, к-рый, протекая через сопро-
тивление нагрузки jRH, создает на
нем падение напряжения. Это напря-
жение сравнивается с заданным
опорным напряжением и их разность
подается на сервоусилитель. Вели-
чина сопротивления jRH, задающая
уровень мощности, изменяется в
функции положения движка т. о.,
что в установившемся значении мощ-
ности реактора произведение 7К-7?Н
все время остается постоянным и рав-
ным Uo; при этом получаемое па вы-
ходе С. у. рассогласование пропор-
ционально не абс. изменению 7К,
Д/к
а его относит, величине , по-
этому чувствительность С. у. остается
постоянной и не зависящей от уровня
мощности.
СРЫВА РЕАКЦИЯ (стрип-
пинга р е а к ц и я)— тип ядер-
ной реакции дейтронов с ядрами
атомными, отличающийся тем, что
в момент столкновения с ядром дей-
трон разваливается на 2 нуклона, из
к-рых только один испытывает ядер-
ное взаимодействие, а другой проле-
тает, не «задев» ядра. При малой энер-
гии дейтронов, бомбардирующих
тяжелое ядро, разрыв дейтрона про-
изводится кулоновским полем ядра
(т. н. Оппенгеймера — Филлипса
процесс), при условии, что кулонов-
ский барьер -ядра (см. Потенциаль-
ный барьер) превышает энергию связи
дейтрона 2,2 Мэв. При этом в ядро
проникает нейтрон, а протон всегда
пролетает мимо. При больших энер-
гиях дейтронов кулоновский барьер
не играет роли. В этом случае срыв
происходит только при нецентраль-
ных столкновениях дейтрона с ядром.
Когда дейтрон пролетает вблизи
«края» ядра, один из его нуклонов
может оказаться ближе к ядру, по-
пасть в сферу действия ядерных сил
и втянуться в ядро, причем др. нук-
лон, проходящий на расстоянии от
ядра, превышающем радиус действия
ядерных сил, пролетит, не испытав
с ядром взаимодействия. Это воз-
можно из-за небольшой энергии связи
дейтрона, поэтому нейтрон и про-
тон в дейтроне б. ч. времени на-
ходятся на значительных расстоя-
ниях друг от друга. Изучение угло-
вого распределения протонов (ней-
тронов) позволяет определить момент
количества движения, передаваемый
ядру при реакции, и тем самым
является методом ядерной спектро-
скопии. Для срыва при больших
энергиях дейтронов вылет нейтрона
и вылет протона равновероятны, и
поэтому G. р. используются для по-
лучения нейтронов на ускорителях,
где происходит ускорение дейтронов
до энергии в сотни Мэв. Вылет ней-
тронов, как и протонов, происходит
при этом преим. в направлении бом-
бардирующего дейтронного пучка.
СТАТИСТИЧЕСКАЯ ФИЗИКА
407
СТАБЙЛЬНОСТЬ РЕАКТОРА —
способность ядерного реактора к
самовыравниванию, обусловленная
отрицат. температурным коэфф.
реактивности при повышении мощ-
ности (темп-ры). С увеличением
мощности первонач. значение реак-
тивности уменьшается до 0, и реак-
тор приходит к новому установив-
шемуся состоянию.
СТАТИСТИЧЕСКАЯ ФИЗИКА —
наука, изучающая свойства и-поведе-
ние макроскопических (т. е. состоя-
щих из огромного числа отдельных
частиц) тел, основываясь на извест-
ных свойствах частиц (напр., ато-
мов, молекул). Описание систем с
таким большим числом частиц не
может быть выполнено методами ме-
ханики отдельной частицы; поэто-
му в С. ф. описание поведения сис-
темы производится с помощью по-
нятия вероятности состояния физи-
ческой системы, определяемой как
W; = Jim , где — время, к-рое
1 ->-00 1
система провела в данном состоя-
нии, Т— полное время наблюдения.
В С. ф. рассматриваются только
состояния статистич. равновесия, не
зависящие от нач. условий всех
частиц. Состояние статистич. равно-
весия нельзя понимать в смысле ме-
ханич. равновесия, т. к. в системе не
прекращается микроскопии, движение
частиц; папр., в равновесном идеаль-
ном газе все молекулы находятся в
непрекращающемся движении, изме-
няя свои скорости при столкновениях
друг с другом. Физич. величины, от-
носящиеся к системе, в С. ф. характе-
ризуются их средними значениями и
отклонениями от средних значений
(флюктуациями). Средние значе-
ния к.-л. физич. величины опреде-
ляются формулой L =	(Ц—
i
значение данной величины в i-том
состоянии, Wi — вероятность г-того
состояния, суммирование проводится
по всем возможным состояниям).
Мгновенные значения физич. вели-
чин в определ. моменты времени от-
клоняются в ту или др. сторону от
средних значений (флюктуируют).
Масштаб разброса мгновенных зна-
чений величины вокруг среднего
значения характеризуется величи-
ной Д£ = Vназ. сред-
ней квадратичной флюктуацией
(£2—среднее значение £2). Для си-
стемы 7V частиц отношение средней
квадратичной флюктуации к сред-
нему значению той же величины
(A£/Z^) = ~^LlL\, T№(bLlL\-
отношение средней квадратичной
флюктуации к среднему значению
той же величины для одной части-
цы. Напр., если для одной молеку-
лы идеального газа отношение сред-
ней квадратичной флюктуации энер-
гии к ее среднему значению равно
2/3, то для грамм-молекулы идеаль-
ного газа это отношение равно 10~12,
т. е. практически энергия совпадает
со своим средним значением. Поэ-
тому для систем с большим числом
частиц выводы С. ф. практически
имеют точный характер.
Основной задачей С. ф. является
определение закона распределения
вероятностей различных состояний
системы, находящейся в определ.
внешних условиях, обычно при за-
данной темп-ре среды. В этих усло-
виях среда наз. термостатом. В ка-
честве системы можно рассматривать
любое макроскопии, тело. При вы-
воде такого закона распределения
предполагается, что энергия взаимо-
действия системы со средой (термоста-
том) пренебрежимо мала по сравне-
нию с энергией самой системы. Для
макроскопии, тел это условие вы-
полняется. В качестве системы мож-
но также рассматривать одну моле-
кулу идеального газа; условие ма-
лости энергии взаимодействия в этом
случае будет выполняться, если вре-
мя столкновения с др. молекулой
значительно меньше времени сво-
бодного пробега молекулы — это
справедливо в достаточно разрежен-
ных газах. При указанных условиях
вероятность того, что система будет
находиться в состоянии с энергией
£7, имеет вид:
(1)
408
СТАЦИОНАРНОЕ СОСТОЯНИЕ
Этот закон распределения вероят-
ностей различных состояний систе-
мы, помещенной в термостат, носит
назв. распределения Гиббса. Здесь
Т — абс. темп-ра, к — Больцмана
постоянная. Распределение Гиббса
позволяет определить как средние
значения, так и флюктуации любой
физич. величины, относящейся к си-
стеме. Ограниченность предположе-
ний, сделанных при выводе распре-
деления Гиббса (статистич. равнове-
сие, малость системы по сравнению
с термостатом и малость энергии
взаимодействия системы с термоста-
том), позволяет применять его к ши-
рокому классу совершенно различ-
ных физич. задач. В частности, если
в качестве системы выбрать одну мо-
лекулу идеального газа, рассмат-
риваемую как классич. твердый ша-
рик, то полученный из (1) закон рас-
пределения вероятностей носит назв.
распределения Максвелла — Больц-
мана:
dWM_B=dWM-dWB,
dWB =C-'c~V (х’ у- z)lkT dxdy dz;
C = Se~U‘kr dx dy dz (2)
— распределение Больцмана, оп-
ределяющее распределение вероят-
ностей для координат частиц в потен-
циальном поле t7Uj z) (напр., в поле
тяжести); d\V][I=27z~' 2 (кТ)~3‘2, где
е—г'кт у— распределение Макс-
велла, определяющее распределе-
ние вероятностей для кинетич. энер-
гии е частиц. Напр., опо описывает
распределение тепловых нейтронов
по энергиям в реакторе. В случае,
когда существенны квантовые свой-
ства молекул, соотношение (2) ста-
новится несправедливым (см. Кван-
товая статистика). Важным дости-
жением С. ф. явился вывод ранее
эмпирически установленных зако-
нов термодинамики. В частности,
С. ф. позволяет вычислить любые
термодииамич. функции из молеку-
лярных констант данного вещества.
СТАЦИОНАРНОЕ состояние—
такое состояние физич. системы,
при к-ром нек-рые существ, для
его характеристики величины не
меняются со временем. Подроб-
нее см. Состояние физической си-
стемы.
СТАЦИОНАРНЫЕ ДОЗИМЕТ-
РЫ— приборы для определения мощ-
ности дозы облучения или дозы излуче-
ния устанавливаемые в опред ел. месте
(помещении, участке и т. п.), обычно
на столе или на кронштейнах, в
спец, стойке. С. д. питаются от сети
перем, тока и состоят из датчиков
(ионизационных камер или счетчи-
ков), устанавливаемых в местах, где
требуется контролировать мощность
дозы или определять дозу, и реги-
стрирующей схемы с ламповым из-
мерительным прибором, размещае-
мым в отдельном помещении. Дат-
чики могут удаляться от измерит,
прибора на расстояние до 100 м
и более. С. д. снабжаются звуковой
и световой сигнализацией, дейст-
вующей как в помещении, где они
установлены, так и на регистрир.
пульте (рис. 3, табл. V) при превы-
шении допустимого значения изме-
ряемой величины.
СТЕРЖЕНЬ РЕАКТОРА — .см.
Управляющий стержень.
СТЕРЖЕНЬ РУЧНОГО УПРАВ-
ЛЕНИЯ — регулирующий стержень
реактора, применяемый для под-
держания вручную заданной мощ-
ности по измерит, приборам, рас-
положенным на пульте оператора.
Перемещение С. р. у. осуществляет-
ся с пульта оператора.
СТЕРЖНИ УПРАВЛЕНИЯ — см.
Управляющий стержень.
СТЕРИЛИЗАЦИЯ ЛУЧЕВАЯ —
1) Уничтожение способности живот-
ных и человека к воспроизведению
потомства в результате действия ио-
низирующего излучения. С. л. яв-
ляется следствием непосредств. воз-
действия излучения на половые клет-
ки. Дозы, вызывающие С. л. у мле-
копитающих, имеют величину поряд-
ка 600—800 р (местного воздействия)
и довольно постоянны для различ-
ных видов животных. Стерилизую-
щие дозы для самок неск. выше, чем
для самцов. С. л. при указанных
дозах является обратимым процес-
сом: воспроизводительная способ?
ность после местного облучения
половых желез в указанных до-
зах восстанавливается обычно через
СТИМУЛИРУЮЩЕЕ ДЕЙСТВИЕ ОБЛУЧЕНИЯ
409
неск. месяцев, причем у самок вос-
становление функции протекает
более длительно. С. л. у самцов при
указанных дозах не сопровождается
обычно потерей половой потенции,
у самок сопровождается глубокими
нарушениями полового цикла вплоть
до полного прекращения периодов
течки у самок животных и аменор-
реи у женщин. Большие дозы вызы-
вают необратимую С. л. и могут при-
вести к noiepe половой потенции.
Характерно, что в случае острой
лучевой болезни С. л. обычно не на-
ступает, т. к. дозы, требуемые для
достижения С. л. путем облучения
половых желез выше тех, к-рые вы-
зывают у человека и животных луче-
вую болезнь. С. л. при хронич. лу-
чевой болезни (по экспериментальным
данным на животных) сопровождает
хронич. лучевую болезнь средней тя-
жести и в тяжелой форме. С. л. иног-
да вызывается искусственно с лечеб-
ной целью при злокачеств. новообра-
зованиях яичников у женщин и пред-
стательной железы у мужчин; у
женщин, кроме того, С. л. произво-
дится при затяжном и тяжелом те-
чении климактерич. периода (пе-
риода угасания половой функции).
2) Уничтожение микроорганизмов
с целью обеззараживания пищевых
продуктов, перевязочного материала
и хирургич. инструментов, питат.
сред для микробиология, исследова-
ний, питьевой воды п т. д. См. Бак-
терицидное действие излучений.
СТЕРИЛИЗАЦИЯ пищевых
ПРОДУКТОВ при помощи
радиоактивных излу-
чений. Метод основан на бакте-
рицидном действии излучений ра-
диоактивных элементов. В резуль-
тате С. п. п. открывается воз-
можность расширить ассортимент
консервов, в частности включить
в него, напр., сырое мясо, свежую
рыбу и др. Исследовательские уч-
реждения СССР подготавливают ме-
тод к внедрению в пищевую промыш-
ленность. Необходимо еще решить
ряд вопросов, в частности добиться
устранения посторонних привкусов,
являющихся иногда следствием по-
бочных химич. реакций при облу-
чении, разработать методы тщатель-
ной сан.-гпгиенич. проверки облу-
ченных продуктов питания и т. д.
СТЕРИЛИЗУЮЩАЯ ДОЗА.
1) Доза ионизирующего излучения,
местное воздействие к-рой на поло-
вые железы вызывает потерю способ-
ности воспроизведения потомства
(см. Стерилизация лучевая). 2) Доза
ионизирующего излучения, воздей-
ствие к-рой уничтожает микроорга-
низмы, находящиеся в облучаемом
субстрате (см. Бактерицидное дей-
ствие излучений}.
СТИЛЬБЕН С6Н5СН=СНС6Н5—
органич. сцинтилляционный кри-
сталл, применяемый в сцинтилля-
ционных счетчиках для регистрации
у-излучения. Время высвечивания
флуоресценции порядка 7-10"9 сек.
Спектр флуоресценции, возникаю-
щий при возбуждении С. излуче-
нием, лежит в сине-зеленой области
и имеет ср. длину волны 4100 А.
Полный спектр излучения для обыч-
но применяемых кристаллов С. ле-
жит в пределах 3 700 А — 4 700 А.
Эффективность С. составляет 60%
эффективности антрацена. Наличие
короткого времени высвечивания
дает возможность применять С. для
счета сцинтилляций при больших
загрузках.
СТИМУЛИРУЮЩЕЕ ДЕЙСТВИЕ
ОБЛУЧЕНИЯ — усиление жизнен-
ных функций организма под влияни-
ем облучения. В отношении С. д. о.
на клетки существует мнение, что
при действии излучения в оч. ма-
лых дозах наступает не угнетение
функций клеток, а, наоборот, уси-
ление их основных жизненных
функций. Однако многочисл. иссле-
дования влияния малых доз’излуче-
ния на животные клетки не подтвер-
ждают этой точки зрения. Известная
стимуляция, усиление жизненных
функций животного организма как
целого, происходящее под влиянием
малых доз облучения (напр., при
приеме радоновых ванн и т. д.),
не является следствиехм усиления
функции отдельных клеток в резуль-
тате прямого действия излучения на
них («истинная стимуляция»), а
происходит вследствие вызываемых
излучением функциональных сдви-
гов в нервной, эндокринной и др.
410
СТОП-СТЕРЖЕНЬ
системах - организма. В отношении
С. д. о. на рост растений получены
(1958) противоречивые эксперимент,
данные, поэтому вопрос о дей-
ствии радиоактивных веществ на
растит, клетки требует еще дальней-
шего изучения.
СТОП-СТЕРЖЕНЬ — то же, что
аварийный стержень.
«СТРОНЦИЕВАЯ ОПАСНОСТЬ»—
опасность для здоровья населения,
создаваемая в результате загрязне-
ния земной поверхности радиоактив-
ным изотопом Sr90, образующимся
при испытательных взрывах ядер-
ного оружия (см. Радиоактивное заг-
рязнение биосферы). Sr90 по химич.
свойствам сходен с кальцием. Попа-
дая на почву, он усваивается растени-
ями и либо непосредственное растит,
пищей, либо через молоко животных
попадает в организм человека и жи-
вотных, где откладывается в костях,
создавая пост, дополнит, облучение
самой костной ткани и заключен-
ного в ней костного мозга. Интенсив-
ность поступления Sr90 из почвы в
организм человека сильно варьи-
рует в зависимости от содержания
кальция в почве, диеты, индивидуаль-
ной восприимчивости и физиология,
состояния организма и потому при
оценке «С. о.» необходимо учитывать
не только средние цифры содержа-
ния Sr90 в почве, пищевых продук-
тах и костном скелете, но и возмож-
ные их вариации. При движении
стронция по биологии, цепочке из
почвы в скелет человека концентра-
ция Sr90 по отношению к кальцию
уменьшается. Эта относит, концент-
рация Sr90 выражается в спец, еди-
ницах— т. н. стронциевых едини-
цах (с. е.). 1 с. е. соответствует содер-
жанию 1 мкмккюри (10“12 кюри)
Sr90 на 1 г Са. Совр. уровни содержа-
ния Sr90: в почве 3—4 мкюри!км2\ в
пище человека: в рисе 50—60 с. е.,
в молоке 10—20 с. е., в рыбе—Юс. е.
В костях человека, содержится от 0,1
до 1,5 с. е. Концентрация Sr90 в костях
детей выше, чем в костях взрослых,
ввиду того, что Са, а вместе с ним и
Sr90, интенсивно усваивается детским
организмом. Последнее обстоятельст-
во особенно важно ввиду большей
чувствительности детей к радиации.
В наст, время доза, создаваемая Sr90
в скелете человека, составляет не-
многим более 1% дозы естеств.
радиоактивного фона. «С. о.» заклю-
чается в том, что в случае продолже-
ния испытаний ядерного оружия
с существующей в наст, время ин-
тенсивностью через 50—100 лет ко-
личество Sr90 в костях может у до-
вольно больших контингентов насе-
ления превысить предельно допусти-
мую норму, что может принести
весьма серьезный вред здоровью
больших групп населения земного
шара.
СТРбНЦИИ Sr — химич. элемент
II гр. периодич. системы, п. н. 38,
ат. в. 87,63, относится к щелочно-
земельным металлам. Стабильные
изотопы: Sr84 (0,56%), Sr86 (9,86%),
Sr87 (7,02%), Sr88 (82,56%). В при-
роде Sr довольно распространен. Его
содержание в земной коре составляет
4-10~2% (весовых). Свободный Sr —
серебристо-белый металл, плотн.
2,63 г/сж3; Гпл 770°,	1366°.
Химически очень активен. В соедине-
ниях 2-валентен. Металлич. Sr зна-
чит. применения не нашел. Соли его
используются в различных областях.
Важнейшими радиоактивными изо-
топами Sr являются Sr89 (Т\2 =
=50,5 дн., Еь = 1,463 Мэв) и Sr90
(74=27,7 лет, £^=0,61 Мэв). Sr89
получается по реакции (тг, у) при
облучении Sr88 в ядерном реакторе.
При делении урана на медл. нейтро-
нах Sr89 и Sr90 образуются в цепоч-
ках превращений:
Кг89—i- Rb89lZsr89-^Y89 (стабильный)
и Kr90->Rb90^Sr99^Y9»^Zr90 (ста-
бильный) с выходами 5,0% и 4,6%
соответственно. С высокими выхо-
дами при делении U получаются
также изотопы Sr91 = 9,7 часа;
выход 5,9%) и Sr92 (Гу2=	2,7 ча-
са: выход 5,0%). В Sr90 обычно
содержится дочерний Y90	=
64,24 часа, £^=2,18 Мэв). Sr90
применяется для изготовления 0-из-
лучающих источников и эталонов.
В медицине тормозное и характери-:
стич. излучение источника 0-лучей
Sr90-|-Y90 применяется для рентгено-
графии живых тканей. Долгоживу-
СТРУННЫЙ ЭЛЕКТРОМЕТР
411
щие Sr89 и Sr90 применяются в ка-
честве радиоактивных индикаторов
в научных исследованиях (напр., в
химии для определения величины
поверхности кристаллич. осадков) и в
технике (напр., в контрольно-пзме-
рит. аппаратуре пищевой пром-сти).
Смесь Sr904-Y90 используется также
в качестве источника ^-излучения
в атомных батареях.
Sr является пост, составной ча-
стью растит, и животных организ-
мов. Животные получают Sr с пищей.
Он накапливается в костной ткани,
причем особенно быстро — при ее
интенсивном образовании (в детском
возрасте, при сращении после перело-
мов и др.).
Испытание ядерного оружия ве-
дет к заражению атмосферы и поверх-
ности Земли радиоактивными изо-
топами Sr. Так, Sr89 был обнаружен
в атм. осадках, выпадавших в районе
Тихого ок. (Япония).
Токсикологии, значение имеют ра-
диоактивные изотопы Sr89 и Sr90, об-’
разующиеся в ядерных реакторах
или при взрыве атомных бомб. Попа-
дая в организм человека и животных
(попадание в естеств. условиях про-
исходит преим. через желудочно-
кишечный тракт), эти изотопы Sr
откладываются в неорганич. части
скелета. Особенную опасность пред-
ставляет Sr90, большая продолжитель-
ность жизни к-рого позволяет ему
концентрироваться в костях жи-
вых организмов. Выведение Sr из
организма совершается оч. медлен-
но: эффективный период пол у вы-
ведения для долгоживущего изо-
топа Sr90 равен 15,3 года. Изотоп.
Sr90 является основным долгоживу-
щим продуктом, загрязняющим в
наст, время земную поверхность
вследствие испытаний ядерного ору-
жия и содержащимся в известном
количестве (от 0,1 до 2 мкмккюри!г
Са) в скелете человека (см. «Строн-
циевая опасность»). В наст, момент
Sr90 обнаруживается в организме че-
ловека независимо от его возраста и
места жительства. В костях детей
младшего возраста концентрация Sr90
выше в 3—4раза. Изучалось возраста-
ние концентрации Sr90 в организме
человека по мере расширения про-
граммы испытания ядерного оружия.
В результате этих наблюдений вы-
сказано предположение, что содержа-
ние Sr90 достигнет максимально до-
пустимого при общей мощности
ядерных взрывов 35 000 мет.
Биология. действие на организм
выражается развитием острой или
хронич. лучевой болезни. При мень-
ших дозах возникают злокачеств.
опухоли костей — остеосаркомы лу-
чевые, и реже лейкозы лучевые.
Радиоактивные изотопы Sr бла-
годаря своим физико-химич. свой-
ствам обладают большой способ-
ностью накапливаться, в растениях.
Наибольшую опасность представля-
ет Sr90. Более высокое поглощение
Sr90 растениями наблюдается из вод-
ного раствора. 80—90% Sr90, посту-
пившего в растения в условиях вод-
ных культур, накапливается в со-
ломе п зерне растений, а в корнях—
не более 10%. Содержание радиоизо-
топов Sr в надземных органах расте-
ния м. б. в 50—100 раз выше концент-
рации его в растворе. Из почвы ра-
стения поглощают в 10—30 раз
меньше Sr, чем из водного раствора.
На легких по механич. составу пе-
счаных и супесчаных почвах Sr в
растениях накапливается больше,
чсхм на тяжелых суглинистых почвах.
Внесение органич. удобрений и изве-
сти в почву с кислой реакцией сни-
жает поступление Sr в растения.
Бобовые растения накапливают Sr
в 3—7 раз больше, чем злаковые ра-
стения. Концентрация радиоизото-
пов Sr на единицу сухого вещества
обычно у молодых растений в 2—
3 раза больше, чем у созревших ра-
стений.
СТРУННЫЙ электрометр —
электрометр для измерения токов
порядка 10"9—10"15 а с нитью (про-
волокой), па к-рую подается изме-
ряемый потенциал. Разность потен-
циалов U измеряют, используя соот-
ношения q=CU и I=CUIt, где С —
емкость электрометра, t — время
протекания тока; отсюда можно
определять силу тока / и за-
ряд <7.
В С. э. (рис. 1) имеется тонкая
платиновая проволока (нить) диа-
метром от 1 до 5 мк и длиной 5—10 см,
412
СТУПЕНЧАТАЯ ПРОБКА
помещаемая между двумя метал-
лич. пластинами (ножами), расстоя-
ние между к-рыми может изменяться;
Рис. 1. Схема струнного
электрометра: 1 — изолято-
ры; 2 — ножи; 3 — нить;
4 — микрометрии, винт для
натяжения нити; 5 —корпус.
они могут поворачиваться вокруг
вертикальной и горизонтальной
осей. Отсчет показаний осущест-
Н источнику
измеряемого
потенциала
Рис. 2- Идиостатпч. схема
включения струнного элект-
рометра: Я — ножи, Т —
нить.
вляется по перемещению нити, наб-
людаемому микроскопом с отсчетной
шкалой. Чувствительность С. э. за-
I	К источнику
\	измеряемого
Hl А 1Н потенциала
Рис. 3. 1 етеростатич. схема
включения струнного электро-
метра: Я — ножи; Т — нить.
висит от толщины нити, степени ее
натяжения, расстояния между но-
жами и др.
Существуют 2 способа включения
С. э.: идиостатич. (рис. 2), не требу-
ющий др. источников напряжения,
кроме измеряемого, и гетеростатич.
(рис. 3), требующий включения до-
полнит. источников напряжения.
СТУПЕНЧАТАЯ ПРОБКА (в з а-
щите реактор а)— устройство
для удобного доступа к активной
зоне реактора. Обычно в защите реак-
тора делается ряд отверстий для ис-
следоват. и технич. целей. Эти отвер-
стия закрываются пробками в форме
цилиндров или прямоуг. призм, по-
перечные сечения к-рых увеличи-
ваются ступеньками по мере удале-
ния от активной зоны реактора.
С. п. почти полностью ликвидирует
неоднородность защиты реактора в
местах отверстий.
СУБЛЕТАЛЬНАЯ ДОЗА — доза
ионизирующего излучения от внеш-
него или внутр, источника, воздей-
ствие в к-рой вызывает в организме
выраженные патологии, изменения,
но не приводит к смертельному ис-
ходу. С. д. должна быть неск. ниже
пороговой летальной дозы. Для
собаки, напр., С. д. следует считать
200—250 />, т. к. при воздействии
в дозе 275 р могут наблюдаться слу-
чаи гибели отдельных наиболее чув-
ствительных особей. Для человека
верхняя граница С. д. при тоталь-
ном облучении лежит, по-видимому,
в пределах 150—200 р.
СУВЛЕТАЛЬНОЕ ОБЛУЧЕ-
НИЕ — облучение организма иони-
зирующей радиацией в' су б леталь-
ной дозе. Результатом С. о. является
возникновение тяжелой лучевой бо-
лезни.
СУБЛИМАЦИЯ (в р а д и о х и-
м и и)— метод отделения радиоак-
тивного элемента (р. э.), заключаю-
щийся в переведении его в легко воз-
гоняемое соединение и возгонке при
нагревании (если необходимо, то в
вакууме); соединение собирают в ох-
лаждаемой части прибора или на
спец, внесенном коллекторе. Коли-
чество р. э. без носителя, получен-
ное при возгоне, зависит, при оди-
наковой продолжительности С., от
материала и характера поверхности,
а также от состава атмосферы (при-
прочих одинаковых условиях).
СУДОВАЯ ЯДЕРНАЯ СИЛОВАЯ
УСТАНОВКА — судовая силовая
СУРЬМА
413
установка, в к-рой источником энер-
гии для приведения в действие дви-
жителей служит энергия ядерных
превращений, выделяющаяся в виде
плавают первые атомные подводные
лодки и строятся торговое судно,
атомный авианосец, крейсер. Анало-
гичные С. я. с. у. разрабатываются
Схема судовой ядерной силовой установки: 1 — энергетич. реактор; 2 —га-
зовая турбина; 3 — теплообменник; 4 — вспомогат. двигатель; 5 — гребной
вал; 6 — редуктор; 7 — биологич. защита; 8 — верхняя крышка защиты.
тепловой энергии в эпергетич. реак-
торе. На транспорте применение
ядерных реакторов начато в первую
очередь на судах, т. к. для них огра-
ничения, накладываемые /йёсом и
габаритами, не имеют х]5ешающего
значения. Кроме того, на судах имеет-
ся возможность использовать для
защиты от излучений воду (в танке-
рах— нефть), размещаемую в отсе-
ках, окружающих реактор. Грузо-
подъемность морского судна с ядер-
ной силовой установкой увеличи-
вается по сравнению с обычным суд-
ном на 15% из-за отсутствия запа-
сов топлива, уменьшения веса и объ-
ема силовой установки и др. Благо-
даря автоматизации управления
С. я. с. у. вдвое сокращается эки-
паж. Вхместе с тем, наличие тяжелого
защитного экрана, толщина к-рого
почти не зависит от мощности обору-
дования, делает выгодным примене-
ние С. я. с. у, на судах мощностью
в 10 000 л. с. и более. При-
мерная схема расположения частей
ядерной силовой установки на суд-
не приведена на рис. Внедрение
атомных судов лишь начинается.
В СССР в 1957 спущен на воду пер-
вый в мире атомный ледокол. В США
и в др. странах. С. я. с. у. обеспечи-
вает возможность плавания па рас-
стояния 30 000—50 000 км без по-
полнения топливом.
СУММАРНАЯ ДОЗА — доза ио-
низирующего излучения, получен-
ная растит, или животным организ-
мом за все время лучевого воздейст-
вия. Полагают, что ряд биологич.
эффектов излучения (генетич. изме-
нения, развитие злокачеств. опухо-
лей) зависят только от суммарной
дозы и не зависят от распределения
действия излучения во времени.
СУРЬМА Sb — химич. элемент
V гр. периодич. системы, п. н. 51,
ат. в. 121,76. Природная Sb состоит
из 2 изотопов: Sb 121 (57,25%) и Sb123
(42,75%). Содержание в земной коре
4-10"5 % (весовых). Блестящий
хрупкий металл, существует в виде
неск. аллотропии, форм; плоти, (обыч-
ной) 6,62 г/см 1°пл 630°;
1635°. В соединениях 3- и 5-валент-
на. Получено большое число искусств,
радиоактивных изотопов, важней-
шие из к-рых: Sb122 (7\/2=2,7 дня
имеет высшее изомерное состояние),
Sb124 (Ti/2=53,7 дня, 2 высших изо-
мерных состояния) и Sb125 (7\3=
=2,7 года).
414
СУТОЧНАЯ ДОЗА
Получаются по реакциям:
Sb123 (7, п) Sb122; Sb123 (n, 7) Sb124 и
Sn124 (d, n) Sb125.
При облучении Sb нейтронами в ядер-
ном реакторе можно получить препа-
раты весьма большой удельной актив-
ности, что обусловлено значит, сече-
нием захвата тепловых нейтронов для
Sb 123 (2,6 барна). Разработаны удоб-
ные методы обогащения радиоактив-
ной Sb с помощью сурьмяноорганич.
соединений типа R3Sb и R3SbHal2.
В излучении Sb124 есть жесткие
7-линии (2,37 Мэв, 1,62 Мэв), в связи
с чем этот изотоп применяется для
изготовления источников 7-излуче-
ния и источников нейтронов, к-рые
получаются при облучении мишени
из Бе жесткими 7-квантами по реак-
ции Ве9(7, п) Be8. Радиосурьма весьма
токсична, особенно изотоп Sb 124.
СУТОЧНАЯ ДОЗА—общая доза,
получаемая при многократном облу-.
чении объекта в течение суток. До-
пустимая С. д. для человека равна
0,05 р. .
СУХАЯ КАМЕРА — горячая ка-
мера для работы с безводными ра-
диоактивными источниками большой
активности, обычно с плутонием и
др. а-излучателями.
СЦ11ЛЛАРДА—ЧАЛМЕРСА ЭФ-
ФЁКТ — изменение химич. состоя-
ния атомов после ядерных превраще-
ний, не приводящих к изменению за-
ряда ядра. Образующиеся при этом
радиоактивные атомы обладают
большой энергией (радиоактивная
отдача), к-рая часто во много раз
превышает энергию любой химич.
связи. В результате этого вновь
образованный радиоактивный атом
оказывается в новом (обычно более
простом) химич. состоянии. Это, в
свою очередь, позволяет осуществить
быстрое его отделение от стабильных
атомов мишени. С.—Ч. э. установлен
Сциллардом и Чалмерсом (Англия) в
1934 при облучениинейтронамиС2Н5Д.
В наст, время этим методом для
реакций (п, 7) на слабых источни-
ках нейтронов м. б. достигнуто обо-
гащение .в 107 раз. Иногда под
С.—Ч. э. понимают химич. изме-
нения, вызываемые радиоактивной
отдачей в любом ядерном процессе.
СЦИНТИЛЛЙРУЮЩИЕ РАС-
ТВОРЫ— растворы сцинтилляторов
для регистрации радиоактивных и
космич. излучений. В- связи с труд-
ностью приготовления больших про-
зрачных кристаллов применяются
С. р. Наливая С. р. в сосуд нужных
размеров, можно получить т. н. фос-
фор любой величины. Кроме того,
С. р. обладают меньшей, по сравне-
нию с органич. кристаллами, дли-
тельностью сцинтилляций. С. р. при-
готовляются путем растворения твер-
дых органич. и неорганич. сцинтил-
лирующих веществ в различных жид-
костях — бензоле, ксилоле, толуоле,
дифенилоксиде, .фенилциклогексане
и др. Эффективность С. р. обычно
меньше эффективности чистого твер-
дого фосфора. Наилучшими С. р.
являются растворы терфенила (время
высвечивания 2* 10"9—4-10"9 сек.),
а среди них — раствор терфенила
в толуоле, т. к. толуол меньше дру-
гих растворителей поглощает свет
люминесценции терфенила. Спектр
люминесценции раствора терфенила
лежит в области 3400—3700 А.
Получают широкое распростране-
ние твердые растворы сцинтиллирую-
щих веществ в полистироле, плекси-
гласе, параплексе и др. пластмассах.
При этом С. р. сохраняют положит,
качества жидких фосфоров и обла-
дают дополнит, механич. прочно-
стью и удобством в обращении. Твер-
дые С. р. получаются путем полиме-
ризации жидких фосфоров, раство-
рением их в расплавленном полимере
или расплавлением смеси фосфора
и порошкообразной пластмассе при
нагреве под давлением. Полимери-
зация ведется при темп-ре от 70° до
125° с применением в качестве ка-
тализатора перекиси бензола (0,1—
2%). Полученные таким способом
твердые С. р. бесцветны, прозрачны
и имеют гладкие поверхности. Твер-
дые растворы антрацена и стиль-
бена в полистироле, плексигласе,
параплексе имеют меньшую эффек-
тивность, чем растворы терфенила.
СЦИНТИЛЛЙТОРЫ — органич.
или неорганич. вещества или их'
растворы, в к-рых под воздействием
ионизирующих излучений возни-
кают световые вспышки — сцинтил-
сцинтилляционный СЧЁТЧИК
415
ляции. См. Сернистый цинк, Вольф-
рамат кальция, Антрацен, Стиль-
бен, Сцинтиллирующие растворы.
С. часто называет фосфорами.
СЦИНТИЛЛЯЦИИ (от лат. scintil-
io — искрюсь, сверкаю) — световые
вспышки, возникающие в нек-рых ор-
ганич. и неорганич. люминесцирую-
щих веществах (сцинтилляторах)
под действием ионизирующих излу-
чений .
СЦИНТИЛЛЯЦИОННАЯ СПЕК-
ТРОСКОПИЯ — метод эксперимент,
исследования энергетич. (спектраль-
ного) состава электромагнитного
(рентгеновского, у-) или корпуску-
лярного (электронного, нейтронного,
тяжелых заряженных частиц) излу-
чения посредством сцинтилляцион-
ного спектрометра. Методы С. с.
все шире применяются в физике и
технике благодаря высокой эффек-
тивности регистрации, широкому диа-
пазону измеряемых энергий, высо-
кой разрешающей способности во
времени, простоте устройства.
СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫЕ КРИ-
СТАЛЛЫ — кристаллы, в к-рых
при поглощении ими заряженных
частиц или у-квантов- возникают
вспышки люминесценции (см. Сцин-
тилляции). Применяются для реги-
страции радиоактивных излучений
при помощи сцинтилляционных счет-
чиков.
Наиболее употребительны йоди-
стый натрий, антрацен, стильбен
и др. сцинтилляторы. С. к. обычно
помещается перед окошком фотока-
тода фотоэлектронного умножителя,
так что каждая вспышка сцинтилля-
ции в кристалле вызывает импульс
тока на выходе фотоэлектронного
умножителя. С. к. обеспечивают вы-
сокую эффективность регистрации
излучений, достигаемую благодаря
тому, что кристалл м. б. взят боль-
ших размеров, и большую скорость
счета, благодаря небольшому вре-
мени высвечивания.
СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫЙ ДЕ-
ТЕКТОР — то же, что сцинтилля-
ционный счетчик. _
СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫЙ ДО-
ЗИМЕТР —• дозиметрич. прибор,
в к-ром датчиком является сцинтил-
ляционный счетчик. Часто С. д. при-
меняется для измерения загрязнен-
ности поверхностей «-активными ве-
ществами.
СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫМ ИН-
ДИКАТОР — то же, что сцинтил-
ляционный счетчик. _
СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫМ СПЕК-
ТРОМЕТР — физич. прибор для
исследования энергетич. (спектраль-
ного) состава ядерных излучений,
действие к-рого основано на том, что
интенсивность вспышки люминес-
ценции в сцинтилляционном кри-
сталле, возникающей при прохож-
дении через него заряж. частицы,
пропорциональна (в нек-ром диапа-
зоне) энергии первичной частицы.
Блок-схема однокристального сцинтил-
ляционного спектрометра: 1 — кри-
сталл-люминофор; 2 — фотоэлектрон-
ный умножитель; 3 — предусилитель;
4 — усилитель; 5 — амплитудный ана-
лизатор; 6 — пересчетная схема; 7—
электромеханич. счетчик.
С. с. состоит из датчика (сцинтилля-
ционного кристалла или сцинтилли-
рующего раствора (^фотоэлектронным
умножителем) и регистрир. схемы
(рис.), с ламповыми усилителями,
амплитудным анализатором импуль-
сов, пересчетным устройством и
электромеханическим счетчиком. Из-
мерение дифференциального ампли-
тудного распределения импульсов
дает возможность непосредственно
определить спектр частиц. G. с. ис-
пользуются также для исследования
спектров у-излучения, посредством
преобразования последнего, в ре-
зультате взаимодействия у-излуче-
ния с веществом кристалла, во вто-
ричное электронное или электронно-
позитронное излучение. G. с. все
шире применяются в физике и тех-
нике благодаря высокой эффектив-
ности регистрации, широкому диа-
пазону измеряемых энергий, высо-
кой разрешающей способности во
времени, простоте устройства.
СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫЙ СЧЁТ-
ЧИК— прибор для наблюдения и
4.6
СЧЁТА СКОРОСТЬ
измерения количества световых вспы-
шек (сцинтилляций), вызываемых в
люминофоре ионизирующими части-
цами. С. с. представляет собой ком-
Блок-схема сцинтилляционного счет-
чина: 1 — люминофор; 2 — фотоумно-
житель; з — предусилитель; 4 — основ-
ной усилитель; 5 — дискриминатор;
6 — пересчетный прибор; 7 — электро-
механич. счетчик; 8 — выпрямитель.
бинацию люминесцирующего экрана
или сцинтилляционного кристалла
(фосфора) с фотоэлектронным умно-
жителем, воспринимающим сцин-
тилляции фосфора и отвечающим на
них импульсами тока в анодной
цепи. Эти импульсы после лампо-
вого усилителя, дискриминатора и
пересчетного устройства, регистри-
руются электромеханическим, счет-
чиком. С. с. обладают высокой эф-
фективностью к различным видам
излучений (у-лучам, а- и ^-частицам,
нейтронам), на неск. порядков
превышающей разрешающую спо-
собность ионизац.^ счетчиков.
СЧЁТА СКОРОСТЬ — среднее
число актов ионизации в единицу
времени, регистрируемое измерите-
лем скорости счета.
СЧЁТНАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА
СЧЁТЧИКА — кривая зависимости
между скоростью счета и напряже-
С-лорость
счета
Типичная счетная характеристика счет-
чика: 1 — нач. напряжение; 2 — гей-
геровский порог.
нием, приложенным к счетчику,
для данного пост, источника излуче-
ния. С. х. с. можно разбить на 3
части (рис.): участок 1—2,— когда
не все ионизирующие частицы, по-
падающие в счетчик, вызывают раз-
ряд; участок 2—3 — плато счетчика,
когда счетчик регистрирует все ча-
стицы, к-рые образуют в объеме счет-
чика хотя бы одну пару ионов; уча-
сток 3—4,— когда в счетчике появ-
ляются самопроизвольные разряды,
зависящие от интенсивности облуче-
ния, времени п т. п.
СЧЕТЧИК — ионизационная ка-
мера для регистрации отдельных ра-
диоактивных частиц, работающая с
усилением ионизац. тока за счет га-
зового усиления или газового разряда.
В зависимости от характера разряда
С. подразделяются на пропорцио-
нальные счетчики, впервые приме-
ненные в 1908 Г. Гейгером и Э. Ре-
зерфордом, и счетчики с самостоя-
тельным разрядом. В пронорц. С.
для усиления ионизации использует-
ся несамостоят. разряд, при к-ром
электроны, созданные 'внутри С.
ионизирующей частицей, двигаясь
в электрич. поле, набирают энергию,
достаточную для ионизации ударом.
При этом они создают новые ионы и
электроны, к-рые, в свою очередь,
начинают участвовать в ионизации.
Т. о. создается лавина ионов, к-раядо-
стигает электродов С. При небольших
разностях потенциалов на электро-
дах пропорц. С. будет работать как
ионизац. камера, до тех пор пока раз-
ность потенциалов не будет настолько
велика, что станет возможна иониза-
ция ударом (см. Плато счетчика). В
С. с самостоят. разрядом разность по-
тенциалов, приложенная к электро-
дам, настолько велика, что в нем мо-
жет происходить самостоят. разряд,
т. е. пробой между электродами (в ци-
линдрич. _С.— вспышка короны, в
юстрийном С.— вспышка искры или
дуга). G. с самостоят. разрядом в за-
висимости от способа прекращения
разряда подразделяются на самога-
сящиеся С., в к-рых гашение обус-
ловливается внутр, причинами, и
несамогасящиеся С., в к-рых возник-
ший разряд продолжает гореть до
тех пор, пока внешними воздействи-
ями он не будет прекращен (см. Га-
сящая схема). С. с самостоят. разря-
дом отмечает вспышкой самостоят*
СЧЁТЧИКА ФОН
417
разряда практически каждую из
частиц, создающих ионизацию в его
чувствит. объеме. Т. к. в этом ре-
жиме импульс тока, даваемый С., не
зависит от величины первонач. ио-
низации, то термин «газовое усиле-
ние» не имеет смысла по отношению
к этим типам С.
В оба класса входят С., разнооб-
разные по конструкции (цилиндри-
ческий счетчик, плоский счетчик,
торцовый счетчик, проточный счет-
чик, счетчик-зонд, тонкостенный
счетчик), по типу исполнения {бор-
ный счетчик, газовый счетчик и др.),
по назначению {счетчик альфа-час-
тиц, счетчик бета-частиц, счетчик
гамма-излучения) и др. параметрам
(Гейгера счетчик, Гейгера — Мюл-
лера счетчик, Черенкова счетчик).
В схему обычно входят выпрями-
тель, усилитель, дискриминатор,
пересчетная схема, показывающий
прибор, механический регистратор
импульсов или самописец. Часто С.
соединяются в совпадений схемы или
телескопы счетчиков.
С. иногда наз. также и др. приборы
для регистрации излучения, напр.
искровой счетчик, сцинтилляционный
счетчик, счетчик Черенкова.
СЧЁТЧИК АЛЬФА-ЧАСТЙЦ —
счетчик для регистрации а-частиц
с окном толщиной до 3—5 мг/см* для
пропускания а-частиц. Эффектив-
ность С. а.-ч. невысока в связи с ма-
лым притоком а-частиц. С. а.-ч. мо-
гут' служить плоский пропорциональ-
ный счетчик, искровой счетчик,
сцинтилляционный счетчик и кри-
сталлический счетчик.
СЧЁТЧИК БЕТА-ЧАСТИЦ —
счетчик для регистрации ^-частиц
различных энергий. Стенки С. б.-ч.
должны обладать большой проницае-
мостью для р-частиц с энергией от
десятков Кэв до неск. Мэв. С.б.-ч. бы-
вают стеклянные и металлич., а по
конструкции представляют собой
тонкостенные счетчики. Катод в них
обычно алюминиевый толщиной до
0,1 мм. Нить укрепляется на изоляц.
пробках. Счетчики наполняются га-
сящей смесью или иным наполните-
лем. Измерение очень мягкого f-из-
лучения посредством С. б.-ч. пред-
ставляет большие трудности в связи
14 «Атомная энергия»
с малой свободного пробега длиной.
Поэтому иногда измерения таких
f-излучателей, как С14, Н3, S35 и др.,
производят путем наполнения счет-
чика газом (напр., СО2 или О2), со-
держащим измеряемый изотоп.
СЧЁТЧИК ГАММА-ИЗЛУЧЕ-
НИЯ — счетчик для регистрации
у-излучения различных энергий,
в к-ром возбуждение разряда обус-
ловливается ионизирующим дейст-
вием вторичных электронов, созда-
ваемых v-квантами (обычно путем
вырывания электронов из стенок
счетчика). Чувствительность С. г.-и.
в значит, степени зависит от длины
волны исследуемого излучения и от
материала стенок счетчиков и обус-
ловливается 3 видами поглощения:
фотоэлектрич. поглощением, компто-
новским поглощением и образова-
нием пар. Цилиндрические счетчи-
ки и торцовые счетчики у-излуче-
ний изготовляются в цельнометал-
лическом или стекляннохМ (1-цоколь-
ные пли 2-цокольные) оформлении,
обычно с медным или вольфрамо-
вым катодом. С. г.-и. могут служить
Гейгера счетчик, пропорциональный
счетчик.
СЧЁТЧИК ПРЕДМЕТОВ радио-
активный — прибор для счета
предметов (рис. 7, табл. VIII), дей-
ствующий по принципу гамма-элект-
ронного реле. Обычно состоит из
источника f- или у-излучения (напр.,
Sr90, Те204), приемника (сцинтилляц.
или газового счетчика), усилителя
и электромеханич. регистратора им-
пульсов. Считаемые предметы транс-
портируются так, что они проходят
между источником и приемником,
пересекая лучи и вызывая срабаты-
вание механич. регистратора, число
срабатываний к-рого равно числу
предметов, проходящих между
источником излучения и приемни-
ком.
СЧЁТЧИКА ФОН — отнесенное
к единице времени число импульсов,
возникающих в счетчике под воздей-
ствием радиоактивности земли, кос-
мич. излучения, радиоактивных
загрязнений окружающего простран-
ства и стенок счетчика, а также внут-
ренних причин. Величина С. ф. за-
висит от размеров поверхности счет-
418
СЧЁТЧИКА ЭФФЕКТИВНОСТЬ
чика, давления наполняющего счет-
чик газа и др.
СЧЁТЧИКА ЭФФЕКТИВНОСТЬ—
вероятность получения импульса
при попадании излучения в счетчик.
С. э. зависит от прохождения излу-
чении через окошко, величины чув-
ствпт. объема, энергии, вида излуче-
ния и др. факторов.
СЧЁТЧИК-ЗОНД — счетчик в
виде палочки (штанги), позволяю-
Переносный прибор с зондом для измере-
ния р- и т-пзлученпн.
щий проводить измерения на нек-ром
расстоянии от измерит, пульта.
Обычно С.-з. имеет герметичное ис-
полнение, допускающее погружение
его в воду, почву и др. среды, для
измерения их радиоактивности (рис.).
СЪЁМИОП ЭМУЛЬСИИ МЕТОД—
метод получения авторадиографов (см.
Авторадиография} с высокой разре-
шающей способностью посредством
тонких фотослоев. Т. к. толщина фо-
тослоев оч. мала (5 мк и меньше), то
они закрепляются на желатиновой
подложке, нанесенной на стеклян-
ную пластинку. Между желатиной
и стеклом имеется слой, легко раст-
воряющийся в воде. Стеклянная пла-
стинка кладется на воду фотослоем,
и он отделяется от пластинки. Под
него подводится исследуемый объект.
Фотослой плотно ложится на поверх-
ность объекта, высушивается, экс-
понируется, а затем подвергается
стандартной обработке. С. э. м. ши-
роко применяется при различных ис-
следованиях в науке, медицине,
с. х-ве, позволяя получать автора-
диографы с разрешающей способ-
ностью до 1 мк.
ТАЛЛИИ Т1 — химич. элемент
III гр. периодич. системы, п. н. 81,
ат. в. 204, 39. Стабильные изотопы:
Т1203 (29,50%) и Т1205 (70,50%).
Содержание в земной коре 3 • 10~4%
(весовых). В свободном состоянии
синевато-белый, оч. мягкий металл,
окисляющийся на воздухе. Плоти.
11,85 г/см\ 1°11л 302°, Укип ]АЬТ\
В соединениях 1-и 3-валептен. Наи-
более важные естеств. радиоактив-
ные изотопы: Т1 208 (RaE"); Т1207
(АсС "); Т1 208 (ТИС ") и Т1 250
(RaC ") с Т1/2 соответственно 4,19
мин., 4,79 мин., 3,1 мин. и 1,32 мин.
Искусств, радиоактивный изотоп
Т] 204 (7\2=4,26 года) получается по
реакциям Tl203 (n,y) Т1 204 и Т1203
\dt р) Т1 204. Испускает ₽- и мяг-
кое у-излучения. Применяется в ка-
честве стандартов ^-излучения и
источников монохроматпч. р-излуче-
ния с энергией (0,765±0,01) Мэв.
Т120в (RaE ")—чистый ^-излуча-
тель. Нек-рые изотопы Т1 имеют
высшие изомерные состояния. Ра-
диоактивный Т1 весьма токсичен.
ТАНТАЛ Та — химич. элемент
V гр. периодич. системы, п. ц. 73,
ат. в. 180, 95. Имеет 2 стабильных изо-
топа: Та181	(99,987%) и Та 188
(0,0123%); Та180 имеет радиоактив-
ный изомер, распадающийся с T’i/2=
=8,15 часа. Распространенность Та
в земной коре 2 • 10“4% по весу.
В природе всегда встречается вместе
с ниобием в виде минералов танта-
латов (или танталониобатов). Тан-
тал аты содержат также Fe, Мп,
U, Th и др.
Та — металл, очень тугоплавкий,
t°llA 3000°, t°Kun 5300°, плоти.
16,6 г/см3. В соединениях чаще
всего 5-валентен. Фторид TaFs
образует комплексы типа M2TaF7;
особенно важен нерастворимый в
холодной воде K2TaF7, путем пере-
кристаллизации к-рого удается отде-
лить Та от Nb и др. элементов. По
химич. устойчивости уступает лишь
драгоценным металлам, легко раст-
воряется только в смеси HNO3 и HF,
а также в расплавленных щелочах.
При повышенной темп-ре поглощает
ТЕЛЕСКОП СЧЁТЧИКОВ
419
газы и становится хрупким. Приме-
няется для изготовления ответств.
деталей химич. аппаратуры, при
сооружении ядерных реакторов (в
частности, в качестве добавки к
нек-рым видам нержавеющей стали).
Получены многочисл. радиоактив-
ные изотопы Та. Пром-сть произво-
дит Та182, образующийся при облу-
чении Та нейтронами по реакции
Та 181 (?г,у); Та182 м. б. получен так-
же по реакциям Та181 (d, р) и
W182 (n, р), W184 (d, а). Использует-
ся в качестве радиоактивного ин-
дикатора при химич. исследованиях,
а также для определения малых ко-
личеств Та с помощью активационно-
го анализа.
ТАХОГЕНЕРАТОР — небольшой
генератор пост, или перем, тока, уста-
навливаемый гл. обр. в приводе регу-
лирующего стержня реактора для по-
лучения сигнала, пропорционального
скорости вращения вала двигателя.
Обычно этот сигнал в виде напряже-
ния подается в цепь обратной связи
системы автоматического регулиро-
вания мощности реактора для по-
вышения качества переходного про-
цесса всей системы и исключения пе-
ререгулирований. Чувствительность
Т. ок. 1 в на 100 об/мин при величине
сопротивления нагрузки 10—100 ком.
ТАХОМЕТР радиоактив-
ный — прибор для бесконтактного
измерения числа оборотов. Приме-
няется для измерения числа оборо-
Схема радиоактивного тахометра: 1 —
источник, скрепленный обоймой с вра-
щающимся валом; 2 — коллиматор; з—
детектор- излучений; 4 — регистри-
рующее устройство.
тов колес подвижного ж.-д. со-
става, вращающихся частей ма-
шин и механизмов в труднодоступ-
ных местах, а также для определе-
ния времени пробега вагонов. Т. со-
стоит (рис.) из ^источника радиоак-
тивных излучений, детектора, счет-
Схема телеско-
па счетчиков;
1 — счетчик,
включенный в
схему антисов-
падений; 2, 3,
4 — счетчики,
включенные в
ветвь совпаде-
ний.
100%, т. К.
ного устройства и коллиматора,
к-рый устанавливается так, чтобы
у-кванты или [5-частицы только
1 раз за время оборота попадали на
детектор и тем самым вызывали им-
пульс в его цепи, вследствие чего
число отсчетов в счетном устройстве
будет прямо пропорционально числу
оборотов вала.
ТВЁРДОСТЬ — сопротивление
материалов изменению формы или
разрушению в поверхностном слое
при местных силовых контактных
воздействиях. При облучении Т.
металлов увеличивается/напр. же-
леза, никеля и нержавеющей стали
на 70—80%.
ТЕЛЕРАДИОТЕРАПЙЯ — ра-
диотерапия с помощью источников
внешнего у-излучения. Практически
стала возможной лишь с появлением
искусственно-радиоактивных изото-
пов (Go60, Cs137), позволяющих созда-
вать мощные источники у-излучепия.
ТЕЛЕСКбП СЧЁТЧИКОВ —
электронное устройство для реги-
страции космич. излу-
чений, состоящее из
группы счетчиков, рас-
положенных последова-
тельно на одной пря-
мой и включенных в
совпадений схему (часть
счетчиков— в антисов-
падений схему). В не-
которых случаях между
счетчиками Т. с. поме-
щаются фильтры для
торможения частиц
Т. с. служит для опре-
деления направления
частиц. Частицы, дви-
жущиеся в направле-
нии осп Т. с. или под не-
большим углом к ней,
проходят через весь
Т. с. и дают сигнал на
выходе. Частица, про-
шедшая только часть
счетчиков, не регист-
рируется схемой сов-
падений. На практике
в Т. с. всегда применя-
ют только самогасящие-
ся счетчики, эффектив-
ность к-рых близка к
при большом числе независимых
420
ТЕЛЛУР
счетчиков в Т. с. даже незначпт. не-
эффективность одного из них суще-
ственно скажется на результатах из-
мерений.
ТЕЛЛУР Те — химич. элемент
VI гр. периодич. системы, п. н. 52,
ат. в. 127,61. Состоит из 8 изотопов,
из к-рых наиболее распространен-
ными являются Те 125	(6,99%),
Те 125 (18,71%), Те 128 (33,79%) п
Те 130 (34,49%). Содержание Те
в земной коре составляет 1-10"6%
по весу. В природе встречается гл.
обр. в виде примеси в сульфидах
золота, серебра и железа. Получает-
ся в качестве побочного продукта
прп переработке последних. Свобод-
ный Те — хрупкое, серебристо-се-
рое вещество, плоти. 6,24 г! см
t°nt 452°, t°Klin 1390°. В соедине-
ниях 2-, 4- и 6-валентен. Известно
значит, число радиоактивных изо-
топов Те, получаемых по разнооб-
разным ядерным реакциям, в т. ч.
и по реакциям откалывания на сурьме
и деления урана. Выход осколоч-
ного Те 135 (Ту2=2 мин.) при деле-
нии U235 медленными нейтронами
равен 5,9%. В результате распада
Те 135 образуется Хе 135, являющий-
ся сильнейшим реакторным ядом
(cf=3,5 • 10б барн\ см. Отравле-
ние реактора). Важнейшими ра-
диоактивными изотопами, применя-
емыми при индикаторных исследова-
ниях, являются Те127ль
= 105 дням) и Те129л1 (Ti/2=41 дню),
получаемые по реакциям Те 126
(тг,?) Те,27^ и Те i28 (п, т)Те 129л\
Ввиду наличия у них изомерных со-
стояний необходимо учитывать воз-
можность химич. изменений при изо-
мерных переходах. Методы разделе-
ния ядерных изомеров описаны в
лпт-ре.Те 127 и Те 129 относятся к груп-
пе среднерадпотоксичных изотопов.
ТЕМПЕРАТУРНЫЕ НАПРЯЖЕ-
НИЯ (термические на-
пр я ж е н и я)— возникают при
несвободном тепловом расширении
тела (напр., вследствие неравно-
мерности температуры в разных
зонах корпуса реактора) или в си-
стеме тел (напр., при жестком соеди-
нении материалов с разным тепловым
расширением). Т. п., складываясь
с механич. напряжениями, могут
значительно увеличивать опасность
текучести, ползучести и разрушения.
Поэтому обычно желательно умень-
шать величину Т. н. Это до-
стигается уменьшением температур-
ных градиентов, подбором близких
коэфф. расширения сопрягаемых
материалов, применением малорас-
ширяющихся материалов. Примером
является применение полых (вместо
сплошных) или листовых (вместо
стержневых) тепловыделяющих эле-
ментов в ядерных реакторах. Разли-
чают термоупругие (в пределах упру-
гости) и термопластические Т.н. По-
рядок наибольшей величины первых
в кг!мм2 можно оценить, взяв произ-
ведение Е Т а, где Е — модуль упру-
гости (кг/мм2), Т — разность темп-р
(°C), а— коэфф, теплового расшире-
ния (1/°С). После перехода впластич.
область Т. н. быстро уменьшаются.
В материалах, претерпевающих
при изменении темп-ры фазовые
превращения (напр., U, Ри),
к Т. н. добавляются еще фазовые на-
пряжения из-за различия в объемах
фаз.
Т. н. могут приводить к коробле-
нию тепловыделяющих элемен-
тов, к разрушению вследствие тер-
мин. усталости и тепловых ударов,
к появлению течп в оболочках и к
др. нарушениям прочности частей
реактора.
ТЕМПЕРАТУРНЫЙ КОЭФФИ-
ЦИЕНТ РЕАКТИВНОСТИ — изме-
нение реактивности ядерного реак-
тора при повышении его темп-ры
на 1°С. Если реактивность реактора
растет с ростом темп-ры, то Т. к. р.
положителен, если реактивность
убывает при возрастании темп-ры,
то Т. к. р. отрицателен. Т. к. р.
обусловлен различными причинами:
изменением с темп-рой эффективных
сечений, изменением плотности ма-
териалов, изменением геометрии,
размеров. Т. к. р. выражается вели-
чппой ЬКэфф /°C, где КЭфф —
эффективный коэффициент размно-
жения.	_
ТЕМПЕРАТУРНЫЙ коэффици-
ент РЕГУЛИРУЮЩЕГО СТЁРЖ-
НЯ — изменение компенсирующей
способности регулирующего стержня
прп возрастании его темп-ры па
ТЕПЛОВАЯ ХРУПКОСТЬ
421
1°С при прочих постоянных усло-
виях. Для регулирующих стержней,
работающих по принципу поглоще-
ния нейтронов, повышение темп-ры
стержня приводит к уменьшению
его компенсирующей способности.
Т. к. для стержней рассматривае-
мого типа компенсирующая способ-
ность отрицательна, то в конечном
счете изменение реактивности ре-
актора, связанное с Т. к. р. с.,
оказывается положительным.
Т. к. р. с., содержащего бор, ок. 7600.
В ряде случаев Т. к. р. с. выражают
через реактивность, т. е. через про-
изведение Т. к. р. с. на компенси-
рующую способность стержня. Так,
Т. к. р. с. с компенсирующей способ-
ностью 0.006 равен в единицах ре-
активности t ок. 10“на 1 °C.
ТЕПЛОВАЯ ЗАЩИТА — защита
от теплообразующих излучений ак-
тивной зоны реактора. Применяется
гл. обр. в ядерных энергетич. реак-
торах. Цель Т. з.— снизить поток
первичного нейтронного и частично
7-излучения до величин, пе создаю-
щих больших градиентов темп-p и
тепловых напряжений в материалах
биологич. защиты (бетон). Т. з. уста-
навливается непосредственно за от-
ражателем реактора и подвергает-
ся наиболее интенсивному облуче-
нию, под действием к-рого она мо-
жет сильно нагреваться (см. Тепловы-
деление в защите). Поэтому Т. з.
либо имеет спец. охлаждение,
либо изготовляется из материалов,
выдерживающих высокую темп-ру,—
стали, чугуна, песка. В некоторых
конструкциях реакторов роль Т. з.
выполняют стенки корпуса реактора.
ТЕПЛОВАЯ КОЛОННА — блок
графита, примыкающий к активной
зоне реактора. Спектр нейтронов
в Т. к. таков, что в точках, удаленных
от урановых блоков на большие рас-
стояния по сравнению со средней
длиной свободного пробега, быстрых
нейтронов нет. Спектр нейтронов в
Т. к. обладает распределением ско-
ростей по закону Максвелла (см.
Статистическая физика), причем
эффективная температура очень
близка к реальной темп-ре замедли-
теля, т. к. время жизни нейтронов
в замедлителе (т. е. период от испу-
скания до поглощения) очень велико,
и тепловой спектр существенно не
искажается маловероятным процес-
сом захвата (см. Поглощение нейтро-
на). Т. к. является источником теп-
ловых нейтронов.
ТЕПЛОВАЯ МОЩНОСТЬ реак-
тора — количество тепла, выделяю-
щееся в 1 сек. в ядерном реакторе
на номинальном режиме, выраженное
в кет. В стационарных (установив-
шихся) условиях все вырабатываемое
в реакторе тепло отводится теплоно-
сителем. Следовательно, Т. м.
W = Qe (Тг-TJ^,
где Q — весовой расход теплоно-
сителя через реактор в 1 сек., с —
уд. теплоемкость теплоносителя,
ТА и Т2— темп-ры теплоносителя на
входе и на выходе реактора, соответ-
ственно, k — тепловой эквивалент
1 кет. Т. м. реактора Первой атомной
электростанции АН СССР равна
30 000 кет. Т. м. реакторов, проек-
тируемых в СССР ядерных электро-
станций, принята равной 400000 кет.
ТЕПЛОВАЯ НЕСТАБЙЛЬНОСТЬ
РЕАКТОРА — режим работы ядер-
ного реактора при положит, темпе-
ратурном коэффициенте реактив-
ности. Реакторы с положит, тем-
пературным коэффициентом реак-
тивности при любом незначит. повы-
шении мощности могут дать увели-
чение темп-ры и, как следствие, —
увеличение реактивности. При этом
мощность реактора продолжает уве-
личиваться, что может привести к
разрушению реактора. Поэтому при
конструировании особое внимание
обращают на то, чтобы реактор об-
ладал отрицат. температурным коэфф,
реактивности.
ТЕПЛОВАЯ ПРИЗМА — то же,
что тепловая колонна.
ТЕПЛОВАЯ ХРУПКОСТЬ — в
применении к ядерной технике
уменьшение пластичности металлич.
сплавов, из к-рых изготовлены де-
тали ядерных реакторов, проявля-
ющееся при пагреве и связанное
обычно с образованием и выделе-
нием частиц по границам зерен, с их
окислением пли оплавлением. Про-
явление Т. х. при прочих равных ус-
422
ТЕПЛОВОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ
ловиях усиливается с ростом доли
растягивающих напряжений, с на-
личием надрезов, с увеличением
длительности нагрева под нагрузкой.
Для уменьшения Т. х. сокращают
в сплавах количество вредных при-
месей и проводят спец, термин, об-
работку.
ТЕПЛОВОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ ядер-
ного взрыва (световое
излучение) — один из основ-
ных поражающих факторов ядер-
ного взрыва, на долю к-рого при-
ходится до 40% всей энергии взры-
ва. В более узком смысле к Т. и.
относится инфракрасная часть всего
потока светового излучения. В зави-
симости от изменяющейся со време-
нем температуры поверхности светя-
щейся области инфракрасное излуче-
ние может составить от 25% до 98%
всего потока светового излучения.
ТЕПЛОВОЙ расчёт реакто-
ра — необходимые вычисления для
определения поля темп-p в пре-
делах ядерного реактора при различ-
ных режимах и условиях работы ре-
актора, а также для определения
параметров реактора п условий его
работы, при к-рых макс, темп-ры
в различных элементах не превыша-
ют допустимых значений, тепловые
потоки не выходят за допустимые
пределы, температурные разности не
создают опасности тепловых ударов
или термин, усталости, коробления
элементов конструкции пт. д. Т. р.р.
охватывает температурные поля в
теплоносителе, тепловыделяющих
элементах, органах регулирования,
защите п т. п.
ТЕПЛОВОЙ РЕАКТОР — то же,
что реактор на тепловых нейтронах.
ТЕПЛОВОЙ удар — термин,
воздействие, вызываемое резким из-
менением темп-ры и соответствующим
появлением температурных напря-
жений. В пластичных материалах
(б. ч. в конструкц. металлич. спла-
вах) однократный Т. у. поглощается
пластической деформацией и потому
в применеппи к ним обычно опасно
только многократное тепловое воз-
действие (см. Термическая уста-
лость). Однако Т. у. в хрупких ма-
териалах (керамика, стекло и т. п.)
может привести к быстрому разру-
шению и потому в ядерной технике
применяют хрупкие материалы с по-
ниженным термин, расширением, с
повышенной теплопроводностью;
устраняют резкие переходы сечений
и надрезы в деталях, изготовляемых
из хрупких материалов; по возмож-
ности уменьшают скорость измене-
ния темп-ры.
ТЕПЛОВОЙ ЦИКЛ ЯДЕРНОЙ
УСТАНОВКИ— процесс циркуляции
и энергообмена теплоносителей и ра-
бочего тела с постоянством их пара-
метров в определенных точках про-
цесса (цикла). Машиной-двигателем
в энергетич. ядерных силовых уста-
новках служит паровая или газовая
турбина с обычными для них циклами
обращения рабочего тела. Особенно-
сти Т. ц. я. у. проявляются в контуре
теплоносителя и в системе теплооб-
мена между теплоносителем и рабо-
чим телом. По принципу использо-
вания рабочего тела Т. ц. я. у. разде-
ляются на замкнутые циклы теплоно-
сителя,где в контуре турбины цирку-
лирует одно ито же рабочее тело, л ра-
зомкнутые циклы теплоносителя, где
происходитиепрерывнаясмена рабоче-
го тела. Первая система применяется в
стационарных, а вторая—в передвиж-
ных ядерных установках. Т. ц. я. у.
осуществляются с подводом тепла к
рабочвлму телу при пост, давлении.
По системе отбора тепла из активной
зоны реактора и передачи его рабо-
чему телу Т. ц. я. у. разделяются на
1-, 2- и 3-контурные циклы. В цикле
1-го типа теплоноситель является од-
новременно и рабочим телом, цирку-
лирующим в системе реактора и через
проточную часть турбины. В 2-кон-
турной системе теплоноситель пере-
дает энергию рабочему телу через
теплообменник. В 3-контурной си-
стеме участвуют 2 теплообменника.
Если не учитывать потерь тепла
и необратимости термодинамич.
цпкла рабочего тела, то эффективный
кпд ядерной установки
1/ гр }
г 1 а
где То— темп-ра окружающей среды,
7^— темп-ра в активной зоне реак.т
тора. Т. о, повышение темп-ры в
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА
423
реакторе резко увеличивает кпд
установки. Можно повысить кпд пу-
тем регенерации тепла, дополнит,
перегрева рабочего тела в реакторе,
а также за счет применения допол-
нит. огневого перегревателя (на жид-
ком топливе), к-рый при оч. малых
начальных капитальных затратах
дает значит, увеличение мощности.
ТЕПЛОВОЙ ЭКРАН — материал,
окружающий отражатель ядерного
реактора. Т. э. служит для поглоще-
ния теплообразующих излучений от
реактора и предохранения от них
бака реактора или биологической за-
шиты, или одновременно и того и др.
ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЕ в защи-
те (радиационное тепло-
выделение) — нагревание ма-
териала защиты в результате пере-
дачи ему энергии поглощаемых им
нейтронов и у-лучей. Удельное ко-
личество выделяющегося тепла за-
висит от количества поглощенной
энергии излучения, поэтому Т. по
толщине защиты неравномерно.
Наиболее сильно нагреваются слои
защиты, • расположенные ближе к
реактору. При расчете защиты Т.
обязательно учитывается во избе-
жание разрушения ее вследствие
перегрева. Для отвода тепла перед
биологич. защитой ставят тепловую
защиту.
ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ ОСТАТОЧ-
НОГО ФОРМУЛЫ — формулы для
подсчета мощности излучения из
продуктов деления после остановки
реактора. Наиболее часто пользу-
ются формулами Вея — Вигнера и
Унтермайера — Уилса. Формула
Вея — Вигнера справедлива для вре-
мени более 10 сек. после остановки
реактора и характеризует мощность
у-излучения из продуктов деления:
W = 0,0315 Р [*“0’2 — (г+^Г0’2],
где Р— поминальная мощность ре-
актора (кет)', t— время (сек.) после
остановки реактора; —время (сек.)
работы реактора на поминальной
мощности.
Формула Унтермайера—Уилса,
более удобная для практич. расчетов
защиты реактора, справедлива для
времени после остановки реактора
более 1 сек. и характеризует сум-
марную мощность всех излучений
из продуктов деления:
W = 0,1 .Р[(Н-Ю) “°’2 —
— 0,87 (£-]-2-107)-0’2]Н-
+ 0,1Р[(^+/о+10)“О’2-
— 0,87(^о+2-107)"0’2].
Обозначения в формуле те же, что
и в формуле Вея—Вигнерд.
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА
(кассета) — комплект тепловыде-
ляющих элементов ядерпого реактора,
объединенных общим корпусом. Т.с.
облегчает установку и выемку теп-
ловыделяющих элементов и позволя-
ет обеспечить распределение расхо-
да теплоносителя пропорционально
тепловыделению (профилирование).
Корпус Т.с. имеет форму круглой,
квадратной или 6-гранной трубы со
сплошными или перфорированными
стенками (каркас). В корпусе за-
крепляются тепловыделяющие эле-
менты, приспособления для их ус-
тановки и извлечения, а также
иногда устройства для равномерного
размещения топливных элементов
(дистанционирования) и дроссели-
рования. Крепление и правильное
размещение тепловыделяющих эле-
ментов осуществляется решетками,
проставками, кольцами, обеспечи-
вающими фиксацию элементов от-
носительно друг друга и корпуса,
что исключает чрезмерные вибра-
ции, деформации, соприкосновение
и улучшает условия охлаждения.
Вместе с тем эти устройства долж-
ны допускать свободные термин, рас-
ширения элементов и не препятст-
вовать протоку теплоносителя. Сам
корпус Т.с. может либо опираться
на опорную плиту, либо подвеши-
ваться сверху. Для извлечения и
установки Т. с. снабжается спец,
головкой под захват. Обычно кор-
пус Т. с. не уплотняет полости
теплоносителя внутри сборки, а лишь
направляет движение теплоносителя.
Выбор материалов для корпуса, а
также дистанционирующих и пр.
конструктивных узлов Т.с., распо-
ложенных в акт иеной зоне, опре-
деляется требованиями малого се-
чения захвата нейтронов, эрозион-
ногкоррозионной стойкости, техно-
логичности и прочности.
424
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕ-
МЕНТ (топливный эле-
мент) — основной конструктивный
узел технологии, канала активной
зоны ядерного реактора, обеспечи-
вающий передачу тепла от деля-
щегося материала к теплоносителю.
Т.э. состоит из сердечника, содержа-
щего делящийся материал, наруж-
ной оболочки, герметизирующей сер-
дечник, и из вспомогат. материалов
и деталей, служащих для сочлене-
ния сердечника и оболочки, компен-
сации температурных напряжений,
прохождения теплоносителя и обес-
печивающих удобство изготовления,
надежность крепления и т. д. В за-
висимости от конструкции канала
реактора Т.э. имеют различную
форму (стержни, сплошные цилинд-
ры, пустотелые цилиндры, пласти-
ны)., Отдельные Т.э. обычно соби-
раются в сборки (пакеты, кассеты,
или блоки), к-рые помещают в канал
реактора. Теплоноситель при охлаж-
дении цилпндрич. Т. э. движется
в кольцевом зазоре или между стерж-
нями, охлаждая их внешнюю по-
верхность. Кольцеобразные Т.э.
охлаждаются по всей поверхности
или, в случае движения теплоноси-
теля через центральное отверстие,
с внутр, стороны. Основным требо-
ванием к Т. э. является его живу-
честь, или продолжительность ра-
боты без нарушения наружной обо-
лочки и деформации сердечника в
условиях интенсивного облучения
и меняющихся температурных ре-
жимов.
Сердечник Т. э. состоит из деля-
щихся материалов или материалов,
обеспечивающих воспроизводство ядер-
ного топлива. К ним относятся:
U, Th и Ри с различным содержани-
ем изотопов этих элементов и напол-
нителей. Материал сердечника при-
меняется в металл ич. виде (в
твердой или жидкой фазе), в виде ме-
таллокерамики пли керамики. Ме-
талл ич. сердечники изготовляются из
чистых делящихся материалов или
из их сплавов с др. металлами в виде
литых или штампованных стержней
или пластин, пустотелых цилиндров
или ^гранул различных размеров.
Сплавы,пригодные для сердечников:
U—Mo; U—Al; U—Be или Рн—Ni;
Ри—Сг или Th—Be; Th—Al; Th—Mg;
Th—U; Th—Zn и др. Металлокерамич.
сердечники состоят из прессованных
смесей порошков, опилок или гранул
делящихся материалов с наполни-
телями. Напр., используются спрес-
сованные смеси LT и Al; U и Be;
U и Mg или UO2 и А1. Керамич.
сердечники состоят из спеченных
или сплавленных окислов или кар-
бидов металлов в виде порошков,
гранул, стержней, трубок, пластин
и изделий более сложной геометрия,
формы. Применяются, напр., спе-
ченная или сплавленная UO2, смеси
ВеО и UO2, U2C3 и С, ThC2. Жид-
кометаллич. сердечники могут со-
стоять из растворов делящихся мате-
риалов в жидких металлах (Bi,
Pb, Na, К, Са и др.).
Наружная оболочка Т.э. обеспе-
чивает надежное отделение сердеч-
ника от теплоносителя. Нарушение
герметичности оболочки приводит к
попаданию осколков деления в цир-
куляц. контур теплоносителя. При
соприкосновении теплоносителя с
делящимся материалом происходит
химич. реакция между ними, что
способствует т. н. «размыванию»
сердечника и, иногда, вызывает
деформации его и расширение.
К технологии изготовления наруж-
ной оболочки и к проверке ее на
герметичность предъявляются оч.
жесткие требования. Наружная обо-
лочка не должна существенно влиять
на поглощение нейтронов и, помимо
высокой коррозионной, эрозионной
и кавитационной стойкости, а также
механич. прочности, должна обла-
дать термостойкостью. Оболочки Т.э.
реакторов, работающих на тепловых
нейтронах, изготовляются из спла-
вов Al, Zr и легированных сталей.
Ядерные реакторы работают с оч.
высокими тепловыми напряжениями
поверхностей нагрева Т.э., достигаю-
щими 2-106 ккал/м2 час и более, что
приводит к существенному градиенту
темп-p в сердечнике и на наружной
оболочке.
Для уменьшения разности темп-р
в конструкциях Т.э. стремятся улуч-
шить контакт между оболочкой и
сердечником, что достигается или
ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ
425
диффузионным сцеплением, или вве-
дением в сердечник жидкого или раз-
мягченного металла. Для Предохра-
нения сердечника от растрескивания
или расплавления центра (что может
легко получиться от снижения ко-
эффициента теплопроводности сер-
дечника), его заранее разрезают на
части.
ТЕПЛОВЫЕ НЕЙТРОНЫ — за-
медленные нейтроны, находящиеся
в тепловом равновесии с ядрами за-
медлителя. Тепловому равновесию
соответствует максвелловское рас-
пределение частиц по скоростям
(или энергиям) с наивероятиейшим
значением энергии Е—кТ и средней
энергией Есред—312 кТ (к — постоян-
ная Больцмана, Т—абс. темп-ра).
Полного совпадения спектра нейтро-
нов с максвелловским, однако, не
наблюдается, т. к. сечение захвата
нейтронов обычно следует закону llv,
что искажает максвелловский спектр,
обедняя область нейтронов с меньши-
ми энергиями. Кроме того, в спектре
Т. н. наблюдается избыток быстрых
благодаря тому, что Т. п. образуются
путем замедления исходных быстрых
нейтронов. В области энергий от
1 зв до 1 Мэв плотность нейтронов
пропорциональна 3'2. При ком-
натной темп-ре наиболее вероятная
энергия Т. н. равна ок. 0,025 эв.
Источником Т. п. обычно служит
тепловая колонна ядерного реактора.
ТЕПЛОВЫЕ РЕАКЦИИ — обыч-
ные химич. реакции, источником
активации к-рых является тепловое
движение или воздействие световых
фотонов. Для Т.р. характерна
зависимость скорости от темпера-
турного фактора.
ТЕПЛОМЕР — прибор для авто-
матич. измерения установившегося
значения тепловой мощности реак-
тора путем перемножения величины
расхода теплоносителя, проходяще-
го через реактор, на разность темп-р
на входе и на выходе. Т. служит
для коррекции приборов, измеряю-
щих мощность реактора по плотно-
сти нейтронного потока.
ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ — жидкое или
газообразное вещество для тепло-
переноса в ядерной реакторной
установке. Различают Т. первично-
го контура (см. Первичный контур
энергетического реактора) и Т.,
служащие рабочим телом в энерге-
тич. цикле (см. Вторичный контур
энергетического реактора). Т. пер-
вичного контура циркулирует в кон-
туре реактора и переносит тепло из
активной зоны к рабочему телу энер-
гетич. цикла (непосредственно или
посредством промежуточного кон-
тура, если в первичном контуре Т.—
радиоактивный). К Т. первичного
контура предъявляются след, ос-
новные требования: низкое сечение
поглощения нейтронов (см. Эффек-
тивное поперечное сечение), радиац.
стойкость в поле облучения, низкая
эрозионная и коррозионная актив-
ность относительно конструкц. мате-
риалов и материала топлива, высо-
кий коэфф, теплопередачи, большая
удельная теплоемкость, низкое дав-
ление при высоких темп-pax. Высо-
кая темплоемкость и низкое давле-
ние Т. обеспечивают малые затраты
мощности на перекачку. В качестве
Т. применяют нек-рые газы и пары,
тяжелую и легкую воду, органич.
жидкости и расплавленные металлы
и соли. Однако ни одно из них не
удовлетворяет одновременно всем
требованиям.
Газы, мало поглощающие нейт-
роны, допускающие высокие рабочие
темп-ры при низких давлениях, бу-
дучи сравнительно безопасными в
эксплуатации, имеют плохие тепло-
передающие свойства и требуют вы-
соких давлений в реакторе и боль-
ших затрат мощности на прокачку.
Однако их применение м. б. выгод-
но в реакторах с небольшим тепло-
вым потоком и развитой системой
поверхностей теплообмена. Углекис-
лый газ применяется в действующем
реакторе электростанций Колдер-
Холл (Англия). Гелий среди газовых
Т. стоит на первом месте благодаря
своей инертности и высокой тепло-
емкости, но он дорог. Водород при
всех его достоинствах не нашел
практич. применения из-за теку-
чести, способности диффундировать
через покрытия и реагировать с
ураном. Воздух имеет низкие тепло-
физпч. свойства и в мощных энерге-
тич. установках не применяется, но
426
ТЕПЛООБМЕННИК
может применяться в авиац. дви-
гателях с ядерным реактором.
Вода и тяжелая вода имеют суще-
ственно более высокий коэфф, тепло-
передачи, чем газы, и могут использо-
ваться при работе на больших мощно-
стях. Вода является одновременно за-
медлителем, что сокращает критич.
массу реактора. В водо-водяных реак-
торах, где вода служит и замедлите-
лем и Т., может быть достигнут отри-
температурный коэффициент ре-
активности, что делает реактор без-
опасным в эксплуатации. Вода позво-
ляет осуществить непосредственную
генерацию пара в реакторе (кипящий
реактор). Существ, недостаток во-
ды — ее коррозионная активность
относительно конструкц. материалов
и урана и необходимость повышения
давления в контуре для достижения
высоких темп-p. Тяжелая вода до-
рога, и применение ее возможно
лишь в тех случаях, когда выгода
о г лучших физич. характеристик
возмещает более высокую стоимость.
Из жидких металлов применимы
натрий, калий, литий, висмут, сви-
нец, ртуть; из эвтектич. сплавов:
Na—К и РЬ—Bi. Жидкие металлы
могут обеспечить оч. высокий ко-
.эфф. теплопередачи, они пригодны
для работы в условиях высоких
темп-p при низком давлении, их
вязкость приближается к вязкости
воды. Жидкие металлы наиболее
пригодны для реакторов на быстрых
и промежуточных нейтронах, в к-рых
снимаются большие тепловые на-
грузки, а физика реакторов позво-
ляет применять материалы с низ-
кой замедляющей способностью и
значит, поглощением нейтронов. Нат-
рий — наиболее освоенный из жид-
кометаллич. Т., но он взрывоопасен
в соединении с водой и становится
активным в поле облучения, поэтому
применяется промежуточный кон-
тур, в к-ром вторичный Т. (обычно
тоже натрий) переносит тепло от
радиоактивного натрия первого кон-
тура к рабочему телу паросилового
цикла. Расплавленные соли приме-
нимы в качестве топлива й раствори-
телей топлива’ для реакторов-кон-
вертеров на быстрых нейтронах, но
основные свойства расплавленных
солей еще не изучены. Все перечис-
ленные Т. могут служить раствори-
телями топлива; водные растворы
топлива одновременно являются за-
медлителями, Т. и топливом, что
существенно упрощает конструкцию
реактора. В качестве рабочего тела
в энергетич. циклах освоены только
такие Т., как водяной пар и газы.
Органические теплоносители обла-
дают всеми преимуществами водя-
ных Т., кроме того, они имеют бо-
лее высокие темп-ры при низких
давлениях и не корродируют с ма-
териалами конструкций и топлива.
В условиях работы органич. Т. в
реакторах возникает незначит. их
полимеризация, или разложение, од-
нако эта проблема разрешается при-
соединением к циркуляц. контуру
системы очистки и непрерывной до-
бавки небольшого количества жид-
кости в систему.
ТЕПЛООБМЕННИК (т е п л о о б-
м е н н ы й аппарат) — устрой-
ство для передачи тепла от более
нагретого теплоносителя к менее на-
гретому. Различают смесит, и поверх-
ностные теплообменные ' аппараты.
Пример смесит. Т.— градирня, при-
меняемая в ядерных установках для
воды, охлаждающей конденсаторы
паровых турбин. Поверхностные Т.
разделяются на регенеративные и ре-
куперативные. Поверхности нагрева
регенеративного Т. работают все вре-
мя в нестационарном режиме, то ак-
кумулируя тепло от горячего тепло-
носителя, то отдавая тепло холодному
Т. Рекуперативные Т. имеют по-
верхности нагрева, постоянно раз-
деляющие 2 теплоносителя, среди
них можно выделить 4 основных
типа: «труба в труб е»—когда
один из теплоносителей пропускается
по центральной трубе, а второй —
по кольцевому зазору между тру-
бами; кожухотрубный Т.,
состоящий из пучка трубок в кожухе;
внутри трубок проходит один теп-
лоноситель, а в межтрубном про-
странстве — другой; змеевико-
вый Т. подобен кожухотрубному, но
вместо пучка прямых трубок имеет
трубки, свитые в спираль; пла-
стинчатый Т.— из пластин,
в щелях между к-рыми-протекают
ТЕРМОДИФФУЗИЯ
427
теплоносители. В ядерной энерге-
тике применяются гл. обр. рекупе-
ративные трубчатые Т. На энерге-
тич. реакторах Т. работают в ка-
честве парогенераторов, конденса-
торов, подогревателей и перегрева-
телей холодильников; тепловая энер-
гия, выведенная из активной зоны
первичным теплоносителем, в Т. пе-
редается вторичному теплоносителю
(напр., в парогенераторе водяному
пару) и далее преобразуется в меха-
нич. и электрич. энергию. Ядерная
энергетика требует высокой надеж-
ности Т. Это приводит к своеобраз-
ным конструктивным решениям. На-
пример, если из реактора поступа-
ет ^радиоактивный теплоноситель,
то первичный и вторичный тепло-
носители в Т. разделяются непре-
рывно циркулирующей контрольной
жидкостью высокой температуры. По
радиоактивности контрольной жид-
кости судят о наличии течи в си-
стеме.
ТЕПЛОФИКАЦИОННАЯ ЯДЕР-
НАЛ УСТАНОВКА — установка с
ядерным реактором для выработки
тепла, идущего на производств, или
отопит, нужды. К герметичности
бойлеров Т. я. у. предъявляются
повышенные требования во избежа-
ние попадания радиоактивных при-
месей из 1-го контура в отопитель-
ную сеть.
, ТЕПЛОФИКАЦИОННЫЙ РЕ-
АКТОР — ядерный реактор для вы-
работки тепла, идущего на. произ-
водств. или отопит, нужды. В Т. р.
процесс теплосъема облегчается, по-
скольку рабочие темп-ры м. б. невы-
сокими.
ТЕРАПЕВТИЧЕСКАЯ ДОЗА —
доза ионизирующего излучения в
радиотерапии, вызывающая требу-
емый терапевтич. (лечебный) эф-
фект. При лечении злокачеств. опу-
холей Т. д. локального облучения
измеряют величинами порядка неск.
тыс. р на опухоль за весь курс ле-
чения. Т. д. общего облучения, напр.
при лечении лейкозов, измеряются
сотнями р (200—300 р) за курс ле-
чения, т. е. близки к тем, к-рые вы-
зывают лучевую болезнь.
ТЕРАПИЯ ЛУЧЕВАЯ — см. Ра-
диотерапия, Рентгенотерапия.
ТЕРБИИ ТЬ— химич. элемент III
гр. периодич. системы, п. н. 65, ат.
в. 159,2; принадлежит к лантанои-
дам. Имеет единств, стабильный изо-
топ ТЬ169. По реакциям Tb159	?)
и Gd160 (d, 2п) получается ТЬ160 (Тн2==
—72,3 дня), применяемый в качестве
радиоактивного индикатора. ТЬ—
металл, плотн. 8,33 г/см\ tQnA 1400°—
1500°. Подобно Се, в соединениях
м. б. 3- и 4-валентным.
ТЕРМИЧЕСКАЯ УСТАЛОСТЬ —
разрушение материала в резуль-
тате многократного повторения на-
грева и охлаждения, что вызывает
температурные напряжения. Опас-
ность Т. у. деталей реакторов ра-
стет с увеличением числа теплосмен,
скорости изменения темп-ры, тем-
пературной амплитуды теплосмен,
наличия надрезов и резких перехо-
дов в деталях, коэфф, линейного
расширения, с уменьшением тепло-
проводности материала. Сопротивле-
ние Т. у. сильно зависит от условий
и методов испытания, стандартиза-
ция к-рых еще не проведена. Одна
из важных задач конструирования
ядерных реакторов — обеспечение
высокого сопротивления их частей
Т. у. с учетом действия облучения
и коррозии.
ТЕРМИЧЕСКОЕ НАПРЯЖЁ-
НИЕ — напряжение в материалах
реактора, обусловленное тепловыми
расширениями отдельных элементов.
Т. н.— фактор, ограничивающий
мощность ядерного реактора. Запас
прочности по Т. н. в тепловыделяю-
щих элементах обратно пропорци-
онален теплосъему с единицы дли-
ны, зависит от их формы и фи-
зич. свойств материала. Покрытия
тепловыделяющих элементов испы-
тывают Т. н., если плотно прилега-
ют к их поверхностям и имеют иной
коэфф, термин. расширения. По-
мимо образования трещин, ведущих
к механич. разрушению, коррозии,
образованию течей, Т. н. опасны
тем, что могут вызвать искривле-
ние, коробление тепловыделяющих
элементов, что приводит к ухудше-
нию их охлаждения.
ТЕРМОДИФФУЗИЯ — диффузия
компонентов газовой смеси или раст-
вора, обусловленная разностью темпе-
428
ТЕРМОИЗОЛЯЦИЯ РЕАКТОРА
ратур внутри смеси. Т. приводит к воз-
никновению разности концентраций в
первоначально однородной по составу
смеси, т. е. к частичному разделению
компонентов смеси. В газовых смесях
молекулы более тяжелого газа в боль-
шинстве случаев диффундируют в на-
правлении потока тепла (т. е. в более
холодные области), молекулы более
легкого газа — против потока тепла
(т. е. в более нагретые области). Эф-
фект Т. сильно зависит от темп-ры:
для многих смесей существует
темп-pa, при к-рой Т. исчезает; ниже
этой темп-ры Т. происходит в обрат-
ном направлении. Такая зависимость
Т. от темп-ры обусловлена силами
межмолекулярного взаимодействия.
В ядерной физике Т. применяется
для разделения изотопов в термо-
диффузионных колонках (см. Изото-
пов разделение). Метод Т. удобен в ла-
бораторной практике для получе-
ния небольших количеств изотопов
легких элементов (напр., азота, ки-
слорода, хлора, аргона).
ТЕРМОИЗОЛЯЦИЯ РЕАКТО-
РА — оболочка ядерного реактора,
выполненная из слоя материала,
обладающего малой теплопроводно-
стью для снижения потерь тепла в
окружающую среду от активной зоны,
трубопроводов и др. Для Т. р. при-
меняют сажу, кварцевый песок или
кварцевое волокно, пенокварц,пено-
бетон и др. (коэфф, теплопроводно-
сти от 0,03 до 0,80 ккал/'м* град •час).
ТЕРМОЯДЕРНАЯ БОМБА —
авиац. бомба с термоядерным взрыв-
ным зарядом (см. Термоядерное ору-
* ТЕРМОЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ—ре-
акция синтеза (соединения) атомных
ядер, эффективно протекающая прп
сверхвысоких темп-pax (не менее де-
сятков миллионов градусов) и способ-
ствующая поддержанию этих темп-р
за счет большого энерговыделепия.
Т. р. происходит только на легких
ядрах, т. к. участие более тяжелых
ядер требует таких высоких темп-р,
какие вообще не наблюдаются в при-
роде. Т. р. сопровождаются значи-
тельно большим выделением энергии
на единицу атомного веса, чем реак-
ции деления (см. Деление атомного
ядра). Макс.тепловой эффект Q имеют
реакции, конечным продуктом к-рых
являются ядра атомов 2Не4, энергия
связи к-рых наибольшая по сравне-
нию с ядрами др. легких элементов.
Примером таких реакций является:
1T3+1D2^2He4+0n1+Q
(Q=17,6 Мэв);
8Li6-hD2 22Не4+ Q
(Q = 22,4 Мэв).
Необходимость сверхвысокой тем-
пературы для протекания Т. р. обу-
словлена тем, что при слиянии
ядра должны преодолеть значит,
электростатич. силы отталкивания.
Если энергия относит, движения
ядер меньше высоты кулоновского
потенциального барьера, образуемого
электростатич. силами отталкивания,
то взаимодействие ядер оказывается
возможным только за счет чисто кван-
тового явления — туннельного эф-
фекта, вероятность к-рого очень бы-
стро растет с ростом энергии, т. е.
с ростом темп-ры смеси взаимодейст-
вующих ядер.
При нагревании смеси до десят-
ков миллионов градусов легкие эле-
менты и их химич. соединения пре-
вращаются в плазму, т. е. электронно-
ядерный газ, все частицы к-рого
обладают энергиями теплового дви-
жения в неск- килоэлектрон-вольт
(Кэв)\ Ecved—Q,i3 Т Нэе (где Т дано
в млн. градусов), и даже в десятки
Нэе — в «хвосте» максвелловского
распределения по скоростям тепло-
вого движения. Хотя средняя энер-
гия теплового движения ядер при
Т=10—100 млн. градусов еще в
неск. сотен раз меньше кулонов-
ского барьера даже для изотопов
водорода, взаимодействие за счет
туннельного эффекта в «хвосте» макс-
велловского распределения стано-
вится уже достаточным для эффектив-
ного протекания реакций ядерного
синтеза с большим выделением энер-
гии. Если это выделение энергии
компенсирует теплоотвод (чему бла-
гоприятствует теплоизоляция систе-
мы), то оказывается возможным ста-
ционарное протекание самоподдер-
живающихся Т. р., как это, в част-
ности, имеет место на Солнце и в
звездах.
ТЕРМОЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ
429
Т. р., в зависимости от их осо-
бенностей и условий, происходят
с различными скоростями, причем
скорость Т. р. характеризуется
обычно обратной величиной — сред-
ней продолжительностью жизни ядра
сорта 7, попавшего в среду ядер
сорта 2 с определенной темп-рой Т и
плотностью р (в CM~Z).
Задолго до осуществления ис-
кусств. Т. р. их теория позволила
объяснить происхождение энергии
Солнца и звезд. Как известно, звезды
являются непрозрачными телами, из-
лучающими с поверхности энергию.
Источниками этой энергии, по всей
видимости, являются Т. р. Начи-
ная с 1938 были указаны 2 цик-
ла звездных Т. р., приводящих к
образованию гелия 2Не4 из водоро-
да J11.
Первый возможный путь такого
образования — протонно-протон-
ный цикл (предложен в 1938 Бете
и Кричфилдом и развит Фаулером
и Шацманом в 1951). Этот цикл
состойт из след, последовательных
превращений:
2x(1H1+iH1»1D2+r+v),
2х GDM-JI’-JIe’+T),
г^е’-^НЧ-гНе4.
В результате такого цикла ядер-
ных превращений из 4 протонов
1Н1 образуется ядро гелия и вы-
деляется энергия ок. 25 Мэв. Вто-
рой цикл — углеродпо-азотный И939,
Бете) — состоит из следующих
этапов:
Лт13-6С18+Г+>,
8O15-7N15+r+v,
7N1S+!H1 ->6C12H-2He4.
В этом* цикле реакций также про-
исходит превращение водорода в
гелий.
Различные др. ядра (кроме водо-
рода и гелия), принимающие уча-
стие в этих циклах, играют роль
«катализаторов» или промежуточных
продуктов, и их количество в этих
превращениях не изменяется. Оба
цикла сопровождаются большим вы-
делением энергии — 700 тыс. квт-ч
на каждые 4 г гелия. На Солнце и в
менее горячих звездах преобладает
протонно-протонный цикл, в более
горячих звездах основным являехся
углеродно-азотный цикл. Благода-
ря относительно малой скорости теп-
лообмена с внешней средой и мощным
сдерживающим гравитац. силам, на
Солнце и звездах стационарно могут
поддерживаться высокие темп-ры и
давления. Т. р., протекающие па
Солнце и звездах, являются приме-
ром неуправляемых стационарных
Т. р., идущих в сстеств. условиях. Ис-
кусственно пока осуществлены лишь
неуправляемые нестационарные Т. р.
с участием изотопов водорода и ли-
тия, к-рые обусловливают взрывы во-
дородных бомб, причем весь процесс
происходит менее чем за миллион-
ную долю сек.
Осуществление искусственных уп-
равляемых Т. р. встречается с боль-
шими трудностями. Сложность таких
реакций состоит в получении и гл.
обр. в поддержании высоких темп-р
(порядка 108 град.).
По-видимому, наиболее перспек-
тивным способом осуществления
таких Т. р. является использование
кольцевого разряда в плазме, к-рый
сжимается внешним или собствен-
ным магнитным полем (т. н. пинч-
эффект). Такое магнитное поле не
только обеспечивает добавочный ра-
зогрев плазмы, но и создает условия
теплоизоляции благодаря тому, что
движение заряженных частиц плаз-
мы в направлении, перпендикуляр-
ном силовым линиям магнитного
поля, оказывается сильно затруд-
ненным.
ТЕРМОЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ— ору-
жие, взрывное действие к-рого осно-
вано на использовании энергии, мгно-
венно выделяющейся при реакции
синтеза (соединения) ядер легких
элементов в условиях сверхвысо-
ких темп-p (до десятков миллионов
градусов). Эти темп-ры в наст, время
(1958) м. б. созданы только взрывом
атомной бомбы. Поэтому детонатором
(запалом) для заряда Т. о. служит
обычная атомная бомба из U23§ или
Ри239. Энергия взрыва при цепной
ядерной реакции синтеза ядер легких
430	ТЕХНЕЦИЙ
элементов значительно больше энер-
гии, выделяющейся при цепной реак-
ции деления ядер тяжелых элемен-
тов (см. Ядерное оружие). В Т. о.
обычно используются изотопы водо-
рода jH1, jD2, jT5 (отсюда назв.—
«водородное оружие»). Дорогой изо-
топ /Г3 стремятся заменить другими,
более дешевыми веществами. Так,
в последнее время детонатор Т. о.
(запал, представляющий собой обыч-
ную атомную бомбу), окружают дей-
теридом лития (D2 Lie). Взрыв дето-
натора «зажигает» реакцию между
дейтерием и литием с образова-
нием в результате 2Не3, /Г3, к-рые
продолжают участвовать в реакции
и этим значительно увеличивают
эффективность взрыва. Тротиловый
эквивалент Т. о. (водородных бомб)
колеблется в пределах от несколь-
ких тыс. до десятков млн. т тро-
тила.
Оболочку боеприпасов Т. о. можно
сделать из U238, к-рый под влиянием
быстрых нейтронов, выделяемых в
процессе реакции деления U235 или
Ри239, а также образующихся в про-
цессе термоядерной реакции, тоже
испытывает деление. Благодаря это-
му увеличивается мощность бомбы,
и при взрыве образуется большое
количество радиоактивных веществ,
способствующих значительному зара-
жению местности и воздуха. Такая
бомба назв. У-бомбой, или сверхбом-
бой, и реакция в ней протекает по
принципу: деление— синтез — де-
ление. Т. о. с большим тротиловым
эквивалентом оказывает поражаю-
щее действие на огромные площади
и поэтому неприменимо для тактич.
целей. В связи с этим в последнее
время проявляется тенденция к
уменьшению калибра или тротило-
вого эквивалента Т. о., что может
позволить использовать его против
объектов, расположенных непосред-
ственно в сфере боевых действий
войск. Бомбы и ракеты с термо-
ядерным зарядом крупного калибра
считаются, по высказываниям иностр,
печати, более пригодными для уда-
ров по крупным тыловым объектам.
Для этих целей наиболее применимы
баллистич. ракеты с термоядерным
зарядом.
ТЕХНЕЦИЙ Тс — радиоактивный
химич. элемент VII гр. периодич. си-
стемы, п.н. 43, массовое число наибо-
лее долгоживущего изотопа (Тс99) 99.
Стабильные изотопы неизвестны.
Впервые Тс был получен в ничтож-
ных количествах в 1937 при ней-
тронной и дейтронной бомбарди-
ровке металлич. молибдена, из к-рого
Тс был выделен и идентифицирован
с помощью радиохимии, методов.
Важнейшим ядерным процессом, при-
водящим к образованию Тс99 (Ti'2=
=2*105 лет), является деление U235
тепловыми нейтронами, осуществляе-
мое в широком масштабе в реакто-
рах. Выход Тс" при делении U235
медленными нейтронами составля-
ет 6,2%. Процесс получения в ура-
новом реакторе 10 кг Ри сопровож-
дается одновременным образованием
прибл. 250 г Тс. Общее количество Тс,
полученное в наст, время (1958) в ре-
зультате работы ядерных установок,
исчисляется десятками или даже
сотнями кг. За последнее время в
научной печати появился ряд сооб-
щений об открытии Тс в атмосфере
Солнца и молодых звезд. Металлич.
Тс получается восстановлением во-
дородом его сульфида при 500° —
600°. Полученный сразу же после
восстановления Тс представляет со-
бой серебристо-коричневую массу,
кристаллизуется в плотной гекса-
гональной системе, плоти. 11,5 г/см*.
Рассчитанная теоретически 1°пл
2300°. При 11,2° К обнаруживает
явление сверхпроводимости. В хи-
мич. отношении является ближай-
шим аналогом рения. Высокая
устойчивость к коррозии и малое
сечение захвата нейтронов делают
перспективным использование Тс в
ядерной энергетике. Благодаря мяг-
кому излучению Тс" работа с мак-
роколичествами этого изотопа не
вызывает особых затруднений. Од-
нако накопление Тс" в отходах
ядерных произ-в представляет опас-
ность ввиду большого значения Тп2.
ТЕХНО Л ОГЙЧЕ СКАЯ СХЕМА
ЙДЕРНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ —
контуры циркуляции теплоносите-
лей, обеспечивающие съем тепловой
мощности с ядерного реактора и
получение энергетич.'пара для тур-
ТКАНЕЭКВИВАЛЕНТНАЯ ИОНИЗАЦИОННАЯ КАМЕРА
431
бин. В технология, схему входят:
реактор, циркуляц. насосы, тепло-
обменники, турбины, конденсаторы,
питательные насосы, вспомогатель-
ное оборудование и основная за-
порная арматура. Ядерные электро-
станции строятся обычно по двух-
контурной схеме, в к-рой теплоно-
ситель, снимающий тепло с реак-
тора, отдает его в промежуточном
теплообменнике воде и поступаю-
щему в турбины пару. Т. о., исклю-
чается попадание радиоактивных за-
грязнений в турбины и конденсато-
ры. Исследуется возможность осу-
ществления одноконтурной элект-
ростанции, т. е. электростанции,
на к-рой установлены реакторы с
кипящей водой и турбины, работа-
ющие на радиоактивном паре.
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ канал —
см. Канал реактора.
ТЕЧЕИСКАТЕЛЬ — прибор для
обнаружения незпачит. нарушений
герметичности сосудов или трубо-
проводов. Широкое распростране-
ние получил гелиевый Т., представ-
ляющий собой масс-спектрометр, на-
строенный на массу атома Не. Та-
кой Т. подключается к системе и
вакуумируется вместе с ней. После
этого включается спектрометр, и
проверяемые швы, соединения и
фланцы обдуваются Не. Гелиевый Т.
позволяет добиться практически аб-
солютной герметичности, т. к. при-
бор чувствует проникновение в си-
стему ничтожных количеств Не.
ТИРЙТ — минерал, то же, что
фергюсонит.
ТИТАН Ti — химич. элемент IV
гр. периодич. системы, п. п. 22,
ат. в. 47,90. Стабильные изотопы:
Ti46 (7,99у0), Ti47 (7,32%), Ti48
(73,99%), Ti49(5,46%), Ti50(5,25%).
Радиоактивный изотоп Ti51(7\/2=5,80
дня) образуется на тепловых нейтро-
нах по реакции Ti50(n, ц) 'Ti51. Ti-
один из распространенных в при-
роде элементов, его содержание в
земной коре составляет 6-1О“3%
по весу. Основным сырьем для его
получения служат минералы иль-
менит FeTiOs и рутил TiO2. Сво-
бодный Ti существует в 2 состоя-
ниях — аморфном и кристаллич.
Плотность (кристаллич.) 4,5 г/см\
ок. 1680°, t°Kun выше 3000°.
В соединениях проявляет валент-
ность 2, 3 и 4.
Ti— оч. ценный конструкц. ма-
териал. При малой плотности и вы-
сокой темп-ре плавления обладает
высокой прочностью; до 1200° срав-
нительно более стоек, чем нержаве-
ющая сталь; в холодной и кипящей
воде не корродирует, водяной пар
реагирует с Ti только при 800°.
Ti оч. слабо взаимодействует с HNO3
всех концентраций, разбавленной
НС1 и растворами щелочей. Рас-
творяется в H2S04, концентри-
рованной НС1 и царской водке,
хорошо—в смеси HNO3 и HF.
Химич, и физич. свойства Ti поз-
воляют использовать его для химич.
аппаратуры по переработке ядер-
ного горючего, в реактивной тех-
нике. Огромное значение Ti имеет
как легирующая добавка к жаро-
прочным нержавеющим сталям. Дву-
окись TiO2 в виде пасты — эффек-
тивный дезактиватор, хорошо сни-
мает с кожных покровов (руки, те-
ло) радиоактивные загрязнения.
ТКАНЕВАЯ ДОЗА — доза иони-
зирующего излучения, получаемая
тканью в облучаемом участке при
воздействии излучения от внутр, или
внешнего источника и измеряемая
количеством поглощенной энергии
(в эрг/г или на эрг!см9 ткани). Энер-
гия, поглощаемая 1 см9 ткани, при-
мерно в 770 раз больше, чем погло-
щаемая 1 см9 воздуха. При действии
рентгеновского или у-излучепия
Т. д. измеряется в масс-p или ткане-
вых рентгенах, причем 1 масс-р—85
эрг/см9—^ эрг/г. Для др. видов
излучения (а- и ₽-излучение, нейт-
роны) обычно употребляется физи-
ческий эквивалент рентгена. В пос-
леднее время для измерения Т. д.
введена едипица рад (см.) — еди-
ница поглощенной энергии, соот-
ветствующая поглощению 100 эр-
гов на 1 г ткани.
ТКАНЕЭКВИВАЛЕНТНАЯ ИО-
НИЗАЦИОННАЯ КАМЕРА—камера
из тканеэквивалентного вещества
для измерения дозы ионизирующе-
го излучения путем измерения иони-
зации наполняющего камеру возду-
ха, производимой данным излуче-
432
ТКАНЕЭКВИВАЛЕНТНОЕ ВЕЩЕСТВО
нием. Такая ионизац. камера дает
возможность макс, приближения ус-
ловий измерения дозы излучения к
условиям облучения тканей живот-
ного или растит, организма.
ТК АНЕ ЭКВИВАЛЕНТНОЕ ВЕ-
ЩЕСТВО — вещество, обладающее
коэффициентом поглощения рентге-
новских и у-лучей, равным коэф-
фициенту поглощения ткани жи-
вотного организма. Т. в. имеет ту
же плотность и тот же ср. атомный
номер, что и живая ткань. Чаще
всего в качестве Т. в. используются
различные пластмассы. Употребляет-
ся в дозиметрии ионизирующих из-
лучений как материал для иони-
зац. камер, различных фантомов и др.
ТОК НАСЫЩЕНИЯ — постоян-
ный по величине ток, создаваемый
в ионизационной камере., не завися-
щий в определенных пределах от
разности потенциалов между ее элек-
тродами. При Т. н. все образован-
ные в ионизац. камере ионы дохо-
дят до электродов. По величине
Т. н. можно определять интенсив-
ность ионизации (ионизац. эффект).
ТОКСЕМИЯ ЛУЧЕВАЯ (от греч.
toEtxdv — яд и alpia — кровь) — обра-
зование токсических веществ в
результате действия ионизирующе-
го излучения на ткани животного
организма и поступление этих ток-
сических веществ в кровь. Об обра-
зовании в облученном организме
токсических веществ свидетельству-
ет ряд экспериментальных фактов.
Так, при облучении одной из двух
парабиотически связанных (т. е.
искусственно срощенных) крыс наб-
людали развитие лейкопении у не-
облученного партнера; в аналогич-
ных условиях опыта у необлучен-
ного партнера наблюдалась эпиля-
ция (выпадение волос). В много-
числ. опытах было доказано нали-
чие токсических веществ в крови у
облученных животных, и на основе
этих исследований был разработан
метод лечения лучевой болезни, за-
ключающийся в удалении токсиче-
ских веществ из организма путем
массивного обменного переливания
крови. Токсические вещества обна-
ружены также в лимфе облученных
животных. Имеются исследования,
свидетельствующие о токсических
свойствах мочи облученных живот-
ных. Исследованиями последних лет
установлено, что токсическими свой-
ствами обладают также экстракты
и клеточные взвеси органов, осо-
бенно кишечника, облученных жи-
вотных.
Относительно природы токсиче-
ских веществ единое мнение отсут-
ствует. Большинство исследовате-
лей считает, что эти вещества носят
характер химич. веществ, обладаю-
щих высокой биологич. активно-
стью, в частности сходных по своему
действию с гистамином (см. Гиста-
миновая теория), холином и др.
Считают также, что ряд симптомов
возникает в результате проникно-
вения в кровь бактерий из кишеч-
ника и образования бактериальных
токсинов. Нек-рые авторы приписы-
вают токсическим веществам ан-
тигенные свойства и рассматривают
реакцию организма на облучение как
реакцию на введение антигена с обра-
зованием антител и явлениями ауто-
сенсибилизации и иммунитета к ука-
занным антигенам. Наличие Т. л.
не может объяснить всех симптомов
лучевой болезни. См. Биологическое
действие ионизирующего излучения.
ТОКСИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИЗ-
ЛУЧЕНИЙ — см. Токсемия лучевая.
ТОЛЕРАНТНАЯ ДОЗА — доза
ионизирующего излучения, не вы-
зывающая в организме изменений.
Термин основан на представлении
о наличии порога действия излуче-
ния для возникновения тех или
иных физиология, и патология, из-
менений. В наст, время заменен
термином предельно-допустимая до-
за, т. к. согласно совр. представле-
ниям воздействие в любой дозе мо-
жет привести к изменениям в орга-
низме (напр., генетическим).
ТОЛСТОСЛОЙНЫХ ФОТОПЛА-
СТЙНОК МЕТОД — метод регист-
рации ионизирующих излучений
посредством толстослойных фотопла-
стинок, основанный на том, что
заряженная частица, проходя через
ядерную фотоэмульсию, оставляет в
ней свой след (след частицы).
Толстослойные фотопластинки —
одно из основных средств исследо-
ТОЛЩИНЫ БЕСКОНТАКТНОЕ ИЗМЕРЕНИЕ
433
ванин в ядерной физике. С помощью
Т. ф. м. можно определить: длины
следов (а зная длину следа до места
остановки и природу данной части-
цы, можно с помощью кривых про-
бег — энергия определить энергию
частицы); углы между следами или
углы относительно заданного направ-
ления; ионизацию, создаваемую час-
тицей (величину ионизации можно
измерить по плотности зерен в сле-
де, по длине или числу просветов
между зёрнами; зная ионизацию и
пробег частицы, можно определить
ее массу); электрич. заряд частицы
по числу 3-лучей на единицу длины
в зависимости от пробега (для оста-
новившихся в эмульсии многоза-
рядных частиц величину заряда оп-
ределяют по длине сужения следа,
к-рое происходит *в конце следа
вследствие захвата частицей элект-
ронов при малых скоростях).
Большое значение для ядерной
физики имеет т. н. эмульсионная
камера, представляющая собой пач-
ку фотоэмульсионных слоев без под-
ложки; размеры камеры выбираются
так, чтобы в ней могли уложиться
пробеги частиц исследуемых ядер-
ных процессов. После экспониро-
вания эмульсионная камера разби-
рается на отдельные слои, к-рые нак-
леиваются на стекло перед проявле-
нием или после него.
Т. ф. м. применяется: при изуче-
нии космич. излучения, для чего
фотоэмульсионные камеры подни-
маются на большие высоты и там
облучаются; при исследовании взаи-
модействий быстрых частиц, ис-
кусственно полученных на ускори-
телях; для регистрации нейтронов
по следам протонов отдачи в фото-
эмульсии; в геологии для обнаруже-
ния и измерения естеств. радио-
активности пород по способу не-
посредств. контакта пластинки с
образцом.
К недостаткам Т. ф. м. относятся
длительность и сложность фотохи-
мии. обработки пластинок, просмотр
эмульсий и обработка найденных
следов, а также неопределенность
времени прохождения частицы через
эмульсию. Большое количество эле-
ментов, входящих в состав ядерной
эмульсии, часто не дает возможно-
сти определить, на ядре какого
элемента произошел тот или иной
процесс.
Значение Т. ф. м. наглядно ил-
люстрируется большим количеством
открытий, сделанных посредством
этого метода. К их числу относят-
ся открытие заряженных тс-мезонов,
явление к—ц—е-распада, открытие
большинства нестабильных частиц и
ДР-
ТОЛЩИНОМЕР РАДИОАКТИВ-
НЫЙ — прибор для определения
толщины материала, основанный на
регистрации прошедшего через ма-
териал или отраженного от него
у- или ^-излучения (см. Толгцины бес-
контактное измерение и Толщины
покрытия бесконтактное измерение).
толщины БЕСКОНТАКТНОЕ
ИЗМЕРЕНИЕ радиоактивным
методом — измерение толщины,
основанное на неодинаковом погло-
щении излучения различными мате-
риалами или на использовании рас-
сеянного у-излучения. Для Т. б. и.
по поглощению излуче-
ния материалом применяют источ-
ник р- или у-излучения опреде-
ленной активности и детектор (сцин-
тилляционный счетчик) для регист-
рации прошедшего через этот ма-
териал излучения. При этом поль-
зуются соотношением:
1 . п0
X = — In — ,
И
где пх и nQ— соответственно потоки
Р-частиц или у-квантов, прошедшие
через материал и минуя его; ц —
линейный коэфф, поглощения, х—
толщина материала. Если известен
массовый коэфф, поглощения |л/р,
где р—плотность материала, можно
определить вес материала, прихо-
дящийся на единицу площади. Вы-
бор изотопа источника излучений
определяется пределами измеряемых
толщин материалов, свойствами изо-
топа, его энергией и видом излуче-
ния.
Приборы (рис. 1), основанные на
методе Т. б. п., широко распростра-
нены для измерения толщин холод-
ного и горячего проката, бумаги,
резины, пластич. материалов, не-
434
ТОЛЩИНЫ ПОКРЫТИЯ БЕСКОНТАКТНОЕ ИЗМЕРЕНИЕ
ровноты текстильной ленты (рис.
5, табл. VIII) и др.
Метод Т.б. и. по регистра-
ции интенсивности рас-
сеянного у-излучения осно-
ван на том, что число у-кв антов,
Рис. 1. Схема измерителя толщины по
поглощению излучений: 1 — диффе-
ренциальная ионпзац. камера; 2 и з—
основной и компенсац. излучатели; 4—
шторка; 5 — впбропреобразователь;
6 — сервомотор; 7 — выпрямитель.
рассеянных от вещества под углом
180°, возрастает с увеличением тол-
щины хмпшени и достигает насыще-
ния при определ. толщине. Это поз-
воляет измерять толщину изделия,
меньшую толщины слоя насыщения,
при доступности только одной его
стороны. При Т. б. и. с одной сто-
роны изделия располагают источник
и детектор у-излучения. Мерой тол-
щины материала является величина
потока обратного рассеяния у-из-
лучения. Рассеянные -кванты зна-
чительно- отличаются по энергии от
прямого у-излучения (0,209—0,214
Мэв для Со60). Поэтому отпадает
необходимость в защите детектора от
Рис. 2. Схема измерителя по интенсив-
ности рассеянных излучений: 1 — изме-
ряемый материал; 2 — источник 7-излу-
чения; з — сцинтплляц. счетчик; 4—
дискриминатор; 5 — усилитель; в—
регистрирующий прибор.
источника, что дает возможность
применять источники малой актив-
ности. Источник (Со60) находится
на кожухе сцинтилляц. счетчика на
небольшом расстоянии от кристал-
ла йодистого натрия. Эта система
монтируется в защитном кожухе и
составляет измерит, головку при-
бора (рис. 2), к-рая устанавливается
либо на поверхности контролируе-
мого изделия, либо на незначит.
расстоянии от него. Таким прибо-
ром можно измерять толщины сталь-
ных стенок до 20 мм с точностью до
±3%, определять коррозионные пов-
реждения в трубах, металлич. цис-
тернах, котлах и др.
ТОЛЩИНЫ ПОКРЫТИЯ БЕС-
КОНТАКТНОЕ ИЗМЕРЕНИЕ — ра-
диоактивный метод измерения тол-
щины покрытия по доле р-частиц, от-
раженных от измеряемого вещества.
Эта доля зависит от вещества и его
толщины, достигает постоянной ве-
личины при толщине материала,
Схема измерения толщины покрытия по
отражению излучения: 1 — материал;
2 — покрытие; 3 — ионизац. камера;
4 — источник 3-излучения; 5 — изме-
рительный прибор.
прибл. равной 3 слоям половин-
ного поглощения. В зависимости от
ат. п. каждому веществу соответ-
ствует определенное значение этой
постоянной. Т. о., регистрируя чис-
ло f-частиц, отраженных от ма-
териала, покрытого краской или
к.-л. др. веществом, можно изме-
рять толщину покрытия без контак-
та с материалом, если она меньше
слоя насыщения. Приборы, основан-
ные на этом принципе (рис. 1, табл.
VIII),широко применяются при конт-
роле в произ-ве белой жести, оцин-
кованного железа, радиотехнич.
деталей, листовых материалов, пла-
кированных пластмассами, водоне-
проницаемыми, термостойкими, элек-
тропроводными, клейкими и др. ве-
ществами.
ТОНКОСТЕННЫЙ СЧЁТЧИК —
счетчик для регистрации коро'тко-
пробежных частиц иди мягких излу-
ТОПЛИВНЫЙ РАСТВОР
435
чений. Весь корпус или часть кор-
пуса Т. с. имеет небольшую погло-
тит. способность. К Т. с. относятся
торцовые счетчики, счетчики альфа-
частиц.
ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ — после-
довательность превращений топлива
в ядерном реакторе и при перера-
ботке облученного топлива, а также
процесс (режим) подпитки реактора
свежим топливом и извлечения отра-
ботавшего топлива. Т, ц. различаются
в основном: по используемому первич-
ному ядерному топливу (U283, U285,
Ри239); по сырью, из к-рого получается
вторичное ядерное топливо после за-
хвата нейтронов и 2 ^-превращений
(U288 или Th282); по спектру нейтро-
нов в реакторе (на быстрых нейтро-
нах, на промежуточных, на тепло-
вых); по режиму перегрузки топлива
(периодически все топливо сразу,
непрерывно или мелкими порциями,
с удалением или без удаления шла-
ков во время сгорания, с рецирку-
ляцией топлива или без нее). Если
первичное и вторичное ядерное топ-
ливо являются изотопами разных
элементов, то такой цикл иногда
наз. конверторным; если изотопа-
ми одинаковых элементов (вто-
ричного получается больше, чем
расходуется первичного), то такой
цикл наз. размножающим (бридер).
Па начальных стадиях в качестве
первичного ядерного топлива наи-
более часто применяется единств,
встречающийся в природе в существ,
количествах изотоп U285 (0,7% в ес-
теств. U). Соответственно этому при-
меняются циклы конверторов. С помо-
щью нейтронов, образующихся при
делении U235, получают Ри239 из U233
или U233 из Th232. По мере накопле-
ния возникающих при этом запасов
вторичного ядерного топлива (Ри289
и U283) большое распространение
приобретают циклы размножи-
телей U238—>Ри239 и- Th282—>U238.
Важным критерием при оценке ка-
чества Т. ц. является величина топ-
ливной составляющей стоимости
получаемой электроэнергии, к-рая
тем меньше, чем больше коэфф.
воспроизводства ядерного топлива
(число его атомов, получающихся на
1 атом* израсходованного первич-
ного топлива) и чем больше глубина
выгорания (доля атомов топлива,
подвергшихся делению за время пре-
бывания топлива в реакторе). Обе
последние характеристики в большой
степени зависят от vy—среднего числа
нейтронов, образующихся на,1 атом
деления, и от достижимой степени
экономии нейтронов (малости утеч-
ки нейтронов и непроизводит. пара-
зитного захвата нейтронов без де-
ления или без последующего прев-
ращения в делящийся изотоп). В ре-
акторах на быстрых нейтронах прак-
тически отсутствуют бесполезные по-
тери нейтронов в замедлителе и
радиац. захват (без деления) в де-
лящихся изотопах. Т. к., кроме
того, vy для Ри259 выше, чем для др.
делящихся изотопов, то цикли238—>
—►Ри289 на быстрых нейтронах может
дать весьма высокий коэфф, воспро-
изводства (до 1,7). В тепловых реак-
торах с гомогенными растворами Th
и U288 в тяжелой воде за счет малого
поглощения D2O, малого радиац.
захвата в Th232 и возможности уда-
ления паразитнозахватывающих про-
дуктов цепной реакции можно до-
стичь также довольно высоких зна-
чений коэфф, воспроизводства (до 1,2)
и при значительно меньших загруз-
ках топлива, чем в реакторе на быст-
рых нейтронах.
ТОПЛИВНЫЙ РАСТВОР — раст-
вор ядерного топлива (урана, плу-
тония или их солей) в воде или жид-
ком металле, используемый в ядер-
ном реакторе с жидким топливом.
Основные преимущества Т. р.: про-
стота приготовления горючего (от-
сутствие тепловыделяющих элемен-
тов), возможность непрерывного уда-
ления отравляющих газообразных
продуктов деления (Хе135) для умень-
шения их количества в пределах
активной зоны реактора. Т. р. поз-
воляет создать реакторы с расши-
ренным воспроизводством ядерного
топлива на тепловых нейтронах,
с большой уд. мощностью (ограни-
чения, связанные с теплопередачей
в пределах реактора, здесь отсут-
ствуют) и с большим отрицат. тем-
пературным коэффициентом реак-
тивности, Однако Т. р. являются
в известной степени коррозионными
436
ТОПЛИВНЫЙ ЭЛЕМЕНТ
и обладают высокой радиоактив-
ностью. Водные Т. р. можно приме-
нять лишь при сравнительно неболь-
ших темп-pax. Иногда Т. р. наз.
суспензии окиси металла (U, Ри),
к-рые дают возможность повысить
концентрацию ядерного топлива, од-
нако создают опасность выпадения
твердого осадка. В виде растворов
или суспензий могут применяться
также сырьевые материалы — Th232,
U238, идущие на образование ядер-
пого топлива.
ТОПЛИВНЫЙ ЭЛЕМЕНТ — то
же, что тепловыделяющий элемент.
ТОРБЕРНИТ (медная ура-
новая слюдк а)— минерал. Хи-
мич. состав CufUO2]2 [РО4]2-12Н2О.
Содержит 7,7% CuO; 57,5% СО8,
14,5% Р2О5, 20, 3% Н2О. Кристалли-
зуется в тетрагональной системе.
Цвет зеленый с оттенком, изумруд-
но-синеватый; блеск стеклянный, на
плоскости спайности — перламут-
ровый. Тв. 2—2,5; уд. в. 3,2—3,6.
Сильно радиоактивен. Встречается в
зоне окисления гидротермальных
месторождений совместно с отенитом,
урановыми слюдкамп, цейнеритом
и др. Используется как руда для
извлечения урана.
ТОРИАНИТ — минерал из класса
окислов (Th; U)O2; содержит:
1,8—5,2% РЬО; 0,9—8,0% (Се)2О3;
58,4—93,0% ThO2; 10,3—14,1% UO2;
до 18,9% UO8. Кристаллизуется в
кубич. системе, кристаллы кубич.
облика, до 3 см. Цвет черный, темно-
серый, при выветривании становится
буровато- илп коричневато-серым.
Блеск смоляной до полухметаллич.
Тв. 6,5—7,5; уд. в. 8,07—9,6. Силь-
но радиоактивен. Встречается в пег-
матитах и метаморфпч. породах,
реже в пегматитах с цирконом, мона-
цитом. бериллом, а также в россы-
пях. Пром, скопления Т. не уста-
новлены.
ТОРИЕВЫЕ СПЛАВЫ. Из спла-
ва тория с обогащенным ураном
можно изготовлять тепловыделяю-
щие элементы для реакторов, в
к-рых торий будет использоваться
для произ-ва вторичного ядерного
топлива — L'233 (см. Воспроизводст-
во ядерного топлива). В этих сплавах
торий служит также материалом-
разбавителем высокообогащенного
урана. Применение топливных эле-
хментов из сплава Th с небольшим и
добавками обогащенного U235 поз-
воляет работать при оч. больших
тепловых потоках и высокой темп-ре,
т. к. отсутствие фазовых превра-
щений не ограничивает ее значений
в глубине тепловыделяющего эле-
мента, вплоть до темп-ры плавления
эвтектики (1080°); однако прочность
сплава при оч. высоких темп-рах
недостаточна.
Из сплава Th+3,7% U235 пред-
полагается (1958, США) изготовлять
тепловыделяющие элементы для ре-
актора (CGR) на медленных нейтро-
нах, с натрием в качестве теплоно-
сителя. Тепловыделяющие стержни,
заключенные в оболочку из нержа-
веющей стали, будут иметь здесь
макс, темп-ру 870°. В другом амер,
реакторе (CETR), в зоне воспроизвод-
ства, в ториевых пластинах в резуль-
тате облучения нейтронами часть
Th232 будет превращаться в U233,
т. е. вместо чистого Th образуется
сплав Th с U; состав сплава (соот-
ношение Th и U233) будет меняться
в зависимости от длительности облу-
чения.
Th при взаимодействии с U не
образует интерметаллич. соединений.
Растворимость U в Th при эвтектиче-
ской температуре (1080°) составляет
2,8% и уменьшается до 0,8% при
600°. Сплав Th+3,7% U235 имеет
2-фазную структуру: в ториевой мат-
рице равномерно распределены гло-
булярные включения урана.
Для ядерной техники важным
свойством является отсутствие вза-
имодействия тория и ториеурановых
сплавов с Na и сплавом Na—К
вплоть до высоких темп-p; это га-
рантирует от загрязнения охлаж-
дающей системы осколками деления
при коррозионном разрушении теп-
ловыделяющих элементов натрие-
вым или натриекалиевым теплоно-
сителем в случае повреждения обо-
лочек. Скорость коррозии в воде
Th и его сплавов с малыми добав-
ками (напр., при 100°) в сотни
раз ниже, чем чистого U (однако
в сотни раз выше скорости корро-
зии А1).
торий
437
Приготовляются Т. с. в
дуговых или индукц. печах в ва-
кууме или в инертной газовой среде,
т. к. они сильно взаимодействуют
с азотом и кислородом воздуха и
имеют высокую темп-ру плавления
(1700° для Th).
ТОРИЕВЫЙ РЕАКТОР — ядер-
ный реактор, работающий на изо-
топе Th232 в качестве сырья для
воспроизводства ядерного топлива —
U233, делящегося под действием теп-
ловых нейтронов. Th233, получающий-
ся из Th232 при захвате нейтрона, ис-
пытывает два ^-превращения и пе-
реходит в U233. При использовании
раствора или взвеси Th в тяжеловод-
ном замедлителе — теплоносителе
(тяжелая вода), можно добиться по-
лучения коэфф, воспроиз-ва, боль-
шего 1 (до 1,2), т. е. добиться про-
грессирующего превращения Th в
делящееся топливо U288. Это откры-
вает перспективу неисчерпаемого ис-
точника энергии деления U288, т. к.
запасы тория в литосфере оч. вели-
ки (хотя и находятся в труднодо-
ступной форме малоконцентрирован-
вых^ руд).
ТОРИЙ Th— радиоактивный хи-
мич. элемент семейства актиноидов,
п. н. 90, ат. в. 232,05. Открыт в
1828. Естеств. Th представляет со-
бой практически чистый изотоп
Th232. В наст, время известны изо-
топы с массовыми числами от 223
до 235, из них долгоживущие: Th228
(Г1/а=:1,910 года), Th229 (7i/2=7540
лет), Th230 (Ti/2=8-104 лет), Th282
(7’i/2==1,45-1010 лет). Для исследо-
вательских целей часто исполь-
зуется изотоп Th284 (7i/2=24,1 дня) —
J-излучатель, выделяемый из ура-
новых препаратов. Наибольшее при-
менение из пзотопов Th находит
природный Th232.
В земной коре содержится 8-10“4%
Th (весовых), что близко к содер-
жанию, напр., свинца. Основным
сырьем для его получения являет-
ся монацит — фосфат редкоземель-
ных элементов. В последнее вре-
мя Th все более широко исполь-
зуется в ядерной технике и энер-
гетике, т. к. является сырьем для
получения первичного ядерного топ-
лива. При облучении Th в реак-
торе образуется вторичное ядерное
топливо — 1Г38, по реакции Th282
(п, f) Th^-C-Pa2” р, U2SS. Сече-
ние реакции Th232 (п, 7) Th233 равно
7,31 барн. Применение Th232 в реак-
торах на тепловых нейтронах с рас-
ширенным воспроизводством более
выгодно, чем применение U, т. к.
фактор воспроиз-ва для Th выше.
Большая распространенность Th по
сравнению с U также делает его
серьезным конкурентом последнего.
Мировое произ-во Th (без СССР)
в 1957 оценивалось в 500 т, в 1959
ожидается увеличение его произ-ва
только в США до 5000 т. В СССР
будет построен опытный реактор с
расширенным воспроиз-вом с ис-
пользованием Th.
Плотность металл ич. Th равна
11,55 г/см*\ t°nA 1700°. Металл под-
дается ковке, прокатке, штамповке,
протягиванию, выдавливанию. При
темп-ре ниже 1,4°К Th переходит в
сверхпроводящее состояние. Th обра-
зует сплавы со мн. металлами и мно-
гочисл. интермета л лич. соединения.
Раствор ThBi5 в расплавленном
висмуте м. б. использован как го-
рючее в гомогенном реакторе. По
своим химич. свойствам Th— ти-
пичный 4-валентный элемент, хотя
для него известны безводные гало-
гениды низшей валентности. В вод-
ных растворах существует в виде иона
Th4+; в слабокислых Th гидроли-
зуется и образует радиоколлоиды.
Для Th характерно образование
комплексных соединений с коорди-
национными числами 6 и 8, наибо-
лее прочны фторидный и сульфат-
ный комплексы. Примерами нерас-
творимых соединений Th служат
фторид ThF4, осаждением к-рого поль-
зуются для отделения Th от мно-
гих элементов, и оксалат Th(C2O4)2.
Если осаждение фторида ведется не
плавиковой к-той, а фторидами ще-
лочных металлов, то выпадают соли
типа KThF5 и KTh2F9. Оксалат прак-
тически нерастворим в щавелевой
к-те, но хорошо растворяется в ок-
салате аммония. Этим пользуются
для разделения Th и редкоземельных
элементов, т. к. растворимость ок-
салатов редкоземельных элементов
в оксалате аммония мала. Раствори-
438
ТОРИЙ А
мые соединения Th — нитрат, хло-
рид, сульфат.
Нитрат Th(NO8)4 известен в виде
кристаллогидратов с 12,6 и 4 молеку-
лами воды; хорошо растворим в воде
и ми. кислородсодержащих органич.
растворителях: диэтиловом эфире,
бутиловом спирте, метилизобутилке-
тоне,трибутилфосфате и пр. С послед-
ним Th образует сольват Th(NO3)4-
• 2ТБФ. Растворимостью Th(NO3)4 в
ТБФпользуются для переработки Th,
облученного в реакторе,— отделе-
ния от образовавшегося U288 и очист-
ки от осколков деления. Облучен-
ные блоки Th растворяются в азотной
к-те, п из полученного раствора U283
и Th экстрагируются смесью трибу-
тплфосфатас инертным разбавителем.
Большая часть осколков при этом
остается в отбросном растворе. За-
тем производится реэкстракция Th
водой, тогда как U288, более прочно
связанный с экстрагентом, остается
в органич. растворе. Разработаны
также методы хроматографии, очист-
ки растворов Th от осколков деления
Ра и U. При пропускании солянокис-
лого раствора через ионообменную
смолу U, Ра и часть осколков сорбиру-
ются, a Th проходит через колонку.
В реакторах облучению подвер-
гаются блоки металлич. Th. Неск.
лет назад проблема получения чи-
стого металла считалась труднораз-
решимой. Сейчас имеется неск. спо-
собов получения Th достаточной
чистоты. Лучшим из них считается
восстановление двуокиси ThO2 (с
добавкой СаС12) металлич. Са в ат-
мосфере Аг при 1000°—1100°. По-
лученный порошкообразный Th
спекается при 1950° и 1,5 атм. Полу-
чается металл с плотностью, близ-
кой к теоретич. Анализируется Th
весовым, объемным, колориметрия,
методами. Предварительное отделе-
ние Th от прочих элементов ведется
путем осаждения Th в виде фтори-
да, оксалата, йодата. Прокалива-
нием оксалата получается весовая
форма ThO2. Объемный метод осно-
ван на титровании оксалата перман-
ганатом калия. Малые количества
Th определяются колориметрирова-
нием окрашенных соединений с ор-
ганич. реактивами.
ТОРИЙ A ThA(84Po216) — корот-
коживущий естеств. радиоактивный
изотоп полония. Дочерний изотон
торона (см. Эманация) в радиоак-
тивном семействе тория. Испускает
а-частицы и отрицат. 0 -частицы;
2=0,158 сек.
ТОРИЙ В ThB (82РЬ212) — ес-
теств. радиоактивный изотоп свин-
ца. Дочерний изотоп тория А в
радиоактивном семействе тория. Ис-
пускает 2 группы отрицат. 0-час-
тиц, а также у-л уч и; Т» 2=10,643
часа.
ТОРИЙ С ThC (83Bi212)—естеств.
радиоактивный изотоп висмута. До-
черний изотоп тория В в радиоактив-
ном семействе тория. Испускает от-
рицат. 0-частицы (66,3%), превра-
щаясь в торий С', и а-частицы
(33,7%), превращаясь в торий С";
77i/2=60,5мин. Излучает неск. групп
у-лучей.
ТОРИИ С' ThC' (84Ро212) -- ко-
роткоживущий естеств. радиоактив-
ный изотоп полония. Дочерний изо-
топ тория С в радиоактивном се-
мействе тория. Испускает а-час-
тицы и неск. групп у-лучей; Т^—
=3-10“7 сек.
ТОРИЙ 0" ThC" (81Т1208) — естеств.
радиоактивный изотоп таллия. До-
черний изотоп тория С в радио-
активном семействе торпя. Испу-
скает отрицат. 0-частицы и боль-
шую группу у-лучей; 7\',==3,1 мин.
ТОРИЙ D ThD (82РЬ208) — ста-
бильный изотоп свинца. Конечный
продукт радиоактивных превраще-
ний в радиоактивном семействе то-
рия. Дочерний изотоп тория С' и
тория С".
ТОРИЙ X ThX (88Ra221) — ес-
теств. радиоактивный изотоп ра-
дия. Дочерний изотоп радиотория
в радиоактивном семействе тория.
Испускает 3 группы а-частиц и
неск. групп у-лучей; 7\2=3,64 дня.
ТОРИТ (о р а н ж и т) — мине-
рал, силикат тория ThSiO4. Содер-
жит: 81,5% ThO2 (Th 71,6%); 18,5%
SiO2. В результате процессов гид-
ратации переходит в гидроторит с
содержанием до 18% воды; обога-
щенные ураном Т.— ураноториты,
имеют до 17,3% U^O8, железом —
ферриториты,— до 13у1% Ре2О;;
ТОРЦОВЫЙ СЧЁТЧИК
439
ауэрлитами наз. Т. с примесью P2OS
(до 7,4%), Т. содержат также приме-
си редких земель до 7,2% и др. Крис-
таллизуется в тетрагональной сис-
теме; кристаллы имеют облик укоро-
ченных квадратных призм или дипи-
рамид; чаще наблюдаются выделения
неправильной формы. Цвет черный,
бурый, оранжевый, желтый; блеск
стеклянный до смоляного. Тв. 4,5—5;
уд. в. 4,4—5,4. Сильно радиоакти-
вен. Встречается в пегматитовых
жилах, грейзенах, гранитах, сов-
местно с полевыми шпатами, квар-
цем, флюоритом, бериллом, цирко-
ном и др. минералами. Руда для
извлечения тория и ториевых соеди-
нений.
ТОРМОЗНАЯ СПОСОБНОСТЬ
ядер и ой фотоэмульсии —
отношение длины пробега данной
частицы в воздухе, при норм, давле-
нии, к длине ее пробега в эмульсии.
ТОРМОЗНОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ —
электромагнитное излучение,испуска-
емое при торможении заряженной ча-
стицы, к-рая движется в к.-л. поле сил
(обычно в электростатич. поле ядра).
Это явление используется для полу-
чения рентгеновских лучей, к-рые
образуются в результате Т. и. элек-
тронов в веществе анода, а также
для получения у-лучей больших
энергий в ускорителях электронов.
Так как Т. и. уменьшает кинетич.
энергию частицы, то скорость излу-
чающей частицы падает. Т. и. яв-
ляется одним из основных процессов,
обусловливающих потерю энергии
электроном в среде.Другой процесс—
потеря энергии при соударениях
с атомами среды — становится при
больших энергиях электронов (ок. 10
Мэв в свинце и ок. 100 Мэв в воздухе
и воде) несущественным.
Потеря энергии в результате Т. и.
обратно пропорциональна квадрату
массы покоя частицы. Вследствие
этого при больших энергиях час-
тиц электроны сильнее тормозятся
в веществе, чем тяжелые частицы,
и это дает возможность отличить
электроны от др. частиц в космиче-
ских лучах по их проникающей
способности. Т. о., в частности, были
впервые обнаружены мю-мезоны.
Т-. и. электронов в магнитном по-
ле ускорителя электронов (напр.Р
бетатрона) ограничивает возмож-
ную энергию, к-рую может получить
электрон в таком ускорителе. Дру-
гим источником Т. и. также могут
являться электроны, вылетающие из
ядра в результате ^-распада. Если
в качестве теплоносителя в ядерном
реакторе используется Li, то изотоп
Li7 после поглощения нейтрона излу-
чает ^-частицы с энергией до 13,4
Мэв, к-рые, при прохождении че-
рез стальные стенки трубопроводов
или теплообменников, дают спектр
жесткого тормозного у-излучения с
энергией более 10 Мэв. Если защи-
та от электронов из Li имеет не-
значит. толщину, то защита от Т. и.,
вызванного этими же электронами,
д. б. значительно большей (обычно
применяются бетон или вещества
с большим ат. в., хорошо погло-
щающие рентгеновское и у-излуче-
ния).
Характерной чертой Т. и. являет-
ся существование верхней границы
энергетич. спектра: энергия кванта,
очевидно, не м. б. больше кинетич.
энергии излучающей частицы.
ТОРОН Тп — один из изотопов
эманаиии.
ТОРЦОВЫЙ СЧЁТЧИК — счет-
чик для регистрации а- и f-частиц,
торец к-рого (рис.) заклеен тонкой
Схема торцового счет-
чика:	1 — стекло;
2 — нить; 3 — катод;
4 — бусинка; 5 —
окно.
слюдой или фольгой (толщиной
1—5 мг/см2). Наличие тонкого окна
у Т.с. существенно увеличивает его
эффективность по сравнению с обыч-
ными счетчиками. Т. с. широко
440
ТОТАЛЬНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ
пользуются для измерения слабых
активностей,
ТОТАЛЬНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ —
облучение всего организма ионизи-
рующим излучением. Т. о. в пора-
жающей дозе вызывает наиболее
типичную развернутую форму лу-
чевой болезни. Чаще всего Т. о. осу-
ществляется от внешнего источника,
но может явиться и следствием по-
падания внутрь организма радио-
активного вен(ества (Na24, Н3 и
др.). Т. о. может применяться с ле-
чебной целью (при лечении белокро-
вия, лимфогранулематоза),после уда-
ления опухоли хирургич. путем в
целях профилактики метастазов,
и т., д.
ТОЧНОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ РЕ-
АКТОРА — один из типов регули-
рования реактора, предназначенный
для поддержания мощности реактора
на заданном уровне. Система Т. р. р.
позволяет изменять коэфф, размно-
жения нейтронов в узких пределах
с тем, чтобы компенсировать неболь-
шие, относительно быстрые измене-
ния реактивности, к-рые могут воз-
никнуть ввиду колебаний темп-ры,
давления и др. величин. Т. р. р.
на тепловых нейтронах осуществ-
ляется перемещением в активной
зоне или в отражателе управляющих
стержней, изготовленных из мате-
риалов с большим сечением захвата
нейтронов. В реакторах на быстрых
и промежуточных нейтронах иног-
да точное регулирование осуществ-
ляется путем изменения положения
части отражателя. Возможны и
др. принципы построения систем
Т. р. р.
ТРАНСКАЛИФОРНИЕВЫЕ ЭЛЕ-
МЕНТЫ — элементы с порядковы-
ми номерами, большими, чем п. н.
калифорния (Cf) Z=98. Все они —
члены семейства актиноидов.
ТРАНСПЛУТОНИЕВЫЕ ЭЛЕ-
МЕНТЫ — элементы с порядковы-
ми номерами, большими, чем п. н.
плутония (Рн) Z=94. Все они —
члены семейства актиноидов.
ТРАНСУРАНЙДЫ — то же, что
трансурановые элементы.
ТРАНСУРАНОВЫЕ элемен-
ты — элементы с порядковыми но-
мерами Z, большими, чем п. ы.
урана (U) Z=92. Все Т. э. полу-
чены искусственно. В паст, время
идентифицировано 10 Т. э. Способы
их получения: 1) облучение исход-
ных элементов тепловыми нейт-
ронами, причем образующиеся 0- ак-
тивные изотопы переходят в эле-
мент с большим Z; 2) облучение
элементов дейтронами и «-частица-
ми ср. энергий; 3) облучение эле-
ментов высокозарядными ионами С13,
N14, О16, F19 с энергиями порядка
сотен Мэв. Первый способ позво-
ляет получить большие количества
Т. э., если имеются достаточные ко-
личества исходного. Так получаются
Рн из урана, Am, Cm, Cf из плуто-
ния. По последнему способу обра-
зуются небольшие количества Т. э.,
у к-рых Z на много единиц отли-
чается от Z исходного элемента. Так
были получены наиболее тяжелые
Т. э.— Fm, Md. Изотопы выс-
ших Т. э. находятся вблизи порога
стабильности атомных ядер Z2/zl<47,8
(А— массовое число), на что указы-
вают малые — порядка неск. ча-
сов — периоды полураспада нек-рых
из изотопов по отношению к сиоц-
танному делению. Все известные
сейчас Т. э. принадлежат к семейству
актиноидов. Элемент с п. и. 104
должен уже относиться к IV гр.
периодич. системы и быть аналогом
гафния.
ТРЁГЕРЙТ — минерал, арсенат
урана [UO2]S [AsO4]2-i?H2O; со-
держит 55,4—65,8% UO5; 17,4—
19,6% As2O5; 0,7—2,2%Bi2Os; 14,8—
17,8% Н2О. Кристаллизуется в моно-
клинной системе, образуя тонкоче-
шуйчатые и мелкопластинчатые аг-
регаты. Цвет лимонно-желтый, буро-
вато-желтый; блеск перламутровый
или стеклянный. Тв. 2—3; уд. в.
3,23—3,3. Радиоактивен. Встречается
совместно с цейнеритом, отенитом,
ураноспинитом, ураносферитом.
’ТРЕК (англ, track, букв.—след)—
объем вещества вокруг траектории
ионизирующей частицы или кванта,
в к-ром возникают возбужденные и
ионизированные атомы или моле-
кулы. Радиус Т. зависит от приро-
ды излучения и среды. Напр., для
электронов с энергией меньше
100 /Сэв, движущихся в воде, основ-
тритий
441
над часть возбужденных и иони-
зированных молекул находится в
цилиндре размером ок. 40 А. Из
возбужденных и ионизированных мо-
лекул в Т. образуются свободные
радикалы, атомы и новые молекулы,
к-рые распределены в Т. неравно-
мерно,.
ТРИГГЕР (англ, trigger — спуско-
вой крючок) (спусковая с х е-
м а) — ламповая схема с 2 и более
устойчивыми состояниями. Широко
применяемый симметричный Т. на
лампах или плоскостных полупро-
водниковых триодах имеет 2 устой-
чивых состояния и представляет со-
бой 2-каскадный усилитель постоян--
ноео тока, выход к-рого соединен
с входом. Симметричный Т. являет-
ся основой большинства пересчет-
ных схем. К несимметричным Т.
относится триггер Шмитта, срабаты-
вающий только от сигналов с ампли-
тудой, превышающей определенный
уровень. Такой Т. может служить
амплитудным дискриминатором им-
пульсов или устройством для фор-
мирования импульсов.
ТРИЛОНО-ФОСФАТНЫИ КОЛО-
РИМЕТРИЧЕСКИЙ МЕТОД ОПРЕ-
ДЕЛЕНИЯ УРАНА — метод коли-
чественного определения урана, ос-
нованный на соосаждении фосфата
урана VI при осаждении фосфата
титана IV из раствора, содержащего
трилон Б, являющийся маскирую-
щим комплексообразователем. Ука-
занный прием позволяет отделить
уран практически от всех мешающих
элементов: железа III, меди, никеля,
редкоземельных элементов, ванадия,
молибдена и хрома. После отде-
ления осадка фосфатов урана и
титана он обрабатывается раствором
соды. Перешедший в раствор уран от-
деляется по колориметрическому пе-
роксидному методу (см. Колоримет-
рический щелочно-карбонатный пе-
роксидный метод определения урана).
Метод позволяет определять от 10
до 0,02 мг урана при анализе ми-
нерального ' сырья сложного со-
става.^ _
ТРИТИИ Т (II3) — радиоактивный
изотоп водорода с массовым числом 3,
ядро к-рого состоит из 1 протона п
2 нейтронов.
Т\2=12,262 года; является чис-
тым ^-излучателем, =0,018 Мэв.
Масса ядра Т. (т.‘ н. тритона)
3,01646 массовых единиц. Т. обра-
зуется в результате различных ядер-
ных превращений: 1) при бомбар-
дировке в циклотроне дейтерием
дейтериевой мишени или бериллия
по реакциям D2 (d2, р) Т3 и Be9 (tZ2,
Т3) В8; В8-^2Не4; 2) при облучении
лития нейтронами в ядерном реакторе
Li6(n, а)Т3. Этот способ сейчас при-
меняется для получения Т. в пром,
масштабе.
Т. образуется в небольших коли-
чествах в атмосфере в основном за
счет протекания 2 типов ядерных
реакций: 1) взаимодействие ядер
азота с нейтронами, к-рые возникают
в атмосфере за счет космич. излу-
чения в количестве порядка 1п/сек
на 1 см2 поверхности Земли по ре-
акции N14 (п,Т3)С12; 2) множествен-
ное расщепление ядер различных
элементов космич. частицами боль-
шой энергии. В результате этих
процессов, протекающих почти с
одинаковой вероятностью, образует-
ся примерно 0,1—0,2 атойа Т. на
1 см2 земной поверхности в сек.
Получившийся таким образом Т.
соединяется с кислородом воздуха,
образуя «сверхтяжелую воду», и
выпадает на землю вместе с дождями.
В природной воде содержится при-
мерно 10”18 Т. по отношению к
водороду. В континентальных во-
дах — больше, чем в водах океанов.
Наличие в атмосфере Т. объясняет
присутствие в ней легкого изото-
па гелия Не3, образующегося при
распаде Т. В метеоритах под дейст-
вием космич. излучения также воз-
никает Т., что дает возможность
определить возраст метеоритов. Т.
является важнейшим веществом для
осуществления термоядерных реак-
ций. Одна из них заключается в син-
тезе Не4 в результате взаимодей-
ствия ядер дейтерия (d) и трития:
Т3 (d, п) Не4, при к-ром выделяется
энергия 17,6 Мэв. Т. в смеси с D
может служить «горючим» в водо-
родных бомбах. Возможно и такое
осуществление термоядерного взры-
ва, при к-ром не требуется введения
добавки Т.: в качестве «горючего»
442
ТРИТОН
используется дейтерид лития LiD;
под воздействием возникающих при
взрыве нейтронов идет реакция
Li6(zz, а)Т3 с образованием Т.,
к-рый может затем вступить в реак-
цию с дейтерием. Происходит силь-
нейшее разогревание смеси,при к-ром
могут стать возможными и др. термо-
ядерные реакции.
Реакции взаимодействия Т. с дей-
тронами T3(d, п) Не4 и протонами
Т3 Qo, п) Не3 используются для полу-
чения интенсивных нейтронных по-
токов. Бомбардировке протонами или
дейтронами подвергаются тритие-
вые мишени, приготовляемые пу-
тем адсорбции при высокой темп-ре
газообразного Т. нек-рыми метал-
лами (напр., цирконием).
Т. широко используется в каче-
стве радиоактивного индикатора, осо-
бенно в химич. и биологич. исследо-
ваниях. Применение атомов Т. вмес-
то D в качестве меченых атомов поз-
воляет резко (в 105—106 раз) повы-
сить чувствительность метода. Неск.
затрудняет работу с Т. низкая энер-
гия его ^-частиц, к-рые неспособны
проникать сквозь стенки счетчиков.
Поэтому вещества, содержащие Т.,
приходится вводить внутрь изме-
рит. прибора (счетчика или иони-
зац. камеры). Обычно для этого
тритийсодержащие соединения под-
вергаются пиролизу с образованием
газообразных продуктов или сжи-
гаются, причем Т и II образуют
воду. Газообразный водород, полу-
чающийся при разложении этой во-
ды, вводится внутрь счетчика.
В последнее время разработан чрез-
вычайно чувствительный метод оп-
ределения активности Т. с приме-
нением жидких сцинтилляторов
(напр., раствора терфенила в кси-
лоле). Растворы соединений Т. (напр.,
тритиевая вода) вводятся непосред-
ственно в кювету со сцинтиллято-
ром, что обеспечивает высокую эф-
фективность счета. Тритиевые ми-
шени, поставляемые пром-стыо, ис-
пользуются в качестве источников
₽-излучения. По радиоактивной ток-
сичности Т. среднеопасен.
ТРИТОН — ядро атома радиоак-
тивного изотопа водорода — три-
тия. Обозначается I. Состоит из
1 протона и 2 нейтронов. Ср. энер-
гия связи частиц, образующих Т.,
равна 2,78 Мэв. Спин Т. равен ’/г»
магнитный момент ц=2,9797 ядер-
ного магнетона. Радиоактивные свой-
ства описаны в ст. Тритий.
ТРОННАЯ ТОЧКА в ударной
волне ядерного взры-
ва — точка, в которой соединяется
фронт падающей, отраженной и го-
ловной ударных волн при воздушном
ядерном взрыве. Т. т. встречается во
мн. явлениях движения ударных
волн. Слияние падающей и отражен-
ной ударных волн начинается в ра-
диусе, равном примерно высоте взры-
ва. В этот момент и возникает голов-
ная ударная волна, высота к-рой
ограничивается сверху Т. т., сни-
зу — поверхностью земли. Высота
головной ударной волны по мере
расширения сфер падающей и отра-
женной волн возрастает, и траектория
Т. т. поднимается вверх до тех пор,
пока не достигнет высоты, равной
высоте взрыва.
ТРОМБОПЕНЙЯ ЛУЧЕВАЯ (от
греч. Kevta — бедность) — уменьше-
ние количества тромбоцитов (кро-
вяных пластинок) в периферии,
крови у животных или человека,
страдающих лучевым поражени-
ем. Т. л. является одним из са-
мых ранних диагностич. признаков
при лучевых поражениях и м. б.
выражена в большей или меньшей
степени в зависимости от тяжести
и периода развития поражения. Т. л.
является одним из факторов, спо-
собствующих развитию геморраги-
ческого синдрома при лучевых пора-
жениях.
ТРОТИЛОВЫЙ ЭКВИВАЛЕНТ —
характеристика мощности взрывно-
го действия ядерных боеприпасов
весом тротилового заряда, энергия
ТУННЕЛЬНЫЙ ЭФФЕКТ
443
взрыва к-рого равна энергии взрыва
данного ядерного боеприпаса. Т. э.
атомного заряда в 1 кг U235 (Рн259) при
полном делении всех его ядер состав-
ляет энергию взрыва 20000 т троти-
ла, эквивалентную 2-1013 кал. Ядер-
ные боеприпасы могут иметь Т. э.
от неск. тысяч до десятков млн. т.
ТРОХОИДАЛЬНЫЙ МАСС-
СПЕКТРОМЕТР (трохотрон) —
статический масс-спектрометр, в
к-ром ионы движутся по кривой, паз.
трохоидой (след фиксированной точ-
ки катящегося круга). Анализирую-
щей системой Т. м.-с. является
комбинация однородного электрич.
и однородного магнитного полей,
направленных перпендикулярно друг
к другу.
Основное уравнение прибора:
где г— радиус катящегося круга,
Е и Н — напряженность электрич.
и магнитного полей, М и q— масса
и заряд иона.
Расстояние до фокуса определяет-
ся выражением: 7=2^г; оно не за-
висит ни от величины нач. скорости,
ни от ее направления, следователь-
но, в Т. м.-с. осуществляется двойная
фокусировка. Шкала масс у него
линейна. Разрешающая способность
достигает неск. сот.
ТРОХОТРбН — см. Трохоидаль-
ный масс-спектрометр.
ТУЛИЙ Ти — химич. элемент III
гр. периодич. системы, п. н. 69, ат. в.
168,94, относится к лантаноидам.
Имеет один стабильный изотоп Ти169.
Из искусственно радиоактивных
наиболее важен изотоп Tu170 (Ti/2=
= 129 дням), получающийся при облу-
чении Ти нейтронами (сечение захва-
та тепловых нейтронов Ти169 равно
118 барнов), ^-излучение Ти170 имеет
одну линию с энергией 84 Кэв. Ти 170
применяется для у-дефектоскопии
(оч. удобен для просвечивания тонко-
стенных деталей), для проверки свар-
ных швов. Особенно перспективно
применение Ти170 в медицине для
рентгенодиагностики. Не требующие
никакого спец, оборудования порта-
тивные источники Ти170, несмотря
на сравнительно небольшой период
полураспада, могут с успехом заме-
нять дорогие и громоздкие рентге-
новские установки. Образование
Ти170 по реакции Ти189 (п, у) исполь-
зуется для определения малых коли-
честв Ти методом активац. анализа.
Ти— металл, плотн. 9,35 г!см3, Епя
1550°—1650°. В соединениях 3-ва-
лентен.
ТУННЕЛЬНЫЙ ЭФФЕКТ— про-
хождение микрочастицы сквозь по-
тенциальный барьер, т. е. сквозь
такую область пространства, где
^макс
Я,	Я2
Туннельный эффект в ядре урана:
Е=4,2 Мэв — энергия вылетающей
а-частицы; ЧМакс Мэв — высота
потенциального барьера.
потенциальная энергия микрочас-
тицы больше ее полной энергии.
Примером Т. э. может служить
а-радиоактивиость. Опытным пу-
тем установлено, что энергия аль-
фа-частицы, вылетающей из ядра,
меньше потенциального барьера,
удерживающего частицы в ядре.
Так, напр., а-частица; вылетающая
из ядра изотопа урана U238, имеет
энергию 4,2 Мэв, тогда как высота
потенциального барьера для этой
а-частицы равна 28,1 Мэв (см. рис.).
Т. э. представляет собой специфи-
чески квантовое явление, связанное
с корпускулярно-волновыми свой-
ствами микрочастиц. При движения
микрочастицы со скоростью v в
потенциальной яме протяженностью
R она в среднем v/R раз в сек. подойдет
к границам потенциальной ямы.
Если последняя окружена потенци-
альным барьером, то вероятность
Т. э. в единицу времени равна произ-
ведению числа падений на барьер
(v/R) на прозрачность этого барьера
П=ехр|—2^^ l<2m[Z7(r)-£ldr|,
Ri
444
ТУХОЛИТ
где Тъ — квант действия, т — масса
микрочастицы, г— ее координата,
a U (г) и Е — соответственно по-
тенциальная и полная энергия мик-
рочастицы. Как видно из при-
веденной формулы, Т. э. сильно
зависит от высоты и ширины потен-
циального барьера, что находит свое
отражение в большом различии (от
долей сек. до мн. млрд, лет) периодов
полураспада а-радиоактивных изо-
топов. По той же причине Т. э.
практически невозможен для частиц
с большой массой, т. к. в этом
случае прозрачность барьера нич-
тожномала. Т. э. обусловлено, кроме
а-радиоактивности, явление хо-
лодной эмиссии электронов из ме-
талла, ионизация атомов в сильных
электрич. полях и мн. др. явле-
ния.
ТУХОЛЙТ — углеродистое веще-
ство, содержащее перем, количества
нек-рых элементов. Зольность Т. со-
ставляет 19,6—30,1%; зола содер-
жит: 0,2—4,5% РЬО; 1.0—4,3%
А12О3; до 2,25% V2O5; 2,2—19,0%
Y2Os; 0,3—22,8% Се2О3; до 37,3%
TiO2; 0,5—48,5% ThO2; 5,8—53,3%
USO8; 3,2% Р2О5; 3,1% SO3. Цвет
черный, блеск смоляной. Тв. 3,5—4;
уд. в. 1,5—2,0. Радиоактивен. Встре-
чается в пегматитовых жилах, сов-
местно с уранинитом, ортитом, цир-
толитом и др. минералами, в виде
землистых масс неправ, формы,
псевдоморфоз по ураниниту и про-
жилков пористого, зернистого веще-
ства. Используется как руда для
извлечения урана.
ТЮЯМУНЙТ (по назв. месторож-
дения Тюя-Муюн в Узб. ССР) —
урановый минерал. Химич, форму-
ла: Ca[UO2]2[VO4]2-8H2O. Содер-
жит: 4,2% СаО, 15,65—26,05% V2OS,
52,2—65,2% UO3. Кристаллизуется
в ромбич. системе; цвет лимонно-
и оранжево-желтый с зеленоватым
и буроватым оттенками; блеск ма-
тово-шелковистый, перламутровый,
стеклянный. Тв. 1—2; уд. в. 3,41—
3,67; радиоактивен. Встречается в
песчанистых, известковистых, реже
кремнистых породах, совместно с
кальцитом. баритом, малахитом.
Имел нек-рое практич. значение
в качестве источника урана.
ТЯЖЁЛАЯ ВОДА, окись д е й“
терпя D2O (иначе— П|О), — изо-
топная разновидность воды, химич.
соединение изотопа водорода дейте-
рия D (иначе— Н2) с кислородом.
Получила назв. из-за повышенной
плотности по сравнению с обыкновен-
ной (природной) водой. Впервые
открыта в природной воде Г. Юри и
Э. Осборном (США) в 1932 и выделе-
на из нее Г. Льюисом и Р. Макдо-
нальдом (США) в 1933. В разных
природных водах отношение D: Н раз-
лично, но близко к 1 : 6800. В сме-
сях 3 изотопных разновидностей
воды Н2О, HDO и D2O между ними
устанавливается равновесие, соот-
ветствующее реакции H2O+D2O^
52HD0 с соотношением концентра-
(HDO)2
ций в паро (H2O)(D2O)=3’26 п₽и 250
и 3,77 при JOO°C. В согласии с
этой величиной-, при малой концент-
рации D в воде (в частности, в при-
родных водах),Т. в. содержится в ней
почти целиком в виде молекул HDO.
Т. в. внешне похожа на обыкновен-
ную воду, но по физич. свойствам
значительно от нее отличается (см.
табл.).
Т. в.— весьма хороший замедли-
тель быстрых нейтронов, в 4,7 ра-
за более эффективный, чем графит.
Т. в. может применяться как замед-
литель и одновременно как теплоно-
ситель в эпергетич. гетерогенных
реакторах и в гомогенных реакторах
с природным ураном. Т. в. приме-
няется также как источник дейтро-
нов в ускорителях частиц и как ис-
ходный материал для приготовле-
ния соединений с меченым водо-
родом, используемых как радиоак-
тивные индикаторы.
Для выделения Т. в. из природ-
ной воды применяют способы, осно-
ванные на различии их физич. или
химич. свойств; главнейшие из этих
способов следующие: 1) Электро-
лиз воды, при к-ром примесь D2O раз-
лагается в 4—6 раза медленнее,
чем Н2О, так что концентрация
D2O в остатке неразложившейся
воды прогрессивно увеличивается.
2) Перегонка воды в многотарелоч-
ных фракционных колонках (обыч-
но с заменой отдельных тарелок
ТЯЖЕЛОВОДНЫЙ РЕАКТОР
445
Физические свойства	d2o	Н2О
Плотность (2.C.U3)		
максимальная 		1,1060 (11,23° С)	0,99997 (3,98°С)
при 25° С	 Число молекул (в жидком виде,	1,10447 ♦	0,99704 ♦
при 0° С) в 1 см3		3,32«1022	3,35-1022
Температура		
плавления при 1 ат		3,813°	0°
кипения при 1 ат 		101,43°	100°
критическая 	 Давление насыщ. пара (мм рт. ст.)	371,5°	374,2’
при 25° С		19,98	23,76
при 100° С		722,3	760
Давление критич. (ат)		218,6	218,2
Вязкость относит, при 25° С . . . Теплоемкость (кал/моль • ° С) при	1,232	1,000
25° С 	 Теплота испарения при 25° С	20,25	18,17
(ккал моль)		10,850	10,519
Замедление нейтрона деления		10"5
время (сек.)		4,6-10-5	
длина (см)		11,0	5,7
число столкновений		35	19
коэфф, замедления 	 Эффективное сечение захвата теп-	5820	67
ловых нейтронов (барны) ..... Альбедо (бесконечн.)		0,0046 0,97	0,33 0,82
* 0 природным изотопным составом кислорода (наличие в нем изо-
топов О17 и О18 определяет увеличение плотности на 0,00026 г/см3).
сплошной насадкой). Способ осно-
ван на различиях в темп-ре кипения
D2O, HDO и П2О. При 100°С на каж-
дой «теоретической» тарелке содер-
жание D в конденсате на 5,2% вы-
ше, чем в паре над ним (при 60°С
обогащение вдвое больше). 3) Такая
же перегонка жидкого водорода с
последующим сжиганием получаемо-
го D2 в Т. в. Разделение при этом
гораздо более эффективно, чем при
перегонке воды, и требует в неск.
раз меньших размеров колонок,-но
ведение процесса связано с затруд-
нениями из-за оч. низкой темп-ры
кипения жидкого водорода. 4) Об-
менная реакция между водородом и
водяным паром HD-j-H2O=H2+ HDO
(и D2+IIDO=HD+D2O) на катали-
заторе (платинированный уголь, ни-
кель и др.) в противоточных колон-
ках, дающая в каждой равновесной
ступени трехкратное обогащение со-
держания D в водяном паре по срав-
нению с содержанием его в водороде
(при100°С). Применяются и др. спо-
собы, часто комбинируют неск. спосо-
бов. В последних стадиях концентри-
рования обычно применяют электро-
лиз. Из-за малого начального содер-
жания Т. в. в исходной воде и из-за
потерь нужно перерабатывать 30—
40 тыс. т воды и более для получения
1 т чистой (99,9%) Т. в. Стоимость
ее (1956) в США 30—40 долл, за
1 кг. Для определения содержания
D в воде пользуются методами, ос-
нованными на различиях в плот-
ности, в показателях преломления
света, в теплопроводности пара и
др., а также масс-спектроскопич.
пли инфракрасным спектральным
анализом.
Т я ж е л о к и с л о р о д ной
водой наз. воду с повышенным
(против природного 016:017:018=502:
:0,18:1) содержанием тяжелых изо-
топов кислорода — О17 и О18. Т. о.,
существует 9 разновидностей моле-
кул воды: 3 по водороду и для каждой
из них 3 по кислороду. Кроме того,
существует еще 9 разновидностей, в
к-рых И или D заменены радиоак-
тивным изотопом водорода тритием
Т (иначе Н8). Тяжелокислород-
ная вода также отличается по свой-
ствам от природной. Ее применяют
для получения соединений с мече-
ным кислородом при изучении хи-
мич. и биология. процессов.
ТЯЖЕЛОВбДНЫИ РЕАКТОР —
то же, что реактор с тяжелой водой.
446
ТЯЖЁЛОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ
ТЯЖЁЛОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ — тер-
мин в радиационной химии, приме-
няемый для обозначения ионизи-
рующего излучения, создающего
У
УВАНЙТ—минерал, водный вана- '
дат урана 2UO3-3V2O5-15H2O. Содер-
жит 39,6—41,2% UO8; 37,7—39,3%
V2O5. Кристаллизуется в ромбич.(?)
системе. Обычно встречается в виде
мелкозернистых масс и пленок или
корочек. Цвет коричневый с желтым
оттенком; радиоактивен. Находится
в асфальтовых песчаниках с кар-
нотитом, метаторбернитом и др. ми-
нералами.
УГЛЕРОД С — химич. элемент
IV гр. периодич. системы, п. н. 6,
ат. в. 12,011. Распространенность
С в земной коре сравнительно не-
велика (0,14% по весу), однако С—
один из жизненно важных элементов,
т. к. его соединения являются ос-
новой всех живых организмов. Он
содержится также в воздухе (в
виде СО2), газах, нефти, кам. угле,
различных минералах и т. д. В ка-
честве катализатора С, по-видимому,
участвует в т. н. углеродно-азотном
цикле — в одной из термоядерных
реакций, вследствие к-рых обра-
зуется солнечная и звездная энер-
гия.
Природный С состоит из 2 стабиль-
ных изотопов: С12 (98,892%) н С13
(1,108%). В верхних слоях атмо-
сферы под действием нейтронов кос-
мич. излучения постоянно образует-
ся радиоактивный изотоп С14 (Тц*=
— 5568 лет) из стабильного изотопа
азота N14 по реакции N14 (и, р)
С14. Благодаря круговороту С в
природе происходит пост, обмен С14
между атмосферой, с одной стороны,
и биосферой и литосферой— с дру-
гой. Содержание С14 в атмосфере по- ।
стоянно п равно прибл. 2-10“10 %.
Превращение С14 в N14 (С14	N14;
/1^ = 0,155 Мае) используется для
определения абс. возраста молодых
геологии, образований и археологии,
памятников (от 1000 до 30000 лет),
т. к. после смерти живого вещества ।
ассимиляция в нем С14 прекращается, 1
большую линейною плотность иони
зации (a, d, р и др.).
ТЯЖЁЛЫЙ ВОДОРОД Н2 или
D — то же, что дейтерий.
и по уменьшению удельной ак-
тивности С14 можно судить о вре-
мени, протекшем с момента смерти.
Свободный С встречается в при-
роде в виде 2 модификаций — ал-
маза и графита, резко различаю-
щихся по физич. свойствам. Алмаз
имеет' плотн. 3,5 г}см\ бесцветен,
прозрачен, сильно преломляет и
является самым твердым из всех
природных веществ. В обычных ус-
ловиях элементарный С инертен. При
высоких темп-pax становится хими-
чески активным и соединяется со
многими металлами и неметаллами.
В соединениях обычно 4-валентен.
Атомы С обладают редкой способ-
ностью прочно связываться друг с
другом в виде цепей и замкнутых
колец, образуя большое число разно-
образных органич. соединений (син-
тетич. красители, лекарства, смолы,
каучук, искусств, синтетич. волокна,
пластмассы и т. д.). С используется
как топливо в металлургии и химич.
пром-сти (кам. уголь), в металлооб-
рабатывающей и горнодобывающей
пром-сти (алмаз), как материал в
реакторостроении (графит — хоро-
ший замедлитель и отражатель нейт-
ронов). Карбид бора применяется
для счета нейтронов в счетчиках
и ионизац. камерах.
Искусственно получены след, ра-
диоактивные изотопы: С10 (7\о=
= 19,1 сек.), С11 (Ti/2=20,4 мин.),
С14 (7\2=5 568 лет) и С15 (7\2=2,25
сек.). Изотопы С13, С11 и С14, особен-
но последний, используются в ка-
честве меченых атомов при изучении
фотосинтеза, обмена веществ в жи-
вотных и растительных организмах,
механизма органич. реакций, в метал-
лургии и др. По своей радиотоксич-
ности С14 относится к среднеопас-
ным изотопам.
УГЛЕРОДИСТОЕ ВЕЩЕСТВО
(у, р а н с о д е р ж а щ е е) — су-
ществ. компонент осадочных и оса-
УДАРНАЯ ВОЛНА
447
дочно-метаморфич. месторождений
урана, являющийся в них одним из
главных носителей урана и сопутст-
вующих ему редких и рассеянных
элементов. К У. в. относятся урансо-
держащие вещества: органиче-
ское, углистое, уголь, би-
тумы и асфальтиты,
кольм, согренит, тухолит,
карбуран. Последние 3 вида
У. в. встречаются в жилах, и их
образование, возможно, не связано
с осадочным накоплением урансодер-
жащего органич. вещества; осталь-
ные (также часть тухолита) обра-
зуются в процессе осадконакопле-
ния и диагенеза и при метаморфизме
осадочных пород. Цвет черный, блеск
матовый, иногда смоляной; твер-
дость 2, уд. в. 1,2—2,2, иногда выше
за счет дисперсной вкрапленности
окислов урана. Зольность различная,
от единиц до десятков %. Отношение
С:Н:О варьирует в широких пре-
делах в зависимости от условий об-
разования и, в частности, от степени
метаморфизма органич. вещества. Зо-
ла У. в. часто содержит повышенные
концентрации U до неск. % (в
тухолите и карбуране до 50%), V—
до 33%, Мо—до 1% и больше,
а также редкие земли и др. элемен-
ты. Является важным источником
получения урана.
УДАЛЕНИЕ ЗАМЕДЛЙТЕЛЯ ИЗ
АКТЙВНОЙ ЗОНЫ — см. Управ-
ление реактором.
УДАЛЕНИЕ ТОПЛИВА ИЗ АК-
ТИВНОЙ ЗОНЫ — см. Перегрузка
топлива.
УДАРНАЯ ВОЛНА ядерного
взрыва — волна сильного сжа-
тия в среде, окружающей место взры-
ва (в воздухе, воде или грунте), об-
разующаяся при взрыве под дейст-
вием чрезвычайно быстро (со сверх-
звуковой скоростью) расширяющейся
во все стороны области раскаленных
до десятков млн. градусов газов вы-
сокого давления (до десятков млрд,
атмосфер). По своей природе У. в.
ядерного взрыва подобна У. в. взрыва
заряда обычного взрывчатого веще-
ства. Характерная ее особенность —
наличие очень резкой передней грани-
цы—фронта ударной волны, границы,
отделяющей еще певозмущенную, по-
коящуюся среду от среды с повыш.
давлением, плотностью и темп-рой
и движущейся но направлению
от центра взрыва. На У. в. рас-
ходуется ок. 50% всей энергии ядер-
Рис. 1. Распространение ударной полны
ядерного взрыва.
ного взрыва, что определяет ее глав-
ное значение по размерам наноси-
мых потерь в сравнении с другими
поражающими факторами взрыва
(световое излучение, проникающая
радиация атомного и термоядерного
взрыва и радиоактивное заражение).
Разрушающая сила У. в. намного
больше ударных давлений (0,1 —
1,5 кг/см2 избыточного давления,
достаточных для повреждения боль-
шинства инженерных сооружений
и поражения людей. Область, охва-
Зона сжатия
Зона разрежения
Фронт
ударной волны
оступательное
движение частиц
воздуха
График изменения давления воздуха
Скорость фронта
ударной вэпны
более 34Q м/сек
7^
Рпс. 2. Структура ударной волны воз-
душного ядерного взрыва.
ченная У. в., вначале представляет
собой (рис. 1) шар (в однородной
воздушной среде), во всех точках
к-рого давление превышает атмо-
сферное. Через 0,2—0,3 сек. после
взрыва в центральной части этого
шара давление становится ниже атмо-
сферного, образуются прилегающие
друг к другу зона сжатия и зона
разрежения (рис. 2). По мере удале-
ния от центра взрыва давление в У. в.
непрерывно падает. На расстоянии
10—15 км от центра взрыва (для взры-
ва, эквивалентного 20 кт) У. в.
448
УДАРЫ ВТОРОГО РОДА
превращается в звуковую волну.
Образовавшаяся па месте воздуш-
ного-взрыва ударная волна, достиг-
нув поверхности земли, отражает-
ся от нее и образует отраженную
ударную волну, фронт к-рой пере-
секается с фронтом падающей удар-
ной волны и имеет избыточное
давление более чем в 2 раза боль-
шее, чем в падающей. На расстоя-
нии от эпицентра взрыва, равном
примерно высоте взрыва, у по-
верхности земли происходит слия-
ние фронтов указанных волн и об-
разуется головная ударная волна с
вертикальным фронтом. В момент
прихода фронта волны в какую-либо
точку среды происходит скачкооб-
разное изменение ее состояния —
практически мгновенное «ударное»
сжатие среды и столь же резкое по-
вышение ее скорости и температуры.
Скорость движения фронта волны,
давление, плотность, температура и
скорость движения среды во фронте
волны однозначно связаны между со-
бой, что позволяет полностью харак-
теризовать состояние среды во фронте
с помощью одного из этих параметров.
Основные поражения наносят отра-
женная У. в. в ближней зоне и голов-
ная У. в. в дальней зоне. При равных
расстояниях от эпицентра взрыва
(превышающих высоту взрыва) дав-
ление во фронте У. в. наземного
взрыва меньше, чем в головной У. в.
при воздушном взрыве, а в ближ-
ней зоне значительно больше. Со-
ответственно радиус поражения У. в.
на местности, не оборудованной за-
щитными сооружениями, больший при
воздушном взрыве, а на местности,
оборудованной укрытиями (убежища,
блиндажи и т. п.), больший при на-
земном взрыве. Величины радиусов
зон поражающего и разрушающего
действия У. в. ядерного взрыва
пропорциональны корню кубическо-
му из тротилового эквивалента.
Особенностями У. в. при подвод-
ном ядерном взрыве являются зна-
чительно большая величина давле-
ния и меньшая скорость движения
среды по сравнению с воздушным
взрывом. Время действия ее, как
правило, не превышает неск. тысяч-
ных долей секунды. Радиус вывода
из строя кораблей У. в. при под-
водном взрыве с эквивалентом 20 кт
составляет ок. 1 км.
УДАРЫ ВТОРОГО РОДА (со-
ударения второго ро-
да) — столкновения микрочастиц
(атомов, молекул и др.), при к-рых
внутр, энергия возбужденной части-
цы пли переходит полностью в кине-
тич. энергию сталкивающихся частиц,
или частично в кинетич. энергию, а
частично передается второй частице,
увеличивая ее внутр, энергию. При
этом частица, бывшая до У. в. р. в
возбужденном состоянии, переходит
на более низкий уровень энергии, в
частности на нормальный, на к-ром
внутр, энергия атома имеет наимень-
шее возможное значение. У. в. р.
представляют собой процессы, об-
ратные «ударам первого рода» (тер-
мин, редко применяемый), т. е. столк-
новениям, приводящим к возбуж-
дению атомов или молекул за счет
кинетич. энергии сталкивающихся
с ними частиц. К числу У. в. р.
относятся: а) столкновение элект-
рона с возбужденным атомом, в ре-
зультате чего возбужденный атом пе-
реходит в норм, состояние, а элект-
рон приобретает большую скорость;
б) столкновение молекулы с воз-
бужденным атомом, в результате
чего атом переходит в норм, состоя-
ние, а молекула диссоциирует, т. е.
распадается на атомы; в) столкно-
вение атома одного газа с возбуж-
денным атомом другого, в резуль-
тате чего происходит ионизация пер-
вого атома и переход в норм, со-
стояние второго. Последние 2 про-
цесса возможны только в том слу-
чае, если избыточная энергия, к-рой
обладает возбужденный атом, больше
энергии диссоциации молекулы или
энергии ионизации атома. Особый
интерес представляют У. в. р. между
возбужденными атомами и электро-
нами, приводящие к появлению бы-
стрых электронов. Такого характера
У. в. р., наз. иногда сверхупругими
ударами, играют большую роль в
явлениях прохождения электрич.
тока через газ.
УДЕЛЬНЫЙ теплосъём в
РЕАКТОРЕ — количество тепла,
отводимого в 1 сек. из единицы
УЛЬТРАМИКР0ХИМИЧЕСКАЯ МЕТОДИКА
449
объема активной зоны реактора.
Чаще всего выражается в ккал/л
или эквивалентных кет/л. Величи-
на У. т. в р. достигает наиболь-
шего значения по сравнению с др.
тепловыми установками. У. т. в р.
на быстрых нейтронах можно до-
вести до 100 кет/л. В гетерогенных
реакторах на тепловых нейтронах
уд. теплосъем значительно меньше.
У. т. в р. Первой атомной электро-
станции АН СССР ок. 10 кет/л.
УДЕРЖИВАЮЩИЙ ЭЛЕКТРО-
МАГНИТ — электромагнит, удер-
живающий аварийно-компенсирую-
щий стержень и аварийный стержень
от падения в активную зону. В слу-
чае потери питания или преднаме-
ренного обесточивания У. э. стержни
под действием собств. веса или пру-
жинного механизма вводятся в актив-
ную зону и останавливают реактор.
УДЛИНЕНИЕ — характеристика
пластичности материалов по относит,
приросту (в %) длины разорванно-
го образца круглого или плоского
сечения к первичной его длине.
У. пластичных конструкц. метал-
лов характеризуется величина-
ми порядка 10—20%. Ввиду резко
неравномерного распределения пла-
стин. деформации по длине образца
У. является менее верной характе-
ристикой пластичности, чем суже-
ние сечения, измеряемое в шейке
разорванного образца. В резуль-
тате облучения У. отожженного алю-
миния уменьшается на 5%, отожжен-
ной меди — на 40%, различных не-
ржавеющих сталей— от 17% до 97%.
УЗКИЙ ПУЧОК — пучок радио-
активного излучения, прошедший че-
рез ряд узких отверстий (коллима-
торов)в поглотителе и в результате не
содержащий рассеянного излучения.
При У. п. ослабление монохроматич.
излучения по мере увеличения толщи-
ны поглотителя следует строго экспо-
ненциальному закону: N—NQ • е—*11,
где No — первонач. поток, N—
поток на глубине х вещества, I —
длина свободного пробега излучения,
е — основание натуральных логариф-
мов. Измерение длины свободного
пробега у-излучения (или обратной
величины — коэфф. поглощения)
обычно проводят в условиях У. п.
УКАЗАТЕЛЬ ПЕРИОДА — по-
казывающий прибор измерителя пе-
риода.
УКАЗАТЕЛЬ ПОЛОЖЕНИЯ
СТЕРЖНЕЙ — вторичный прибор
для индикации, измерения, а иногда
и записи положения стержней ре-
актора; работает от датчика поло-
жения стержней. У. п. с. обычно
располагается на щите управления
реактором. Наиболее распростране-
ны двухстрелочный указатель и ука-
затели системы грубого п точного
отсчетов с сельсинами. Двухстре-
лочный указатель содержит в своем-
корпусе один сельсин-приемник, ра-
ботающий синхронно и синфазно с
сельсином-датчиком, редуктор и ци-
ферблат с 2 стрелками, подобными
часовым, одна из к-рых указывает
перемещение в крупных, а другая—
в мелких единицах длины. Система
грубого и точного отсчета состоит
из 2 сельсинов-приемников, рабо-
тающих синхронно и синфазно с
2 сельсинами-датчиками. Для ра-
боты с реостатными или индуктив-
ными датчиками положения стерж-
ней могут применяться стандартные
показывающие или самопишущие
приборы.
УЛЬРИХ ЙТ — минерал, то же,
что уранинит.
УЛЬТРАМИКРОВЕСЫ - см. Улъ-
т рам икрохимичес кая. методика.
УЛЬТРАМИКРОХИМЙ Ч Е СК АЯ
МЕТОДИКА (в радиохи-
мии) — совокупность приемов, с
помощью к-рых можно выполнять хи-
мич. операции и производить точные
физико-химич. определения с коли-
чествами вещества 10“6—10“12г, на-
ходящимися в объемах 10 “3— 10 ~ *мл
раствора. Одним из основных при-
боров ультрамикрохимии являются
кварцевые ультрамикровесы. Глав-
ная часть весов — кварцевая
нить, на один конец к-рой подвеши-
вается чашечка для взвешивания
из тонкой платиновой фольги. Чув-
ствительность таких весов доходит
до 2-10“8 г при макс, нагрузке 25 мг.
Химич, операции производятся с
помощью капиллярных сосудов, пи-
петок, бюреток и др. Движение
жидкости в них регулируется дав-
лением воздуха. Фильтрование за-
15 «Атомная энергия»
450
УМЕНЬШЕНИЕ РАДИОАКТИВНОСТИ СО ВРЕМЕНЕМ
меняется центрифугированием, после
чего жидкость отсасывается шпри-
цем и тем же способом вводится новый
раствор. Все операцпи производят-
ся с помощью микроманипулято-
ра, представляющего собой микро-
скоп, по бокам к-рого расположены
устройства для крепления ультра-
микропппетки, микроконуса и др.Си-
стемы винтов позволяют перемещать
закрепленные предметы в любых
направлениях л поворачивать в лю-
бой плоскости на небольшой угол.
Реакционный объем находится в
поле зрения микроскопа. Др. типом
микроманипулятора является пнев-
матич. микроманипулятор, когда ип-
спад уровней радиации идет мед-
леннее. При воздушном взрыве за-
раженность местности определяется
гл. обр. наведенной радиоактив-
ностью. Уменьшение уровня радиа-
ции на местности в зависимости от
времени можно приближенно опре-
делить по формуле: PZ=PO^^ ’ ,
где Pt — уровень радиации, к-рый
надо определить спустя нек-рое вре-
мя t, прошедшее после взрыва;
Ро— уровень радиации, к-рый был
измерен в какое-то другое вре-
мя £0, протекшее с момента взрыва.
См. Радиоактивное загрязнение био-
сферы.
Относительное уменьшение активности продуктов
деления (%).
Через 1 мип.	10 мин.	1 час	| 8 час.	| 1 сутки	| 1 неделю
100	6,3	0,74	|	0,06	| 0,016	| 0,0016
струмепт в 3 взаимно перпендику-
лярных плоскостях перемещается с
помощью одного рычага. Применение
У. м.позволило изучить химию транс-
урановых элементов на количествах
этих элементов, не превышающих
неск. микрограммов.
УМЕНЬШЕНИЕ РАДИОАКТИВ-
НОСТИ СО ВРЕМЕНЕМ — умень-
шение радиоактивного заражения,
образовавшегося в результате ядер-
ного взрыва, гл. обр. вследствие
распада радиоактивных изотопов, а
также сдувания радиоактивных ве-
ществ ветром, смывания дождем и
проникновения с водой в грунт.
В течение неск. суток после назем-
ного ядерного взрыва в районе взрыва
зараженность обусловливается в ос-
новном наведенной радиоактивно-
стью, Это происходит потому, что
б. ч. искусств, радиоактивных изо-
топов, образовавшихся в грунте,
обладает значительно меньшими пе-
риодами полураспада, чем большин-
ство осколков деления U235 и Рп239.
Через 4—5 дней б. ч. искусств,
радиоактивных изотопов распадает-
ся, и обусловленная ими активность
резко падает. В последующие дни
зараженность местности зависит в
основном от осколков деления, и |
УПАКОВОЧНЫЙ множитель
(упаковочный коэффици-
ент) — дефект массы, отнесенный
. М — А
к одному нуклону, т. е. /=—,
где М — масса ядра (в массовых еди-
ницах), А — его массовое число.
УПЛОТНЕНИЕ — элементы кон-
струкции, обеспечивающие герме-
тичность сочленений различных уз-
лов технология, схемы и коммуни-
каций в системах, содержащих жид-
кие и газообразные вещества. На
ядерных электростанциях особые тре-
бования предъявляются к У. в
контурах, где циркулируют радио-
активные теплоносители (см. Пер-
вичный контур энергетического реак-
тора), В этих контурах все сочле-
нения коммуникаций выполняются
на сварных соединениях. Наиболее
сложным является У. подвижных час-
тей аппаратуры (валы насосов, шпин-
дели вентилей и задвижек и т. д.).
В реакторных установках с водой в
качестве теплоносителя применяются
насосы закрытого типа, у к-рых
электродвигатель и насос заклю-
чены в общий герметич. кожух,
а обмотки электродвигателя омы-
ваются теплоносителем. Иногда в
этих установках применяются на-
УПРАВЛЕНИЕ ПО ВОПРОСАМ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ СОЕДИНЁННОГО КОРОЛЕВСТВА 451
сосы с выводом вала из корпуса
насоса через двухступенчатый саль-
ник с мягкой набивкой.' При этом
в промежутках между ступенями
сальника подводится чистая вода
под давлением, более высоким, чем
давление в корпусе насоса. Т. о., воз-
можна только протечка чистой воды
внутрь насоса. Герметизация штоков
запорной арматуры решается ана-
логичным образом. В системах с
жидкими металлами в качестве теп-
лоносителя первичного контура (см.
Ж ид ко металлический теплоноситель)
часто применяются насосы закрытого
типа с газовой подушкой. В этих на-
сосах электродвигатель также пмеет
общий с насосом герметич. кор-
пус, пространство к-рого частично
заполнено инертным газом. Давление
газа поддерживается таким, чтобы
уровень жидкого металла в корпусе
не поднимался выше заданной от-
метки. Наряду с герметич. насосами
в жидкометаллич. схемах применя-
ются механич. насосы с выводом вала
через сальниковые У., набивкой в
к-рых служит затвердевший металл-
теплоноситель. В жидкометаллич.
установках применяются электро-
магнитные насосы, не имеющие дви-
жущихся частей и поэтому не тре-
бующие спец. У. Герметизация за-
порной арматуры жидкометаллич.
систем также решается либо за счет
электропривода в герметичном ис-
полнении, либо за счет «замерзаю-
щих» сальников.
УПРАВЛЕНИЕ ПО ВОПРОСАМ
АТОМНОЙ ЭНЁРГИИ СОЕДИНЁН-
НОГО КОРОЛЕВСТВА (The Ato-
mic Energy Authority) — орган, ру-
ководящий англ, программой ис-
пользования атомной энергии. До
1945 исследования и практич. ра-
боты в областидтомпой энергии в Со-
единенном Королевстве проводились
Департаментом научных и пром, изы-
сканий. 29 окт. 1945 ответственность
за указанные исследования и работы
была передана производств, орга-
низации англ, министерства снабже-
ния. Законопроект об атомной энер-
гии, дающий англ, правительству пра-
во контролировать использование
атомной энергии, был одобрен 6 но-
ября 1946. С 1 авг. 1954, согласно
закону о создании У. по в. а. э. С. К.,
одобренному 4 июня 1954, от-
ветственность за общую политику
Англии в области атомной энергии
и обеспечение того, чтобы в своей
деятельности У. по в. а. э. С. К. уде-
ляло должное внимание различньш
аспектам применения атомной энер-
гии, возложена на лорда-председа-
теля Совета. У. по в. а. э. С. К. сво-
бодно от повседневного правительств,
контроля, по лорд-председатель
имеет право давать директивы в тех
случаях, когда этого потребуют выс-
шие национальные интересы страны.
Ответственность за обеспечение ан-
глийских вооруженных сил ядерным
оружием продолжает нести министр
снабжения. Министерство снабжения
вместе с управлением размещают
заказы на производство ядерных
компонентов атомного оружия, за-
ключают контракты па осуществле-
ние научных изысканий, связанных
с произ-вом атомного оружия. При
этом эксперимент, работа возлагается
на управление.
Управление, члены к-рого назна-
чаются лордом-председателем, мо-
жет состоять не менее чем из 8 и не
более чем из 11 членов. Во главе его
стоит коллегия из 5 постоянных чле-
нов и 5 членов, работающих по совме-
стительству. Общее число персона-
ла, работающего в У. по в. а. э. С. К.
(па 31 мая 1957), достигло 27 290
чел. (12630 управленческих сотруд-
ников и 14660 — производственных).
Управление состоит из админи-
стративной, научно-исследователь-
ской, пром, группы и группы по раз-
работке оружия. Административная
группа (в Лондоне) отвечает за вы-
полнение административных меро-
приятий общего характера- и за
охрану предприятий. Она выполняет
финансовые и правовые функции уп-
равления, осуществляет сотрудниче-
ство с нац. пром-стью и с др. странами
и отвечает за вопросы пропаганды и
информации. Н.-и. группа (в Хару-
элле) отвечает за произ-во и приме-
нение радиоактивных изотопов и ис-
точников излучений. Группа также
занимается . вопросами перспектив-
ного планирования деятельности уп-
равления. Пром, группа (в Рисли,
15*
452
УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРОМ
Уорриигтоп) занимается проекти-
рованием, строительством и эксплуа-
тацией пром, установок для произ-ва
и разделения расщепляющихся мате-
риалов, а также прототипов энергетич.
реакторов; группа несет ответствен-
ность за переработку облученного
ядерного горючего и за удаление ра-
диоактивных отходов. Группа по
разработке оружия помещается при
н.-и. центре по разработке ядерного
оружия в Олдермастоне и отвечает
за поставку ядерного оружия мини-
стерству снабжения Англии.
У. по в. а. э. С. К. песет ответствен-
ность за закупку урана и др. мате-
риалов, предназначенных для осу-
ществления программы по атомной
энергии. Оно проводит интенсивные
н.-и. и опытно-копструкторские ра-
боты по ядерной энергетике, включая
исследования в области реакторо-
строения. .
УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРОМ —
поддержание в реакторе цепной ре-
акции деления на заданном уровне.
Система грубого регулирования реак-
тора служит для непрерывного под-
держания цепной реакции в течение
длит, времени. В процессе эксплуа-
тации возникает необходимость из-
менять уровень мощности реактора.
Эта задача осуществляется посред-
ством системы точного регулирования
реактора. Быстрая остановка реак-
тора в случае нарушения норм, его
работы в процессе эксплуатации осу-
ществляется системой аварийной ва-
гциты реактора. На эту систему воз-
лагается также функция предотвра-
щения повышения коэффициента раз-
множения до значений, больших 1, во
время загрузки топлива и пр. опера-
ций по уходу при остановленном ре-
акторе. Системы У. р. для разных
типов реакторов могут выполняться
различно. Часто они связаны друг
с другом. Так, напр., для увеличе-
ния надежности одновременно с си-
стемой аварийной защиты могут сра-
батывать также 2 др. системы т. о.,
чтобы коэфф, размножения стал еще
меньше.
Режим пуска реактора и режим
работы реактора обычно разбивают
на неск. произвольных диапазонов
(четыре); эго необходимо потому,
что ни одним прибором нельзя из-
мерять нейтронный поток в диапа-
зонах, больших чем 10 “4—10 "б.
Поэтому в каждом диапазоне наи-
более полезным оказывается один
из приборов (см. Автоматическое
регулирование мощности реактора).
В 1-м диапазоне интенсивность счета
зависит от активности внесенного
источника нейтронов. При отсутствии
дополнит, источника нейтронов ин-
тенсивность счета будет зависеть
от самопроизвольного деления U,
фона космич. излучения и фогонейт-
ронов из Be или D, если они есть в
реакторе. Во 2-м диапазоне нейт-
ронный поток соответствует при-
мерно 10“п—10“6 полной мощности;
измеряется счета скорость. В 3-м
диапазоне измеряется период ре-
актора. Иногда этот диапазон наз.
областью повторного пуска, т. к.
если в реакторе есть значит, коли-
чества Be или D, то фотонейтроны
могут поддерживать поток на этом
уровне в течение неск. часов после
остановки реактора. В остальных
случаях пуск после перерыва более
чем в 15 мин. не отличается от перво-
начального. В 4-м диапазоне про-
изводится измерение мощности ре-
актора, при этом реактор обладает
значит, тепловой мощностью.
УПРАВЛЯЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ —
металлич. стержень, содержащий по-
глощающие нейтроны вещества (Cd,
В и др.) и предназначенный для из-
менения реактивности реактора. У. с.
вводится в активную зону на раз-
личную глубину. Изменение реак-
тивности реактора в широком диа-
пазоне и с большой точностью трудно
осуществить одним типом У. с.
Поэтому обычно применяют неск.
типов, каждый из к-рых выполняет
свои функции. К их числу отно-
сятся компенсирующие стержни для
грубого изменения реактивности (на
неск. %), стержни ручного управле-
ния и регулирующие стержни для
точного поддержания реактивности
на заданном уровне, а также ава-
рийные стержни для быстрой оста-
новки реактора.
УПРУГОСТИ МОДУЛИ — ха-
рактеристики упругого сопротивле-
ния или жесткости (в конструкциях)
УРАН
453
материала; чем больше У. м., том,
при прочих равных условиях, мень-
ше его упругая деформация. Чис-
ленно У. м. определяется как на-
пряжение (обычно в кг/мм2), не-
обходимое для получения упругой
деформации, равной 100%" (напр.,
упругое удвоение длины при рас-
тяжении). По-видимому, У. м. мало
меняются при облучении. У. м. и их
температурные коэффициенты имеют
большое значение при расчетах на
прочность и жесткость, а также при
определении температурных напря-
жений частей реакторов.
УПРУГОСТИ НЕСОВЕРШЕНСТ-
ВА — группа явлений, связанных с
местной (микроскопической) пластич.
деформацией, имеющей место в то
время, как образец (деталь) в целом
находится в области упругой де-
формации. К явлениям У. н. отно-
сятся: а) упругое последей-
ствие — деформация, происхо-
дящая не сразу после изменения
нагрузки, но спустя нек-рое время;
подобные явления наблюдаются в
трубопроводах ядерных реакторов',
б) термопластическое
последействие— происходя-
щая при нагреве наклепанных метал-
лов, дополнительная (сверх теплово-
го расширения) остаточная деформа-
ция, напр. раскручивание и за-
кручивание при нагреве холоднови-
тых пружин в насосах реакторов;
в) у п р у г и й г и с т е р е з и с —
несовпадение линий диаграммы
деформации при нагрузке и раз-
грузке вследствие микропластич.
деформации отдельных зоп или
зерен, напр. несовпадение пока-
заний упругих элементов мн. при-
боров ядерной техники при нагруже-
нии их «сверху» или «снизу»; г) з а-
ту хан не колебаний —
уменьшение амплитуды свободных
упругих колебаний вследствие т. н.
внутреннего трения; сильное облуче-
ние приводит к оч. заметному умень-
шению затухания колебаний; при
прочих равных условиях быстрое
затухание колебаний препятствует
разрушению от усталости. Основной
причиной У. н. является неоднород-
ность структуры материалов; поэтому
увеличение этой однородности имеет
в ядерной технике большое значе-
ние.
УРАН U — радиоактивный химич.
элемент; п. н. в периодич. системе
92, ат. в. 238,07. По ряду химич.
свойств U м. б. от несен к VI гр.
периодич. системы, однако по др.
свойствам его следует отнести к ак-
тино идам, принадлежащим к III гр.
Эта сложность химич. поведения
U обусловлена близостью энергетич.
уровней подгрупп 5/- и 6а-элек-
тронной оболочки, взаимное рас-
положение к-рых может изменяться
даже при изменении химич. состава
соединения, в к-рое входит U. При-
родный U состоит из 3 изотопов:
U258 (UI), U235 (AcU — актиноуран)
и U231 (UII); их распространенности
соответственно равны: 99,2739%,
0,7204% и 0,0057%. Стабильных изо-
топов U не имеет. Получен ряд
искусств, изотопов U (см. табл,
па стр, 454).
U238 и U235 являются родоначаль-
никами 2 естеств. радиоактивных
семейств (урана-радия и актиния).
Изотоп U234 входит в семейство урана-
радия, a U233 относится к семей-
ству нептуния, отсутствующему в
природе, члены к-рого были синте-
зированы в последнее время. Ко-
нечными продуктами распада L238
и U235 являются гелий и стабиль-
ные изотопы свинца РЬ206 и РЬ207.
Накопление этих элементов в при-
родных объектах, содержащих U
(горные породы, минералы, метео-
риты и т. д.), позволяет установить
абс. геологнч. или космич. возраст
исследуемого объекта (по соотноше-
ниям Не/U, Pb/U и РЬ206/РЬ207).
Нек-рые изотопы U претерпевают
спонтанное деление со след, перио-
дами полураспада: U234 (Z’i;.=2 • 10IS
лет), Н23^ (7Х2=1,9-1017 лет), U2’8
(7’1/2=4-1О16 лет). Прп этом образу-
ются элементы середины периодич.
системы. Возникновение нек-рых из
них (напр., ксенона) при спонтан-
ном делении U238 м< б. использовано
для определения абсолютного воз-
раста.
Чрезвычайно важным свойством
изотопов U является их способность
к делению при захвате нейтронов.
Деление U233 и U235 идет на тепловых
454
УРАН
Изотоп	Распростра- ненность (%)	Тип превращения	Период полураспада
U227			а	1,3 мин.
U 228	—	а, электронный захват	9,3 мин.
U229	—	электронный захват, а	58 мин.
U230	—	а	20,8 дня
U231	—	а, электронный захват	4,3 дня
U232	—	а	73,6 года
XJ233		а	1,63*105 лет
U234	0,00548	а	2,5 • 105 лет
U235	0,714	а	7,1 -10s лет
U238		а	2,39*107 лет
U237	—-		6,75 дня
U238	99,28	а	4,5 • 109 лет
U239	—		23,5 мин.
U24O	—	а	14,1 часа
нейтронах (энергия связи присо-
единившегося нейтрона достаточна,
чтобы вызвать деление ядра); порог
деления U238—ок. 1,1 Мэв [строго
говоря, делятся ядра U234, U236,
U239, образующиеся из вышеука-
занных изотопов по реакции (л' у)].
Это свойство определяет использо-
вание изотопов U в качестве ядер-
ного топлива, а также «взрывчатого
вещества» в ядерном оружии. Изу-
чено также деление изотопов U
под действием заряженных частиц,
у-квантов и нейтронов высокой энер-
гии.
Содержание U в земной коре со-
ставляет 3-10"4% весовых (по
А. П. Виноградову). U относится к
рассеянным элементам. Известно
большое число минералов, однако
в большинстве из них содержание
U невелико (см. Урановые и ториевые
руды). U встречается также в при-
родных водах (10"11—10"8%), в
почвах (10"5—104%), а также в жи-
вых организмах.
Способы выделения U из руд за-
висят от природы руды и от харак-
тера присутствующих в ней эле-
ментов. Обычно процесс начинается
с выщелачивания U крепкой сер-
ной или азотной к-той при нагре-
вании с последующей обработкой
избытком соды (для удаления тяже-
лых металлов) и осаждением U в
виде Na2U2O7, к-рый растворяет-
ся в ILNO3, последующая очистка
производится путем экстракции
UO2(NO3)2 трибутилфосфатом или др.
органич. растворителем с оконча-
тельным осаждением перекисных со-
единений U. Разработаны также ме-
тоды выделения U из руд с помощью
анионообменных смол.
Получение изотопов
у рана. Выделение природного изо-
топа U235 производится в пром,
масштабе. Основными методами вы-
деления являются: 1) Разделение
изотопов с помощью газовой диф-
фузии сквозь пористые перегородки.
В качестве диффундирующего газа
используется гексафторид урана UF6.
Впервые осуществлено в годы 2-й
мировой войны в США. В наст, время
процесс разработан настолько, что
с его помощью получают неск. кило-
граммов U235 в день. Процесс тре-
бует сложного оборудования, его
практич. осуществление чрезвычай-
но дорого. 2) Разделение изотопов
в газовой центрифуге. Преимуще-
ством этого метода является высокое
значение фактора разделения (до
20% при применении термоконвек-
ционного' усиления внутри центри-
фуги), т. к., в отличие от др. методов,
фактор разделения определяется не
отношением, а разностью масс изо-
топов. 3) Разделение с помощью
электромагнитного сепаратора; обыч-
но U предварительно обогащают по
методу газовой диффузии. 4) Метод -
сопел Лаваля. При прохождении
смеси газов под давлением через
сопло Лаваля она обогащается на
УРАН I
455
периферии потока легким компонен-
том, а в центре — тяжелым. Метод
сопел является новым, в наст, время
разрабатывается.
U233 получается из Th при облу-
чении последнего нейтронами по схе-
мс: Th252 (п, f) Th233^>Pa233—-> U23’.
Отделение U233 от тория произво-
дится радиохимия, методами. Про-
цесс основан на экстракции уранил-
нитрата (U233) и торийнитрата трибу-
тилфосфатом (что приводит к ос-
вобождению от б. ч. осколков деле-
ния) и протактиния (Ра233) с после-
дующей реэкстракцией Th в слабую
к-ту и урана — в воду. Окончат,
очистка U производится с помощью
адсорбционной хроматографии.
U239 образуется при облучении
U238 нейтронами в ядерном реак-
торе. U239 распадается с образова-
нием Np239 и затем Ри239, также яв-
ляющегося делящимся материалом.
U237 м. б. получен по реакциям U238
(м, 2п); U238 (d, t) и U238 (я, ап).
Изотопы U237 и U239 можно отделить
от основной массы урана-мишени ме-
тодом, основанным на Сиилларда—
Чалмерса эффекте. В этом случае в
качестве исходных соединений при-
меняют комплексные соединения U.
Физические и хими-
ческие свойства урана.
U — серебристый, блестящий металл,
сравнительно мягкий и хорошо под-
дающийся механич. обработке. Плотн.
19,05 г!см\ t°njl 1133°. Известны 3
аллотропия, формы U: а (ромбиче-
ская), р (кубич. или ромбич.) и
7 (объемноцентрированная кубич.
решетка). Темп-ры переходов:
при 662°, при 772°. Металлич.
U химически активен; способен да-
вать сплавы и интерметаллич. со-
единения со мн. металлами. Чистый
металлич. U получают восстановле-
нием UF4 кальцием или магнием.
Разработана методика получения не-
больших количеств металлических
U233 и U235 высокой чистоты (путем
восстановления UO2 кальцием). Ме-
таллич. U претерпевает большие
изменения под воздействием излу-
чения (особенно сильны радиац. на-
рушения, вызванные осколками де-
ления) и при температурной обра-
ботке («рост» изделия из U в на-
правлении, совпадающем с направ-
лением обработки металла, возник-
новение пористости, появление тре-
щин на поверхности; увеличение пла-
стичности U в условиях облучения).
U коррозпонно весьма нестоек. По-
этому для изготовления тепло-
выделяющих элементов часто при-
меняют сплавы U (напр., с А1), его
соединения (окислы, карбид) или
смеси U с графитом, ВеО и т. д. В
химия, соединениях U имеет валент-
ности 3, 4, 5Г6. В водных растворах
наиболее устойчив 6-валентный U
(катион UO?+). Основные соедине-
ния: окислы UO2, U3O8, UO3, гекса-
фторид UF6; уранилнитрат UO2(NO3)2
способен хорошо растворяться в
органич. растворителях (эфире, три-
бутилфосфате и др.).
Из методов анализа необходимо
отметить: колориметрия., весовой,
спектрофотометрия., полярография,
и, как наиболее чувствительный, лю-
минесцентный. Радиометрия, метод
м. б. использован для определения
радиоактивной чистоты U (по а-ак-
тивности U238 и U234). Эманационный
метод определения U в минералах
(по радону) предполагает наличие
в . образце радиоактивного равно-
весия.
Одной из важнейших задач радио-
химии U является разработка ме-
тодов очистки ядерного горючего
от осколков деления и плутония.
Обычно применяется многократное
экстрагирование UO2(NO3)2 трибу-
тилфосфатом с последующей ре-
экстракцией водой, причем Рн, пере-
ходящий в трибутилфосфат вместе
с U, предварительно извлекается из
органич. фазы кислотой, содержащей
восстановитель, селективно дейст-
вующий на Рн. Конечной стадией
очистки является пропускание рас-
твора UO2(NO3)2 через колонку с
силикагелем (для удаления Zr).
Многие изотопы U применяются
в химич. и физич. исследованиях в
качестве радиоактивных индикато-
ров (U237, U238, U235, U234, U233).
Соли U — сильные яды.
УРАН I Ш (92U238) — основной
естеств. радиоактивный изотоп ура-
456
УРАН II
на. Нач. представитель радиоактив-
ного семейства ^п-\-2.
УРАН 11 UII (92U234) — естеств. ра-
диоактивный изотоп урана. Член
радиоактивного семейства урана, до-
черний изотоп 91Ра234 (UX2 и UZ).
Испускает а-частицы и 7-лучи; Тц2=
=2,475-105 лет.
УРАН Xi UXi (90Th234) — естеств.
радиоактивный изотоп тория. До-
черний изотоп урана I в радиоак-
тивном семействе урана. Испускает
отрицат. £ -частиць? и у-лучи; Тц2 =
=24,1 дня.
УРАН Х2 (91Ра234) — естеств. ра-
диоактивный изотоп протактиния.
Член радиоактивного семейства ура-
па, дочерний изотоп урана Хг Ис-
пускает отрицат. ^-частицы; Тц2 =
= 1,175 мин. Ядро 91Ра234 образуется в
возбужденном состоянии; метаста-
бильпому состоянию отвечает ядер-
ный изомер UX2, а устойчивому—
ядерный изомер UZ.
УРАН Y UY (90Th231) — естеств.
радиоактивный изотоп тория. Член
радиоактивного семейства актино-
урана. Является дочерним изото-
пом AcU. Излучает отрицат. ^-ча-
стицы, электроны конверсии п 7-лу-
чи, Тч2 =25,64 часа.
УРАН Z UZ (91Ра234) — естеств.
радиоактивный изотоп протакти-
ния. Член радиоактивного семей-
ства урана, дочерний изотоп урана
Хп ядерный изомер UX2. Испускает
отрицат. ^-частицы и 7-лучи, Тн2~
-=6,658 часа. Число р-частиц UZ со-
ставляет 0,15% всех р-частиц, из-
лучаемых 91Ра234.
УРАН В ВОДАХ (методы о п-
р е д е л е и и я) — количеств, оп-
ределение урана в природных во-
дах. При гидрохимия, исследова-
ниях обычно применяются люминес-
центные методы определения урана
при содержании его от 5-10“7 до
10 ~4 г!л и колориметрии, методы
при содержании более 10 ~5 г/л.
Мн. вещества, присутствующие в
природных водах, мешают опреде-
лению урана люминесцентным и ко-
лориметрия. методами. Для отде-
ления урана от мешающих опре-
делению веществ используется спо-
собность активированного угля ад-
сорбировать уран и нек-рые катионы
из водных растворов, при значении
рН=5—6. Поглощенный уран де-
сорбируется затем обработкой угля
раствором соды.
Определение У. в в. своди!си
к следующему: 200 мл исследуемой
воды подкисляется серной к-той до
покраснения добавленного метил-
оранжа, затем проба нейтрализует-
ся борно-боратной буферной смесью
до pH=5, добавляется 50 мг ак-
тивированного угля (напр., ГОСТ
6217—52), перемешивается, через
5—10 мин.пропускается через фильтр
(белая лента) и промывается 2—3
раза дестиллированпой водой. Уголь
с фильтра смывается 4—7 мл воды
в стакап, добавляется 10 мл 10%-ного
раствора соды и через 5—10 мин.
вновь фильтруется.
При люминесцентном окончании в
фильтрат вводится фторид аммония,
раствор выпаривается досуха, и
далее определение производится, как
при люминесцентном анализе.
При колориметрия, окончании со-
довый раствор подкисляется серной
к-той до окрашивания бумажки кон-
го в сиреневый цвет; для удаления
углекислоты продувается воздух. За-
тем в раствор прибавляется 0,5 мл
4%-ного фторида натрия и 0,5 мл
0,02%-ного раствора уранона (ре-
актив арсеназо I) и 1 мл борно-
боратного буфера для установления
значения рП=5. Окрашенный раст-
вор разбавляется до 30 мл дестил-
лированпой водой, после чего цвет
и интенсивность окраски сравни-
ваются со стандартной шкалой раст-
воров с известным содержанием ура-
на или иммитирующей пленочной
шкалой.
Вода рассолов, содержащих более
100 г/л солей, предварительно раз-
бавляется вдвое дестиллированной
водой. Нефтяные воды, после от-
стаивания, отделяются от нефти и
мути. При неотстаивающейся мути
к 1 л воды добавляют 1 г соды и
50 мг железа в виде к.-л. его соли.
После встряхивания раствор филь-
труется.
Содержащийся в воде сероводород'
удаляется продуванием воздуха по-
сле подкисления пробы воды серной
к-той до исчезновения запаха; за-
УРАНА И ТОРИЯ МИНЕРАЛЫ
457
тем в пробу добавляется 1—2 мл
3%-ного раствора Н2О2. Воды, при-
уроченные к сульфидным месторож-
дениям и содержащие большое ко-
личество тяжелых металлов, ана-
лизируются по гидросулъфитно-фос-
фатному объемному методу опреде-
ления урана.
УРАНА И ТОРИЯ МИНЕРАЛЫ.
Различают собственно урановые и
ториевые минералы, в к-рых U или
Th являются одним из главных
компонентов, и урансодержащие (и
торийсодержащие) минералы, в ко-
торых U (или Th) является незна-
чит. примесью. Известно более 150
урановых и урансодержащих мине-
ралов, количество их ежегодно уве-
личивается, за последние 15 лет
открыто ок. 35 новых минералов.
Мн. минералы хорошо изучены, но
имеется еще ряд важных в практич.
отношении минералов, физич. и хи-
мич. свойства к-рых,а также условия
образования выяснены недостаточно.
У. и т. м. изучаются обычными
минералогии, методами, а также с
помощью радиометрического метода
определения радиоактивности элемен-
тов, радиографического метода опре-
деления радиоактивности элементов и
люминесцентного метода определения
урана', кроме того, при изучении
нек-рых урансодержащих компонен-
тов горных пород применяются фазо-
вый анализ и электродиализ.
Особенностью У. и т. м. является
отсутствие среди них сернистых и
галоидных соединений, нитратов,
вольфраматов, хроматов, а также
соединений с Ge, Sn, Se, Те и эле-
ментами группы Pt; неизвестен са-
мородный уран. У. и т. м. всегда
содержат кислород, часто воду или
гидроксильную группу. Уран вхо-
дит в природные образования в
4-валентной или 6-валентной группе
в виде простого комплексного ка-
тиона (UO2)2+, реже комплексного
аниона (U2O?“ и др.).
В практич. отношении урановые
и урансодержащие минералы раз-
деляются на 4 группы. 1) Минералы,
в основном с 4-валентным U, свя-
занные п ре им. с пегматитовыми,
реже с пневматолитовыми и гидро-
термальными образованиями; это гл.
обр. ториевые и урансодержащие
минералы, как правило, не имеющие
практич. значения в качестве источ-
ника U, но являющиеся источ-
ником Th, также Zr, Ш, Nb, Та,
Ti, ТВ (редкие земли). 2) Минералы
с 4- и 6-валентным U, встречающиеся
в основном в первичных (неокислен-
пых) рудах гидротермальных и ме-
таморфогенных месторождений, ред-
ко в пегматитах и пневматолитах,
также в небольших количествах в
осадочных месторождениях; они яв-
ляются главным источником U.
3) Минералы 6-валентного U, разви-
вающиеся в зоне окисления урановых
месторождений различных типов; они
имеют практич. значение как источ-
ники U. 4) Минеральные и органич.
компоненты осадочных пород (гли-
нистые минералы, фосфориты, угли
и др.), содержащие примеси U
с неустановленной валентностью;
являются сырьем для получе-
ния U.
Среди собственно ураповых ми-
нералов по главным анионам и ка-
тионам различают: силикаты U, си-
ликаты U и Th, сложные окислы
U, Ti, Fe, Th, гидроокислы L7,
фосфаты U, окислы U, молибдаты U,
уранаты, уранилсиликаты, ура-
нил-карбонаты, уранил-сульфаты,
уранил-сульфат-карбонаты, уранил-
арсенаты, уранил-фосфаты, уранил-
ванадаты; среди урансодержащих
минералов—сложные окислы' Ti,
TR и Th, сложные окислы Ti,
Та, Nb и TR, силикаты Zr, сили-
каты TR, фосфаты TR,— содержа-
щие гиалит, кальцит, кроме того,
урансодержащие глинистые минера-
лы, фосфориты и органическое ве-
щество.
Источниками пром, получения U
являются уранинит, настуран, ура-
новые черни, представляющие собой
единую минералогия, группу, со-
стоящую из UO2 и UO8; нек-рое ко-
личество U получается за счет пере-
работки браннерита, давидита, вии-
кита, ненадкевита, уранофана, р-ура-
нотила, гуммита, ураноспинита, цей-
нерита, отенита, торбернита, карно-
тита, тюямунита, фосфорита, а также
тухолита, асфальтита, угля и др.
органич. соединений. Источниками
458
УРАН-ГРАФИТОВЫЙ РЕАКТОР
пром, получения тория являются:
монацит, пирохлор, ферриторит, фер-
гюсонит, браннерит (см. соотв. тер-
мины).
УРАН-ГРАФЙТОВЫЙ РЕАК-
ТОР — ядерный реактор, в к-ром
горючим служит уран, а замедли-
телем нейтронов — графит. У.-г. р.
обладает высоким коэфф, теплового
использования благодаря малому
поглощению нейтронов в графите.
У.-г. р.— один из перспективных ти-
пов ядерных реакторов для получе-
ния энергии в промышленных мас-
штабах. К этому типу относятся реак-
тор Первой атомной электростанции
АН СССР и реакторы английской
атомной электростанции в Колдер-
Холле.
УРАНИНИТ (у л ь р и х и т) —
минерал, безводный окисел урана и
тория; совместно с настураном и
урановыми чернями составляет еди-
ный ряд окислов урана и является
крайним его членом с преобладанием
UO2 над UO3. Формула KUO3-/UO3«
•тРЬО; содержит: 0,4—22,1% РЬО,
до 2,15% ThO2, 6,15—74,4% UO2,
16,90—59,9% UO3 и редких земель
до 5,1%. Содержит также Ra, Ас,
Ро и др. продукты разноактивных
превращений. Кристаллизуется в ку-
бич. системе. Окраска черная, блеск
в свежем изломе смоляной. Тв.
6—7; уд. в. 8—10, с увеличением
содержания UO3 уд. в. снижается
до 6,5—7. Сильно радиоактивен.
По соотношению UO2 и UO3 разли-
чают неск. разновидностей У. Встре-
чается в пегматитах (совместно с
мусковитом, кварцем, турмалином,
бериллом и др.), в метосоматич.
месторождениях и скарнах (с диоп-
сидом, кальцитом, галенитом и др.)
и гидротермальных месторождениях
(с апатитом, магнетитом, пиритом
и др.). Главная руда для полу-
чения урана и радия.
УРАНОВАЯ БОМБА — атомная
бомба, в к-рой атомный заряд со-
стоит из. U235. При делении всех
ядер атомов 1 кг U235 выделяется
энергия, примерно равная энергии
взрыва 20 000 т тротила.
УРАНОВАЯ СМОЛЯНАЯ ОБ-
МАНКА (урановая смолк а)—
минерал, то же, что настуран.
УРАНОВАЯ ЧЕРНЬ — группа
урановых минералов, наз. также
сажистыми окислами у рана,представ-
ляющими собой рыхлое . тонкодис-
персное вещество/ часто насыщенное
водой. Химич, состав переменный
при разных соотношениях UO2 и
ПО3, иногда UO2 полностью отсут-
ствует; в качестве примесей обычно
содержит Р, As, Си, Са и др.
элементы. Цвет черный, серовато-
черный, блеск матовый, иногда сла-
бо смоляной; тв. <3. Среди У. ч.
различают остаточные черни, яв-
ляющиеся продуктом окисления ура-
нинита и настурана, и регенери--
рованные черни, выпадающие из рас-
творов в условиях восстановит, сре-
ды в зоне цементации гидротермаль-
ных месторождений и, вероятно,
при накоплении урана в осадоч-
ных образованиях. Встречается обыч-
но в виде налетов, тончайших пле-
нок, плотных корочек, на поверх-
ности уранинита, настурана и др.
минералов, иногда заполняет поры
пород, пустоты и промежутки между
зернами др. минералов. Радиоактив-
на. Ценная руда для извлечения
урана.
УРАНОВОЕ ОТРАВЛЕНИЕ —
отравление вследствие попадания в
организм веществ, содержащих уран.
Ввиду низкой уд. активности со-
единений урана У. о. отличается
от отравлений др. радиоактивными
веществами тем, что обусловлено гл.
обр. свойствами урана как химиче-
ского, а не как радиоактивного
элемента. Ведущим симптомом при
У. о. является поражение почек,
сходное с поражением в результате
действия др. тяжелых металлов
(напр., ртути) и приводящее к пере-
рождению почечной ткани и смерти
от почечной недостаточности. Дей-
ствие а-излучения U238, хотя и не
является ведущим в симптомах У. о.,
все же накладывает известный от-
печаток на характер поражений не-
которыми урансодержащими соеди-
нениями. В случае отравления изо-
топом U235, обладающим значительно
большей уд. активностью, важную
роль в У. о. играет его «-излучение.
У. о., как острые, так и хронич.,
могут наблюдаться при переработке
УРАНОВЫЕ И ТОРИЕВЫЕ РУДЫ
459
урановой руды, при разделении изо-
топов урана и при работе с солями
урана в условиях лаборатории. Ле-
чение У. о. заключается в выве-
дении урана из организма с помощью
комплексообразователей (в частно-
сти, цитрата) и в симптоматич.
лечении.
УРАНОВЫЕ И ТОРИЕВЫЕ РУ-
ДЫ — природные скопления ура-
на и тория в земной коре, добыча
и переработка к-рых экономически
целесообразны. Урановые и сопут-
ствующие им минералы обычно не
содержат практически интересных
концентраций Th, поэтому рассмат-
риваются как собственно урановые
руды. Ториевые минералы и руды
нередко содержат повышенные кон-
центрации U, к-рый в этих слу-
чаях попутно извлекается при пере-
работке их на Th, но большого зна-
чения в пром-сти урана они не имеют.
Собственно урановые
руды разнообразны, они отвеча-
ют многообразию типов урановых ме-
сторождений. По своему генезису
они разделяются на первичные и
вторичные урановые руды.
Среди первичных урановых руд
выделяются 2 группы: контрастные
руды, из к-рых механич. сортиров-
кой м. б. получен продукт со зна-
чит. содержанием U, и неконтраст-
ные (или слабо контрастные) руды,
не поддающиеся механич. сорти-
ровке или вызывающие большие
потери при сортировке. Степень кон-
трастности руд зависит от размеров
и распределения в руде урановых и
урансодержащих минералов.
Контрастные руды дают куски с
высоким и куски с весьма низким
содержанием урана, причем в пер-
вых содержание U в десятки раз
превышает ср. содержание U в руд-
ном теле или горнорудной массе.
К контрастным рудам относятся
нек-рые руды с настурановой и ура-
цинитовой минерализацией гидро-
термального и предположительно ме-
таморфогенного происхождения, а
также пегматиты. Осадочные ме-
сторождения обычно не дают кон-
трастных руд; исключение состав-
ляют лишь оруденелые стволы де-
ревьев, встречающиеся в нек-рых
месторождениях, связанных с кон-
тинентальными осадками.
Неконтрастные или слабо конт-
растные руды состоят из обломков
с более или менее одинаковым со-
держанием U. К ним относятся
руды почти всех осадочных место-
рождений U, часть первичных наст-
урановых, насту рано-черниевых и
черниевых руд гидротермальных ме-
сторождений, а также руды зон
окисления месторождений всех ти-
пов, включая и те месторождения,
в к-рых первичные руды контраст-
ны. По характеру урановой минера-
лизации в совр. практике выделяют
след, типы руд. 1) Содержащие U
гл. обр. в форме настурана и ура-
нинита, не затронутых или слабо
затронутых процессами окисления.
2) Содержащие U в виде первичных
и супергенных минералов в коли-
чествах не менее 25% и не более 75%
от общего содержания U в каждой
из этих минерал ьпых групп; по
преобладанию минералов различают
настураново-черниевые и иастурано-
во-гидроокисио-силикатные руды.
3) Содержащие U в основном в форме
окисленных и гидратированных со-
единений супергенного происхожде-
ния; по преобладанию тех или иных
минералов различают гидронаст-
урановые руды, черниевые, черниево-
слюдковые, слюдковые, гидроокис-
но-силикатные, черниево-карнотп-
товые и карнотитовые. 4) Содержа-
щие U в виде тухолита, настурана,
черней и браннерита в различных
количеств, отношениях, а также
золото (урансодержащие золотонос-
ные конгломераты невыясненного ге-
незиса). 5) Содержащие U, связан-
ный в основном с органич. веществом,
с небольшой примесью настурана
и урановых черней. 6) Содержащие
U, связанный с фосфатом кальция,
при небольшом количестве др. форм
нахождения U. 7) Содержащие U, свя-
занный с фосфатом кальция, орга-
пич. и глинистым веществом. Конт-
растные руды встречаются только
в 1-м типе, редко во 2-м.
При наличии значит, количества
полезных примесей, имеющих прак-
тич. интерес, выделяются собственно
урановые руды, ураново-полпметал-
460
УРАНОВЫЕ МЕСТОРОЖДЕНИЯ
лич., медно-урановые, молибденово-
урановые, ураново-никель-кобальт-
висмутовые, железо-урановые, урано-
ванадневые, у рано-зол отые, урано-
титаново-железные, урано-ториевые.
Но составу рудоносной породы выде-
ляют силикатные (песчанистые, гли-
нистые, сланцевые), карбонатные,
фосфатные, фосфаткарбонатные, фос-
фатно-карбонатные, битуминозные
(или асфальтитовые) и угли.
На нек-рых месторождениях встре-
чаются крупные блоки урановых руд
неск. типов, как, напр.: а) настура-
новые (контрастные), совместно с
пастурано-черниевыми, черниево-
слюдковыми и слюдковыми; б) соб-
ственно урановые с настурано-чер-
ниевой минерализацией и железо-
урановые с настурановой минера-
лизацией; в) карбонатные с наст-
урановой минерализацией и сили-
катные с урано-никель-кобальт-вис-
мутовой минерализацией; г) карбо-
натные с урансодержащим органич.
веществом с карнотитовой минера-
лизацией и др. В этих случаях под-
счет запасов и технологии, изыска-
ния проводятся по каждому типу
отдельно.
Ториевые и урано-то-
риевые руды соответствуют
4 основным типам ториевых место-
рождений: пегматитам, карбонат-
ным и др. жилам, древним (метамор-
физованным) и совр. (рыхлым) рос-
сыпям. Пегматиты дают контрастные
руды, из к-рых механич. сортиров-
кой м. б. получен ториевый или
урано-ториевый концентрат, содер-
жащий примеси др. ценных компо-
нентов (Nb, Та, ТВ). Совр. рыхлые
россыпи отличаются сравнительно
равномерным содержанием Th в пес-
ках. По характеру ториевой мине-
рализации выделяются 2 типа то-
риевых руд: а) монацитовые; б) то-
рит-торианитовые со сложными тан-
тал атами, ниобатами. К 1-м отно-
сятся пески из россыпей и редко др.
типы, ко 2-м— руды из пегматито-
вых и жильных месторождений.
Большая часть ториевых и урано-
ториевых руд комплексны, они со-
держат обычно примеси др. ценных
компонентов (Nb, Та, Ti, Zr, Hf,
ТВ и др.).
УРАНОВЫЕ МЕСТОРОЖДЕ-
НИЯ — естеств. скопления урана
в земной коре, пром, разработка
к-рых экономически целесообразна.
Пром, концентрации урана встре-
чаются в самых разнообразных гео-
логия. условиях. Их возникновение
обусловлено различными геология.
процессами: магматич., осадочными,
метаморфич. В связи с этим раз-
личают магматогенные, осадочные
и метаморфич. месторождения.
Магматогенные месторождения
представлены пегматитами и гид-
ротермальными образованиями; пер-
вые имеют небольшое значение в
добыче урана, вторые занимают ве-
дущее положение.
Ураноносвые п е г м а т и-
т ы приурочены обычно к крупным
гранитным массивам, а также к
сиенитам, грано-диоритам, гнейсам
и к ристал лич. сланцам докембрий-
ского и палеозойского возраста.
Уран встречается как в виде само-
стоят. минералов (уранинит, кар-
буран, тухолит), так и в виде при-
меси к титанатам, тантало-ниоба-
там, силикатам циркония и редких
земель. Пегматиты в качестве ура-
нового сырья имеют весьма огра-
ниченное значение и разрабатыва-
ются лишь в Канаде и на Мадагас-
каре. Канадские урансодержащие
пегматиты, состоящие в основном из
кальцита, флюорита и полевого шпа-
та, представляют собой рудные тела
неправ, формы с раздувами и пере-
жимами, приуроченными к зонам
дробления. Урановое оруденение
встречается также в зонах мигма-
титов, кристаллич. сланцах и гней-
сах, инъецированных прожилками
гранитного пегматита. Пром^ уча-
стки в пределах рудоносных зон
достигают по длине 120 м, обычно
значительно меньше, мощность до
неск. м. Содержание урана колеб-
лется от 0,004 до 1,76%. Па Мада-
гаскаре ураноносность связана с
полевошпатовыми пегматитами, пре-
им. калиевыми, реже натровыми.
Уран в качестве примеси сосредото-
чен в иттрий- и титансодержащих
ниобатах. Для ураноносных пег-
матитов характерны красная ок-
раска полевых шпатов, темный (дым-
Таблица XI.
Ускорители заряженных частиц. 1.
тора метровый
Протонный линейный ускоритель. 2. Синхротрон. 3. Полу-
циклотрон. 4. Фазотрон.
Таблица XII.
Синхрофазотрон. 1. Здание синхрофазотрона в г. Дубна. 2. Общий вид синх-
рофазотрона. 3. Щит и пульт управления.
УРАНОВЫЕ МЕСТОРОЖДЕНИЯ
461
чатый) кварц и темно-фиолетовый
флюорит.
Гидротермальные ме-
сторождения приурочены как
к изверженным породам (гранитам,
гранодиоритам, гранит-порфирам,
сиенитам и кислым эффузивам), так
ик осадочно-метаморфизованным тол-
щам. Ураноносные рудные тела пред-
ставлены жилами, линзами, рудны-
ми столбами и неправ, залежами.
Размеры рудных тел колеблются в
значит, пределах: по длине (прости-
ранию) от м до мн. сотен лг, по мощ-
ности от десятков см до десятков м.
Па глубину оруденение прослежи-
вается иногда до 1 км. Обычно ору-
денение приурочено к крутым тре-
щинам, разломам и зонам дроб-
ления, с углами падения 50°—90°.
Реже встречаются крупные рудные
тела, залегающие почти горизон-
тально; генезис последних неясен,
возможно они осадочно-метахморфич.
происхождения. Состав рудных тел
весьма разнообразен: выделяются
собственно урановые месторождения,
урано-никель-кобал ьт- висмут- сереб -
ряные, урано-полиметаллич., ура-
но-молибденовые, урано-флюорито-
вые, урано-медиые.
Собственно урановые
месторождения имеют срав-
нительно ограниченное распростра-
нение. Они приурочены к докемб-
рийским кристаллич. толщам, в ча-
стности к железорудным формациям
и непосредственно к магнетито-ге-
матитовым рудам. Урановая мине-
рализация представлена в основном
настураном и меньше уранинитом.
Из рудных минералов встречаются
также незначпт. количества пирита,
халькопирита, галенита и блеклых
руд; жильные минералы представ-
лены карбонатами, кварцем и иногда
темным флюоритом, цеолитом и ба-
ритом.
Уран о-н икель-кобальт-
серебряные месторож-
дения установлены в ряде стран.
Они приурочены чаще к метаморфич.
сланцам, реже — к гранитам. Рудные
жилы обычно развиваются в узлах
сочленения трещин и по трещинам,
связанным с крупными разломами.
Урановая минерализация представ-
лена настураном; иногда на глубине
настуран частично сменяется ура-
нинитом. Из др. рудных минералов
широко развиты арсениды и сульфо-
арсениды Ni, Со и Fe; самородные
Ag, Bi, As, иногда халькопирит
и др. Нерудные минералы в одних
месторождениях представлены кар-
бонатами, в других — кварцем;
нередко присутствуют значит, ко-
личества флюорита. В пределах руд-
ных полей наблюдаются рудные лин-
зы, состоящие в основном из на-
стурана и карбонатов почти без при-
месей др. минералов. В урапо-ни-
кель-кобальт-серебряных месторож-
дениях Канады и Чехословакии
оруденение представляет собой стол-
бообразные рудные зоны, имею-
щие протяженность в глубину в
неск. раз большую, чем по прости-
ранию. Характерными примерами
данного типа У. м. являются нек-рые
месторождения Чехословакии, Ка-
нады и в их числе месторождение
Эльдорадо (р-н Б. Медвежьего оз.).
Рудные тела месторождения Эль-
дорадо представлены отдельными жи-
лами мощностью от 1—2 см до 3 м
или сериями жил и прожилков,
образующими штокверки мощностью
до 12 м, приуроченные к тектонич.
зонам протяженностью более 1 км.
Длина отдельных рудных тел от 15
до 210 м', на глубину они прослежены
до 540 м. Рудные жилы состоят из
кварца, доломита, родохрозита, ба-
рита и др.: рудные минералы пред-
ставлены натечным и коломорфным
настураном, халькопиритом; арсе-
нидами Ni и Со, самородными Ag
и др. минералами.
Урано-полиметалличе-
ские месторождения от-
личаются от предыдущего типа оби-
лием сульфидов (пирита, халько-
пирита, галенита и сфалерита), иног-
да присутствуют арсенопирит и вис-
мутин. Жильными минералами обыч-
но являются кварц, карбонаты,
флюорит, нередко барит. Примером
У. м. данного типа является ме-
сторождение в округе Гилпин
(США), где жилы с настураном встре-
чаются в гнейсах и гранитных по-
родах докембрийского возраста, про-
рванных дайками калиевых гранитов
462
УРАН ОВЦЕ МЕСТОРОЖДЕНИЯ
третичного возраста. Жильным ми-
нералом является карбонат с боль-
шим количествохм сульфидов, в т. ч.
золотоносного пирита. Повышенные
концентрации U приурочены к уча-
сткам, обогащенным сульфидами и
представляющим собой рудные стол-
бы, чечевицеобразные залежи или
линзы небольших размеров, но бо-
гатые по содержанию U (более 1%).
У р а но-м олибденовые
месторождения, в отличие от
2 предыдущих типов, представлены
чаще не жильными телами, а неправ,
залежами, в формировании к-рых су-
ществ. значение играли процессы ме-
тасоматич. замещения. Вмещающими
породами бывают граниты, кислые
эффузивы и туфогенно-осадочные по-
роды. Оруденение (настуран и ура-
новые черни) развивается в пре-
делах крупных зон дробления и в
местах сочленения разломов раз-
личных направлений и иногда про-
слеживается на глубину свыше 500 м.
Руда содержит также молибденит,
иногда в пром, количествах, а также
примеси халькопирита, галенита, пи-
рита и теннантита. Нерудные мине-
ралы представлены кварцем, кар-
бонатом и небольшими количествами
флюорита.
Ур а н о - - флюоритовые
месторождения представле-
ны рудоносными жилами, зонами
брекчий, а также пластовыми, столбо-
образными и трубообразными те-
лами. Столбо- и трубообразные руд-
ные тела, состоящие в основном
из флюорита, широко развиты во
Франции и США; U в них пред-
ставлен настураном и урановыми
чернями, он присутствует также в
виде примеси во флюорите; в нек-рых
месторождениях (Блу-Джей, США)
обнаружен урано-торит. Урано-флю-
оритовые месторождения США (шт.
Юта) приурочены к области развития
крупных сбросов, пересекающих си-
лурийские осадочные толщи (доло-
миты) .
Урано - медные место-
рождения встречаются сравни-
тельно часто, причем нек-рые из них
(Катанга, Африка) представляют
крупнейшие объекты; генезис их
неясен, возможно, что они осадочно-
метаморфогенного происхождения.
Заведомо гидротермальным является
месторождение Корнуолла (Велико-
британия), разрабатываемое с глу-
бокой древности на свинец и олово.
Многочисленные рудные тела этого
месторождения в форме жил и ру-
доносных брекчированных зон при-
урочены к краевой части гранит-
ного массива и вмещающим его ме-
таморф ич. сланцам и зеленокамен-
ным породам. Минеральный состав
весьма разнообразен. В месторож-
дении зона карбонатов железа и
марганца, развитая в верхней части
месторождения, сменяется на глу-
бине зоной сульфидов сурьмы, затем
свинца и серебра, далее меди и
на глубине 750 м — вольфрамитом и
касситеритом. Урановая минерали-
зация наблюдается в медных и свин-
цовых рудах.
Урано - железо - тита-
новые месторождения,
в отличие от др. типов, встреча-
ются редко. Для них характерна
приуроченность не только к грани-
тоидным породам, но и к интрузив-
ным массивам основных пород (габ-
бро, анортозит), пересеченным дай-
ками сиенитов, а также кварцевыми
и пегматитовыми жилами. Урано-
вое оруденение представлено уран-
содержащим ильменитом (давиди-
том). Среди основных пород (Мозам-
бик в Вост. Африке) оно приурочено
к зонам смятия и дробления и со-
провождается кальцитом, пироксе-
ном и, что характерно для района,
скаполитом. Давидитовое оруденение
в гранитоидных породах (месюрож-
дение Радиум-Хилл в Юж. Авст-
ралии) достигает значит, размеров
(230 м по простиранию и более
100 м на глубину); оно представ-
лено неправ, рудными залежами,
состоящими из магнетита, гематита,
ильменита, рутила, биотита, кварца
и полевого пшата с небольшой при-
месью пирита и халькопирита.
Генезис гидротермальных У. м.
во многом еще неясен, в частности,
в большинстве случаев не выяс-
нена связь их с магматич. деятель-
ностью п не установлено генетич.
значение крупных разломов земной
коры в районах развития У. м.;
УРАНОВЫЕ МЕСТОРОЖДЕНИЯ
463
спорны также данные о форме пере-
носа Uno составе гидротермальных
растворов. Более определенно выяс-
нены условия осаждения U из раст-
воров, при к-ром, вероятно, большое
зндчение имеет уменьшение парци-
ального давления растворенных га-
зов, в частности СО2, при перемеще-
нии рудных растворов из глубин в
верхние части земной коры, что
вызывает снижение растворимости U.
В ряде случаев существенны вос-
становит. процессы, возникающие
при соприкосновении гидротермаль-
ных растворов со скоплениями мине-
ралов, содержащих закисное железо
(магнетит, биотит, хлорит).
.Осадочные месторождения свя-
заны с морскими и континенталь-
ными толщами. Урановое орудене-
ние встречается во всех типах оса-
дочных пород в конгломератах, пес-
чаниках, алевролитах, аргиллитах,
глинах, известняках, мергелях, фос-
форитах, доломитах, углях, горючих
сланцах, твердых битумах, бокси-
тах. Общей характерной особенно-
стью ураноносных осадочных пород
является повышенное содержание
в них органич. вещества или фос-
фора. Частыми спутниками урана
являются: V, Mo, Ва, Sr, S, иногда
Se, Си, Pb, Zn, Ti, Au, Tb, TR, N,
реже Ge, Sc, Zr. Концентрация
нек-рых из этих элементов дости-
гает пром, значения, и руды приоб-
ретают комплексное значение. Оса-
дочные У. м. встречаются в отло-
жениях всех систем, но наибольшее
их число установлено в осадках ср.
кембрия-ордовика, ср. девона—ни-
зов карбона, верхнего карбона —
перми, юрских отложениях, верх-
нем мелу и палеогене; крупные
У, м. невыясненного генезиса из-
вестны в докембрийских осадочно-
метаморфич. образованиях. По ха-
рактеру процессов концентрации U
среди осадочных месторождений вы-
деляются 2 крупные группы: син-
генетическая и эпигенетическая. Оса-
дочные У. м. бывают различных
размеров — от небольших неправ,
линз до крупных рудных полей,
размером в сотни и тысячи км2;
последние обычно представлены бед-
ными и убогими рудами, содержа-
щими тысячные и первые сотые
доли % урана.
У. м. в морских осадках встре-
чаются в геосинклинальных и плат-
форменных отложениях, концентри-
руясь обычно в прибрежных зонах,
вытянутых вдоль берега. Ширина
рудоносных зон варьирует от 100 м
до 10—15 км. Пром, урановое ору-
денение иногда протягивается не-
прерывно на неск. км и для убогих
руд на десятки км; в др. случаях
оно локализуется в небольших лин-
зах, сгруппированных в рудные поля
месторождений. Ниже сообщаются
характерные черты основных типов
местор ож дений.
Ураноносные конгло-
мераты в ряде областей пред-
ставлены весьма крупными место-
рождениями докембрийского возра-
ста (Блайнд-Ривер в Канаде, Вит-
ватерсранд в Юж. Африке). Общая
протяженность рудоносной полосы
Витватерсранда достигает 192 км,
месторождения этого района яв-
ляются крупнейшими в мире золо-
тоносными месторождениями; экс-
плуатац. работы достигли глубины
более 2,5 км. Урановое оруденение
приурочено к неск. пластам золото-
носных конгломератов мощностью от
неск. см до 3 и более м, состоящим из
галек кварца, гранитов, кальцита и
кремнистого сланца, сцементирован-
ных песчанистым материалом и крем-
неземом. Обычно присутствует зна-
чит. количество пирита, а также
органич. вещество, пирротин, халь-
копирит, циркон и др. минералы,
изредка алмазы. Урановая мине-
рализация представлена тухолитом,
настураном/ уранинитом, браннери-
том и вторичными урановыми мине-
ралами.
В рудном районе Блайнд-Ривер
ураноносные конгломераты с золо-
том простираются на 120 км, при-
чем отдельные рудные поля с пром,
содержанием урана имеют площадь
в неск. км2. Генезис этих месторож-
дений не выяснен. Наиболее веро-
ятно, что накопление U и сопут-
ствующих ему элементов происхо-
дило осадочным путем и позднее
перераспределялось под воздействи-
ем горячих растворов.
464
УРАНОВЫЕ МЕСТОРОЖДЕНИЯ
Ураноносные п е с ч а н и-
к и встречаются в прибрежных зонах
эпиконтинентальных морей. Отдель-
ные рудные тела представляют собой
линзы, состоящие преим. из квар-
цевых зерен с небольшой примесью
обломков полевых шпатов и акцес-
сорных минералов, сцементирован-
ных в одних случаях фосфатом
кальция, в других — глинистым
веществом. Размеры рудных тел
не превышают 20—30 at2, приуро-
чены они к определ. фациаль-
ной зоне, протягивающейся вдоль
береговой линии на десятки км.
Оруденение прерывистое и весьма
прихотливое. Весь U сосредоточен
в фосфатном веществе. В связи
с низкими содержаниями U и Р
и ограниченностью запасов подоб-
ные месторождения пока не разра-
батываются.
Оруденение в глинистых песках и
супесчаных глинах иногда достигает
крупных размеров. Оно приурочено
к зоне смешения морских и континен-
тальных отложений; уран в основном
представлен окислами (настуран,
черни).
У р а н о н о с н ы е глины ус-
тановлены в осадках эпиконтинен-
тальных бассейнов, приуроченных
к незначит. прогибам морского дна.
Сплошное оруденение иногда про-
слеживается на площади более
10 км2. Ураноносные пласты пред-
ставляют собой черную или темно-
серую глину, обогащенную пирито-
мельниковитом и фосфатизирован-
ными остатками костей и чешуй
рыб, в к-рых заключена основная
масса U. Рыбные остатки содержат
также повышенные концентрации ТВ
и Sc; кроме того, глины обогащены
также Mo, Ni и Со.
Ураноносные сланцы
сходны с предыдущим типом, но
отличаются более низким содержа-
нием Р и высоким содержанием
органич. вещества. Убогая урано-
носность обычно распространяется
на всей площади развития глинистых
сланцев, достигающей иногда мно-
гих тысяч км2, а участки с неск.
повышенным содержанием U состав-
ляют десятки км2, при ширине 10—
15 км. Сланцы состоят из тонко
переслаивающихся аргиллитов и але-
вролитов. Помимо U, в сланцах почти
всегда отмечается сравнительно вы-
сокое содержание V — до 1—2%V2OS
иМо— до 0,05—0,10%. Уран сосре-
доточен в 3 компонентах сланца:
оолитах фосфата кальция, органич.
веществе и дисперсном силикатном
веществе.
Ураноносные извест-
няки и доломиты установлены
в осадках полузамкнутых эпикон-
тинентальных бассейнов. Орудене-
ние приурочено к прибрежной .зоне
и представлено небольшими лин-
зами, сгруппированными в рудные
поля. Кроме U, в руде обычно быва-
ют повышенные содержания V и
иногда РЬ. В первичных рудах уран
представлен чернями и урансодер-
жащим органич. веществом; в зоне
окисления развиваются вторичные
урановые минералы, особенно кар-
нотит. Большинство исследователей
считают месторождения данного типа
первично-осадочными (седиментаци-
онными); нек-рые относят их к ин-
фильтрационным.
Ураноносные фосфор и-
т ы широко распространены, по обыч-
но содержание в них U убогое (0,01—
0,02%, лишь изредка достигает 0,1—
0,15%). Относительно богатые U
фосфориты приурочены к нижнепа-
леозойским геосинклинальпым осад-
кам, представленным известняками
и частично аргиллитами. Уран в
основном связан с фосфатным, в
меньшей степени — с органич. ве-
ществом; местами встречаются ура-
новые черни и настуран.
У. м. в континентальных
осадках встречаются в озерно-
болотных и речных отложениях. В
отличие от морских месторождений,
они характеризуются низкими со-
держаниями фосфора. Оруденение
У. м. в континентальных отложени-
ях обычно неравномерное, а запасы
U в них меньше, чем в морских
месторождениях, хотя встречаются
довольно крупные,вполне промыш-
ленные объекты.
Урапоносные медистые п е с-
чаники встречаются сравнитель-
но редко. Рудные залежи представ-
ляют собой аллювиальный песок с
УРАНОВЫЕ МЕСТОРОЖДЕНИЯ
465
косой слоистостью, сцементирован-
ный пиритом, халькопиритом и бор-
нитом. Урановая минерализация
представлена настураном, часто за-
мещающим вместе с сульфидами об-
ломки растений. В песчанике по-
стоянно присутствует органич. ве-
щество, являвшееся, видимо, оса-
дителем и др. метадлов (Си, V, Ag).
Ураноносные песчани-
ки с органич. веществом приуро-
чены к аллювиальным болотным и
озерным отложениям, представляя
межугольные слои и краевые части
угольных бассейнов. Уран содер-
жится в них в виде урановых чер-
ней, настурана и урансодержащих ор-
ганич. веществ. В некоторых место-
рождениях промышленные концент-
рации U имеются как в песчаниках,
так и в самих углях. Уранонос-
п ы е угли развиваются в аллю-
виальных и озерно-болотных отло-
жениях. Чаще повышенные содер-
жания U наблюдаются в лигнитах
и особенно бурых углях юрского
возраста, гораздо реже — в кам. уг-
лях. Большая часть U связана с
органич. веществом, но встречаются
также настуран и урановые черни.
Обычно ураноносен бывает не весь
угольный пласт, а лишь небольшие
линзовидные участки в нем с по-
вышенным содержанием пирита.
Небольшие концентрации урана
имеются также в континентальных
мергелях, глинах, скоп-
лениях лимонита и в
бокситах; в Югославии была
попытка попутного извлечения U
из бокситов.
Генезис нек-рых типов оса-
дочных У. м. еще не вполне уста-
новлен. Спорными являются во-
просы о времени и способе образо-
вания пром, скоплений U, об источ-
нике U, особенно для морских У. м.
Лучше выяснены условия осаждения
U, в частности большое значение
сорбционных явлений и восстано-
вительных процессов.
Метаморфогенные месторождения
отличаются от собственно осадочных
приуроченностью к метаморфизован-
ным осадочным отложениям, более
неравномерным распределением U и
обособлением значит, его части в
форме настурана и урановых чер-
ней, чему, по-видимому, способство-
вал процесс метаморфизма органич.
вещества.
Нек-рые исследователи к мета-
морфогенным У. м. относят след,
типы. У р а н о - м с д н ы е место-
рождения, примером которых
является месторождение Катанга.
Оруденение локализуется на кон-
такте кремнистых известняков и
сланцев. Главная масса руды пред-
ставляет собой доломитовые слои
с вкрапленностью сульфидов и урани-
нита. Иногда встречаются урано-
носные жилки, выклинивающиеся
на небольших расстояниях, уступая
место вкрапленным пластовым ру-
дам. Из нерудных минералов на-
блюдаются кварц, хлорит, тальк
и карбонаты, реже апатит. Н а с т-
у р а н о - ч е р и и е в ы е ме-
сторождения сходны с пре-
дыдущим типом, отличаясь от него
составом рудоносных пород, более
бедной общей минерализацией и на-
личием, помимо урана, повышенных
концентраций ванадия.
Уранопосные твердые битумы уста-
новлены во мн. районах. Наиболее
крупным У. м. этого типа является
месторождение около оз. Амброзия
(США), где оруденение приурочено
к верхнеюрским песчаникам, про-
питанным асфальтитом. Рудное поле
месторождения Амброзия прослеже-
но по простиранию на 12 км при
ширине до 1,5 км. Мощность оруде-
нелых пород колеблется в значит,
пределах, от 30 см до 30 м; ср. со-
держание урана в руде ок. 0,3%.
Обнаружен самостоятельный мине-
рал— коффинит. Ураноносные твер-
дые битумы наиболее распростране-
ны в нефтеносных областях.
Начало промышленной до-
бычи радия относится к 1906,
когда она впервые была организо-
вана на Яхимовском месторождении
в Чехословакии. В связи с этим воз-
ник интерес к У. м. Во мн. странах
начались поиски радиоактивных руд.
Уже в первом десятилетии 20 в.
были открыты урановые месторож-
дения и рудопроявления в ряде
стран (Россия, Португалия, Анг-
лия, Швеция, Норвегия, США, Ав-
466
УРАНОВЫЕ МЕСТОРОЖДЕНИЯ
стралия). В 1915 было открыто
одно из крупнейших месторождений
мира — Шинколобве в Бельг. Конго
(Африка) и в 1930 крупное месторож-
дение в полярной части Канады (на
мысе Лабин-Пойнт Большого Мед-
вежьего оз.), к-рые до 50-х гг.
служили основными источниками до-
бычи урановых руд в капиталистич.
мире. Особенно интенсивные поиски
У. м. в капиталистич. мире развер-
нулись в пач. 40-х гг. в связи с ис-
пользованием урана гл. обр. для
производства атомного оружия. По-
иски увенчались открытием боль-
шого числа У. м. различных ти-
пов и масштабов во мн. странах.
В последние годы важнейшее зна-
чение приобрели вновь открытые ме-
сторождения Канады и золотоносные
конгломераты Юж.-Афр. Союза.
Эксплуатац. работы на месторож-
дении Шинколобве начаты с 1920—
1921. Выдаваемая на поверхность ру-
да содержала ок.3% U3O8;;b результа-
те обогащения получался концентрат
с содержанием 50% U3O8; в послед-
ние годы сведения о содержании в
рудах не публикуются.
Месторождения района Большого
Медвежьего оз. в Сев.-Зап. террито-
риях Канады в наст, время играют
огранич. роль в добыче урановых
руд. После 2-й мировой войны в Ка-
наде разведаны У. м. в пров. Са-
скачеван, в районе оз. Атабаска, и в
пров. Онтарио, в районе Блайнд-
Ривер. Содержание U3O8 в рудах
одного из основных рудников пров.
Саскачеван (Гуннар) 0,14%. Особен-
ное значение в Канаде придается
разведанным в 1952—54 месторож-
дениям района Блайнд-Ривер, рас-
пол ож. к С. от оз. Гурон. Уран
приурочен здесь к осадочным поро-
дам докембрийского возраста. Со-
держание U3O8 в рудах разведан-
ных участков достигает 0,13—0,14%.
Удобное географич. положение место-
рождений, крупный масштаб и благо-
приятные условия залегания содейст-
вуют быстрому их освоению. В 1956
здесь эксплуатировались 3 рудника,
строились еще 6 рудников и 4 обога-
тит. фабрики. В 1954—55 У. м. разве-
даны также в районе Банкрофта,
в пров. Онтарио, к Ю.-З. от г. От-
тава; они представлены пегматитами,
содержащими 0,08% U3O8.
В США широко известны карноти-
тоносные песчаники и конгломераты
месторождений Колорадского плато,
к-рые служат значит, источником
добычи урана и ванадия. Наиболь-
ший интерес представляют урано-
носные песчаники и конгломераты,
залегающие в триасовых формациях
Чинл и Шайнарумп и юрской фор-
мации Моррисон. Верхние горизон-
ты месторожденийпредставлены окис-
ленными рудами. Содержание урана в
рудах нередко в среднем составляет
оК. 0,2— 0,3%, но местами иногда
достигает 1%. Ср. мощность рудных
тел ок. 1 м, на отдельных участках
доходит до 3 м. В результате уста-
новления правительством США вы-
соких гарантированных цен на уран
разработка У. м. сильно расшири-
лась. В 1957 количество урановых
рудников в США исчислялось в 727.
Добыча сосредоточена гл. обр. на
плато Колорадо; особо важное зна-
чение приобрели месторождения гат.
Нью-Мексико (особенно района Ам-
бросия Лейк).
Крупными пром, источниками ура-
на стали золотоносные месторожде-
ния Юж.-Афр. Союза в районе Вит-
ватерсранд в Трансваале и в новом
золотоносном районе в пров. Оран-
жевая республика. Золотоносные кон-
гломераты этих районов содержат
уранинит. Начиная с 1952 здесь орга-
низовано извлечение урана из от-
валов'и руд золотых рудников. К
концу 1957 завершено строительство
17 урановых заводов для обработки
отвалов и руд 29 золотых рудников.
Содержание U3OS в подвергшихся
обработке рудах и отвалах в 4-м
квартале 1956 колебалось от 0,003
до 0,045%.
В Австралии в 1949 открыто ме-
сторождение медно-настурановых руд
Рам-Джангл, расположенное на С.
страны, близ г. Дарвина. Разработки
были начаты в 1954. У. м. обнару-
жены также в Юж. Австралии, в
районе Ра диум-Хилл, близ Порт-
Пир и; в Мэри Кетлин, в районе
Маунт-Айса, в шт. Квинсленд. Пер-
спективы развития добычи в Ав-
стралии связываются с эксплуата-
УРАНОВЫЕ СПЛАВЫ
467
дней месторождений Мэри Кетлин,
начало к-рой ожидается в 1959.
Уранинит здесь ассоциируется с
редкоземельными элементами. Со-
держание U3O8 в среднем составляет
0,2%.
На Мадагаскаре в 1953 открыто
месторождение ураноторианита в юж.
части острова, к С.-З. от Фор-До-
фена, связанное с докембрийскими
кристаллич. сланцами.
В Зап. Европе У. м. имеются в
Португалии, Англии, Франции, Ис-
пании и в др. странах. В Португа-
лии разработка У. м. начата в 1907.
Месторождения находятся в пров.
Бейра-Байша и Бейра-Алта. Запасы
урана в гидротермальных месторож-
дениях Корнуолла (в Англии) рас-
цениваются как скромные.
Во Франции после 2-й мировой
войны предприняты разработки У. м.
в районах Лашо (деп. Пюи-де-Дом),
Ла-Крузиль (деп. Верхняя Вьенна),
Грюри (деп. Сона и Луара), вблизи
Клиссона и Мортапь (департамент
Вандея). В ураноносном районе
Лашо различаются 2 зоны, одна из
к-рых минералогически представле-
на парсонситом, другая — ура-
новой смолкой. В одном из разве-
данных здесь месторождений (Сен-
Прист-ла-Прюнь) содержание U3O8
достигает 0,1%. В районе Ла-Кру-
зиль руды представлены массивной
урановой смолкой, к-рая -ассоции-
руется с пиритом и марказитом. У. м.
Франции относятся к самым значит,
в Зап. Европе, однако они играют
скромную роль в суммарной добыче
капиталистич. стран. В 1957 во
Франции, по оценке, добыто 440 т
и3о8.
Осуществлены первые шаги по раз-
работке горючих сланцев как источ-
ников извлечения урана. Так, в Шве-
ции, в Кварнторпе, к Ю. от Эребру,
после 2-й мировой войны начата пере-
работка горючих сланцев, содержа-
щих уранинит, для извлечения урана.
Нек-рое присутствие урана установ-
лено в горючих сланцах, распростра-
ненных в шт. Теннесси, Кентукки,
Индиана, Иллинойс и Огайо в США;
содержание U3O8 в* них низкое. .
Известны отдельные месторожде-
ния кам. углей, в к-рых содержание
урана может представить пром, ин-
терес. Так, в кам.-уг. бассейне Йорк-
шира в Англии (район Ковентри)
уголь пласта мощностью ок. 0,2 м
содержит U3O8 0,008% и ок. 10%
золы; содержание U3O8 в золе со-
ставляет ок. 0,08%. В меловых и
третичных лигнитах зап. штатов
США обычно содержится не более
0,005% U3O8, но местами содержа-
ние U3O8 поднимается до 0,1%.
Интерес представляют фосфориты,
несмотря на низкое содержание в них
урана. В США в фосфоритах центр,
и сев.-зап. части Флориды содер-
жание U3O8 местами достигает 0,01%.
Однако при широком распростра-
нении фосфоритовых залежей сум-
марные запасы урана в них весь-
ма значительны. Уран присутству-
ет в моноцитовых песках юго-запад-
ного побережья Индии (шт. Керала),
содержание U3O8 в моноците дости-
гает 0,2—0,3%. Уран присутствует
также в моноцитовых песках Бра-
зилии.
Добыча урановых руд в капита-
листич. странах со времени 2-й
мировой войны резко возросла. По
опубликов. данным, в  1956 добыто
урановых руд (в тыс. т, в пере-
воде naU3O8): в США 5,4, в Южно-
Африканском Союзе 3,8, в Кана-
де 2,1. 4-е место, по оценке, за-
няло Бельгийское Конго. Суммар-
ная добыча в капиталистических
странах в 1956 оценивается в 16—
17 тыс. т U3O8. Между капитали-
стическими монополиями происхо-
дит ожесточенная борьба за конт-
роль над источниками уранового
сырья. Контроль над добычей ура-
новых руд осуществляется глав-
ным образом США, Англией и Бель-
гией.
УРАНОВЫЕ СПЛАВЫ — могут
применяться вместо урана для из-
готовления тепловыделяющих эле*
ментов ядерных реакторов, посколь-
ку имеют перед чистым ураном ряд
преимуществ. Известно, что, кроме
способности поддерживать реакцию
деления, материал тепловыделяю-
щих элементов должен: обладать
достаточной прочностью при наи-
более неблагоприятных условиях
(темп-ры, облучения, внешней на-
468
УРАНОВЫЕ СПЛАВЫ
грузки, выгорания); противостоять
коррозии в среде, с к-рой имеется
или возможен контакт; быть устой-
чивым в процессе эксплуатации,
т. е. сохранять размеры и механич.
свойства. Этим требованиям чистый
уран не удовлетворяет, хотя он
пока (1958) и применяется в боль-
шинстве работающих реакторов на
тепловых нейтронах. Под действием
колебаний темп-ры (напр., нагрев
от 20° до 500° и последующее
охлаждение) размеры и форма об-
разцов урана существенно меняются,
что связано с анизотропным ростом
зерен металла (см. Анизотропия
механических свойств). Под дейст-
вием нейтронного облучения и ос-
колков деления также искажается
форма образцов и наблюдается рост
чистого урана; при этом сильно
меняется (сморщивается) поверхность
образцов, па к-рой обнаруживается
глобулярное строение. Недостаточ-
ная жаропрочность и наличие фазо-
вых превращений урана ограничи-
вают рабочую температуру тепло-
выделяющих элементов. Уран силь-
но корродирует в воде высокой
температуры, к-рая часто служит
теплоносителем; это представляет
опасность быстрого распространения
продуктов деления, а также урана
и плутония по всей охлаждаю-
щей системе в случае повреждения
оболочки тепловыделяющего эле-
мента.
Наличие указанных недостатков
чистого урана выдвигает проблему
изготовления тепловыделяющих эле-
ментов из У. с., стойких в специ-
фич. условиях работы реакторов.
Известные У. с. при надлежа-
щей пх термин, обработке отлича-
ются от чистого урана значительно
большими пределами прочности и
ползучести, а также повышенной
коррозионной стойкостью; форма и
размеры изготовленных из них де-
талей не искажаются или мало ис-
кажаются при колебаниях темп-ры
и под воздействием облучения. При-
менение У. с. в реакторах на мед-
ленных нейтронах позволяет повы-
шать темп-ру процесса и кпд; в
реакторах на быстрых нейтронах,
с их большими тепловыми потоками
и оч. высокими темп-рами, примене-
ние У. с. необходимо.
Металлы, из к-рых приготовляют
У. с., должны обладать определен-
ными ядерными свойствами. В ре-
акторах на тепловых нейтронах
по этому признаку могут приме-
няться, напр., сплавы U с Zr, AI,
Be, Mg, Si в любых количествах, а с
Nb, Cr, Mo, V, Ti — в количестве
лишь неск. %. В применении к ре-
акторам на быстрых нейтронах этот
перечень увеличивается. У. е., пред-
ставляющие интерес для реакторо-
строения, можно разделить па 2
группы.
Первая группа У. с.—
сплавы па основе природного иля
мало обогащенного урана с добавкой
Zr, Nb, Mo, Nb—Zr, Cr, Si, Ti —
всего в количестве до 10%. Сплавы
этой группы со структурой твердого
раствора у хорошо сохраняют ме-
ханич. прочность при повышенных
темп-рах, отличаются большой кор-
розионной стойкостью в воде высо-
кой темп-ры, в изделиях не изме-
няют формы и размеров при облу-
чении, т. к. кубич. структура фазы
Y изотропна. Их коррозионная стой-
кость уменьшается при облучении
в меньшей степени, чем стойкость
др. сплавов. Структура у полу-
чается закалкой У. с. с относит, вы-
соким (больше 7%) содержанием
легирующего элемента. Сплав та-
кого типа (U + 10%Mo) будет исполь-
зован, напр., на атомной электро-
станции «Энрико Ферми» с реакто-
ром на быстрых нейтронах, к-рая
будет построена в штате Мичиган
(США); тепловыделяющие элементы
(темп-pa в глубине их 705°), за-
ключенные в оболочки из цирко-
ния , будут здесь охлаждаться жид-
ким Na с температурой на выходе
428°.
Мартенситная, игольчатая струк-
тура пересыщенного твердого рас-
твора а (иначе — твердого раствора
а') образуется при закалке менее
легированных У. с. 1-й группы, напр.
U+3% Nb, U+5%Zr,U+ 1,5% Nb4-
4-5%Zr. Последний из упомянутых
сплавов применен для изготовления
тепловыделяющих элементов 1 -й
амер.атомной электростанции с кипя-
УРАНОПИЛИТ
469
щим реактором (EBWR), пущенной
в 1957.
Сплавы 1-й группы типа химич.
соединений (напр., CJ3Si), обладая
коррозионной стойкостью прибл. та-
кой же, как сплавы со структурой
твердого раствора а, превосходят
их, а также твердые растворы у
по стабильности свойств (теряют
прочность и антикоррозионность при
более высоких темп-pax). Однако
применение этих химич. соединений
ограничивается трудностью их об-
работки вследствие хрупкости.
Вторая группа У. с.—
сплавы высокообогащенного урана
на основе Ai, Zr, Bi, Pb—Bi. Алю-
миний и цирконий являются раз-
бавителями, т. е. материалами, слу-
жащими для увеличения объема.
Применение их позволяет конструи-
ровать тепловыделяющие элементы
с поверхностью, достаточной для
осуществления теплопередачи с не-
обходимой скоростью. Из сплава
такого типа А1-|- (10—20% U), пла-
кированного А1, были изготовлены
топливные элементы дисперсионного
типа для нек-рых амер, и англ,
реакторов; структура сплава пред-
ставляет собой равномерное рас-
пределение включений интерметал-
лида UAla в алюминиевой матрице.
Такого же типа сплав, но в к-ром
разбавителем высокообогащенного
урана служит цирконий, будет ис-
пользован для изготовления тепло-
выделяющих элементов атомной элек-
тростанции в Индиан-Пойнте (США)
с реактором (СЕТИ) на медл. ней-
тронах (достигнет проектной мощ-
ности в 1960). О сплавах U—Bi,
U—Bi—Pb см. Жидкое ядерное топ-
ливо.
П р и г о т о в л я ю т с я У .с. ли-
бо плавкой и литьем, либо методами
порошковой металлургии (когда лик-
вация, из-за большой разницы плот-
ностей компонентов, приводит к не-
равномерному их распределению в
сплаве в случае применения литья).
УРАНОВЫЙ КОТЁЛ — то же,
что ядерный реактор.
УРАНОВЫЙ РЕАКТОР — то же,
что ядерный реактор.
УРАНОМЕТРЙЧЕСКАЯ (ЪЕМ-
КА — метод поисков урановых руд;
одна из разновидностей металло-
метрич. съемки. Над местами за-
легания урановых руд и вокруг их
выходов на поверхность в рыхлых
отложениях обнаруживаются на от-
дельных участках содержания ура-
на, превышающие в десятки и сотни
раз обычные концентрации урана в
горных породах в местах, где руды
отсутствуют. Такие участки, так паз.
ореолы рассеяния, развиваются око-
ло рудных залежей лишь в благо-
приятных условиях: в жарком за-
сушливом климате в равнинных
р-нах и в областях с слабо или
средне расчлененным рельефом.
У. с. производится путем отбора
проб почв, элювия, делювия и аллю-
вия ручьев и небольших речек, а
также др. современных рыхлых отло-
жений, за исключением осадков озер
и крупных рек. У. с. по аллювию
наз. иногда методом донных осадков.
У. с. имеет сходство со шлиховой
съемкой, но пробы отбираются не
в песчаных осадках, а, наоборот,
в наиболее илистых и обогащенных
органич. веществом, являющимся
хорошим осадителем урана. Пробы
отбираются через 100—200 м вдоль
маршрутов; вес проб 200—300 г.
Пробы просеиваются через сито с
отверстиями 0,5 мм. Из фракции
менее 0,5 мм отбираются навески
в 10—20 г для определения содер-
жания урана люминесцентным или
спектральным анализом.
В случае обнаружения рыхлых
отложений с повышенным содержа-
нием урана сечь опробования сгу-
щается до нескольких метров.. Участ-
ки с максимальным содержанием
урана вскрываются канавами, шур-
фами или скважинами с целью вы-
явления урановых руд.
УРАНОПИЛИТ (урановая о х-
Р а)— урановый минерал; формула
(UO2)6 [SO4][OH ]10; содержит 77,2—
82,3% UO2. Кристаллография, си-
стема точно не определена (триклин-
ная или моноклинная); цвет ярко-
желтый, лимонно-желтый, иногда с
зеленоватым оттенком; блеск тонко-
зернистых и порошковатых разно-
видностей матовый, у игольчатых
кристаллов — шелковистый Тв.
2—2,5, уд. в. 3,7—3,9; радиоакти-
470
УРАНО-РАДИЕВЫЕ ВОДЫ
вен. Гипергенпый минерал; обра-
зуется в урановых месторождениях,
в условиях частичного окисления
урана в присутствии сульфидов или
под действием сульфатных вод. Встре-
чается в виде радиально-лучистых,
шаровидных, пластинчатых агрега-
тов или порошковатых налетов и
корочек, состоящих из мелкозерни-
стых образований, совместно с цип-
пеитом, уранинитом, сульфидами же-
леза и меди, гипсом и др.минералами.
УРАНО-РАДИЕВЫЕ ВОДЫ —
природные воды с повышенным со-
держанием урана и радия. См. Ра-
диоактивные воды, Урансодержащие
еоды.
УРАНО-РАДОНОВЫЕ ВОДЫ —
природные воды с повышенным со-
держанием урана и радона. См.
Радиоактивные воды, Урансодержа-
щие воды.
УРАНО-РАДОНО-РАДИЕВЫЕ ВО-
ДЫ — природные воды с повыш.
содержанием урана, радия и радона.
См. Радиоактивные воды, Урансо-
держащие воды.
УРАНОСПИНЙТ—минерал, вод-
ный арсенат урана, Ca[UO2]2
[As04 ]2 • 8Н2О; содержит: 5,47— 5,69%
СаО; 18,5—23,5% As2O5; 57,2—59,2%
UO,. Кристаллизуется в тетраго-
нальной системе; кристаллы тон-
котаблитчатые. Цвет лимонно-жел-
тый до светлого зелено-желтого,
иногда буроватый; блеск перламут-
ровый, на гранях стеклянный. Тв.
2—3; уд. в. 3,0—3,45; радиоакти-
вен. Встречается в зоне окисления
гидротермальных месторождений,
преим. в подзоне выщелачивания,
совместно с цейнеритом,, трегеритом
и др. минералами. Применяется для
извлечения урана.
УРАНОТАЛЙТ (либигит, р а н-
дит, флютерит) — минерал,
водный карбонат урана и каль-
ция, Ca2(UO2)(CO3) 3*8—9Н2О; содер-
жит 35,5—42,3% UO2+UO3. Кри-
сталлизуется в ромбпч. системе.
Цвет зеленый,яблочно-зеленый, жел-
то-зеленый; блеск стеклянный, на
плоскостях перламутровый; радио-
активен. Тв. 2,5—3; уд. в. 2,14—
2,41. Встречается в гидротермаль-
ных месторождениях совместно с
настураном в нижней части зоны
окисления, а также в ураноносных
ванадийсодержащих известняках и
песчаниках. Вместе с другими мине-
ралами используется для извлечения
урана.
УРАНОТЙЛ — минерал, то же,
что уранофан.
УРАНОТОРИАНЙТ — урансо-
держащий минерал, химич. формула:
(ThU) О2; содержит 5,2% РЬО; 2,5%
Се2О3; 38,5—58,8% ТЬО2; 4,4% UO2;
33,1% UO3. Кристаллизуется в ку-
бич. системе; цвет черный; блеск
алмазный, полуметаллич. Тв. 6,5—
7; уд. в. 8,97—9,33; радиоактивен.
Встречается в виде мелких зерен в
серпентинитах и метаморфизов. из-
вестняках совместно с цирконом,
сфеном, анатазом и молибденитом.
УРАНОТОРЙТ — минерал, раз-
новидность торита', содержит U3O8
до 17,3%. Кристаллизуется в тетра-
гональной системе. Цвет черный,
красновато-бурый и зеленый раз-
личных оттенков; блеск стеклянный,
смолистый. Тв. 4,5—5; уд. в. 3,65—
4,44 до 6,7; сильно радиоактивен.
Встречается в пегматитовых жилах
совместно с кварцем, полевым шпа-
том в виде зерен в сростках с дру-
гими минералами. Вместе с тори-
том служит источником извлечения
тория.
УРАНОФАН (у р а н о т и л,
лимберти т)— минерал, водный
силикат урана, Ca(UO2)2Si2O7-6H2O;
содержит 60,2—67,0% UO3. Кри-
сталлизуется в ромбич. системе; мо-
ноклинная полиморфная разновид-
ность У. наз. бетауранотилом. Цвет
желтый, лимонно-желтый до светло-
желтого; блеск стеклянный, шелко-
вистый, матовый. Тв. 2—3; уд. в.
3,81—3,96; радиоактивен. Встречает-
ся в гидротермальных месторож-
дениях, пегматитах, гранитах, реже
в осадочных горных породах, сов-
местно с бетауранотилом, торбер-
нитом, отенитом, в виде игольчатых,
призматич.формы кристаллов, сгруп-
пированных в радиальполучистые,
топковолокнистые и почковидные аг-
регаты. Используется для извле-
чения урана.
УРАНОЦИРЦЙТ — минерал, фос-
фат уранила и бария, Ba (UO2)a
(РО4)2-8Н2О; содержит 14,0—15,1%
УРОВНИ ЭНЕРГИИ
471
Р2О5; 56,7—56,9%U(V Кристалли-
зуется в ромбич. системе в виде
тонкотаблитчатых кристаллов. Цвет
желто-зеленый, светло-зеленый;
блеск перламутровый, стеклянный.
Тв. 2—2,5; уд. в. 3,5; радиоак-
тивен. Встречается в верхней части
зоны окисления гидротермальных
месторождений совместно с отени-
том, торбернитом, уранофаном. В
пром: скоплениях встречается редко.
УРАНСОДЕРЖАЩИЕ ВОДЫ —
природные воды с повышенным со-
держанием в них урана. У. в. об-
разуются в результате выщелачива-
ния урана из обогащенных им гор-
ных пород (нек-рых гранитов, слан-
цев, углей и др.) и особенно из ме-
сторождений урановых руд. Кроме
того, У. в. могут образоваться при
длит, накоплении урана в водах
озер за счет привносимого поверх-
ностными водотоками и подземными
источниками урана. Обычные (клар-
ковые) содержания урана в водах
составляют (в и-10~3г/м3): морских
2,0, озерных 8,0, речных 0,6, грун-
товых 5—7. К У. в. относят воды
с аномально высокими концентра-
циями урана, превышающими сред-
ние содержания на 1—2 порядка
(в 10—100 раз). В нек-рых областях
среднее (фоновое) содержание урана
в водах выше обычного; в таких
случаях аномальным содержанием
принято считать количество урана,
превышающее фоновое на 1,порядок.
Наиболее высокие концентрации ура-
на, достигающие 90 г/м3, отмеча-
ются в трещинных водах гидротер-
мальных месторождений , урановых
руд, в непосредств. близости к бо-
гатым скоплениям настурана.
В формировании У. в. большое
значение имеет состав пород, из
к-рых выщелачивается уран, а так-
же климатич. и гидродинамич. ус-
ловия и количество вод. Для кон-
центрации урана в подземных водах
особенно благоприятным является:
медленное просачивание по трещи-
нам рудных тел небольших коли-
честв атм. вод, насыщенных кисло-
родом и углекислотой, наличие бога-
того оруденения настурана и урано-
вой черни, отсутствие в руде и вме-
щающих горных породах восстано-
вителей (Fe, органич. вещества) и
осадителей урана (фосфаты и мине-
ралы с большой сорбционной спо-
собностью). Для накопления урана
в поверхностных водах благоприят-
ным является интенсивное физич.
и химич. выветривание горных пород
и урановых руд, а также значит,
испарение воды.
В У. в. наряду с ураном часто
имеются нек-рые количества про-
дуктов его радиоактивного распада—
Jo, Ra, Ап, Не, поэтому, кромо
У. в., различают урано-радиевые во-
ды, урано-радоновые воды и урано-
радоно-радиевые воды (см. Радио-
активные воды). В зависимости от
химич. состава вод выщелачивание
U, Jo, Ra, Rn и Не из горных пород
происходит с различной интенсив-
ностью, в связи с чем нередко от-
мечается нарушение радиоактивного
равновесия.
УРОВЕНЬ МОЩНОСТИ ОСТА-
НОВЛЕПНОГО РЕАКТОРА — уро-
вень мощности ядерного реактора',
в к-ром реакции деления прекраще-
ны при введении в активную зону
управляющих стержней. Уровень
мощности реактора, работавшего ра-
нее, характеризуется изменениями,
обусловленными отрицательной ре-
активностью в результате введения
в активную зону стопорящих стерж-
ней (напр., аварийных стержней),
У. м. о. р. убывает до неск. % по ме-
ре распада ядер — предшественников
запаздывающих нейтронов — и затем
продолжает оч. медленно снижаться
по мере распада радиоактивных
осколков деления.
Вровень радиации — см.
Мощность дозы облучения.
УРОВНИ ЭНЕРГИИ — значе-
ния энергии, к-рыми может обладать
в стационарном состоянии кванто-
вая система, напр. атом, ядро, мо-
лекула. Термин «У. э.» относится к
графич. изображениям возможных
значений энергии связанной кванто-
вой системы, к-рые в стационарном
состоянии могут быть только дис-
кретными, в виде совокупности пря-
мых линий, перпендикулярных оси
энергий. Расстояния между У. э.
равны квантам энергии, т. е. тем
конечным значениям энергии, к-рые
472
УРОВНИ ЭНЕРГИИ АТОМА
система может поглощать или отда-
вать. Переходы системы из одного
состояния в др. изображаются на
энергетич. .диаграмме стрелками
между соответствующими У. э.
У. э., соответствующий наимень-
шему из возможных значений энер-
гии системы, наз. основным. Со-

7,16	6/2~
6,35 ^2,3/2
стояиие системы с таким значением
энергии наиболее устойчиво. Уровни
с повышенной энергией наз. возбуж-
денными. Каждый У. э. характери-
зуется рпредел. временем жизни,
т. е. средним промежутком времени,
по истечении к-рого" система пере-
ходит с этого У. э. на
любой другой, распо-
ложенный ниже. Напр.,
для атомного ядра
время жизни большин-
ства уровней состав-
ляет ГО"14—10“10 сек.,
но иногда бывает гораз-
до больше (неск. лет —
см. Изомерия атомных
ядер}. Пз квантовой
механики следует, что
для У. э. с конечным
временем жизни энер-
гия системы не может
иметь строго определен-
ного значения, а может
быть определена лишь
4,65
0,43	'4-
0
3/2-
Уровни возбуждения атом-
ного ядра 4Be . На каж-
дом уровне даны величи-
ны энергии, момента количества движения
ядра в данном возбужденном состоянии
и знак четности.
в пределах нек-рого энергетического
интервала, называемого шириной
уровня. Чем больше время жизни,
тем уже интервал энергии, и на-
оборот.
Иногда система может находиться
в неск. различных состояниях, об-
ладая одной и той же энергией. Со-
ответствующий У.э.наз. вырожден-
ным. Во внешнем поле (электрич.,
магнитном) энергия системы изме-
няется, У. э. смещаются, и ранее
совпадавшие У. э. могут расщепить-
ся, образуя т. н. тонкую структуру.
У. э. атомного ядра лежат отно-
сительно далеко друг от друга
для низких энергетич. состояний,
т. е. вблизи основного состояния
ядра, но с ростом внутр, энергии
ядра происходит сближение, а при
энергиях порядка 15—20 Мэе и
выше У. э. практически сливаются
и их можно рассматривать как не-
прерывный спектр.
Кроме энергии, ширины и вре-
мени жизни, каждый У. э. ядра ха-
рактеризуется также значением чет-
ности, момента количества движе-
ния (спина} ядра. В качестве при-
мера приводится типичная схема
уровней ядра 4Ве7. Каждый уровень
изображается горизонтальной ли-
нией, около к-рой слева (или справа)
записывается энергия в Мэв или
Кэв (отсчитывается от основного со-
стояния), а справа — спин и чет-
ность.
Уровни энергии Атома—см.
Уровни энергии.
Уровни энергии атомного
ядра — см. Уровни энергии. ‘
Уровня радиоактйвное
ИЗМЕРЕНИЕ — измерение, ос-
нованное на регистрации изменений
в поглощении у- или ^-излучения
при прохождении через вещество.
Этим способом измеряют уровни
агрессивных жидкостей (кислот, ще-
лочей и т. д.) в резервуарах, воды
в паровых котлах, жидких метал-
лов при их разливке, сыпучих тел
в бункерах (угля, руды, цемента
и т. д.)„
У. р. и. осуществляется с помощью
источника радиоактивных излучений
1 (рис.), детектора излучений 2 и
регистрир. устройства 3. Источник
и детектор у-излучений можно рас-
положить в одной Плоскости (рис., а),
перпендикулярной направлению пе-
ремещения среды. Регистрир. уст-
ройство показывает изменение уров-
ня по изменению тока в цепи детек-
тора в зависимости от того, проходят
ли у-лучи через среду или мимо
нее. Источник и детектор у-излу-
чений располагают также и в пло-
скости, параллельной направлению
перемещения среды (рис., б). Если
объем, в к-ром измеряется уровень,
пуст, то ток в цепи детектора мак-
симальный и регистрир. прибор
показывает нулевой уровень. При
УСИЛИТЕЛЬ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ
473
заполнении нек-рой части объема
к.-л. веществом часть у-квантов по-
глотится в нем и ток в цепи детек-
тора уменьшится, а регистрир. уст-
Схемы действия радиоактивных уров-
немеров.
ройсл во покажет соответствующее
изменение уровня. Источник излу-
чения м. б. установлен и на поплавке
(рис., в), а детекторы — снаружи
объема, уровень в к-ром измеряется.
Изменение интенсивности у-излуче-
ния, попадающего на детектор, про-
исходит в результате изменения рас-
стояния между источником и де-
тектором излучений. По мере опу-
скания уровня расстояние между
источником и верхним детектором
увеличивается, а число у-квантов,
попадающих на этот детектор, со-
ответственно уменьшается; одновре-
менно, в результате приближения
источника к нижнему, детектору,
количество падающих па него у-кван-
тов увеличивается. Эти изменения
вызывают изменения токов, посту-
пающих на регистрир. устройство,
показывающее уровень.
Для измерения уровня иногда при-
меняют также источники ^-излуче-
ния. При этом источник и детектор
располагаются на небольшом рас-
стоянии друг от друга (1—5 см), т. к.
пробег f-частиц в веществе очень
мал. Поток -частиц почти полностью
поглощается веществом, если оно
заполняет пространство между ис-
точником и детектором; при этом ток
в цепи детектора фактически пре-
кращается, вследствие чего сраба-
тывает .регистр пр. устройство.
Конструкции приборов (уровне-
меров) для У. р. и. различны в за-
висимости от способа измерения,
диапазона изменений уровня и фор-
мы объема с контролируемым веще-
ством. Регистрирующее устройство
снабжается указывающим (рис. 3,
табл. VIII) или самопишущим из-
мерительным прибором.
УСИЛИВАЮЩАЯ ФОЛЬГА —
фольга из материала большой плот-
ности и высокого атомного номера.
Применяется в гамма-дефектоскопии
для усиления фотография, действия
7-излучения за счет образования
фотоэлектронов в материале фольги.
Пробег фотоэлектронов оч. мал, по-
этому наиболее целесообразная тол-
щина У. ф. составляет неск. сотых
мм. Обычно У. ф. изготовляются
из свинца толщиной 0,1—0,5 мм.
Величина коэфф, усиления колеб-
лется от 1,5 до 2,5. У. ф. также
ослабляют вредное вуалирующее дей-
ствие рассеянного у-излучения.
УСИЛИВАЮЩИЙ ЭКРАН —
картонный лист, покрытый слоем
сцинтиллятора, способного светить-
ся под действием у-излучения. При-
меняется для усиления фотография,
действия у-излучения при гамма-
дефектоскопии на фотопленку. Сцин-
тиллятором в большинстве случаев
служит вольфрамат кальция, нано-
симый слоем толщиной 120 мг/см\
излучающий под действием у-кван-
тов синие, фиолетовые и ультрафио-
летовые лучи. Имеются У. э., зна-
чения коэфф.- усиления к-рых при
просвечивании у-излучением от Со60
стальных изделий толщиной 70 мм
равны: 12 (для пленки рептген-Х)
и 2,5 (для пленки рентген-ХХ).
УСИЛИТЕЛЬ — см. Импульсный
усилитель, Логарифмический усили-
тель, Усилитель постоянного тока,
Сервоусилитель, Электрометриче-
ский усилитель, Усилитель бегущей
волны.
УСИЛИТЕЛЬ АВАРИЙНОЙ ЗА-
ЩИТЫ — высоконадежный уси-
литель для подачи сигнала автома-
тич. остановки реактора в случае
превышения заданного уровня мощ-
ности или периода реактора. В про-
стейшем случае У. а. з.— быстро-
действующее высокочувствит. реле,
474
УСИЛИТЕЛЬ БЕГУЩЕЙ ВОЛНЫ
срабатывающее при превышении за-
данного уровня.
УСИЛИТЕЛЬ БЕГУЩЕЙ ВОЛ-
НЫ (с распределенными
параметрами) — устройство
для усиления импульсов наносе-
кундного диапазона, состоящее из
неск. усилйт. ламп, управляющие
сетки к-рых включены в одну ис-
кусств. электрич. линию, а аноды —
в ДРУгук> (рис.). Сеточная и анод-
ная линии образованы из входных
и выходных емкостей ламп и соеди-
няющих их индуктивностей. Ско-
рость распространения в обеих ли-
ниях одинаковая. У. б. в. могут
включаться каскадно. Коэфф, уси-
ления каскада, у которого обе ли-
нии нагружены на характеристич.
сопротивление, k:=nSZal2, где п—
число ламп, S — крутизна лампы,
Za — характеристич. сопротивле-
ние анодной линии. Верхняя гра-
ничная частота определяется ис-
кусств. линиями и достигает неск.
сот мггц.
УСИЛЙТЕЛЬ ИМПУЛЬСОВ —
см. Импульсный усилитель.
УСИЛИТЕЛЬ ПОСТОЯННОГО
ТОКА — ламповый усилитель, при-
меняемый для измерения иониза-
ционных токов от интегральных ка-
мер путем измерения падения на-
пряжения на известном сопротив-
лении нагрузки при прохождепии
через него измеряемого тока. Для
повышения стабильности и сниже-
ния постоянной времени У. п. т.
обычно имеет отрицат. обратную
связь. К выходу У. п. т. подключают
показывающий прибор или само-
писец. Макс, чувствительность может
достигать 10а “12 на всю шкалу при-
бора. Переключение диапазонов лег-
ко осуществляется переключением
сопротивлений нагрузки.
УСКОРЕНИЕ ЗАРЯЖЕННЫХ
ЧАСТИЦ — процесс увеличения ско-
рости (энергии) заряженных атом-
ных частиц за счет энергии электри-
ческого или вихревого магнитного
поля. Совр. ускорители заряжен-
ных частиц позволяют получать час-
тицы с энергиями до миллиардов
электрон-вольт. Ускоренные заря-
женные частицы (электроны, про-
тоны и ионы) используются для
исследований строения ядра ато-
ма, внутриядерных сил, природы
и превращения элементарных ча-
стиц. При взаимодействии ускорен-
ных частиц с атомными ядрами по-
лучают новые частицы: фотоны, ней-
троны, мезоны, антипротоны и др.
Ускоренные частицы применяются
также в пром-сти ('^-дефектоскопия,
стерилизация пищевых продуктов)
и для мед. целей (глубинная терапия
злокачеств. опухолей).
УСКОРИТЕЛЬ ЗАРЯЖЕННЫХ
ЧАСТИЦ — установка для ускоре-
ния заряженных частиц.
На первом этапе развития экспе-
риментальной ядерной физики ис-
пользовались быстрые частицы, ис-
пускаемые веществами с естеств.
радиоактивностью. Опыты ускорения
частиц с помощью высоковольтных
установок были начаты в 20-х гг.
20 в. Первая ядерная реакция с
ускоренными частицами (протонами
с энергией 0,7 Мэв) осуществлена
в 1932 с помощью ускорителя Кок-
рофта и Уолтона.
В нач. 30-х гг. продолжается
развитие электростатич. ускори-
телей, широкое распространение
получает генератор Ван-де-Гра-
афа. В то же время проводятся пер-
вые опыты по созданию циклотрона
и резонансного линейного ускори-
теля группой Э. Лоренса. К концу
30-х гг. циклотрон становится рас-
пространенной лабораторной уста-
новкой, а макс, энергия частиц,
ускоренных в нем, вскоре достигает
практич. предела (ок. 20 Мэв для
протонов). Одновременно развивает-
ся и линейный ускоритель (пред-
ложен в 1924 Г. Пзингом), однако
при существовавшем тогда уровне
УСКОРИТЕЛЬ ЗАРЯЖЕННЫХ ЧАСТИЦ
475
развития радиотехники он во многих
отношениях уступает другим ви-
дам ускорителей. Дальнейшее раз-
витие линейный ускоритель получа-
ет лишь после 1945 (работы Л. Аль-
вареца).
В 1940 Д. Керстом построен пер-
вый действующий бетатрон (изоб-
ретен Р. Видероэ в 1928). В после-
дующее десятилетие энергия электро-
нов, ускоренных в бетатроне, дости-
гает 100 Мэв (1945) и 330 Мэв (1950),
а бетатроны с энергией 15—30 Мэв
начинают широко применяться не
только в физике, но также в про-
мышленности и медицине.
В 1944 В. И. Векслером (и в
1945 Э. Макмилланом) открыт прин-
цип автофазировки, положенный в
основу работы синхротрона, фазо-
трона, синхрофазотрона и микро-
трона. В результате развития уско-
рительной техники энергия электро-
нов, полученных на синхротроне,
возрастает до 1000 Мэв. Самый боль-
шой фазотрон, ускоряющий протоны
до 680 Мэв, построен в СССР в 1949—
1953 под руководством Д. В. Ефремо-
ва, М. Г. Мещерякова и А. Л. Минца.
Крупнейший в мире синхрофазо-
трон, ускоряющий протоны до 10
Бэе, построен в СССР в 1957 при
участии В. И. Векслера, Д. В. Ефре-
мова, Е. Г. Комара, А. Л. Минца.
Дальнейшее повышение энергии
частиц в синхрофазотроне не целе-
сообразно, т. к. влечет чрезвычайно
большое увеличение размеров этих
установок (вес магнита синхрофа-
зотрона на 10 Бэе ок. 36 000 т).
Стремление обойти эту трудность
привело к изобретению силънофоку-
сирующих ускорителей (Н. Кристо-
филос в 1950, Э. Курант, М. Ливинг-
стон, Т. Снайдер в 1952). В наст,
время (1958) сооружаются сильно-
фокусирующие синхрофазотроны на
энергию протонов до 25 Бэе (в
США п Швейцарии) и 50—60 Бэе
(в СССР).
Увеличение энергии частиц, по-
лученных на ускорителях, сопровож-
далось столь же быстрым уменьше-
нием средней интенсивности пучка
ускоренных частиц (количество ча-
стиц в единицу времени). От непре-
рывно действующих электростатич.
ускорителей и циклотрона, ускоряю-
щего частицы импульсами миллионы
раз в сек., развитие шло через
синхротроны и фазотроны, где ча-
стота повторения циклов ускорения
порядка 50—100 гц, к большим син-
хрофазотронам, с частотой повторе-
ния неск. раз в мин. Эффективность
работы ускорителей на большие энер-
гии м. б. увеличена благодаря при-
менению принципа сильной фоку-
сировки к ускорителям с пост, маг-
нитным полем, к-рое было пред-
ложено в 1953 А. А. Коломенским,
В. А. Петуховым и М. С. Рабино-
вичем (см. Кольцевой фазотрон). Сей-
час (1958) ведутся исследовательские
работы по созданию ускорителей
такого типа. С задачей получения
большой интенсивности пучков уско-
ренных частиц связано также осу-
ществление идеи ускорителя с
встречными пучками частиц, выдви-
нутой в 1956 Д. Керстом. Исследуют-
ся также совершенно новые методы
ускорения заряженных частиц, среди
к-рых предложенный В. И. Вексле-
ром когерентный принцип ускоре-
ния.
Увеличение энергии ускоряемых
частиц происходит в результате
их прохождения через ускоряю-
щее устройство, в к-ром электрич.
поле взаимодействует с зарядом
частицы. По форме траектории ча-
стиц и характеру использования
ускоряющих устройств У. з. ч. де-
лятся на 2 больших класса: линейные
ускорители с прибл. прямолинейной
траекторией частиц и расположен-
ными вдоль нее ускоряющими ус-
тройствами, через каждое из к-рых
частица проходит только один раз,
и циклические резонансные ускори-
тели с траекторией частиц, близкой
по форме к кругу или спирали, и мно-
гократным (до миллионов раз) про-
хождением частицей ускоряющих
устройств. Для циклич. ускорителей
характерно наличие управляющего
магнита, обеспечивающего устойчи-
вое движение частиц внутри ва-
куумной камеры ускорителя. По виду
управляющего магнитного поля цик-
лические ускорители можно раз-
делить на ускорители с постоян-
ным во времени полем (циклотрон,
476
У С КО РИТ ЕЛ Ь -и ИЖ Е КТОР
фазотрон, микротрон, кольцевой
фазотрон) и с переменным полем
(бетатрон, синхротрон, синхрофазо-
трон).
Линейные ускорители по сравне-
нию с циклич. имеют ряд преиму-
ществ, к к-рым относятся: простота
ввода и вывода частиц, обусловлен-
ная прямолинейностью их траекто-
рии; малый размер сечения и боль-
шая плотность пучка частиц; про-
стота устройства защиты от био-
логических ядерных излучений; от-
сутствие громоздкого магнита. Вес
магнита циклического ускорителя,
а следовательно и стоимость всего
сооружения, растет пропорциональ-
но кубу конечной энергии частиц,
тогда как стоимость постройки ли-
нейного ускорителя пропорциональ-
на его длине, т. е. первой сте-
пени конечной энергии частиц. В
линейных электронных ускорителях
отсутствуют потери энергии на из-
лучение, которые в циклических
ускорителях пропорциональны чет-
вертой степени энергии электронов.
Однако недостатки линейных уско-
рителей (некоторая неоднородность
пучка ускоряемых частиц по энер-
гии, значительная длина ускори-
теля при большой величине конеч-
ной энергии, требующая большого
числа мощных питающих высоко-
частотных генераторов и сложной
их фазировки при параллельной
работе на различных участках уско-
рителя),недостаточное развитие совр.
высокочастотной техники, а также
бурное развитие и усовершенство-
вание циклич. автофазирующих ус-
корителей привели к тому, что наи-
большее распространение получили
циклич. ускорители заряженных ча-
стиц.
У. з. ч. различаются также по
характеру ускоряющего электрич.
поля:	электростатическое поле
(электростатические ускорители),
вихревое электрическое поле (бета-
трон), переменное высокочастотное
электрическое поле (большинство ли-
нейных и циклических ускорителей).
В ускорителях с переменным полем
частицы должны двигаться синхрон-
но с изменением поля, чтобы прохо-
дить ускоряющее устройство каждый
раз в тот момент, когда направление
поля соответствует ускорению ча-
стицы (резонансный метод ускоре-
ния частиц).
УСКОРИТЕЛЬ-ИНЖЕКТОР — см.
Инжектор.
УСКОРЙТЕЛЬ ИОНОВ— см. Ус-
коритель заряженных частиц.
УСКОРЙТЕЛЬ КОКРОФТА И
УОЛТОНА — линейный ускори-
тель заряженных частиц с электро-
статич. ускоряющим полем. Состоит
из источника высокого пост, напря-
жения, в качестве к-рого исполь-
зуется каскадный генератор, и ва-
куумной ускорит, трубки из мате-
риала с высокой электрич. прочно-
стью (фарфора, спец, стекла или
керамики). Для равномерного рас-
пределения ускоряющего напряже-
ния и фокусировки пучка ускоряе-
мых частиц внутри вакуумной труб-
ки вдоль траектории частиц распо-
лагается ряд полых электродов.
Максимальная энергия частиц, по-
лучаемых в У. К. и У., составляет
1—2 Мэв.
УСКОРЙТЕЛЬ С ЖЁСТКОЙ ФО-
КУСИРОВКОЙ— см. Силънофокуси-
рующий ускоритель.
УСКОРИТЕЛЬ С ПЕРЕМЕН-
НЫМ ПОЛЕМ — циклич. ускори-
тель заряженных частиц с перемен-
ным во времени магнитным полем.
Возрастание магнитного ноля по-
зволяет в течение всего процесса
ускорения сохранять радиус орбиты
частиц постоянным. Магнит ускори-
теля такого типа имеет форму кольца.
К таким ускорителям относятся
бетатрон, синхротрон, синхрофазо-
трон.
УСКОРЙТЕЛЬ С ПОСТОЯННЫМ
ПОЛЕМ — циклич. ускоритель заря-
женных частиц, магнитное направ-
ляющее поле к-рого неизменно во
времени. КУ. с п. п. относятся цикло-
трон, фазотрон, микротрон, а так-
же ускорители с сильной фокусиров-
кой, у к-рых магнит имеет форму
кольца (кольцевой фазотрон), а на-
пряженность магнитного поля быстро
изменяется вдоль радиуса. Такие
ускорители принципиально дают воз-
можность ускорять частицы до энер-
гий в миллиарды эв при гораздо
большей интенсивности пучка ча-
ФАЗОТРОН
477
стиц, чем в ускорителях с перемен-
ным полем.
УСКОРЯЮЩАЯ ТРУБКА — см.
Ускоряющее устройство ускори-
теля.	_
УСКОРЯЮЩЕЕ УСТРОЙСТВО
УСКОРИТЕЛЯ — в ускорителе за-
ряженных частиц устройство, в
к-ром происходит взаимодействие ус-
коряющего электрич. поля с заря-
дом частицы, ведущее к увеличению
ее энергии. У. у. у. должно, зани-
мая возможно меньшую часть по-
лезного объема вакуумной камеры
ускорителя, обеспечивать необходи-
мую величину ускоряющего напря-
жения при заданном диапазоне из-
менения его частоты. Для умень-
шения потребляемой мощности У .у.у.
обычно выполняется в виде резонан-
сной системы (резонансный метод
ускорения частиц) или ее составной
части. У. у. у. в виде 2 дуантов
применяется в циклотроне', в фазо-
троне одним электродом У. у. у.
служит дуант, а вторым — заземлен-
ная рамка (ложный дуант). Резо-
нансный контур состоит из емкости
дуантов и индуктивности питающей
линии. В фазотроне для изменения
частоты контура используется пе-
ременный вращающийся конденса-
тор, ‘включенный параллельно ем-
кости дуанта. В ускорителях с коль-
цевым магнитом У. у. у. служит
С-образный электрод (модификация
дуанта в виде трубки, изогнутой
в полукольцо и помещенной в ва-
куумную камеру). Пролетная (дрей-
фовая/ ускоряющая) трубка приме-
няется в линейных ускорителях как
в электростатич., так ив резонанс-
ных, а также в циклич. ускорителях
с кольцевым магнитом. В послед-
нем случае она наз. также укоро-
ченным электродом (по сравнению
с С-образным электродом).
Очень эффективным и экономичным
У. у. у. является объемный резо-
натор (эндовибратор), широко при-
меняемый в ускорителях с посто-
янной частотой ускоряющего поля,
например в синхротроне. В больших
кольцевых ускорителях типа син-
хрофазотрона У. у. у. служит ус-
коряющий трансформатор. Он со-
стоит из замкнутого ферритового
сердечника, охватывающего орби-
ту частиц в одном из прямолиней-
ных промежутков магнита так, что
она представляет собой как бы
вторичную обмотку трансформато-
ра; первичная обмотка питается
мощным высокочастотным генера-
тором. Такая ускоряющая система
по принципу работы подобна бета-
трону.
УСРЕДНЕНИЯ ПРАВИЛО (а д-
дитивиости правило).
При действии ионизирующего излу-
чения па смеси веществ энергия
излучения, поглощаемая каждым ком-
понентом, а следовательно, и ско-
рость первичного химического рас-
пада пропорциональны электронной
доле соответствующих компонентов
в смеси. (О несоблюдении У. п. см.
Передача энергии).
УСТОЙЧИВАЯ ОРБЙТА (б с-
татронная, синхротрон-
ная) — см. Орбита частицы.
УТЕЧКА НЕЙТРОНОВ — потер я
нейтронов вследствие вылета их с
поверхности реактора в процессе
замедления и диффузии. Для дан-
ного объема наименьшей поверх-
ностью обладает сфера, поэтому У. п.
из сферического реактора будет
меньше, чем из реактора любой дру-
гой формы. Утечку нейтронов мож-
но уменьшить, окружив реактор
отражателем t который возвращает
в реактор часть покинувших его
нейтронов.
ФАЗОТРОН (синхроцикло-
трон, циклотрон с частот-
ной модуляцией) — циклич.
резонансный ускоритель заряженных
частиц с постоянным магнитным по-
лем и перем, частотой ускоряюще-
го электрич. поля. Ф. применяется
для ускорения тяжелых частиц (про-
тонов, дейтронов, а-частиц) до энер-
гий в неск. сотен Мэв. В результате
478
ФАНТОМ
взаимодействия ускоренных в Ф. ча-
стиц с ядрами атомов получают так-
же пучки высокоэнергетпчных ней-
тронов и мезонов.
Ф. в основном подобен циклотрону,
но период ускоряющего поля в нем
медленно увеличивается в процессе
ускорения, что позволяет ускорять
частицы до более значит, энергий,
при к-рых становится заметной за-
висимость массы частицы от скоро-
сти. Благодаря действию механизма
автофазировки период обращения ча-
стиц колеблется около среднего сво-
его значения, равного периоду уско-
ряющего поля, а величина ускоряю-
щего напряжения м. б. значительно
снижена по сравнению с циклотро-
ном (до 15—20 При этом пре-
дельно достижимая энергия частиц
определяется размерами магнита, а
не величиной ускоряющего напря-
жения, как в циклотроне. Ф., в от-
личие от циклотрона, дает ускоряе-
мые частицы не непрерывно (в каж-
дом полупериоде ускоряющего по-
ля), а импульсами, с частотой по-
вторения циклов изменения пери-
ода ускоряющего поля (обычно ок.
100 гц). Поэтому интенсивность (чи-
сло ускоренных частиц в единицу
времени) при прочих равных усло-
виях у Ф. меньше, чем у циклотрона.
В разных странах мира работает бо-
лее десятка Ф., ускоряющих прото-
ны до энергии более 100 Мэв. В СССР,
в Объединенном институте ядерных
исследований, работает Ф. на энер-
гию 680 Мэв (рис. 4, табл. XI).
Для ускорения частиц до энер-
гии более 1000 Мэв Ф. не приме-
няются, так как размеры магнита бы-
стро возрастают с энергией (напр.,
вес магнита Ф. на 680 Мэз — ок.
7000 т). ,
ФАНТОМ — искусств. сооруже-
ние, заменяющее облучаемый объект
и предназнач. для непосредств. изме-
рений физической дозы облучения на
глубине. Ф. обычно изготовляются из
материалов, по плотности и эффек-
тивному ат. н. близких к ткани че-
ловеч. тела, напр. вода, парафин,
прессованные опилки, воск, нек-рые
сорта дерева и др. Форма и размер Ф.
обычно выбираются близкими к га-
баритам человеч. тела или его части.
ФАЯНСА—ПАНЕТА ПРАВИЛО —
первое обобщение (1913) опытных
данных по соосаждению радиоактив-
ных элементов (р. э.) с кристаллич.
осадками. Р. э. переходит в осадок,
если образует с ионами осадка про-
тивоположного знака труднораство-
римое или плохо диссоциированное
соединение. Правило применимо,
если р. э. захватывается поверхно-
стью осадка.
ФЕНАКИТ— минерал из класса
силикатов, Be2[SiO4]; содержит
45,59/о ВеО. Кристаллизуется в три-
гональной системе, образуя изоме-
трические, иногда вытянутые иголь-
чатые кристаллы. Бесцветный или
слабо окрашен в винно-желтый или
розовый, редко бурый цвет; блеск
стеклянный, жирный. Тв. 7,5; уд. в.
2,96—3,0. Встречается в пневмато-
литовых образованиях и пегмати-
тах, связанных с кислыми и щелоч-
ными изверженными породами, сов-
местно р бериллом (изумрудом),
хризобериллом, топазом, полевыми
шпатами, слюдами и кварцем. Руда
для извлечения бериллия.
ФЕРГЮСОНЙТ (тир и т, бра-
гит, с и п и л и т) — минерал,
сложный окисел состава Y, Ce(Fe,U)
(Nb, Та)04; содержит: 29,9—
47,l%Nb2O5;	0,5—17,0%	Та2О5;’
0,3—1,3% TiO2; 0,1—8,2% UO2;
1,5—5,5%UO3; до 4,85% ThO2; 27,5—
40,4% (Y, Er)2O3; 0,9—4,2% (Се,
La)2O3. Кристаллизуется в тетраго-
нальной системе, образуя кристаллы
призматич. и пирамидального обли-
ка и удлиненно-призматич. зерна.
Цвет— черный, буровато-черный,
темно-бурый, красно-бурый, желто-
вато-бурый; блеск — сильный, стек-
лянный, смолистый или пол у метал-
лич. Тв. 5,5—6,5; уд. в. 4,53—5,8;
радиоактивен. Встречается в гранит-
ных пегматитах совместно с магне-
титом, мусковитом, бериллом, мо-
нацитом, цирконом, апатитом, орти-
том, эвксенитом, пирохлором, бета-
фитом и др. редкоземельными мине-
ралами. Один из источников полу-
чения редких земель.
ФЕРМИ ИЗЛУЧАТЕЛЬ — см.
Гамма-излучател и.
ФЕРМИ — ДИРАКА СТАТИСТИ-
КА — квантовая статистика у приме-
ФЕРРОСУЛЬФАТНЫЙ ДОЗИМЕТР
479
няемая к системам одинаковых (тож-
дественных) частиц с полуцелым спи-
ном С/г, 3/2, • • •)— системам электро-
нов, нейтронов, протонов. Для оди-
наковых частиц такого рода ср. чис-
ло невзаимодействующих друг с дру-
гом частиц в состоянии i с энергией
Е$ равно:
п. = (е(Ег-и)/*Т+1)->
(т.н.распределение Ферми—Дирака).
Здесь к — Больцмана постоянная,
Т — абс. темп-pa, и — т. н. химич.
потенциал, определяемый условием,
что сумма чисел частиц во всех
состояниях равна полному числу ча-
стиц: ^n^N. Наиболее характерным
i
свойством распределения Ферми —
Дирака является его вид при стрем-
лении абс. темп-ры к нулю: во всех
состояниях, энергия к-рых £^<|i
и к-рые оказываются полностью за-
полненными, имеется по одной ча-
стице; вторая частица не может пе-
рейти в занятое состояние из-за
Паули принципа, справедливого для
частиц с полуцелым спином. Все со-
стояния с энергией £^>|i оказывают-
ся полностью незанятыми, т. е. в
этих состояниях частиц не имеется.
Т. о., зависимость n\(Ei) имеет ха-
рактерный «ступенчатый» вид: /?^=1
при Ei<^ и nj=O при	Отсю-
да энергия системы частиц, подчи-
няющихся Ф.—Д. с., не может быть
меньше нек-рого минимального зна-
чения, равного энергии системы при
Т=0 (т.н. нулевой энергии). Напр.,
при Т=0 среди электронов проводи-
мости в металле могут быть электро-
ны с большой величиной энергии и
импульса, если только число электро-
нов достаточно велико. Если характе-
ризовать состояния отдельной части-
цы ее импульсом, то при Т—0 будут
заполнены все состояния с абс. вели-
чиной импульса, меньшей pQ-=:'yr2m\j.
(m—масса частицы), т. е. в про-
странстве импульсов будет заполне-
на сфера радиуса /?0 (т. н. сфера Фер-
ми). При повышении темп-ры энер-
гия системы будет повышаться за
счет перехода частиц на более высо-
кие уровни с энергией ЕС>^. Ф.—Д. с.
нашла широкое применение для опи-
сания поведения электронов в метал-
лах, для приближ. описания поведе-
ния электронов в средних слоях элек-
тронной оболочки многоэлектронных
атомов (т. н. метод Томаса •— Ферми),
для приближ. описания поведения
нуклонов в ядре. Несмотря на то, что
такое описание нуклонов ядра, как
газа в потенциальной яме, соответ-
ствующей размерам ядра, является
довольно грубым,с его помощью мож-
но объяснить нек-рые свойства ядер-
ных реакиий.
ФЁРМИЙ Fm — искусственно по-
лученный радиоактивный химич. эле-
мент семейства актиноидов, п. н. 100.
Получен в 1954 как продукт ^-распа-
да Es, а также облучением U ионами
кислорода О16 с энергией 180 Мэв.
Назван в честь выдающегося итал.
ученого в области ядерной физики
Э. Ферми (Е. Fermi). Известны изо-
топы Fm с массовыми числами 250—
258. Самый долгоживущий изотоп
Fm258 (Ti/2=4,5 дня). Изотопы Fm
весьма нестойки по отношению к
спонтанному делению. Выдающим-
ся в этом отношении является
Fm256, испытывающий спонтанное
деление с Ti/2=3,5 часа. Fm из-
вестен только в импульсных коли-
чествах. Его образование наблюда-
лось при облучении плутония мощ-
ным потоком нейтронов порядка
1022zz/c.vt2. Fm— 3-валентный эле-
мент, на что указывает его положение
в ряду 3-валентных элементов при
экстрагировании и десорбции с ионо-
обменных смол.
ФЕРРОСУЛЬФАТНЫЙ ДОЗИ-
МЕТР (дозиметр Ф р и к к е) —
система для дозиметрии химической,
основанная на радиационно-химич.
окислении Fe2+. Представляет собой
насыщенный воздухом 0,001—0,01 М
раствор сульфата железа или соли
Мора в 0,8 N растворе H2SO4. При-
меняется преим. для дозиметрии лег-
кого излучения. Для ^-лучей Со60ра-
диационно-химич. выход окисления
Fe2+ равен 15,6 иона на 100 эв по-
глощенной энергии.Выход окисления
не зависит от концентрации Fe2+ в
интервале 10“4—10“2 М, от концент-
рации к-ты в интервале 0,1—5 М и
от мощности дозы в интервале 1013—
1019 эв/см?-сек. Раствор устойчив при
хранении в темноте. Дозиметрия.
480
ФИЗИЧЕСКАЯ ДОЗА
раствор не должен содержать орга-
нич. веществ, т. к. они изменяют вы-
ход окисления железа. Концентра-
цию Fe3+удобно определять спектро-
фотометрически и колориметрически
с ортофенантролином. Ф. д. удобен
для определения доз в интервале
1016—5-1018 эв/см3. Если использо-
вать железо, содержащее радиоак-
тивный изотоп, можно определить
дозу порядка 1014 эв/см\
ФИЗИЧЕСКАЯ ДОЗА — погло-
щенная энергия рентгеновских или
7-лучей, отнесенная к единице объе-
ма облучаемой среды. Единицей Ф. д.
является рентген. Для измерения до-
зы др. ионизирующих излучений
употребляется физический эквива-
лент рентгена.
ФИЗЙЧЕСКАЯ СТАТЙСТИКА —
см. Статистическая физика.
ФИЗЙЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ОПРЕ-
ДЕЛЕНИЯ УРАНА, ТОРИЯ И РА-
ДИЯ (в рудах) — методы коли-
честв. определения содержания ура-
на, тория и радия в рудах, горных по-
родах и минералах, осн. на использо-
вании различных физич. свойств
(радиоактивность, люминесценция
и др.) анализируемых компонентов.
Чаще всего применяются радио-
метрический, спектральный, рентге-
носпектральный и люминесцентный
методы.
Радиометрии, методы основаны на
использовании радиоактивных из-
лучений и заключаются в измере-
нии одного вида излучения или
на измерении исследуемой пробы
по различным видам излучения
(а-, р- или у-излучения) с допол-
нит. применением дискриминации по
энергиям (см. Радиометрический ана-
лиз). На практике при анализах на
естеств. радиоактивные элементы
результаты измерений выражаются в
эквивалентных единицах равновес-
ного урана с использованием для
этой цели эталонов (см. Эталонные
и стандартные образцы). В случае
анализа руд, содержащих лишь рав-
новесный (см. Радиоактивное равнове-
сие) уран или торий, эти измерения со-
ответствуют истинному содержанию
радиоактивных элементов в пробе.
При анализе неравновесных урано-
вых руд и сложных урано-ториевых
руд необходимо сочетание измерений
по различным видам излучения, поз-т
воляющих получить неск. линейно
независимых алгебраич. уравнений
первой степени, решение к-рых дает
возможность установить содержание
каждого из имеющихся в пробе ра-
диоактивных элементов. В наст, вр.'
существуют различные методики
раздельных определений радиоак-
тивных элементов, основанные: 1) на
измерении различных видов излу-
чения (чаще всего комплекса и
7-излучений); 2) на дискриминации
(энергетич. или временном разделе-
нии) излучений одного вида (а- и ча-
ще 7-дискримипац. измерения); 3) на
измерении одного вида излучений
и дополнит, эманац. измерений (см.
Эманационное определение радия)',
4) комбинированные методики, пред-
ставляющие сочетания методик пер-
вых 2 типов.
Спектральный метод определения
урана и тория основан на сопостав-
лении интенсивности их спектр, ли-
ний с линиями этих элементов в стан-
дартных образцах. Спектрограммы
получаются обычно путем фотогра-
фирования спектрографом излучения
испаряемой в пламени электрич. ду-
ги пробы руды.
В рентгеноспектральном методе
исследуемое вещество возбуждается
на аноде рентгеновской трубки ка-
тодным пучком, и возникающее при.
этом рентгеновское излучение раз-
лагается в спектр кристаллом-ана-
лизатором и регистрируется на плен-
ку или счетчиком (см. Рентгеноспект-
ральный анализ).
Люминесцентный метод определе-
ния урана основывается на способ-
ности сплавов солей урана IV с фто-
ристым натрием давать при освеще-
нии их ультрафиолетовым светом
желто-зеленую флюоресценцию. При
этом методе необходимо предвари-
тельно устранять мешающее влияние
элементов-гасителей (хром, марга-
нец, кобальт и др. элементы перем,
валентности). Содержание урана
определяется путем сравнения флюо-
ресценции сплава (перла) анализи-
руемой пробы с флюоресценцией пер-
лов с известным содержанием урана
(шкалой).
ФОКУСИРОВКА ЧАСТИЦ
481
Физич. методы определения радио-
активных элементов требуют крайне
незначит. затрат времени, что являет-
ся их огромным преимуществом, осо-
бенно при массовых анализах. Не-
достатком этих методов является
меньшая точность по сравнению с
химическими анализами (см. Хими-
ческие методы определения урана,
тория и радия в рудах и горных
породах).
ФИЗЙЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИ-
СТИКИ РЕАКТОРА—величины,
определяющие ход цепной реакции
деления ядер в реакторе. К Ф. х. р.
относятся критическая масса (см. реп-
ная ядерная реакция), критические
размеры реактора, загрузка деляще-
гося вещества (см. Перегрузка топ-
лива), геометрия, размеры, длина по-
глощения, длина переноса,длина диф-
фузии, длина замедления, эффектив-
ный, коэффициент размножения, ре-
активность и температурный коэф-
фициент реактивности, коэфф, теп-
лового использования резонансного
захвата и т. д. Нек-рые из перечисл.
Ф. х. р. являются производными от
др., напр., эффективный коэфф, раз-
множения голого реактора можно
определить по длине замедления, дли-
не диффузии, форме, размерам и др.
При проектировании реактора про-
изводятся расчеты Ф. х. р., чтобы
выяснить все особенности его пове-
дения. Наиболее важные Ф. х. р.
определяются эксперимент, путем,
если расчет их нельзя провести с тре-
буемой точностью по тем или иным
причинам. Чаще всего эксперимен-
тально проверяются критич. масса,
длина замедления, температурный
коэфф, реактивности, коэфф, избе-
жания резонансного захвата и т. д.
ФИЗИЧЕСКИЙ ЭКВИВАЛЕНТ
РЕНТГЕНА (фэр) — доза любого
вида излучения (а-, ₽-, 7-, нейтро-
нов), создающая то же количество
пар ионов в измеряемом объеме, что
и доза рентгеновского излучения в
1 р. Энергия, поглощенная 1 г ве-
щества, равна при этом потере энер-
гии на ионизацию, создаваемую в 1 г
воздуха дозой в 1 р. Определение
дозы в фэр'ях. позволяет сравнивать
эффект от различных видов излуче-
ния. Для расчета дозы в фэр1 ах мож-
1 6 «Атомная энергия»
но пользоваться след, данными:
1^=2,083-10’ ”*Р- иопов=0И9-^=
СМ*	’ см*
=6,8-10* пли
СМ3
1р=1,61-10” пар ИОИОВ=84 I7—=
г	г
=5,3-10’ —.
г
ФИЛЬТР для очистки
воздуха и газа от радио-
активных веществ — аппа-
рат, задерживающий твердые и жид-
кие радиоактивные частицы, находя-
щиеся во взвешенном состоянии в
воздухе или газе. Ф. бывают инер-
ционные, пористые, смачиваемые, ма-
сляные, пенные, бумажные, элек-
трич. и др. Применение того или ино-
го Ф. зависит от заданной эффектив-
ности очистки, срока службы, сопро-
тивления воздушному потоку, а так-
же от пропускной способности.
ФЛЮТЕРЙТ — минерал, то же,
что ураноталит.
ФОКУСИРОВКА ЧАСТЙЦ в у с-
корителе — обеспечение устой-
чивости движения частиц по от-
ношению к различным случайным
возмущениям (рассеяние на остаточ-
ном газе, неточность впуска, неодно-
родность магнитного поля и т. п.).
В циклич. ускорителях устойчивость
движения частиц по орбите создает-
ся магнитной Ф. ч. В линейных ус-
корителях с электростатич. ускоря-
ющим полем частица фокусируется к
траектории движения электростатич.
линзами, образующимися в проме-
жутках между ускоряющими элект-
родами благодаря соответствующим
образом подобранному распределе-
нию потенциала между ними. В ли-
нейных резонансных ускорителях
для осуществления автофазировки
частица должна проходить ускоря-
ющий промежуток при возраста-
нии ускоряющего напряжения; при
этом она неизбежно дефокусируется
(рис. 1). Поэтому в таких ускорителях
применяется дополнит. Ф.ч. При уве-
личении скорости движения частицы
и приближении ее к скорости бегу-
щей волны электрич. поля этот раз-
ностный эффект дефокусировки осла-
482
ФОКУСНОЕ РАССТОЯНИЕ
бевает. В электронных ускорите-
лях, начиная с энергии в неск. Мэв,
электроны движутся практически со
скоростью бегущей волны и паходят-
Рис. 1. Схема пролета частиц через про-
межуток между ускоряющими электро-
дами 1 и 2 в линейном резонансном
ускорителе; дефокусирующая сила Р2
больше фокусирующей силы т. к.
электрич. поле за время пролета части-
цы через зазор возрастает.
ся в состоянии безразличного равно-
весия, тогда можно обойтись без до-
полнительной Ф. ч. Для фокусировки
протонов, ускоряемых в линейных
ускорителях, на входе пролетных
трубок применяют сетки из берил-
лиевых полосок (или сплошные крыш-
ки из тонкой бериллиевой фольги),
изменяющие распределение поля
(рис. 2). Однако сетки существенно
уменьшают интенсивность частиц на
выходе ускорителя. Возможно при-
менение для Ф.ч. обычных магнит-
Рис. 2. Схема фокусировки частиц за
счет электрич. поля между цилиндрами
и сеткой из бериллиевых полосок.
ных соленоидальных линз, но при
большой энергии частиц расход мощ-
ности для питания этих лпнз оказы-
вается большим. Поэтому было пред-
ложено применить в линейных уско-
рителях принцип сильной фокуси-
ровки, расположив вдоль траекто-
рии частиц сильнофокусирующие
магнитные или электрич. линзы.
ФОКУСНОЕ РАССТОЯНИЕ (в
^-дефектоскопии) — рас-
стояние от источника у-излучения
до детектора.
ФОН ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ —
интенсивность ^-изл учения, созда-
ваемая за счет космич. излучения,
радиоактивности земли и радиоактив-
ных загрязнений (естественный фон)
и изменяющаяся в широких преде-
лах. Ф. г.-и. в ряде случаев является
причиной невозможности точного
измерения, напр. ^-излучений. Что-
бы избавиться от влияния Ф. г.-и.
измерения производят в свинцовой
камере.
ФОН РАДИОАКТЙВНЫЙ есте-
ственный — постоянное облу-
чение, имеющее место на поверхно-
сти земли и создающее дозу излуче-
ния ^180 мр в год. Ф. р. складывает-
ся из космич. лучей и излучения ес-
теств. радиоактивных элементов —
гл. обр. Каи продуктов его распада,
а также долгоживущего изотопа ка-
лия — К40 (и частично С14). Радиоак-
тивные изотопы Ra и К40 в незначит.
количествах присутствуют повсе-
местно в окружающей среде (напр.,
концентрации Ra в почве составляет
величину порядка 400 мкюри на 1кш2)
и в организме человека и животных.
Биологич. действие и значение Ф. р.
окончательно не выяснено; более
или менее достоверным может счи-
таться лишь то, что за счет действия
Ф. р. может быть объяснена нек-рая
часть мутаций, приводящих к на-
следств. изменениям в животном и
растит, мире. Колебания величины
Ф. р. довольно значительны: Ф. р.
увеличивается с увеличением высоты
местности над уровнем моря (до 700
мр в год на высоте 3 000 .и); в камен-
ных зданиях Ф. р. в 2—3 раза выше,
чем в деревянных. В нек-рых мест-
ностях, богатых залежами радиоак-
тивных элементов (напр., в нек-рых
р-нах Индии и Бразилии), Ф.р. мо-
жет достигать значит, величины (до
1000 мр в год). Ф.р. принимается за
ту естеств. дозу радиации, получае-
мую человеком и животными, к-рая
является абсолютно допустимой.
В Сов. Союзе за предельно-допу-
стимую дозу для ограниченного кон-
тингента лиц, живущих в р-не атом-
ных электростанций и др. объектов
и могущих подвергнуться действию
ФОСФОР
483
радиоактивных отходов, принята до-
за, не превышающая Ф. р. более чем
в 2 раза.
ФОН СЧЁТЧИКА — см. Счетчи-
ка фон.
фоновый отсчёт — импульс,
возникающий в детекторе (счетчике,
ионизац. камере и др.) от космич.
излучения, радиоактивных загряз-
нений или вызванный внутр, причи-
нами (напр., самопроизвольными раз-
рядами).
ФОСФАТНОЕ ВЕЩЕСТВО (уран-
содержащее) — фосфат каль-
ция, существ, компонент осадоч-
ных месторождений урана, являю-
щийся одним из главных носите-
лей U в ряде месторождений. При
значит, содержании в осадочной по-
роде Ф. в. (более 10% P20s) порода
наз. фосфоритом. Химич,
состав урансодержащего фосфатно-
го вещества соответствует фтор-
апатиту при содержании F 1—3%;
при раскристаллизации Ф. в. при-
обретает все свойства апатита.
Ф. в. содержит U до 1,5%, иногда
TR до 0,7% и Sc до 0,2%. В различ-
ных осадочных месторождениях ура-
на Ф. в. представлено разными выде-
лениями: оолитами, цементом, не-
прав. гнездообразными скопления-
ми, прожилками, костями и чешуей
рыб. В рудах нек-рых урано-фосфо-
ритовых месторождений наблюдают-
ся высокие концентрации Zr. Уран-
содержащее Ф. в. является источ-
ником U.
ФОСФОР Р — химич. элемент
V гр. периодич. системы, п. н. 15,
ат. в. 30,975. Имеет 1 стабильный
изотоп Р31. Принадлежит к числу наи-
более распространенных в природе
химич. элементов; содержание Р в
земной коре составляет 8»10-2% по
весу (главнейшие природные обра-
зования — фосфориты и апатиты).
Является постоянной и необходимой
для жизни составной частью растит,
и животных организмов. Р — неме-
талл, существует в виде неск. моди-
фикаций: белого, красного и черного
Р. Легко окисляется, соединяется с
серой, галогенами и мн. металлами.
Важнейшим радиоактивным изото-
пом Р является Р32 (7'i/2 = 14,3 дня,
Е$ =1,701 Мэв, у-лучи отсутствуют);
м. б. получен по ядерным реакциям:
P31(eZ, р) Р32; S32 (?г,/»)Р32;С135 (?г,а)Р32;
Р31 (и, у)Р32 (сечение реакции с=
=0,17 барн}.
Пром-сть выпускает Р32 как в эле-
ментарном состоянии, так и в виде
различных неорганич. препаратов.
Препараты Р32 могут служить эта-
лонными ^-излучателями. Р32 —
идеально удобный объект для рабо-
ты с мечеными атомами. В аналитич.
химии с его помощью разработаны
новые экспрессные методы опреде-
ления Р в сталях и шлаках. Новым
методом химич. анализа является
радиометрия, титрование фосфатом,
меченым по Р32, растворов, содержа-
щих Mg. Изотоп Р32 широко приме-
няется в исследованиях механизма
реакций и структуры элементо-орга-
нич. соединений. В металлургии Р32
позволил изучить процесс дефосфо-
рации сталив мартеновском произ-ве,
распределение примесей при кристал-
лизации стальных отливок; его при-
меняют для маркировки холоднока-
таной стальной ленты. На основе
Р-излучения Р32 изготовлены прибо-
ры для бесконтактного определения
веса, для непрерывного определения
неровноты текстильных лент. Наря-
ду с радиоактивными стронцием и
прометием Р32 используется для
изготовления атомных электрич. ба-
тарей. Особенно велико применение
Р32 в биологии и с. Хтве.
Р32 применяется в качестве мече-
ного изотопа для изучения различ-
ных биохимич. процессов у растений
и животных. {J-излучение Р32 позво-
ляет методом радиографии изучать
процессы всасывания из почвы и
усвоения Р растениями, выяснять
пути миграции его в растении и тка-
ни, в к-рых он концентрируется. G
помощью Р32 изучен обмен веществ
между частями растения, разработа-
ны наиболее рациональные приемы
внесения фосфорных удобрений в за-
висимости от типа почв и сопутствую-
щих удобрений, исследовано дей-
ствие инсектофунгисидов на насе-
комых и влияние их на жизнь расте-
ний. С помощью Р32 раскрыто значе-
ние фосфорной к-ты и ее соединений
как связующего звена процессов
обмена жиров, углеводов и белков в
484
ФОСФОРИТ
живом организме; изучается обмен
нуклеопротеидов и обмен в костной
ткани, химизм процессов в цент-
ральной нервной системе у животных
и человека. Т. к. Р32 имеет короткий
период полураспада, то применяется
для диагностики заболеваний чело-
века и животных. В частности, изве-
стно, что Р32 поглощается тканью
злокачеств. опухолей, что позволяет
локализовать основной очаг опухоли
и пути ее метастазирования. В радио-
терапии Ф. применяется гл. обр. для
лечения кожных заболеваний и забо-'
леваний крови: лейкозов, эритремии.
Лечение эритремии Р32 приводит
практически к полному излечению.
ФОСФОРИТ (урансодер-
жащий) — сырье для получения
урана. См. Фосфатное вещество и
Урановые и ториевые руды.
ФОСФОРЫ — то же, что люмино-
форы— см. Сцинтилляторы.
ФОТО АНАЛИЗАТОР — наиболее
пр о стой ам пли ту дны й а н а лиза тор им -
пульсов напряжения, создаваемых
к.-л. спектрометрия, счетчиком (дат-
чиком) под воздействием радиоактив-
ных источников определенной интен-
сивности. Представляет собой устрой-
ство для наблюдения и фотографиро-
вания амплитудного спектра импуль-
сов с экрана электроннолучевой труб-
ки на неподвижную фотопленку. Ис-
следуемые импульсы подаются,напр.,
на вертикально отклоняющие пла-
стины трубки, причем каждый из
них растягивается на всю ширину
экрана трубки. Яркость свечения
экрана (или степень почернения
пленки) на данной высоте относи-
тельно нулевой линии пропорцио-
нальна числу импульсов, имеющих
данную амплитуду. После соответ-
ствующей обработки пленки полу-
чается амплитудный спектр. Ф. при-
меняются для грубой оценки энерге-
тич. (амплитудных) спектров радио-
активных источников излучения.
Ф0Т0Д03ЙМЕТР — см/ Пленоч-
ный дозиметр.
ФОТОЗВЕЗДА— звезда, получен-
ная в ядерной фотоэмульсии. Пред-
ставляет собой пучок ионизирую-
щих частиц, испущенных из одной
точки в различных направлениях.
Физич. понятие Ф. есть акт взаимо-
действия к.-л. частицы с.ядром атома
вещества. Обозначается в виде Х*-Н
+Np, где К— число сильно ионизи-
рующих (черных и серых) частиц,
N — число ливневых частиц, и р —
частица, вызвавшая звезду.
ФОТОКОЛ ОРИМЕТРЙЧЕСКОЕ
ОПРЕДЕЛЕНИЕ УРАНА п о
косвенной реакции с а, а-
дипир п дилом — метод, осно-
ванный на том, что ионы урана IV в
растворе количественно окисляются
ионами Fe3+. Концентрация образо-
вавшихся при этом ионов Fe2+ опре-
деляется по интенсивности красной
окраски раствора, возникающей в
результате взаимодействия Fe^ с
а, а'-дипир и дил ом. Осадок фосфа-
тов урана IV и тория, выделенных
по гидросульфитно-фосфатному мето-
ду (см. Гидросулъфитно-фосфатный
объемный метод определения урана),
после тщательной промывки раство-
ром иода переводится в сернокислый
раствор. Образовавшийся раствор
сернокислого урана IV фильтруется
в мерную колбу, в к-рую предвари-
тельно вносится раствор окисного
железа. В полученный фильтрат до-
бавляется раствор а, а'-дипиридила,
раствор нейтрализуется насыщенным
раствором буры до pH=5—7.
Определенная часть окрашенного
раствора отфильтровывается и в ней
определяется оптич. плотность с по-
мощью фотоколориметра или спектро-
фотометра. Метод применим к ана-
лизу горных пород сложного состава,
при содержании урана от 0,5 до
0,0005%.
ФОТбН — частица электромагнит-
ного излучения произвольной ча-
стоты (напр., видимого света). Ф.
наз. также квантами, в частности
световыми квантами, рентгенов-
скими квантами (для рентгеновского
излучения) и у-квантами (для из-
лучения с меньшей длиной волны,
чем рентгеновское). Электромагнит-
ные волны частоты v могут излу-
чаться только порциями (квантами),
содержащими энергию hv (h— План-
ка постоянная) и имеющими импульс
(количество движения), равный hv/c
(с— скорость света), так что свет
представляет собой поток своеобраз-
ФРАКЦИОНИРОВАНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ
485
ных частиц — Ф. При этом волновые
и корпускулярные свойства Ф. нахо-
дятся в таком же взаимоотношении,
как и у всякой др. микрочастицы,
для описания движения к-рой важ-
ны законы квантовой механики. Осо-
бенно отчетливо корпускулярные
свойства Ф. проявляются в столкно-
вениях Ф. с др. частицами (см. Комп-
тона явление), а также при фото-
эффекте. Спин Ф. равен единице.
Масса покоя Ф. равна нулю, что
означает, что Ф. всегда движется со
скоростью света. При взаимодействии
с веществом Ф. поглощается, прев-
ращаясь в др. формы материи. При
столкновении Ф. достаточно большой
энергии с атомным ядром или др.
микрочастицами может происходить
образование за счет Ф. пары частиц
(см. Образование пар)', наоборот, при
аннигиляции частиц появляются Ф.
ФОТОНЕЙТРОНЫ В РЕАКТО-
РЕ — нейтроны, выбиваемые 7-кван-
тами из таких материалов, как D и
Be. В составе замедлителя или от-
ражателя D и Be могут облегчать
пуск реактора подобно пусковым
источникам Нейтронов.
ФОТОЭЛЕКТРОННЫЙ УМНОЖИ-
ТЕЛЬ — вакуумный электрон-
ный прибор (рис.), в к-ром один или
неск. электронов, выбитых световым
Схема и принцип действия фотоэлект-
ронного умножителя: К — фотокатод;
D — диноды; А — анод; стрелками ука-
зано движение электронов, умножаю-
щихся на динодах 1, 2, з, 4.
квантом из поверхности фотокатода,
умножаются благодаря эмиссии вто-
ричных электронов из ряда последо-
вательно расположенных электродов
(динодов). Применяется для регист-
рации кратковрем. вспышек люмине-
сценции весьма малой интенсивности.
Разделяются на Ф. у. с электроста-
тич. фокусировкой электронов и
Ф. у. с дополнит, магнитной фокуси-
ровкой.
ФОТОЭМУЛЬСИЯ — см. Ядерная
фотоэмульсия.
ФРАКЦИОНИРОВАНИЕ ОБЛУ-
ЧЕНИЯ — воздействие на организм
ионизирующей радиации в определ.
дозе, даваемой по частям. Ф. о. упот-
ребляется в радиотерапии и в экспе-
риментальной радиобиологии. Ф. о.
оказывает меньший биологич. эффект,
чем однократное облучение в той же
дозе. Соответственно доза Ф. о., при-
водящая к определенному биологич.
эффекту, будет больше дозы одно-
кратного облучения, вызывающей
аналогичный эффект. Если реакция
кожи — эритема (см. Эритема луче-
вая), возникает в результате одно-
кратного облучения в дозе 550 р, то
при облучении в дозе 55 р ежедневно
эритема возникает лишь после 24
облучений при суммарной дозе
1320 р. Однократное общее облучение
кроликов в дозе 1800 р приводит к
смерти всех облученных животных
через 5—6 дней после облучения,
облучение же по 30 р ежедневно или
по 60 р через день в той же суммар-
ной дозе (1800 р), но растянутое на
2,5 мес., вызывает подострую луче-
вую болезнь ср. тяжести, в большин-
стве случаев не кончающуюся
смертью. Описанная закономерность
характерна для большинства реак-
ций организма на действие ионизи-
рующей радиации: смертности, про-
должительности жизни, изменений
крови и ряда др. проявлений луче-
вого поражения. Что касается гене-
тпч. и канцерогенного действия ио-
низирующего излучения, то здесь ко-
нечный эффект зависит лишь от сум-
марной дозы воздействия и не зави-
сит от распределения этой дозы излу-
чения во времени. Уменьшение био-
логич. действия приФ. о. объясняет-
ся, по-видимому, тем обстоятельст-
вом, что изменения, наступившие в
результате предыдущего облучения,
успевают в какой-то мере восстано-
виться к моменту последующего воз-
действия, что сказывается на вели-
чине конечного суммарного эффекта.
Использование Ф. о. в радиотерапии
основано на различной чувствитель-
ности к Ф. о. здоровой ткани и ткани
опухоли; чувствительность послед-
ней кФ. о. значительно больше, и,
486
ФРАНЦИЙ
таким образом, Ф. о. опухолей приво-
дит к нужной степени воздействия на
опухоль при меньшем поражении ок-
ружающих здоровых тканей. Сущест-
вует ряд эмпирически выведенных
формул, характеризующих количест-
венную зависимость чувствительно-
сти различных тканей к фракциони-
рованному и однократному облуче-
нию. Эти формулы используются в
практич. радиотерапии при расче-
те дозы и назначении режима облу-
чения.
ФРАНЦИИ Fr — химич. элемент
I гр. периодич. системы, п. н. 87,
массовое число наиболее долгоживу-
щего изотопа 223. Многочисл. и дли-
тельные поиски стабильных изото-
пов Fr в природе привели к отри-
цат. результатам. Существование
одного из радиоактивных изотопов
Fr223	22 мин.) было впервые
доказано в 1939 в результате тщат.
изучения продуктов распада акти-
ния. Было установлено, что этот изо-
топ возникает в результате сравни-
тельно редкого а-распада Ас227, со-
гласно схеме:
Ас227
«(1%)
-> Fr22’\^-
Г(~99%)
Th22’-/'a
На22’.
С помощью радиохимии, методов уда-
лось изолировать и идентифициро-
вать ничтожные количества Fr и изу-
чить основные его химич. свойства.
Fr — типичный щелочной элемент,
ближайший аналог цезия. Ввиду
ничтожно малых количеств Fr выде-
ление его в элементарном состоянии
и экспериментальное изучение
свойств свободного элемента затруд-
нительно. Согласно теоретич. расче-
там, Fr должен иметь плоти. 2,4—
2,5г/ см3 и t°nA 17,5°. Исходя из этих
данных, можно предполагать, что
Fr д. б. самым тяжелым, легкоплав-
ким, электропроводным и летучим из
всех щелочных металлов. В наст,
время известны изотопы Fr с Тч2 от
5-10“3сек. до 22 мин. Изотоп Fr223
был использован при разработке но-
вого метода определения актиния.
ФРОНТ УДАРНОЙ ВОЛНЫ —
передняя граница зоны сжатия сфе-
рич. ударной волны ядерного взрыва,
являющаяся характерной особен-
ностью этой волны, в отличие от
ударной волны взрыва заряда обыч-
ного взрывчатого вещества, и имею-
щая наибольшее избыточное давле-
ние. С расширением поверхности
ударной волны по мере удаления ее
от эпицентра взрыва и увеличением
количества вовлеченной в движение
среды давление во Ф. у. в. быстро
убывает (на расстоянии в 1 км от
эпицентра воздушного взрыва, эк-
вивалентного 20 кт, оно составляет
ок. 1 кг] см2, на расстоянии 2 км —
ок. 0,3 иг/сл*2), и ударная волна по-
степенно затухает. При взрыве
темп-pa воздуха во Ф. у. в. в районе
эпицентра повышается более чем на
250°, на расстоянии 500 м—150° и
на расстоянии в 1 км—на 70°. Вслед-
ствие этого раскаленный воздух вбли-
зи эпицентра может стать дополни-
тельным к световому излучению фак-
тором поражения людей ожогами (см.
рис. к ст. Ударная волна).
ФТОР F — химич. элемент VII гр.
периодич. системы, п. н. 9, ат. в
19,00, относится к галогенам. При-
родный F моноизотопный элемент,
состоит из F19. Содержание в земной
коре 2,7• 10 “2% (весовых). Искусств,
радиоактивные изотопы F17 (Г1/2=
=70 сек.) и F18(Ti/2=1 И мин.) распа-
даются с испусканием позитронов;
F20 (7’1/2=10,7 сек.) — 0 “-излучатель.
Получаются по реакциям:
Oie(d, n)F17; O17(d, n)F18; F19(n,7)F20;
F19(y, >i)F18; F19(y, 2n)F17 и F19(rf,/?)F20.
При обычных условиях 2-атомный
(F2) почти бесцветный (в толстых
слоях светлая желто-зеленая окрас-
ка) газ с раздражающим запахом,
t°KUn—188,2°, t°nA—218°. Плотность
(жидкого при t°nA) 1,11 г/см3. Хи-
мически чрезвычайно активен. В со-
единениях 1-валентен. Гексафторид
урана UF6 (газообразный выше 56°)
применяется при разделении U238 и
U235 методами термо диффузии и га-
зовой диффузии. Газообразный 3-фто-
ристый бор BFS используется для на-
полнения нейтронных счетчиков.
ФТОРИДНЫЙ МЕТОД ОПРЕДЕ-
ЛЕНИЯ УРАНА — метод, основан-
ный на малой рас1воримости в кислой
среде тстрафторида урана IV или его
ХИМИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ УРАНА, ТОРИЯ И РАДИЯ
487
двойных натриевых солей, что поз-
воляет отделить уран от большинст-
ва мешающих элементов. По одно-
му из вариантов метода сернокислые
растворы урана VI в присутствии
плавиковой к-ты восстанавливаются
сернокислой закисью железа. При
низких содержаниях урана в каче-
стве соосадителя применяются соли
кальция. Выпадающие в осадок фто-
риды урана IV отфильтровываются и
промываются. При объемном оконча-
нии анализа осадок, после его раство-
рения в серной к-те 1:2, титруется
перманганатом калия. При колори-
метрия. окончании, после обработки
азотной и борной к-тами, осадок пе-
реводится в карбонатный раствор и
определение урана оканчивается по
пероксидпому методу (см. Колоримет-
рический гцелочно-карбонатный перо-
ксидный метод определения урана).
Все химич. операции, связанные с
плавиковой к-той, производятся в
стеклянной парафинированной или
политеновой посуде. Ф. м. о. у. при-
годны для анализа минерального
сырья сложного состава при содер-
жании в навеске от сотен до 0,02 мз
урана.
ФЭР — см. Физический эквивалент
рентгена.
хАна ПРАВИЛО — правило со-
вместного осаждения радиоактивно-
го элемента (р.э.) с неизотопным носи-
телем; сформулировано в 1926 нем.
радиохимиком О. Ханом. Если при
осаждении носителя из раствора, со-
держащего микроколичества р. э.,
образуются кристаллы с малой удель-
ной поверхностью, то р. э. переходит
в осадок только при образовании с
анионом осадка изоморфного или изо-
диморфного соединения. X. п. по-
ложило начало строгой классифика-
ции процессов соосаждения р. э. с
кристаллич. осадками.
ХАРАКТЕРИСТИЧЕСКИЕ ЛУ-
ЧИ — см. Рентгеновские лучи.
ХИМИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ОПРЕ-
ДЕЛЕНИЯ УРАНА, ТОРИЯ И
РАДИЯ в рудах и горных
пор одах— основной раздел коли-
честв. анализа радиоактивного мине-
рального сырья. Анализ руд вклю-
чает в себя: изготовление аналитич.
пробы; разложение пробы и переве-
дение определяемого компонента в
раствор; отделение определяемого
компонента от сопутствующих и ме-
шающих анализу элементов; конеч-
ное количеств, определение компо-
нента к.-л. химич. или физико-химич.
методом. Исходные пробы анализи-
руемого материала измельчаются и
сокращаются с таким расчетом, что-
бы конечная аналитич. проба по
своему химич. составу отражала
X
средний состав всего анализируемо-
го материала. Вес конечной пробы,
направляемой па химич. анализ,
обычно составляет 20—30 г; 30—100 г
оставляется в качестве дубликата для
контрольного или арбитражного ана-
лизов.
Выбор способа разложения пробы
и переведения определяемого компо-
нента в раствор производится с уче-
том минералогия, состава исходного
материала, ожидаемого количества
определяемого компонента, а также
всего хода последующего анализа.
Перевод определяемого компонента в
раствор обычно достигается разло-
жением навески пробы со смесью пла-
виковой и азотной к-т или, если
позволяет последующий ход анализа,
со смесью плавиковой и серной к-т.
Остаток разложенной пробы, осво-
божденный от кремнекислоты, пере-
водится в раствор прямым растворе-
нием в соляной к-те, либо сплавле-
нием с содой или с персульфатом ка-
лия и последующим растворением в
соляной или серной к-тах. Трудно-
разлагаемые пробы сплавляют с би-
фторидом калия и затем нагревают с
крепкой серной к-той до ее полного
улетучивания. Указанные способы
разложения пробы требуют приме-
нения платиновой посуды.
При произ-ве рядовых определе-
ний урана или тория в массовом
анализе часто пользуются более про-
488
ХИМИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ УРАНА, ТОРИЯ И РАДИЯ
отыми методами разложения проб. В
большинстве случаев для определе-
ния урана достаточна обработка про-
бы при нагревании с соляной к-той в
смеси с перекисью водорода либо
смесью соляной и азотной к-т. Если
позволяет дальнейший ход анализа,
применяется обработка пробы азот-
ной и серной к-тамп.
Для определения тория почти
исключительно применяется разло-
жение пробы азотной к-той с последу-
ющим выпариванием с серной к-той.
Оставшийся после выщелачивания
разбавленной серной к-той нераство-
римый остаток отфильтровывается и
разлагается смесью плавиковой и
серной к-т.
При определении радия обычно для
разложения пробы используется ще-
лочное сплавление навески в желез-
ном или никелевом тигле со смесью
соды и едкого натра, а при ускорен-
ных определениях — со смесью пере-
киси натрия с едким натром. После-
дующее переведение радия в раствор
зависит от дальнейшего хода ана-
лиза.
После переведения в раствор опре-
деляемый компонент тем или иным
способом отделяется от мешающих
определению элементов. Способы
о гделения мешающих элементов весь-
ма разнообразны.
Для количеств, определения урана
и тория, в зависимости от ожидаемо-
го их содержания в анализируемом
объекте, применяют методы: весовые
(при содержании более 0,5%), объем-
ные (более 0,01%), колориметрия,
(фотоколориметрич. или спектрофото-
метрия.) (от 0,1 до 0,0005%), поляро-
графия. (амперометрические), люми-
несцентные (от 0,1 до 0,0001%) и
эманационные (от 0,5 до 0,001%).
При анализе руд урана наиболь-
шее распространение получили след,
методы определения, а) Весо-
вые — уран взвешивается в форме
окиси U3O8 после выделения урана
из раствора в виде труднораствори-
мых соединений: диураната аммония
[(NH4)2U2O7j при осаждении аммиа-
ком или пиридином; перекиси урана
(U04) (см. Весовой пероксидный метод
определения урана) при обработке
слабокислого раствора перекисью
водорода или оксината урана при
осаждении урана из уксуснокислого
раствора ортооксихининолином.
б) Объемные — оксидиметричэ-
ские (перманганатометрический, хро-
матометрический и ванадатометрк-
ческий— см. Ванадатометрия), в
к-рых соединения урана VI предва-
рительно восстанавливаются до со-
единений урана IV. В качестве вос-
становителей применяют металлич.
амальгамированные кадмий или
цинк, гидросульфит натрия (см. Гид-
росу лъф итно-фосфатный объемны й
метод определения у рана) и сернокис-
лую закись железа в присутствии
плавиковой к-ты (см. Фторидный ме-
тод определения урана), в) Коло-
риметрические и фото-
колориметрически е—кон-
центрация урана в растворе опреде-
ляется по интенсивности желтой окра-
ски, возникающей при обработке ще-
лочных содовых растворов урана пе-
рекисью водорода (см. Колориметри-
ческий щелочно-карбонатный перо-
ксидный метод определения урана.
Трилоно-фосфатный колориметриче-
ский метод определения урана) или по
оптич. плотности розового раствора,
получаемого по фотоколориметриче-
скому определению у рана по косвенной
реакции с а, а'-ди пиридилом, г) Л ю-
минесцентные — количе-
ство урана определяется по интенсив-
ности люминесцентного свечения при
облучении ультрафиолетовым светом
определенного количества сплава фто-
ристого натрия и соды, получен-
ного выпариванием урансодержащего
раствора {^.Люминесцентный метод
определения урана). д)Эманацион-
н ы е — о содержании урана судят
по количеству накапливающейся в
определенное время эманации ра-
дия — радона, образующегося в ходе
радиоактивного распада атомов ура-
на. Радон, в свою очередь, опреде-
ляют по интенсивности радиоактив-
ного излучения.
При определении тория приме-
няются след, методы: а) Весо-
вые — торий взвешивается в форме
прокаленной окиси ThO2 после вы-
деления тория из раствора в виде
труднорастворимых соединений; гид-
роокиси [Th(OH)4] при осаждении
ХЛОПИНА ЗАКОН
489
пиридином или оксалата [Th(C2O4)2]
при осаждении из слабокислого раст-
вора щавелевой к-той (см. Весовое
определение тория в рудах) ^(Коло-
риметрические — концент-
рация тория определяется по интен-
сивности окраски, возникающей в
растворе в результате взаимодейст-
вия с нек-рыми органич. реагента-
ми (см. Колориметрическое определе-
ние тория), в) Эманацион-
ные — о содержании тория судят
по количеству торона, образующе-
гося в ходе радиоактивного распада
атомов тория.
В природных объектах содержание
радия или его изотопа Th X редко
превосходит 10~5%, вследствие чего
для его определения м. б. применены
почти исключительно эманационные
методы (см. Эманационное определе-
ние радия).
ХИМИЧЕСКИЙ ДОЗИМЕТР —
химич. система для определения сум-
марной дозы облучения посредством
измерения выхода химич. реакции,
происходящей под действием излуче-
ний. В X. д. пользуются, напр.,
образованием к-ты при облучении
хлороформа, трихлорэтилена, тет-
рахлорэтилена и др.; количество
к-ты, получаемой в этих реакциях, в
широких пределах является линей-
ной функцией от дозы облучения. Ко-
личество образовавшейся к-ты опре-
деляется по цвету жидкости, по
ее электропроводности, титровани-
ем и др. X. д. обычно состоит из
одной или нескольких стеклянных
ампул, заполненных различными
соединениями. Визуально доза опре-
деляется с точностью до 10—15%
путем сравнения цвета облученно-
го дозиметра с цветом контрольно-
го дозиметра. X. д., основанные
на реакциях окисления ионов желе-
за’ (Fe+ + в Fe+ + + ) или восстанов-
ления ионов Се+ + + вСе+ + , широко
применяются для градуировки ооль-
ших кобальтовых источников, изме-
рения глубинных доз в фантомах, до-
зиметрии при холодной стерилиза-
ции пищевых продуктов и медикамен-
тов. Имеются X. д., к-рые позволяют
определять суммарные дозы быстрых
нейтронов и \-лучей от ядерных ре-
акторов и циклотронов.
ХЛАДНОЛОМКОСТЬ — свойство
нек-рых металлов и сплавов пере-
ходить из пластичного в хрупкое
состояние при понижении темп-ры
испытания. Наиболее опасна X. кон-
струкц. сталей (обычно при темп-рах
ниже комнатной). X. усиливается
при увеличении размеров образца
(детали), при наличии на деталях
надрезов, царапин и др. резких пе-
реходов сечения, при укрупнении зе-
рен, при наличии твердых поверхно-
стных слоев (напр., наклепанных, на-
углероженных и т. п.). Значение X.
не ограничивается только работойма-
териалов при пониженных темп-рах,
но служит характеристикой склон-
ности к хрупкому разрушению и
при действии др. факторов (объем-
ное напряженное состояние, повы-
шенная скорость деформирования и
др.). При сильном облучении (при-
мерно 1020 п)см 2) X. усиливается,
напр. «критич. темп-pa» (перехода из
пластичного в хрупкое состояние),
оцениваемая по изменению ударной
вязкости, повышается; для углеро-
дистых сталей в пределах 10°—90°,
для молибдена — 100°.
ХЛАДО АГЕНТ (хладагент) —
то же, что теплоноситель.
ХЛбПИНА ЗАКОН — закон изо-
морфного соосаждения радиоактивно-
го элемента, сформулирован В. Г. Хло-
пиным в 1924. Является частным слу-
чаем закона распределения вещест-
ва между 2 несмешивающимися фаза-
ми, термодинамическая форма к-рого:
ъ «(S)
где	и (№— активности (термоди-
намические) распределяющегося ком-
понента в твердой и жидкой фазах
соответственно. В условиях крайне-
го разведения относительно одного
из компонентов при концентрациях
ниже 10“2моляна 1 лХ. з.можетбыть
выражен через концентрации:
k - C<S)
Последнее соотношение имеет ме-
сто при след, условиях: 1) В системе
устанавливается истинное равнове-
сие. 2) Процесс перехода распреде-
а —
490
хлопинит
ляющегося вещества из одной фазы в
др. не вызывает изменения состава
фаз. 3) Молекулярное состояниэ
микрокомпонента одинаково в обеих
фазах.
Распределение по Xлопину — рас-
пределение компонентов системы меж-
ду сосуществующими фазами в со-
ответствии с X. з.; это практически
означает, что константа распределе-
ния к2 не зависит от пути достиже-
ния равновесия и от соотношения ко-
личеств твердой и жидкой фаз. В про-
тивоположность распределению по
Дернеру—Госкинсу (см. Дернера —
Гаскинса распределение), распреде-
ление по Хлопину всегда указывает
па образование истинных твердых
растворов, к к-рым приложимы за-
коны термодинамики. В практич.
целях чаще используется кристалли-
зации коэффициент D, величина
к-рого связана с константой Хлопи-
на постоянным множителем.
ХЛОПИНЙТ (назв. по им. сов.
ученого В. Г. Хлопина) — мине-
рал, сложный ниоботанталат из
группы самарскита, непостоянного
состава; прибл. формула (Y, U,
Fe) [(Nb, Ti, Та)2 О6]. Содер-
жит:	17,6%Y2O8;	8,1% UO2;
2,2%ThO2; 10,1% TiO2; 39,9% Nb2O5;
7,4% Ta2O5. Цвет черный, коричне-
ватый, блеск смолистый, полуметал-
лич. Тв. 5—6; уд. в. 5,24—5,35;
радиоактивен. Встречается в нек-рых
типах пегматитовых жил совместно
с полевым шпатом, кварцем, муско-
витом и биотитом в виде сплошных
масс, гнезд и прожилок. Оч. редкий
минерал.
ХЛОР GI — химич. элемент VII гр.
периодич. системы, п. н. 17, ат. в.
35,457, относится к галогенам. Ста-
бильные изотопы: С185(75,4%) и С1”
(24,471%). Содержание в земной коре
составляет 4,5-10“2% по весу. Встре-
чается в виде солей NaCl, КС1, MgCl2«
• КС12«6Н2О и др. Свободный С1 при
обычных условиях — двухатомный
(С12) газ, желто-зеленый, с раздра-
жающим запахом, примерно в 2,5 ра-
за тяжелее воздуха; t°кап 34°, Гпл
—101°. Химически оч. активен, в со-
единениях проявляется перем.валент-
ность. Важнейшие искусств, радиоак-
тивные изотопы; С134(Т»/а=32,44 мин.
и короткоживущий изомер 7\2= 1,53
сек.), С136(Т1/2=3-105 лет) и Cl38 (7\2==
=37,29 мин.). Получаются по реакци-
ям: C135,37(7z,v) Cl36’38; Cl35’37 (d,p) Cl36’38;
Cl35 (п, 2n) Cl34; Cl35 (у, n) Cl34 и
S33(d, n)Cl34. Обогащение радиоактив-
ного Cl по методу, основанному на
Сцилларда—Чалмерса эффекте, удоб-
но производить с помощью органич.
производных С1. Для облучений ис-
пользуют дихлорэтан, хлороформ,
четыреххлористый углерод; до 90%
получающегося радиоактивного G1
экстрагируется водными растворами.
Пром-сть поставляет изотопы С133
и С!36 в виде KG1, НС1, NH4C1,
NaCl, гексахлорциклогексана, ди-
хлоруксусной кислоты и ДДТ (ди-
хлордифенилтрихлорметан). Радио-
активные изотопы С1 применяются
для изучения химических и биохи-
мических процессов.
ХРАНЕНИЕ РАДИОАКТЙВНЫХ
ДЕТАЛЕЙ. Нек-рые сменяемые де-
тали ядерного реактора и его обо-
рудования, инструмент, предметы
оборудования горячих лабораторий
и т. д. могут иметь высокую радио-
активность, поэтому хранят их в
спец, условиях. Вокруг деталей рас-
полагают биологическую загциту и
ликвидируют возможность распро-
странения радиоактивных газов и
паров из места хранения. Радио-
активные детали хранятся в особых
защитных и вентилируемых поме-
щениях (комнатах, колодцах, шах-
тах), из к-рых эти детали в случае
необходимости можно было бы легко
дистанционно извлечь. В нек-рых
случаях, при наличии поверх-
ностного радиоактивного загрязне-
ния, предусматривается отмывка де-
талей. Радиоактивные детали и ма-
териалы (износившиеся и сломанные
детали, инструмент и т. д.), повтор-
ное использование к-рых нецелесо-
образно, сбрасываются в спец, глу-
бокие шахты, к-рые после заполне-
ния засыпаются землей или замуро-
вываются.
ХРАПЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ
ИЗОТОПОВ.Высокоактивные жидкие
пли твердые препараты хранятся в
ампулах или закрытых пробирках,
помещенных в контейнеры из алюми-
ния, железа или свинца со стенками
ХРОМАТОГРАФИЯ
491
достаточной толщины. Контейнеры с
радиоактивными веществами распо-
лагаются в железных или свинцо-
вых шкафах в специальных хра-
нилищах. Эти хранилища снабжены
приспособлениями, позволяющими
автоматически транспортировать вы-
сокоактивные препараты в рабо-
чие помещения. Указанные меры по-
зволяют предотвратить действие
на организм излучающих материа-
лов при их храпении и транспорти-
ровке.
ХРАНИЛИЩЕ КРАТКОВРЕМЕН-
НОЙ ВЫДЕРЖКИ — помещение
для лредварит. выдержки облу-
ченного топлива вблизи реактора.
Активность облученного топлива оч.
велика из-за наличия радиоактивных
элементов с малым периодом полу-
распада, поэтому первой операцией
после извлечения топлива является
кратковрем. выдержка его в защи-
щенном помещении. X. к. в. обычно
имеет вид бетонной шахты, запол-
ненной водой, в к-рую погружаются
облученные блочки. Оно распола-
гается недалеко от реактора, чтобы
уменьшить радиац. опасность для
обслуживающего персонала при пе-
регрузке топлива. Выдержка может
длиться от неск. часов до неск. су-
ток.
ХРИЗОБЕРИЛЛ—минер ал из груп-
пы сложных окислов; химический со-
став ВеА12О4. Содержит 19,8% ВеО,
обычно имеются примеси: Fe2O5 (до
6%), TiO2 (до 3%), Сг2О3 (до 0,4%),
благодаря чему X. приобретает
золотисто-желтую или зеленую ок-
раску. Кристаллизуется в ромбич.
системе. Тв. 8,5, уд. в. 3,5—3,84.
Встречается в контактных пегмати-
тах, в ассоциации с биотитом, пла-
гиоклазом и др. При разрушении
пегматитов попадает в россыпи. Мо-
жет служить источником для полу-
чения бериллия.
ХРОМ Сг — химич. элемент VI гр.
периодич. системы, п. н. 24, ат. в.
52,01. Стабильные изотопы: Сг50
(4,31%). Сг52 (83, 76%), Сг53 (9,55%),
Сг54(2,38%). Довольно распростра-
ненный элемент. Содержание в зем-
ной коре составляет?-10-2% по весу.
В природе встречается в виде соеди-
нений (напр., хромистый железняк
FeO-Cr2Oa). В свободном состоянии—
серовато-белый металл, плоти. 7,14
eW, *%л1910°, *%и„2480°. В со-
единениях 3- и 6-валентен. Сг2О3—
кислотный окисел, ему соответствуют
2 ряда солей (хроматы и бихроматы),
являющихся хорошими окислителя-
ми. Бихромат калия К2Сг2О7находит
применение как окислитель при экст-
ракц. извлечении плутония из рас-
творов, содержащих облученный
уран. Применение сплавов Сг с U
позволяет избежать нек-рых изме-
нений механич. и физич. свойств U
под действием излучения. Ядерными
реакциями м. б. получены различные
радиоактивные изотопы Сг, важней-
шими из к-рых являются Сг49 (Ti/2=
=41,7 мин.), образующийся по реак-
ции Сг50(7, п) иСг51(Т1/2= 27,8 дн.) по
реакции Cr50(n, y). Получаемый по
последней реакции Сг51 поставляет-
ся пром-стью. С помощью Сг-51 изучал-
ся гемогенный и гетерогенный изо-
топный обмен между катионной и
анионной формами Сг, а также Сг,
входящим в различные комплексы;
определялись растворимости трудно-
растворимых соединений Сг, коэфф,
экстракции для различных соеди-
нений и комплексов Сг. Радиоактив-
ный Сг51 находит применение во
внутритканевой терапии.
ХРОМАТОГРАФИЯ радио-
активных элементов —
область хроматографии, занимаю-
щаяся разделением и концентриро-
ванием радиоактивных элементов.
Как метод X. была предложена и раз-
работана М. С. Цветом в 1903. Ос-
новная идея метода заключается
в различной способности веществ
поглощаться из жидкого раство-
ра специально подобранным веще-
ством-поглотителем. В наст, вре-
мя, в зависимости от природы взаимо-
действия веществ с поглотителем, X.
разделяется на адсорбционную (ад-
сорбция веществ на поверхности по-
глотителя), распределительную (рас-
пределение веществ между 2 несме-
шивающимися жидкостями, одна из
к-рых связана с твердой фазой-носи-
телем), осадочную (образование не-
растворимых осадков с веществом
поглотителя) и ионообменную (обмен
ионов между веществом поглотителя
492
ХРОМИСТАЯ СТАЛЬ
и раствором). Частный случай рас-
пределительной X. в сочетании с ио-
нообменной представляет собой X.
на бумаге, когда веществом-носите-
лем является бумага. Техника хро-
матография. анализа заключается в
том, что через слой поглотителя, по-
мещенного в спец, колонну, пропу-
скается раствор, содержащий смесь
разделяемых веществ. В зависимо-
сти от способности веществ к погло-
щению по длине колонны образует-
ся ряд зон, содержащих преим. тот
или иной компонент смеси. Далее
производят разделение зон и вытес-
нение в чистом и концентрированном
виде адсорбированных в них компо-
нентов (элюирование). Для этого
через колонну пропускают растворы
веществ, адсорбирующихся сильнее,
чем поглощенные, или вступающих с
ними в реакцию, в результате к-рой
происходит изменение адсорбцион-
ных свойств, или же применяют раз-
личные растворители, избирательно
вытесняющие из колонны поглощен-
ные вещества.
ХРОМИСТАЯ СТАЛЬ — см. Жа-
ропрочные сплавы, Коррозионноспюй-
кие металлы, Нержавеющая сталь.
ХРОМОМОЛИБДЁНОВАЯ
СТАЛЬ — см. Жаропрочные сплавы.
ХРОМОНЙКЕЛЕВАЯ СТАЛЬ—см.
Жаропрочные сплавы, Коррозионно-
стойкие металлы, Нержавеющая
сталь.
ХРОНИЧЕСКОЕ ОБЛУЧЕНИЕ—
длительное и б. или м. пост, воздей-
ствие ионизирующего излучения на
организм. X. о. может быть результа-
том как внешнего воздействия иони-
зирующей радиации, так и попада-
ния в организм радиоактивных ве-
ществ. X. о. может иметь место у вра-
чей-рентгенологов и радиологов, а
также у лиц, имеющих дело с радио-
активными изотопами, при игнориро-
вании правил техники безопасности.
В случаях, когда доза ионизирующе-
го излучения при X. о. превышает
предельно-допустимую (15 р/год), мо-
гут возникнуть разнообразные нару-
шения функций организма, напр.
хронич. лучевая болезнь, или т. н.
отдаленные последствия облучения:
злокачеств. новообразования, уко-
рочение продолжительности жизни,
понижение сопротивляемости орга-
низма к воздействию неблагоприят-
ных факторов внешней среды, гене-
тич. изменения. В опытах на мелких
лабораторных животных укорочение
продолжительности жизни и разви-
тие злокачественных новообразова-
ний наблюдались при воздействии
в дозах 1,1—2,2 р ежедневно.
ХРОНОТРОН — динамич. масс-
спектрометр, основанный на изме-
рении времени пролета ионов от
источника до собирающего коллек-
тора К (рис.) — приемника ионов.
Для увеличения времени пролета
в X. применяется однородное маг-
нитное поле. Ионы тормозятся
импульсом электрич. поля модуля-
тора М. При этом происходит изме-
нение энергии у части ионов. Образо-
вавшийся пакет ионов благодаря на-
личию магнитного поля движется
по круговым орбитам с меньшим ра-
диусом. Совершив неск. оборотов,
ионы попадают на коллектор. Сигна-
лы тока ионов после усиления реги-
стрируются на экране осциллогра-
фа, частота развертки к-рого синхро-
низирована с частотой модулятора.
Основное уравнение прибора:
т га пМ
где: Т — время пролета ионов, п —
число оборотов, к-рое совершают
ионы до попадания на коллектор,
М — масса иона, Н — напряжен-
ность магнитного поля. Измеряя вре-
мя пролета ионов известной массы
и время пролета ионов исследуемого
изотопа, можно найти массу послед-
него} Разрешающая способность X.
достигает неск. тыс.
ЦЕПНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
493
ц
ЦЕЗИЕВАЯ «БОМБА»— то же,
что цезиевая пушка.
ЦЕЗИЕВАЯ ПУШКА — часто
встречающееся в иностр, лит-ре назв.
гамма-аппаратов терапевтических,
в к-рой источником 7-излучения
является Cs137.
ЦЁЗИЙ Cs — химич. элемент I гр.
периодич. системы, п. н. 55, ат. в.
132,91. Природный Cs состоит из
1 изотопа Cs 133. Распространенность
в земной коре 7-10“4% по весу. Со-
держится в минер, водах, в золе мн.
растений, в минералах замещает К и
Rb и им сопутствует. Чистый Cs
имеет серебристый цвет и в свежем
разрезе — металлич. блеск. Плоти.
1,903 г/ см3, епл23,Ь\ Г 1сип 670°.
Химически оч. активен. В о всех соеди-
нениях 1-валентен. Для Cs известно
большое число радиоактивных изо-
топов. Важнейшие из них: Cs134
(Тц2=2,07 года), получается при облу-
чении естеств. Cs медленными ней-
тронами по реакции Cs133(?z, у) Cs134;
Cs135 (Ti/2=3-106 лет) и О37(Т\2=
=3 годам), получаются при делении
изотопов U и Г и239. Для Cs137 характе-
рен большой выход при делении (ок.
7%). Cs применяется для изготовле-
ния фотоэлементов, в вакуумной тех-
нике. Изотоп Cs137 широко исполь-
зуется в качестве радиоактивного
индикатора; применяется в у-дефек-
тоскопии (Ey=0,67 Мэв).
Наряду с изотопом Sr90 изотоп Cs137
способствует повышению ^-излучения
земной поверхности, благодаря испы-
таниям ядерного оружия. По радио-
токсичности Cs137 является средне-
опасным. Радиоактивные изотопы
Cs и особенно Cs137 могут в значит,
количестве накапливаться в с.-х.
растениях и, в частности, в семенах.
Наиболее интенсивно Cs137 поступает
в растения из водной среды, причем
более 50% его передвигается в над-
земную часть растения. Содержание
Cs137 в вегетативных органах при-
мерно в 100 раз выше его концентра-
ции во внешнем растворе. Поглоще-
ние из почвы радиоактивных изото-
пов Cs растениями значительно ниже,
чем из водных растворов, что обус-
ловлено тем, что Cs137 оч. прочно
сорбируется почвой и слабо вытес-
няется растворами нейтральных со-
лей. Внесение калийных удобрений
в почву, а также известкование зна-
чительно снижают поглощение Cs ра-
стениями и тем сильнее, чем выше
доза калия. В отличие от радиоактив-
ных изотопов Sr, Се, Rn, радиоактив-
ные изотопы Cs очень интенсивно пе-
редвигаются по растению при нане-
сении его на листья. Ок. 90% нане-
сенного на лист Cs может передви-
гаться в др. листья, стебли и репро-
дуктивные органы. Cs 137 отличается
способностью относительно больше
концентрироваться в семенах ра-
стений, чем другие радиоактивные
изотопы.
ЦЕИНЕРЙТ — минерал, арсенат
меди и урана; химич. формула Си
(UO,)2(AsO4)2-12H2O. Содержит 7,2—
7,3% СиО; 19,7—20,9%As2O5; 51,0—
52,1% UO3. Кристаллизуется в те-
трагональной системе.Цвет изумруд-
но-яблочно-зеленый; блеск перламут-
ровый. Тв. 2,5, уд. в. 3,2 Радио-
активен. Встречается в глубоких ча-
стях зоны окисления урановых место-
рождений в виде кристаллич. тонко-
зернистых и порошковидных скопле-
ний. Используется в качестве источ-
ника получения урана.
ЦЕПНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАК-
ЦИИ — реакции деления атомных
ядер тяжелых элементов нейтрона-
ми, в каждом акте к-рых число нейт-
ронов возрастает и поэтому может
возникнуть самоподдерживающийся
процесс деления. Ц. я. р.— экзотер-
мические, т. е. сопровождаются вы-
делением энергии. Огромные вели-
чины этой энергии обусловливают
практич. использование Ц. я. р. в
качестве источников атомной энер-
гии для мирных и военных целей.
Принципиальная возможность
Ц. я. р. деления тяжелых ядер
нейтронами явствует ив того, что
отношение числа нейтронов N к чис-
лу протонов Z в ядрах урана заметно
выше, чем в осколках деления, а это
ведет к испусканию неск. нейтронов
при делении урана.
494
ЦЕПНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
Реальные условия протекания
Ц. я. р. определяются, как и химич.
цепных реакций, соотношением веро-
ятностей процессов разветвления ре-
акции и ее обрыва. Преобладание
разветвления обеспечивает существо-
вание самоподдерживающегося цеп-
ного процесса, тогда как преоблада-
ние обрыва означает практически
полное отсутствие цепной реакции. К
разветвлению Ц. я. р. приводит лишь
деление ядер, в то время как обрыв
цепей (т. е. уничтожение нейтронов
без появления новых) может происхо-
дить при различных побочных ядер-
ных реакциях с ядрами как самого
делящегося вещества, так и др. ве-
ществ, присутствующих в системе,
где протекает Ц. я. р., а также
вследствие ухода нейтронов за пре-
делы системы. Характеристикой раз-
вития Ц. я. р. является коэффициент
размножения к, равный отношению
числа нейтронов, поглощаемых деля-
щимся веществом в данном и ‘преды-
дущем звеньях цепи. Наличие само-
поддерживающегося цепного процес-
са возможно лишь при 1&L Систе-
мы, в к-рых k=i, наз. критическими,
системы с Л>1 — надкритическими
и системы с к <1—подкритически-
ми. Величина коэфф, размножения
сильно зависит от изотопного состава,
массы, размеров и формы системы, в
к-рой осуществляется Ц. я. р.
Природная смесь изотопов урапа
(ок. 99,28% U238 и ок. 0,71 %U235)
при любых размерах и форме систе-
мы без к.-л. посторонних добавок
всегда является подкритической.
Взаимодействуя с ядрами V238, ней-
троны деления с преобладающей ве-
роятностью не вызывают новых актов
деления, а испытывают неупругое
рассеяние, отчего их энергия стано-
вится ниже минимальной энергии,
необходимой для деления U238 (ок. 1
Мэв). Поэтому оказывается невоз-
можным развитие разветвленной
Ц. я. р. деления природного урана на
быстрых нейтронах. Разветвление на-
чинает преобладать в природной сме-
си изотопа урана над обрывом це-
пей лишь при весьма малых энергиях
нейтронов, близких к энергии их
теплового движения (в среднем ок.
’/40 эв при комнатной темп-ре). При
таких энергиях вероятность деления
U235 уже столь велика, что деление
U235, несмотря на его малое содержа-
ние в смеси,оказывается преобладаю-
щим процессом. Уменьшение энер-
гии нейтронов деления до тепловой
происходит вследствие замедления
нейтронов за счет многократных уп-
ругих столкновений с ядрами среды.
Теряя энергию малыми порциями,
нейтрон в процессе замедления в
уране почти наверняка попадает в
такую область энергии, где вероят-
ность захвата нейтронов”ядрами U238
имеет один из максимумов. Нейтрон с
большой вероятностью поглощается
и дальше в Ц. я. р. не участвует.
В определ. условиях, достигае-
мых в ядерных реакторах, захват
нейтронов ядрами U238 с испуска-
нием f-лучей используется для пром,
получения ценного изотопа Рн 23Э,
к-рый образуется в результате пре-
вращений. Однако в природном ура-
не этот захват делает невозможным
разветвленную Ц. я.р. на медленных
нейтронах. В результате для осуще-
ствления Ц. я. р. деления как на мед-
ленных, так и на быстрых нейтронах
требуется создание спец, условий.
Ц. я. р. на медленных нейтро-
нах осуществляются в ядерных ре-
акторах, в к-рых природный или обо-
гащенный изотопом U235 уран распо-
ложен в виде отдельных блоков или
равномерно распределен в объеме
вещества (т. н. замедлителя), содер-
жащего легкие ядра. Роль замедли-
теля (воды, тяжелой воды, графита)
сводится к резкому убыстрению про-
цесса замедления нейтронов. При
столкновениях с легкими ядрами за-
медлителя потеря энергии нейтронов
происходит гораздо большими пор-
циями, чем при столкновении с ура-
ном, поэтому вероятность того, что
нейтрон деления в ходе замедления
до тепловых энергий избегнет радиац.
захвата ядрами U238, оказывается в
присутствии замедлителя гораздо
большей.
Ц. я. р. на быстрых нейтронах
м. б. осуществлена только в уране,
сильно обогащенном U2S5, в к-ром
захват нейтронов ядрами U238 мал,
ввиду их малой концентрации. Ц.я. р.
на быстрых нейтронах осуществляет-
ЦИКЛОТРОН
495
ся в нек-рых типах ядерных реакто-
ров-размножителей^ ватомной бомбе.
В реальных реакторах часть нейт-
ронов может выходить за пределы си-
стемы, и потому коэфф, размноже-
ния k=k^-7., где кф — коэфф, раз-
множения для реактора бесконечно
больших размеров, х — вероятность
отсутствия утечки нейтронов из
реактора. Выполнение условия А:>1,
необходимого для пуска реактора,
и дальнейшее управление работой
реактора обеспечиваются путем вы-
вода или ввода в систему управляю-
гцих' стержней.
ЦЁРИИ Се—химич. элемент III
гр. периодич. системы, п. н. 58, ат.
в. 140,13, самый распространенный
из лантаноидов. Содержание в зем-
ной коре 4,5-10“3% (весовых). Ста-
бильные изотопы: Се136 (0,193%),
Се138 (0,25%), Се140 (88,48%), Се142
(11,07%). Ряд изотопов Се образуется
при делении урана, тория, плуто-
ния: Се140 (выход при делении урана
6,17%), Се141 (Т‘\=33,1 дня, выход
5,7%),Се143 (74=33,4 ч., выход 5,4%),
Се144 (7\2=284 дн., выход 5,3%). Изо-
топы Се141 и Се143 м. б. получены облу-
чением Се нейтронами и дейтронами.
Пром-сть поставляет Се141 и смесь
Се144+ Рг144, к-рая применяется для
изготовления источников р“*излУче“
ния. Се141 используется как радио-
активный индикатор при изучении
изотопного обмена, методов выделе-
ния и разделения лантаноидов, со-
осаждения Се с др. элементами, при
исследовании химич. состояния ато-
мов, образующихся при £ “-распаде.
По радиоактивной токсичности Се141
среднеопасен, а Се144 весьма опасен.
Вследствие продолжения испытаний
ядерного и термоядерного оружия
происходит заражение атмосферы и
почв Се144. Се — металл, плоти, (а-
модификации) 6,78 г/ см3, t°nA 804°,
t°KUn ок. 2700°. В химич. соединени-
ях, в отличие от большинства др.
лантаноидов, имеет валентности как
3, так п 4, что используется для отде-
ления Се от др. редкоземельных эле-
ментов. Металлич. Се хорошо раство-
ряет плутоний и м. б. использован
для экстракции плутония из жид-
кого урана. Стекла, содержащие
СеО2, применяются для экраниров-
ки при работе с радиоактивными ве-
ществами, т. к. они не мутнеют под
действием ядерных излучений.
ЦИКЛИЧЕСКИЙ РЕЗОНАНС-
НЫЙ УСКОРЙТЕЛЬ — ускоритель
заряженных частиц с замкнутыми
орбитами частиц и многократнымпро-
хождением каждой ускоряемой час-
тицей ускоряющих устройств уско-
рителя, где происходит передача
частицами энергии от перем, элект-
рич. поля, период изменения к-рого
равен (или кратен, напр., в микротро-
не') периоду обращения частицы. К
числу Ц. р. у. принадлежит б. ч.
совр. ускорителей (циклотрон, фазо-
трон, синхротрон, синхрофазотрон).
ЦИКЛОТРОН — циклич. резо-
нансный ускоритель заряженных час-
тиц с пост, магнитным полем и пост,
периодом ускоряющего высокоча-
стотного электрич. поля. Ц. приме-
няется в ядерных исследованиях для
ускорения тяжелых атомных частиц
(протонов, дейтронов, а-частиц и
многозарядпых ионов элементов с
малым ат. и.). Ускоряющее устройст-
во ускорителя имеет форму плоской
круглой металлической коробки,
разрезанной пополам вдоль диамет-
Схема циклотрона: 1 — вакуумная ка-
мера; 2 — дуант; з — траектория час-
тицы; 4 — шины высокочастотного
генератора; 5 — ускоряющий проме-
жуток.
ра. Между половинамикоробки (дуан-
тами) действует высокочастотное
электрическое напряжение (рис.),
создаваемое мощным генератором
(см. Питание ускорителя). Ускоряю-
щее устройство заключено внутри ме-
таллической вакуумной камеры ус-
корителя, расположенной в воздуш-
ном зазоре мощного электромагнита,
496
цинк
создающего однородное и постоян-
ное во времени магнитное поле,
направл. параллельно оси камеры
(см. Магнит ускорителя). Источник
ионов, подлежащих ускорению, на-
ходится в центре вакуумной камеры.
Величина напряженности магнитного
поля в зазоре ок. 20 000 э, диаметр
полюсов магнита ок. 1—1,5 м, а на-
пряжение между дуантами достигает
сотен тыс. в. В однородном магнит-
ном поле частицы движутся по
окружности, радиус к-рой пропор-
ционален скорости частицы. Пери-
од обращения частицы ве зависит
от ее скорости, если ее массу мож-
но считать постоянной. Если период
ускоряющего поля равен периоду
обращения частицы, то частица, по-
являясь в ускоряющем промежутке
при одной и той же фазе ускоряюще-
го напряжения, раз начав увеличи-
вать свою энергию, при последую-
щих прохождениях будет непрерыв-
но продолжать ускоряться за счет
энергии электрич. поля. При увели-
чении скорости частицы она движет-
ся по орбитам большего радиуса, так
что ее траектория имеет форму рас-
кручивающейся спирали. При зна-
чительном возрастании энергии ча-
стицы ее масса начинает существен-
но увеличиваться, в соответствии с
теорией относительности, в результа-
те чего нарушается условие резонан-
са между движением частицы и
ускоряющим полем. Это ограничи-
вает величину конечной энергии час-
тиц, получаемую в Ц. Предельная
достигнутая в Ц. энергия протонов
равна 22 Мэв при напряжении на
дуантах 410 кв (рис. 3, табл. XI).
ЦИНК Zn — химич. элемент II гр.
периодич.системы,п.н.30, ат. в.65,38.
Стабильные изотопы: Zn64 (48,895%),
Zn68 (27,82%), Zn67 (4,155%), Zn68
(18,51%), Zn70 (0,62%). Содержа-
ние в земной коре 5-10 “’% по ве-
су Металл. Плоти. 7,14 г/см3, пл
419,4°, £°А-пп906°. В химич. соедине-
ниях 2-валентен. Важнейший радио-
активный изотоп Zh65(T'i/2=243,5 дн.)
образуется по реакциям Си65 (d, 2п),
Си65(р, и), Zn64 (d, р), Zn64(n, т) —
по последней реакции Zn65 получает-
ся в пром-сти. Изотопы Zn72 и Zn73
образуются в результате деления
урана медленными нейтронами с вы-
ходами 1,5 • 10 "5 % и 1,0 • 10 “ 4% со-
ответственно. Радиоактивный Zn на-
ходит применение для изучения про-
цессов изотопного обмена, определе-
ния степени отделения Zn от др.эле-
ментов в аналитич. химии, для на-
хождения коэфф, распределения Zn
между несмешпвающимися раствори-
телями; в биологии — для изучения
распределения Zn в живом организ-
ме, исследования усвоения расте-
ниями Zn как микроудобрения.
ЦИППЕИТ [назв. по им. австр. ми-
нералога Фр. Циппе (F. X. М. Zip-
ре, 1791—1863)], урановая ох-
ра, урановые цвет ы,— ми-
нерал (UO2)2 (S04) (ОН)2.3—5Н2.О;
содержит 51,2—79,0% UOS; 10,0—
17,0% SO3. Цвет желтый, оранжево-
желтый; блеск стеклянный. Тв. 3;
уд. в. 3,4—3,6. Радиоактивен. Встре-
чается в зоне цементации в соседстве
с измененными сульфидами, совмест-
но с уранопилитом, бетауранопили-
том, шрекингеритом, в виде корочек,
порошковатых налетов, почковидных
образований, тонких пластиночек
или зернистых агрегатов. Один из
источников получения урана.
ЦИРКАЛЛОЙ -2 — сплав на осно-
ве относительно чистого (примесь до
0,02% О2) и притом дешевого цирко-
ния, получаемого магниетермич. спо-
собом; содержит 1,3—1,6% Sn,0,07—
0,2% Fe, 0,05—0,16% Cr, 0, 03—0,09%
Ni, примеси кислорода, азота
и др. Содержание азота в сплаве не
должно превышать 0,006% (олово
добавляется в сплав для нейтрали-
зации вредного влияния азота на кор-
розионную стойкость). Ц.-2 отли-
чается хорошей стойкостью против
коррозии в воде при темп-рах до
320** и небольшим эффективным
поперечным сечением поглощения
нейтронов. Применяется в ядерной
технике для изготовления оболочек
тепловыделяющих элементов. Плот-
ность Ц.-2 6,55 г/см3, модуль упру-
гости 9 800 кг/мм2, коэфф, линейного
расширения (при 20°—350°) ок.
6,5• 10-6. Механич. свойства: предел
прочности при 300° ок. 21 кг/мм2,
при 20° 44—55 кг/мм2; предел теку-
чести при 260° 17—24 кг/мм2, при
20° 31—37 кг /мм2.
ЦИРТОЛИТ
497
ЦИРКОН — минерал, силикат
циркония, ZrSiO4; разновидности
с повышенным содержанием Sn,
Бе и Hf наз. аль вит, с Y
и Се — хагаталит, с Nb и
Та — н а э г и т, с Th — х е г т-
вейтит, с U и Th — м а л а-
кон и циртолит. Содержит
49,5% Zr; примеси иногда достигают:
ШО2 16%, У2О3 и Се2О3 16%, ТЬО2
7—12%, U3O8 1,5% и больше. Кри-
сталлизуется в тетрагональной си-
стеме, кристаллы бипир амид ал ьно-
призматич. облика. Цвет желтый,
оранжевый, бурый, реже зеленый
или красный; блеск алмазный, жир-
ный. Тв. 7—8, уд. в. 4,68—4,70. Ра-
диоактивен. Встречается в виде ред-
кой вкрапленности в кислых и щелоч-
ных магматич. породах и пегматитах
гранитного и сиенитового состава.
Часто встречается в россыпях, из
к-рых легко добывается. Главная ру-
да для извлечения циркония, иногда
также и радиоактивных элементов.
ЦИРКОНИЕВЫЕ СПЛАВЫ —
сплавы на основе циркония; приме-
няются в тепловых ядерных реакто-
рах как конструкц. материал в связи
с их достаточно высокой коррозион-
ной стойкостью в воде и паре высо-
ких параметров и относительно ма-
лым поперечным сечением поглоще-
ния тепловых нейтронов. Ц. с. выгод-
но отличаются от чистого Zr лучши-
ми механич, свойствами при комнат-
ной и повышенных темп-pax. Приме-
няется гл. обр. сплав циркаллой-2.
ЦИРКбНИИ Zr —химич. элемент
IV гр. периодич. системы, п. н. 40,
ат. в.91,22.Изотопный состав природ-
ного Ц.: Zr90 (51,46%), Zr91 (11,23%),
Zr92 (17,11%), Zr94 (17,40%), Zr96
(2,80%).' Содержание в земной коре
составляет 2 • 10 ”2% по весу. Из ми-
нералов Zr наибольшее значение име-
ют: бадделеит ZrO2, циркон ZrSiO4,
эвдиалит Na4Ca,Zr [Si6O17(OH, С1)2].
В виде примесей Zr встречается во
многих минералах титана, ниобия,
тантала и др. Цирконию в минералах
всегда сопутствует гафний. Получе-
ние чистого металла сопряжено с
большими трудностями. Близость
атомных радиусов Zr (гд=1,58А) и
Н1'(гА =1,57 А) объясняет большое
сходство их химич. свойств, что очень
усложняет разделение Zr и Hf. Ме-
таллич. Zr м. б. получен восстанов-
лением ZrO2, ZrCl4 или K2ZrFe
металлич. Na или диссоциацией ZrJ4.
Металлич. Zr имеет плотн. 6,25a/cjw3,
t°nJl 1830°, t°KUn ок. 2900°. Чистый
металл обладает высокими механич.
свойствами: ковкостью, прочностью
при повышенных темп-pax, электро-
проводностью и теплопроводностью
того же порядка, что и у нержавею-
щей стали. Йри обыкнов. темп-ре
Zr устойчив на воздухе, стоек про-
тив коррозии в нек-рых средах (раз-
бавленных минер, кислотах, щело-
чах). Благодаря перечисл. свойствам,
а также малому поперечному сече-
нию захвата тепловых нейтронов Zr
представляет большой интерес как
конструкц. материал для реакторов,
работающих при высоких темп-рах.
Загрязнение металлич. Zr гафнием
(эффективное поперечное сечение по-
глощения медл. нейтронов а=115
барн) снижает достоинство Zr как
реакторного материала. Из искусств,
радиоактивных изотопов Zr важ-
нейшими являются Zr95 (Ti/2=65 дн.)
и Zr97 (jTi/2=17 час.). Zr95применяется
при контроле отделения Zr от эле-
ментов редких земель и продуктов
деления, а также для контроля отде-
ления Zr от Hf хроматография, и
экстракц. методами. Zr— осколоч-
ный элемент. Выход его при делении
U235 на медл. нейтронах составляет
6,4%. Zr95 может встречаться в
сбросных водах ядерных производств
и относится к группе наиболее
радиотоксичных изотопов.
ЦИРКОН-ФАВАС — минерал цир-
кония, коломорфпая разновидность
бадделеита.	_
ЦИРКУЛЯЦИОННЫМ МЕТОД
ОПРЕДЕЛЕНИЯ РАДОНА В ВО-
ДАХ - см. Радон в водах.
ЦИРКУЛЯЦИОННЫЙ НАСОС —
насос, применяемый для прокачива-
ния охлаждающего агента через теп-
лоотводящие каналы активной зоны и
теплообменники ядерного реактора.
ЦИРКУЛЯЦИЯ ЯДЕРНОГО ГО-
Р1ОЧЕГ0 — процесс перекачивания
подвижного топлива через активную
зону реактора.
ЦИРТОЛИТ — минерал, циркон с
содержанием тория и урана.
498
ЧЕРЕНКОВА СЧЁТЧИК
ч
ЧЕРЕНКОВА СЧЁТЧИК—счетчик
для регистрации быстрых электронов
(^-частиц), у-квантов высокой энер-
гии, протонов высокой энергии и ме-
зонов (см. Черенкова—Вавилова излу-
чение}. По конструктивному исполне-
нию Ч. с. подразделяются на счетчики
без фокусировки, в к-рых фотоэлект-
ронный умножитель регистрирует
весь пли почти весь свет, испущенный
частицей, и счетчики с фокусиров-
кой, в к-рых на фотокатод фотоэлект-
ронного умножителя фокусируется
свет, испущенный лишь под определ.
углом. Счетчики с фокусировкой ре-
гистрируют только те частицы, ско-
рость к-рых соответствует заданному
углу.
Счетчик без фокусировки (рис. 1) пред-
ставляет собой обычно цилиндрич. плек-
сигласовый блок или кювету с водой, к
одной плоскости к-рой примыкает фото-
Рис. 1. Счетчик Черепкова без фокуси-
ровки: 1— излучающая жидкость; 2— ци-
линдрпч. сосуд для излучающей жидко-
сти; з— цилиндр из дуралюмина; 4— ко-
нусообразный светопровод; 5— фотоэлект-
ронный умножитель; 6— фотокатод фото-
электронного умножителя; 7— кожух из
латуни; 8— делитель напряжений; 9—
сосуд для охлаждающей жидкости; 10—
охлаждающая жидкость; 11— прокладки;
12— кабель питания фотоэлектронного ум-
ножителя.
катод фотоэлектронного умножителя.
Ч. с. с фокусировкой (рис. 2), применя-
емые для измерения энергии частиц, обыч-
но состоят из симметричного излучателя
и оптич. системы, собирающей на катод
фотоэлектронного умножителя свет, ис-
пускаемый параллельным пучком частиц
одинаковой скорости. Излучателем в нем
является плексигласовый блок 2, окан-
чивающийся с одной стороны конич.
раструбом с углом раствора ср. Если час-
тица движется вдоль оси излучателя, то
0
при <?=—, где 0— угол Черенкова, весь
свет, испускаемый частицей, будет превра-
щен в параллельный пучок и сфокусиро-
ван линзой в отверстие диафрагмы. Свет,
Рис. 2. Схема счетчика Черенкова с фо-
кусировкой: 1— плексигласовый блок;
2— линза; 3— диафрагма; 4— фотоэлект-
ронный умножитель (пунктиром показан
ход лучей).
испущенный под углом, отличным от О,
не пройдет через диафрагму и не будет
зарегистрирован.
Ч. с. обладает эффективностью,
близкой к 100%,хорошим разрешени-
ем по скоростям и чрезвычайно вы-
сокой разрешающей способностью по
времени,к-рая ограничивается только
свойствами фотоэлектронного умно-
жителя.
ЧЕРЕНКбВА — ВАВИЛОВА ИЗ-
ЛУЧЁНИЕ — особое световое излу-
чение, к-рое возникает при прохож-
дении в веществе быстрых заряжен-
ных частиц (электронов, протонов,
мезонов и т. п.) со скоростью г;,
превышающей фазовую скорость све-
та в этой среде (то есть гдес—ско-
рость света в вакууме, п — показа-
тель преломления среды). Когда элек-
трически заряженная частица движет-
ся в среде со скоростью, превышаю-
щей скорость распространения света
в ней, то такая частица сама излучает
свет. Частицы материи не могут обла-
дать скоростью, превышающей ско-
рость света в вакууме, но во многих
средах фазовая скорость света мень-
ше,чем в вакууме, по этому вполне воз-
можно экспериментально получить
такие заряженные частицы, к-рые
движутся в данной среде со скоро-
стью, превышающей скорость света в
ней. Излучение заряженной частицы,
ЧЕТНОСТЬ
499
движущейся со сверхсветовой скоро-
стью, распространяется в виде кону-
са, ось к-рого совпадает с направле-
нием скорости частиц. Угол при вер-
шине конуса зависит от скорости дви-
жения частицы и коэфф, преломления
с' еды для данной длины волны излу-
чаемого света.
Ч.—В.и. отличается резкой направ-
ленностью и ^весьма малой длитель-
ностью. Если частица, возбуждаю-
щая Ч.—В. и., движется равномерно,
то все излучение испускается толь-
ко под углом 0 к траектории части-
цы, причем:
cos 0 = —.	(1)
nv	' 7
Излучение распространяется в виде
конич. волны. Если с помощью под-
ходящей оптики сфокусировать эту
конич. световую волну в точку, то
получится световой сигнал, длитель-
ность к-рого определяется в основном
зависимостью показателя преломле-
ния среды от частоты и в реальных
условиях может составлять величину
порядка 10“11 сек. Коэфф, преломле-
ния света для различных сред легко
может быть измерен. Поэтому свече-
ние Черенкова стало весьма удобным
методом для измерения скорости и
направления полета быстрых частиц.
Этот метод измерения скорости час-
тиц, естественно, применим не толь-
ко к электронам, но и к любым др.
электрически заряженным частицам
(мезонам, протонам) и обладает весь-
ма высокой точностью. Спектр Ч.—
В. и. непрерывный, т. к. испускаются
все частоты, для к-рых выполнено ус-
ловие v >-^у, где о— частота све-
товой волны. Свечение в видимой час-
ти спектра обычно имеет голубоватый
оттенок. Интенсивность излучения
возрастает с увеличением скорости
возбуждающей частицы и прямо про-
порциональна квадрату ее электрич.
заряда.
По своей природе Ч.— В. и. есть
согласованное, когерентное излу-
чение электромагнитных волн все-
ми атомами (молекулами), встречаю-
щимися на пути возбуждающей час-
тицы в веществе. Каждый такой атом
начинает излучать в тот момент, ког-
да до него долетает возбуждающая
частица, передающая ему часть своей
энергии. Интерференция элемен-
тарных волн, испускаемых отдель-
ными атомами, приводит к погаше-
нию излучения для всех направле-
ний, кроме того направления, кото-
рое дается условием (1). Интерферен-
ционная картина вполне аналогич-
на случаю образования баллистиче-
ской волны при движении снаряда
(самолета, ракеты и т. п.) со сверх-*
звуковой скоростью или случаю
образования носовой волны на по-
верхности воды при движении кораб-
ля со скоростью, превышающей ско-
рость распространения поверхно-
стных воли.
. Ч.—В. и. было открыто в 1934
П.А. Черенковым и С. И. Вавиловым.
Теория дана в 1937 И. М. Франком и
И. Е. Таммом. Эти исследования по-
лучили широкое признание и высо-
кую оценку как в Советском Союзе,
так и за рубежом. В 1946 эти работы
были отмечены Сталинской премией
1-й степени, а в 1958 — Нобелевской
премией по физике.
Ч.—В. и. нашло широкое примене-
ние для наблюдения быстрых элемен-
тарных п ядерных частиц (см. Че-
ренкова счетчик).
ЧЁТНОСТЬ (четность со-
стояния) — в квантовой меха-
нике число, характеризующее пове-
дение волновой функции системы при
изменении направления (т. н. отра-
жении) всех координатных осей на
обратное. Ч. равна +1, если волно-
вая функция не меняет знака при от-
ражении всех координатных осей;
соответствующее состояние наз. чет-
ным. Ч. равна —1, если волновая
функция меняет знак при отражении;
соответствующее состояние наз.нечет-
ным. Для любой частицы можно вве-
сти понятие «внутренняя Ч.». Напр.,
я-мезоп имеет отрицательную внутр.
Ч. Внутр. Ч. протонов и нейтронов
принимается положительной. При
движении частицы в сферически сим-
метричном потенциальном поле в со-
стоянии с определенным орбитальным
моментом полная Ч. равна произве-
дению внутр. Ч. частицы па (—1)г,
где / — орбитальное квантовое число.
500
ЧИСТЫЕ МЕТАЛЛЫ
Ч. системы частиц определяется ха-
рактером относит, движения частиц
и их внутр. Ч. Напр., Ч. системы,
состоящей из двух частиц, равна
произведению внутр. Ч. этих частиц
на (—1)г, где I — квантовое число,
определяющее орбитальный момент
относительного движения этих
частиц. При электромагнитных и
ядерных взаимодействиях в изо-
лированной системе Ч. не меняет-
ся со временем (см. Сохранение чет-
ности).
ЧИСТЫЕ МЕТАЛЛЫ — металлы
без примесей или с минимальным их
содержанием; имеют исключит, значе-
ние в атомной технике и в научных ис-
следованиях атомного ядра. Скорость
цепной ядерной реакции в ядерном
реакторе весьма существенно зависит
от того, насколько очищены от приме-
сей расщепляющиеся, а также кон-
струкц. материалы, из к-рых сделаны
наиболее важные узлы реактора. По-
следний работает успешно только в
том случае, если из делящихся мате-
риалов удалены «опасные» («запре-
щенные») примеси. К ним относятся
элементы с большим (более 10 барн)
эффективным поперечным сечением
поглощения тепловых нейтронов
(Мп, W, Та, Cl, Со, Ag, Li, Au, Hf,
Hg, Ir, B, Cd, Sm, Gd); содержание
отдельных, наиболее опасных эле-
ментов — В, Cd, Hf, Gd и др.— до-
пускается только в миллионных до-
лях %. Менее опасными примесями
в делящихся материалах являются
элементы с промежуточным (1—10
барн) поперечным сечением (Zn, Nb,
Ва, Sr, N, К, Ge. Fe, Mo, Ga, Cr,
TI, Cu, Ni, Те, V, Sb, Ti); допустимое
содержание этих примесей не должно
превышать тысячных и десятитысяч-
ных долей %.
Неопасными, или допустимыми,
примесями в делящихся материалах
считаются элементы с малым (до 1
барна) эффективным поперечным се-
чением поглощения тепловых нейтро-
нов (О, дейтерий, С, Be, F, Bi, Mg,
Si, P, Zr, Pb, Al, H, Ca, Na, S, Sn);
содержание этих примесей не долж-
но превышать десятых (С и О) или
сотых долей %; ограничения на со-
держание в делящихся материалах
неопасных (незапрещенных) приме-
сей накладываются обычно только
из-за ухудшения, в связи с их при-
сутствием, механич. и физико-химич.
свойств (пластичности, коррозион-
ной стойкости И др.).
Для произ-ва металлов, удовлет-
воряющих таким необычным требо-
ваниям чистоты, была создана спец,
пром-сть и применены новые методы
металлургии (зонная плавка, иодид-
ный метод, карбонильный метод и
др.), ранее считавшиеся только лабо-
раторными. Основными Ч. м. в атом-
ной технике (1958) являются сле-
дующие.
Ядерным горючим служат расщеп-
ляющиеся изотопы урана 92U233 и
92U235, а также плутоний 94Ри239. Эти
3 металла получаются из природных
урана и тория. Для получения по-
следних в чистом виде из руд при-
меняются металлургические ме-
тоды, отличающиеся рядом особен-
ностей (см. Металлургия урана и
тория).,
Из материалов замедлителей в ви-
де Ч. м. применяется бериллий. В
качестве теплоносителей, кроме воды
и газов (воздух, гелий и другие),
применяются жидкие металлы —
натрий, калий, свинец, висмут и
другие (см. Жидкометаллический
теплоноситель).
Из многочисл. конструкционных
материалов ядерного реактора, о г
к-рых зависит его прочность, в виде
Ч. м. и чистых сплавов (т. е. сплавов,
составленных из Ч. м.) применяются
материалы для изготовления оболо-
чек тепловыделяющих элементов, труб
и каналов теплоносителя, контей-
неров и вспомогательных трубопро-
водов для активных жидкостей, кожу-
хов реакторов, отражателей, защит-
ных экранов, регулирующих стержней
и ДР- ,	№
ЧУВСТВИТЕЛЬНЫЙ ОБЪЕМ
СЧЁТЧИКА — часть счетчика или
ионизационной камеры, чувствитель-
ная к определ. виду излучения. Так,
напр., цилиндрический счетчик с по-
ложит. питью имеет Ч. о. с., почти
равный объему, охватываемому ци-
линдрическим электродом; чувстви-
тельность его почти одинакова по
всей длине, за исключением кон-
цов цилиндра, где она несколько
ШИРИНА УРОВНЯ
501
падает за счет искажения электри-
ческого поля изолирующими проб-
ками.
ЧУВСТВИТЕЛЬНЫЙ ЭЛЕМЕНТ-
воспринимающее устройство датчи-
ка измерительной, регулирующей
или управляющей системы, реаги-
рующее па изменения контролируе-
мого парамезра. Ч. э., реагирую-
щим на радиоактивные излучения,
являются сцинтилляторы, представ-
ляющие собой входную часть с
фотоэлектронным умножителем,
преобразующим сцинтилляции от
ионизирующих излучений в элект-
рические импульсы.
ш,
ШЙБЕР (в защитных
устройствах) — защитная
пробка или заслонка, закрывающая
сквозные отверстия в защите источ-
ников излучения. Отверстия пред-
назначаются для вывода пучков ней-
тронов различных энергий или у-лу-
чей за пределы защиты и закрываются
Ш., передвигающимися посредством
механизмов. Требования к материа-
лам Ш. и порядок расположения за-
щитных слоев в них те же, что и в
биологической защите.
ШИММЙРОВАНИЕ — уменьшение
неоднородностей магнитного поля в
ускорителях заряженных частиц (цик-
лотрон у фазотрон) и масс-спектромет-
рах с постоянным магнитным по-
лем посредством тонких стальных
пластинок (шимм — англ. ед. ч.
shim), укрепляемых на полюсах маг-
нита.
ШИНКОЛОБВЙТ (назв. по место-
рождению Шинколобве в Африке),
склодовски т,— минерал, си-
ликат магния и урана; формула:
Mg(UO2)2Si2O7 • 7Н2О. Содержит
58—66,6% U3O4. Кристаллизуется в
ромбич. системе. Цвет лимонно-жел-
тый. Блеск стеклянный. Тв. 3; уд. в.
3,54—3,74. Радиоактивен. Встречает-
ся в зоне окисления урановых мес-
торождений, а также в зоне неизмен-
ных сул ьфидов совместно с уранини-
том и гидратами окиси урана. Вмес-
те с указанными минералами ис-
пользуется как урановая руда.
ШИРИНА УРОВНЯ — неопреде-
ленность энергии пек-рого связан-
ного состояния системы, способного
к самопроизвольному переходу в др.
состояние, напр. в энергии возбуж-
денного состояния атома, способного
к испусканию кванта света. Если
щ
среднее время жизни этого состоя-
ния есть t, то Ш. у. Г находится из
соотношения:
Г.^6,
где & — квант действия. Существова-
ние конечной Ш. у. не противоречит
закону сохранения энергии, но озна-
чает, что строго определенной энер-
гией система может обладать только
в таком состоянии, к-рое существует
неограниченно долгое время.
Если состояние способно распа-
даться различными способами, то
каждому способу распада I отвечает
своя частичная ширина Г$. Т. к.
время жизни возбужденного состоя-
ния определяется вероятностью рас-
пада любым из возможных способов
(«каналов»), то полная ширина рав-
на сумме частичных ширин Г=2Г?.
Г определяет ширину резонансных
максимумов на кривых эффектив-
ных сечений ядерных реакций в фун-
кции энергии бомбардирующих
частиц.
В ядерных реакциях, производи-
мых нейтронами, основную роль иг-
рают нейтронная частичная ширина
Гп (упругое рассеяние нейтронов)
и у-ширина Г (радиационный за-
хват нейтронов). Нейтронная шири-
на пропорциональна скорости ней-
трона в степени 21-f-l, где I — ор-
битальный момент (см. Момент ор-
битальный) нейтрона. Для медлен-
ных нейтронов существенно только
2=0 (т. н. S-состояние). Г зави-
сит от энергии 7-квантов/ Пос-
ледняя зависит от полной энергии
возбуждения промежуточного ядра,
к-рая для медленных нейтронов в ос-
новном определяется энергией связи
нейтрона, и слабо зависит от энер-
502
ШИРОКИЙ ПУЧОК
гяи падающих нейтронов. Поэтому ве-
личина Г для медленных нейтро-
нов практически не зависит от их
энергии. Для тепловых нейтронов
т. к. захват нейтронов с вы-
летом’ у-кванта преобладает над уп-
ругим рассеянием тепловых нейтро-
нов.
Ш. у. для вылета заряженных
частиц зависит от потенциального
барьера, поэтому реакции с образова-
нием заряженных частиц (а-частиц,
протонов) идут с заметной вероятно-
стью при энергиях, превышающих
кулоновский потенциальный барьер,
и осуществляются только у легких
ядер. „
ШИРОКИМ ПУЧОК — пучок, со-
держащий рассеянное и нерассеян-
пое излучения. В практике почти
всегда приходится иметь дело с Ш. п.
В этом случае отсутствуют ограни-
чения, накладываемые геометрией
узкого пучка. Напр., в случае у-лу-
чей, когда нет системы коллимато-
ров, ослабление от рассеяния 7-лу-
чей, первоначально двигавшихся по
направлению к детектору, может
частично компенсироваться рассея-
ннем за счет тех у-лучей, к-рые перво-
начально не были направлены к
детектору. Поэтому ослабление Ш. п.
меньше ослабления узкого пучка,
т. е. кажущаяся (эффективная) вели-
чина коэфф, поглощения получается
мепыпей, чем при измерениях в уз-
ком пучке. По мере увеличения тол-
щины защиты вероятность много-
кратных рассеяний возрастает. Это
приводит к увеличению эффективного
коэфф, поглощения Ш. п., к-рый
стремится к величине коэфф, погло-
щения узкого пучка, но никогда ее
не достигает.
ШЛАКИ В РЕАКТОРЕ — ста-
бильпые ядра и ядра с большим
периодом полураспада, образующиеся
в реакторе как пепосредств. осколки
деления либо как продукты их ра-
диоактивного распада. Ш. в р. яв-
ляются вредными поглотителями
нейтронов. Их концентрация не дос-
тигает равновесного состояния, как у
осколков деления, отравляющих ре-
актор (напр.,Хе135), а растет в процес-
се работы аппарата. Постепенное за-
шлаковывание реактора снижает его
реактивность, что ведет к необходи-
мости СхМены горючего. В реакторах,
работающих на тепловых нейтронах,
где в качестве горючего используется
U235 и Рн239, шлаки м. б. разделены на
группы. К 1-й — относятся ядра с
большим сечением поглощения нейт-
ронов, значительно больше 700 барн
(Sm149, Gd157, Eu155, Cd155, Sm151). Ko
2-й — ядра с сечением поглощения бо-
лее 100 барн (Кг83, Тс99, Rh103, Хе131,
Nd143, Sm152, Eu153). К 3-й группе —
все остальные Ш. в р.со слабым по-
глощением (Кг82,	Mo95,	Ag109,
J127, Те129, Gs133).
ШЛАМОВЫЙ РЕАКТОР — го-
могенный реактор, в к-ром ядерное
горючее находится в виде суспензии
в обычной или тяжелой воде или в ви-
де суспензии урана в жидком метал-
ле. Основные достоинства Ш. р.: от-
сутствие сложных тепловыделяющих
элементов, следствием чего является
простота конструкции и большое
энерговыделение на единицу объема
активной зоны', возможность непре-
рывной очистки от Хе135 и Sm149. Не-
достатки Ш. р.: большая загрузка
топлива с учетом объема теплообмен-
ников и большой вынос радиоактив-
ности из активной зоны.
«ШПОРА»—группа ионов, образу-
емая вторичным электроном (см.
Делъта-лучи).
«Ш.» возникают в треках. Частота
появления «Ш.» зависит от энергии
и вида излучения (см. Плотность
ионизации линейная) и плотности
среды. «Ш.» состоит из 2—3 и более
пар попов. Расстояние между поло-
жит. ионами в «Ш.» 10А. В треке
тяжелого излучения ионы расположе-
ны столь плотно вдоль пути излуче-
ния, что «Ш.» сливаются, образуя
сплошной цилиндр ионов.
ШРЁКИНГЕРЙТ — минерал, суль-
фаткарбонат урана; химич. форму-
ла: Ca3Na2(UO2) (С03)3(80г)Г-10Н20.
Содержит 29,4—32,7% UO3. ^Крис-
таллизуется в гексагональной сис-
теме. Цвет зеленовато-желтый, яб-
лочно-зеленый, реже бледно-желтый.
Тв.2; уд. в. 2,47—2,51. Радиоактивен.
Встречается в виде корочек и налетов
в зоне окисления и верхней частвг зо-
ны цементации гидротермальных мес-
торождений (карбонатных жил) сов-
ЭКОНОМИКА ПРОМЫШЛЕННОСТИ АТОМНОГО СЫРЬЯ
503
местно с настураном и урановыми
чернями. Спутниками Ш. в карбонат-
ных жилах являются марказит,
гипс, кальцит, окислы марганца и же-
леза. В осадочных урано-ванадиевых
месторождениях Ш. встречается в
виде пленок по трещинам известня-
ков совместно с урапо-ванадиевыми
минералами. Используется как ис-
точник получения урана.
ЩИТ УПРАВЛЕНИЯ РЕАКТО-
РОМ — вертикальный щит с панеля-
ми для размещения контрольно-из-
мерительных приборов и ключей уп-
равления реактором и вспомогат. аг-
регатами. На Щ. у. р. монтируются
приборы, обеспечивающие измерения
ряда величин, характеризующих
работу отдельных узлов установки.
Разновидностями Щ. у. р. являются
щиты: силового питания, дозимет-
рия. контроля, контроля темп-ры
тепловыделяющих элементов, расхо-
да теплоносителя в технология, ка-
налах и др. Устанавливается совмест-
но с пультом управления реактором.
ЭВДИАЛИТ — минерал, слож-
ный силикат щелояей и циркония.
Химич, состав: (Na, Ca)6Zr[SieO17
(О, ОН,С!)].В виде примесей обыяно
имеются редкие земли, титан, ниобий,
стронций и др. Разновидности, обога-
щенные FeO,— эвколит, мезодиалит.
Содержит 12,0—14,5% ZrO2; 0,3—
2,9% (Се, La,Y)2O3 и до 1,6% Nb2O5.
Кристаллизуется в тригональной сис-
теме. Кристаллы пластиняатые или
таблитяатые, но обычно Э. находится
в виде зернистых масс, прожилков и
т. д. Цвет яркий, розово-красный до
красновато-бурого и желто-бурого;
блеск стеклянный. Твердость 5—5,5;
удельный вес 2,84—2,98. Встречается
в щелочных горных породах — нефе-
линовых сиенитах и их разновидно-
стях совместно с нефелином, по-
левыми шпатами, эгирином и др.
минералами. Является сырьем для
получения циркония.
ЭВКСЕНЙТ — урансодержащий
минерал, входящий в группу поли-
краз-эвксенита (см. Поликраз).
ЭЙНШТЕЙНИЙ Es — искусствен-
но полученный радиоактивный хи-
мич. элемент семейства актинсшдов;
п. н. 99, массовое число наиболее
долгоживущего изотопа 254. Открыт
в 1954, назв. дано в честь великого
ученого 20 в. А. Эйнштейна. Изо-
топы Es получаются облучением
урана ионами азота N14, калифор-
ния — дейтронами, берклия — «-ча-
стицами. Es обнаружен в продук-
тах облучения плутония мощным
потоком нейтронов порядка 1022/г/слЛ
э
Известны изотопы Es с массовыми
числами от 246 до 255; долгоживу-
щими являются Es258 (Ti/2=20,03 дня),
Es254 (Ti/2 ок. 320 дней) и Es255
(Ti/2=24 дням). Es известен только в
индикаторных количествах.Похимич.
свойствам он является исключитель-
но 3-валентным элементом. При экст-
ракции и десорбции с ионообменных
смол Es располагается между Cf и
Fm, что подтверждает его 3-валент-
ность. Es хорошо отделяется от со-
седних элементов хроматографиче-
ски — десорбцией растворами лак-
тата аммония или а-гидроксибути-
латом аммония. В качестве экстр-
агентов Es исследованы растворы те-
ноилтрифторацетона в толуоле и три-
бутилфосфата в инертном разба-
вителе.
ЭКВИВАЛЕНТ ТРОТЙЛОВЫИ —
см. Тротиловый эквивалент.
ЭКОНОМАЙЗЕР — теплообмен-
ник для подогрева питательной воды,
реже воздуха, поступающего в топку
парового котла. Э. повышает эко-
номичность котельной установки за
счет использования тепла отходя-
щих газов. Аналогом Э. в энергети-
ческой ядерной установке является
участок для подогрева воды в кипя-
щем реакторе.
ЭКОНОМИКА ПРОМЫШЛЕН-
НОСТИ АТОМНОГО СЫРЬЯ. Основ-
ным видом применяемого ныне (1958)
ядерного топлива является уран\ в
значительно меньшей мере исполь-
зуется торий. Приводимые ниже
данные по экономике уранового сы-
504
ЭКОНОМИКА ПРОМЫШЛЕННОСТИ АТОМНОГО СЫРЬЯ
рья составлены на основании опуб-
ликов. в печати материалов.
Урановые месторождения известны
во мн. странах. Однако разработка в
пром, масштабах ведется лишь в ог-
рапич. их числе. Ведущее место по
добыче урана занимают среди капи-
талистич. стран США, Канада, Бельг.
Конго, Южно-Афр. Союз и Авст-
ралия.
До недавнего времени основным источ-
ником урана вСоединенных Шта-
тах Америки были карнотитовые
(см. Карнотит) руды Колорадского пла-
то, в к-рых уран находится с ванадием и
радием. В последние годы, в связи с уси-
ленной милитаризацией экономики стра-
ны, правительство США всемерно поощ-
ряло поиски урана. Были установлены
твердые гарантированные цены на него,
сперва до 1 апр. 1962, затем по 1966 вклю-
чительно, а также система бонусов и пре-
мий за открытие новых пром, месторож-
дений и добычу на них урана. Эти прави-
тельств. мероприятия привлекли в ура-
новую пром-сть большое число частных
компаний. Начиная с 1948 разведочные
работы велись во все возрастающих раз-
мерах. Было выявлено много новых мес-
торождений урана в разных районах стра-
ны. Известные природные запасы урано-
вых руд резко увеличились. Если в 1948
они составляли всего 0,9 млн. т с сред-
ним содержанием окиси урана ок. 0,2%,
т. е. 1800 т, то на 1 ноября 1956 они ис-
числялись уже 54 млн. т с содержанием
окиси урана 136 тыс. т, а к концу 1957
достигли 70,8 млн. т с содержанием окиси
урана 0,27%, т. е. примерно 191 тыс. т.
Подавляющая часть (на 31 дек. 1957—
€8,4%) всех запасов урана находится в шт.
Нью-Мексико.
Уран в США добывается частными ком-
паниями,к-рые сдают его Комиссии по атом-
ной энергии. Наиболее значит, и про-
дуктивные месторождения оказались в
руках крупных монополий. Самый боль-
шой в США урановый рудник в шт. Нью-
Мексико эксплуатируется медной моно-
полией «Анаконда компани». Эта же ком-
пания совместно с др. добывающими
компаниями — «Ванадиум корпорейшен оф
Америка», «Хоумстепк майнинг компа-
ни» — участвует в контроле над большей
частью залежей урана на Колорадском
плато. Поисками урана занимаются так-
же нефтяные компании «Тексас компани»,
«Филлипс петролеум» и др.
По мере ввода в эксплуатацию новых
рудников добыча урана в США резко воз-
растает. По официальным данным, произ-
водство окиси урана в США во 2-й пол. 1955
составило 1450 т, в 1956—5443 т и в 1957—
7838 m. В конце!957 произ-во окиси урана
шло уже на годовом уровне в 9 тыс. т.
К 1959 предполагалось повысить го-
довой уровень производства примерно до
13,6 тыс. т.
Большим резервом урана в США яв-
ляются месторождения фосфоритов и го-
рючих сланцев. Содержание урана в фос-
форитах Флориды и зап. штатов состав-
ляет ок. 115 г в 1 т. Т. о., в пром, запасах
фосфоритов в этих штатах, оцениваемых
в 5 млрд, т, содержится ок. 600 тыс. ?п
урана. В сланцах урана относительно
меньше, примерно 45 г в 1 т, но общее его
содержание в них оценивается в 5—6
млн. т. Однако в наст. вр. эти источники
не м. б. использованы в сколько-нибудь зна-
чит. мере, т. к. экономичные способы из-
влечения урана из фосфоритов и сланцев
еще не найдены. При переработке фос-
форитов извлекают лишь незначит. коли-
чество урана в качестве побочного про-
дукта.
Помимо добычи на собственной терри-
тории, США на основе межправитель-
ственных соглашений получают уран из
Канады, Бельгийского Конго, Южно-Афри-
канского Союза, Австралии и Португалии.
В 1957 США импортировали 10729 т
окиси урана.
Уран в США почти полностью расхо-
дуется для произ-ва атомных военных объ -
ектов и для образования военно-страте-
гич. запасов. На др. цели до последнего
времени расходовалось ничтожное коли-
чество урана. Лишь в 1956—57 правитель-
ство США выделило 100 т обогащенного
U235 для использования в мирных целях.
Половина этого количества предназна-
чалась для США, остальное должно быть
поставлено в порядке продажи или арен-
ды правительствам нек-рых стран, заклю-
чивших с США соглашения о сотрудни-
честве в области мирного использования
аФомной энергии.
Военный спрос США содействовал быст-
рому развитию урановой пром-сти К а-
н а д ы. По запасам и добыче урана Ка-
нада ныне является одной из ведущих
стран в капиталистич. мире. Первое круп-
ное месторождение урановой руды было
открыто в 1930 в р-не Большого Медвежье-
го оз. Руда здесь отличалась вначале
исключительно высоким содержанием оки-
си урана — в отдельных образцах до 62%.
Это находящееся в труднодоступном
районе месторождение было до 1952
единств, в Канаде источником урана.
С момента его открытия и до 1944 оно
разрабатывалось компанией «Эльдорадо
голд майне лимитед», к-рая контроли-
ровалась капиталом США. Когда выяс-
нилось, что уран приобрел весьма важ-
ное значение в связи с проводивши-
мися в США работами по созданию атом-
ной бомбы, канадское правительство в
1943 объявило все вновь открываемые
месторождения радиоактивных руд госу-
дарств. монополией. В 1944 оно скупило
все акции «Эльдорадо голд майне лимитед»
и переименовало ее в «Эльдорадо майнинг
энд рифайнинг компани».
В 1947 в целях ускорения разведочных
работ правительство Канады вновь раз-
решило частным компаниям вести поиски
и добычу урановых руд. При этом было
обусловлено, что весь добываемый уран
должен сдаваться по долгосрочным догово-
рам компании «Эльдорадо», к-рая являет-
ся правительственным органом по скуп-
ке урана. К концу 1956 были заключены
с 18 компаниями контракты на поставку
урана по гарантированным ценам на об-
щую сумму свыше 1,6 млрд. долл. При
этом для компаний с высокими издерж-
ЭКОНОМИКА ПРОМЫШЛЕННОСТИ АТОМНОГО СЫРЬЯ
505
нами произ-ва устанавливались спец, це-
ны. Эти условия привлекли в урановую
пром-сть сотни компаний, в т. ч. из США.
Поисковые работы приобрели огромный
размах. Урановые руды были обнаружены
в разных р-нах страны. Наибольшее зна-
чение имели месторождения урана, откры-
тые в районе оз. Биверлодж (пров. Сас-
качеван) и позднее — в р-не Блайнд-Ри-
вер (Онтарио). Несмотря на огромные
масштабы поисковых работ, не удалось
выявить новые месторождения богатых
урановых руд типа руд Большого Мед-
вежьего оз. Среднее содержание окиси
урана в известных ныне его месторожде-
ниях в Канаде оценивается в 0,1%. Бла-
годаря разработке правительств, органи-
зациями метода обогащения стало воз-
можным эксплуатировать месторождения
и бедных руд. Выгодность их разработки
обусловливалась также тем, что в ряде
новых месторождений оказались огромные
рудные массы. В самохм крупном месторож-
дении, принадлежащем компании «Консо-
лидейтед Денисон майне», в р-не Блайнд-
Ривер имеется ок. 124 млн. т руды с со-
держанием окиси урана 0,139%, или св.
170 тыс. т.
Район Блайнд-Ривер является в Канаде
самым молодым и весьма перспективным.
Большую активность в этом р-не проявил
ньюйорксний банкир Джозеф Гиршхорн.
Ему удалось выявить крупные месторож-
дения урана. Для финансирования работ
на этих месторождениях им совместно
с англ, группой «Рио Тинто» была создана
в 1955 компания «Рио Тинто майнинг ком-
пани оф Канада»; 50% ее акций принадле-
жат англ, группе.
Известные запасы урановой руды в Ка-
наде в конце 1957 оценивались в 290 млн. т
с содержанием 345 тыс. т окиси урана.
Произ-во ее в 1956 составило 2078 т,
в 1957—6067 т. По мере ввода в эксплу-
атацию новых рудников произ-во окиси
урана резко увеличивается: во 2-й пол.
1957 оно приближалось уже к годовому
уровню в 7300 т, а к середине 1958 это
произ-во предполагалось довести до годо-
вого уровня в 13—14 тыс. т.
До 1957 весь добывавшийся в Канаде
уран поставлялся в США. По соглашению,
заключенному между правительствами обе-
их стран, США предоставлялось право на
всю канадскую продукцию урана по 1962.
Однако в марте 1957 на совещании премь-
ер-министров Великобритании и Канады
на Бермудских о-вах было достигнуто
соглашение о поставках в Англию в те-
чение 5 лет, до 1962, по 700—1000 т при-
родного (металлич.) урана в год на общую
сумму ок. 43 млн. ф. ст. В начале 1958
было заключено 2-е соглашение о постав-
ке урана в 1962—63. Всего в течение 7 лет
Англия получит из Канады до 10 тыс. т
урана. В 1957 были закончены переговоры
о продаже нек-рого количества канадско-
го урана Федеративной Республике Гер-
мании (см. ниже).
По заявлению Дж. С. Джонсона, дирек-
тора отдела сырья Комиссии по атомной
энергии США, еще в 1954 Бельгий-
ское Конго было основным постав-
щиком урана в США. Впервые минералы
урана были найдены в этой стране в 1913.
В 1915 было открыто месторождение Шин-
колобве, к-рое разрабатывается до сих
пор; руда здесь отличалась исключительно
высоким содержанием окиси урана — в от-
дельных жилах до 60%. В последние годы
наряду с богатыми добываются также бед-
ные руды, в связи с чем среднее содержа-
ние урана в руде ныне оценивается в 3%
(по др. данным 0,4—0,45%).
В течение многих лет Бельг. Конго да-
вало подавляющую часть (60% и более)
всего урана, получавшегося в капита-
листич. мире. Добыча урановых руд в этой
стране полностью монополизирована од-
ним трестом — «Юнион миньер дю О-Ка-
танга», к-рый контролировался англ, и
бельг. капиталом до 1950, когда часть его
акций была скуплена амер, финансовыми
группами.
США начали импортировать урановую
руду из Бельг. Конго с 1939. В 1944 меж-
ду правительствами США, Англии и Бель-
гии было заключено соглашение о том,
что первые две страны получают исклю-
чит. право на урановую руду Бельг. Кон-
го. По этому соглашению США предна-
значалось 75%, Англии — 25% всей добы-
ваемой руды. Однако и после этого фак-
тически вся руда отправлялась в США.
В связи с намечавшимися работами в об-
ласти атомной энергии правительство Бель-
гии еще в 1948 стало добиваться измене-
ния условий этого соглашения и выделения
Бельгии части урана, добываемого в Кон-
го. По условиям действующего ныне со-
глашения США и Англия имеют преим.
право покупки урана (в руде) за исклю-
чением 10% в 1956—57 и 25%— в 1958—60.
По истечении срока действия этого согла-
шения вопрос о дальнейшем распределении
урановой руды будет обсужден вновь.
По сведениям, относящимся к 1950,
запасы металлич. урана в руде определя-
лись в' Бельг. Конго в 25 000 т. По оценке
англ. журнала «Майнинг джорнал»,
произ-во окиси урана в этой стране в 1956
составило 1000 т. Т. о., США, Канада и
Южно-Афр. Союз в 1956 обогнали в этом
отношении Бельг. Конго, оттеснив его на
4-е место.
Ю ж н о-А фриканский Союз в
сравнительно короткий срок вошел в число
ведущих производителей урана в капита-
листич. мире. В 1950 страну посетили пред-
ставители Объединенного амер.-англ. агент-
ства: было подписано соглашение о до-
быче урана из отвалов на золотых рудни-
ках и продаже его США и Англии, В 1951
началось строительство 1-го з-да по из-
влечению урана из отвальных руд. Всего к
концу 1957 было построено 17 таких з-дов,
к-рые перерабатывают руду, добываемую
на 29 рудниках.
Такому стремительному развитию ура-
новой пром-сти Южно-Афр. Союза в не-
малой степени содействовало предостав-
ление Англией и США займов частным
компаниям (с участием англ, и амер, ка-
питала) для строительства з-дов по извле-
чению урана. Заключались соглашения
сроком на 10 лет, со дня ввода в эксплуа-
тацию з-дов, о сдаче всего урана правитель-
ству по ценам, к-рые калькулировались
т. о., чтобы к концу указанного периода
предприятии окупались из выручки и
становились полной собственностью соот-
ветствующих компаний.
506
ЭКОНОМИКА ПРОМЫШЛЕННОСТИ АТОМНОГО СЫРЬЯ
Известные запасы урановой руды в Ю;к-
по-Афр. Союзе в конце 1956 оценивались
почти в 1 млрд, т с содержанием в них
металлич. урана 270 тыс. т, В 1956
произ-во окиси урана в Южно-Афр. Союзе
составило 3958 те, а в 1957—5171 т.
Минералы урана были найдены в Ав-
стралии еще в 1906, однако начало
развитию урановой пром-сти в этой стране
положило лишь открытие в 1949 месторож-
дений в Радиум-Хилл (шт. Юж. Австра-
лия) и Рам-Джангл (Сев. территория).
Добыча руды на обоих месторождениях
началась в 1954. Рудники здесь являются
государств, собственностью, но разработ-
ка месторождений Рам-Джангл осуществ-
ляется по поручению правительства фили-
алом англ, компании «Консолидейтед зинк
пропрайетери». По контракту, заключен-
ному на 10 лет между правительством Ав-
стралии и Объединенным амер.-англ, агент-
ством, добываемый из этих месторождений
уран должен поставляться в Англию и
США, за исключением незначит. коли-
чества, к-рое Австралия имеет право оста-
вить себе для нужд обороны.
В целях выявления новых месторожде-
ний урана правительство Австралии ши-
роко привлекает к разведочным работам
частные компании, создавая для них ус-
ловия более выгодные, чем в др. отраслях
добывающей пром-сти. Так, до 1965 с при-
были от добычи урановой руды не взима-
ются налоги; на урановую продукцию,
к-рую фирмы обязаны продавать только
правительству или его агентам, установ-
лены действующие до 1962 гарантирован-
ные цены; за выявление новых крупных
месторождений выдаются премии.
В последние годы было открыто неск.
новых месторождений, имеющих пром,
значение. Наиболее перспективным из
них считается Мэри Кетлин в р-не Маунт-
Айса (Квинсленд). Еще в нач. 1956 сооб-
щалось о том, что выявленные здесь за-
пасы руды оценивались в 3 млн. т с со-
держанием 0,2% окиси урана. Для разра-
ботки этого месторождения была создана
компания «Мэри Кетлин майне», 51% ак-
ций к-рой принадлежит англ, группе «Рио
Тинто». В марте 1956 англ, правительство
подписало с «Мэри Кетлин майне» согла-
шение о покупке в течение последующих
7—8 лет окиси урана на сумму минимум
40 млн. ф. ст. Произ-во окиси урана из
добываемой здесь руды предполагают на-
чать в 1959, когда будет построена обога-
тит. ф-ка.
Произ-во концентратов на руднике
Рам-Джангл составило (по содержанию
ониси урана) в 1955/56 151 т и в 1956/57•—
246m, на руднике Радиум-Хилл в 1956/57—
204 т. Ожидают, что в 1959, когда будет
введена в эксплуатацию обогатит, фаб-
рика на руднике Мэри Кетлин, произ-во
ониси урана в Австралии составит ок.
1000 т в год.
Добыча урановых руд во Франции
началась сравнительно недавно. Первое
месторождение было обнаружено только
в 1927. Ныне Франция занимает по добыче
урана 1-е место в капиталистич. части
Зап. Европы. По официальной оценке,
природные запасы урана во Франции
составляют 50—100 тыс. т. Основные мсс-
юрождения находятся в Ла-Крузпль,
Грюри, Лашо, Буа-Нуар и др. Кроме ура-
на, добываемого на собств. территории,
Франция получает также урано-ториани-
товые концентраты с Мадагаскара, где
имеются руды с содержанием 10—20%
окиси урана и 60—70% окиси тория.
В 1957 произ-во природного урана во Фран-
ции (пока в основном из собств. руд)
оценивается в 300 т; в дальнейшем ожи-
дается рост произ-ва в след, размерах:
1958—500 т, 1961—1000 т, 1975—3000 т.
В целях расширения своих ресурсов
урана Франция предпринимает обширные
разведочные работы в Сахаре, Камеруне,
Франц. Экваториальной Африке, Алжи-
ре и Марокко.
В А н г л и и запасы и добыча урана на
собств. территории ничтожны. Уран и
радий давно добывались в Корнуолле, но
это месторождение в основном выработано.
Ныне, по заявлению министра снабжения,
залежи урана в Корнуолле настолько не-
значительны, что они не оправдывают за-
трат на добычу и обработку.
Англ, правительство стремится приоб-
рести возможно больше урана для произ-ва
атомного оружия и создания стратегия,
запасов. Уран необходим также для реали-
зации программы строительства атомных
электростанций. Кроме того, Англия весь-
ма заинтересована в экспорте атомных
реакторов, к-рые она должна снабжать
ядерным горючим.
До 1956 снабжение Англии ураном осу-
ществлялось путем закупок, производимых
Объединенным амер.-англ, агентством в
Конго, Канаде, Южно-Афр. Союзе и Авст-
ралии. Позднее были заключены согла-
шения с Канадой, Австралией, Родезией,
Южно-Афр. Союзом об обязательных по-
ставках. Всемерно форсируются поиски
урана в англ, колониях, на что прави-
тельство ассигнует крупные средства.
Федеративная Республика
Германии получила в мае 1955 раз-
решение вести работы в области исполь-
зования атомной энергии. Запасы урано-
вых руд на территории страны невелики и
к концу 1956 оцениваются (в Баварии) при-
мерно в 80—100 тыс. т. В соответствии с
заключенным в 1957 между правительствами
ФРГ и США соглашением о сотрудничестве
в области применения атомной энергии,
со сроком действия 10 лет, ФРГ будет
предоставлено 2,5 т обогащенного Ur35.
В 1957 достигнута также договоренность
о закупке урановых рудных концентра-
тов и природного урана в Канаде, с по-
ставкой в течение 5 лет в количестве,
соответствующем 100 m природного
(металлич.) урана в год.
Месторождения урана, тория и др.
радиоактивных минералов известны
в Бразилии, Перу, Португалии, Ис-
пании, Италии, Норвегии, Индии,
на Филиппинах и др. Потенциаль-
ными источниками урана являются
сланцы Швеции и Ньясаленда, фос-
фориты Марокко. Уран обнаружен
в нек-рых месторождениях бурых
углей (США, Ньясаленд) и в гра-
нитах (Бразилия, Нигерия, Турция).
ЭКОНОМИКА ПРОМЫШЛЕННОСТИ АТОМНОГО СЫРЬЯ
507
Однако все эти истопники еще прак-
тически не имеют значения.
По предварит, оценке, произ-во
окиси урана в капиталистич. странах
в 1957 составило св. 19 тыс. т. По ме-
ре ввода в эксплуатацию новых руд-
ников ожидается дальнейший зна-
чит. рост произ-ва окиси урана,
к-рое, как полагают, в 1959 превысит
36 тыс. т.
ЭКОНОМИЧЕСКАЯ ЭФФЕК-
ТИВНОСТЬ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В
ПРОМЫШЛЕННОСТИ РАДИОАК-
ТИВНЫХ ИЗОТОПОВ И ЯДЕРНЫХ
ИЗЛУЧЕНИЙ. Радиоактивные изо-
топы и ядерные излучения (РИЯИ)
начинают все более широко приме-
няться в разных отраслях пром-сти
мн. стран, что объясняется больши-
ми связанными с этим экономия, и
технич. преимуществами.
По докладу У. Ф. Либби (США) на
Международной конференции по ис-
пользованию радиоактивных изото-
пов (Париж, 1957), к 1 авг. 1957
РИЯИ применялись в производств,
процессах 1667 фирм и концернов,
что составляет лишь 0,6% общего
числа фирм США. Однако и при столь
незначит. распространенности при-
менения РИЯИ обусловленная им
экономия, по ориентировочной оцен-
ке Либби, в 1957 составила 406 млн.
долл, против примерно 100 млн.
долл, в 1953. Цели, для каких ис-
пользовались РИЯИ в США, весьма
разнообразны, по в основном они
применялись в 1957 для контроля ка-
чества продукции и хода техноло-
гии. процессов, для измерения тол-
щины, а также плотности продукции,
для определения степени износа. Наи-
большую экономию от применения
РИЯИ получила в 1957 нефтяная
пром-сть США —ок. 180 млн. долл.
Весьма значит, была экономия от
применения РИЯИ в разных отрас-
лях пром-сти для дефектоскопии
(примерно 45млн. долл.) и измерения
толщины изделий (ок. 70 млн. долл.);
крупная экономия была получена в
результате поддержания на заданных
уровнях плотности сигарет (почти
50 млн. долл.). По оценке Либби,
примерно через 5 лет пром-сть США
будет получать от применения РИЯИ
экономию ок. 5 млрд. долл, в год.
В СССР за период с 1953 по 1957
число посылок только с радиоактив-
ными изотопами С14 и Со60, отправ-
ленных потребителям организацией
«Союзреактпв», возросло более чем в
6 раз (примерно с 6000 до 36 000).
В 1957 работало более 2000 устано-
вок и приборов, основанных па ис-
пользовании РИЯИ. Наибольшее
распространение получили гамма-
дефектоскопы (1500 шт.), радиоак-
тивные уровнехмеры (более 200 шт.),
индикаторы уровня (более 100 шт.),
толщиномеры (ок. 100 шт.), пульпо-
меры, плотномеры, счетчики пред-
метов и т. д. (см. Р ад ио активные при-
боры).
В основном экономию получают
предприятия, использующие РИЯИ.
Эта прямая экономия являет-
ся следствисхм замены трудоемких и
энергоемких процессов более эконо-
мичными (напр., замена рентгеноско-
пии у-дефектоскопией); устранения
или сокращения брака в результате
применения эффективного сплошного
контроля взахмен выборочного и уст-
ранения причин, вызывающих брак;
улучшения качества продукции (по-
вышение сортности); уменьшения
расхода материалов; устранения про-
стоев; ускорения процессов произ-ва.
Напр., применение приборов с РИН И
для контроля за толщиной проката
на Ленинградском сталепрокатном
з-де, з-де «Запорожсталь» и др. позво-
лило снизить брак в 2—3 раза и со-
кратить простои станов примерно в
10 раз.
Прямая экономия от применения
РИЯИ часто сопровождается кос-
венной экономией. Так,
выпуск предприятиями, использую-
щими РИЯИ, продукции высшего
качества и точных размеров позволя-
ет предприятиям, потребляющим ее,
получать значит, экономию в резуль-
тате сокращения отходов и устране-
ния брака. Большую косв. экономию
дает увеличение срока службы дета-
лей машин и сооружений, отличаю-
щихся высокой износостойкостью и
прочностью в результате применения
РИЯИ при их изготовлении, и т. д.
Полная экономия (пря-
мая и косвенная) от применения
РИЯИ в пром-сти СССР составила в
508
ЭКРАНИРОВАННАЯ КАМЕРА
1957 по нек-рым подсчетам ок. 500—
G00 млп. руб.
Большой экономия, эффект дает
применение радиометрии, методов в
нефтяной пром-сти СССР (ок.200 млн.
руб. в год). Только по Туйма-
зипскому месторождению примене-
ние радиометрии, методов позволило
получить экономию более чем в
30 млн. руб. Применение радиомет-
рич. метода при установлении гео-
логического разреза в старых сква-
жинах Азербайджана позволило до-
полнительно добыть ок. 200 тыс. т
нефти.
Экономия от применения у-дефек-
тоскопии определяется по разнице
эксплуатац. затрат на контроль с
применением рентгеновского аппара-
та и у-дефектоскопа. Напр., при конт-
роле сварных швов сложных толсто-
стенных деталей у-дефектоскопом об-
щая сумма прямой экономии состав-
ляет примерно 85 тыс. руб. в год на
1 установку, в т. и. по заработной
плате ок. 65 тыс. руб., по амортизац.
отчислениям ок. 15 тыс. руб., по
электроэнергии ок. 5 тыс. руб.; в ука-
занные суммы не включена экономия,
получаемая из-за уменьшения брака,
ускорения процессов, повышения ка-
чества продукции.
О размерах прямой экономии, по-
лучаемой в результате внедрения ра-
диотолщиномеров, можно судить по
опыту Лысьвенского металлургия, за-
вода. Установка здесь прибора для
измерения толщины покрытия жести
оловом позволила быстро контроли-
ровать точность настройки лудиль-
ных аппаратов. Замена лабораторно-
го контроля, а также устранение бра-
ка и перерасхода олова дали по од-
ному только цеху ок. 54 тыс. руб. го-
довой экономии.
Установка радиоактивных пластин
для снятия электростатич. зарядов с
полуфабрикатов и продуктов в про-
цессе произ-ва (см. Элиминация
электростатических зарядов) в ряде
случаев устраняет брак и аварии, а
также позволяет повысить выпуск
продукции в результате увеличения
скорости работы машин. Так, уста-
новка опытных радиоактивных плас-
тин на одном советском текстильном
комбинате позволила устранить брак
и в 4 раза увеличить производитель-
ность сновальной машины.
Предполагаемое расширение при-
менения РИЯИ в пром-сти СССР даст
возможность, по нек-рым предварит,
расчетам, получить через 3—4 года
(т. е. примерно в 1962) экономию
порядка 5—8 млрд. руб. в год.
ЭКРАНИРОВАННАЯ КАМЕРА —
см. Горячая камера.
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ПЕТ-
ЛЯ РЕАКТОРА — один или неск.
каналов ядерного реактора, имеющих
собств. циркуляц. контур, независи-
мый от циркуляц. контура реактора и
предназнач. для проведения экспери-
мент. исследований. Петлевые кана-
лы могут располагаться в активной
зоне, в отражателе или в защите ре-
актора. Чаще всего Э. п. р. служит для
испытаний в рабочих условиях но-
вых типов тепловыделяющих элемен-
тов и новых видов теплоносителей.
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЙ РЕАК-
ТОР — то же, что исследователь-
ский реактор.
ЭКСПОЗИЦИЯ ПРОСВЕЧИВА-
НИЯ (в гамма-дефекто-
скопии) — величина, равная
произведению активности источника
(в г-экв Ra) на время (в часах) про-
свечивания контролируемого изде-
лия и выражаемая в г-экв Ra Хчас.
Э. п. обратно пропорциональна
квадрату фокусного расстояния и
зависит от толщины и свойств ма-
териала контролируемого изделия,
энергии ^-изл учения, чувствитель-
ности пленки и способа зарядки кас-
сет. Э. п. выбирают по номограмме
или по номограмме и поправочным
коэфф, (полученную по номограмме
величину умножают на поправочный
коэфф.).
Время просвечивания находят де-
лением величины Э. п. на активность
источника, к-рую определяют по
паспортным данным и периоду полу-
распада.
ЭКСПОНЕНЦИАЛЬНАЯ ПРИЗ-
МА — блок материала, служащий
для измерения длины дпффузип нейт-
ронов в замедляющей среде или гео-
метрия. параметра в системе, состоя-
щей из замедлителя и ядерного
топлива, с помощью т. н. экспонен-
циального эксперимента. Экспонен-
ЭКСТРАПОЛЯЦИОННАЯ ИОНИЗАЦИОННАЯ КАМЕРА	509
циальным эксперимент наз. потому,
что интенсивность потока нейтронов в
веществе блока уменьшается с увели-
чением расстояния z от источника
по показательному (экспоненциаль-
ному) закону e~lz. Большой блок изу-
чаемого замедлителя монтируется на
наружной стороне тепловой колонны
реактора. Источник нейтронов мож-
но также поместить на одном из тор-
цов блока. При входе в блок нейтро-
ны диффундируют. Приток нейтро-
нов из постоянного источника на
одном из торцов уравновешивается
поглощением в среде и утечкой через
границы, так что в результате уста-
навливается стационарное распреде-
ление потока .нейтронов.
ЭКСПОНЕНЦИАЛЬНЫЙ РЕАК-
ТОР — модель для определения кри-
тич. размеров ядерного реактора с
помощью экспоненциального экспе-
римента. Для проведения такого экс-
перимента собирают ансамбль (сово-
купность ядерного топлива и замед-
лителя) с точно такой же решет-
кой, как и у рассматриваемого реак-
тора (см. Решетка реактора), но с
размерами, составляющими ок. г/3
критических. Такой ансамбль не
может достигнуть критич. состояния,
однако при помощи постороннего
источника нейтронов можно полу-
чить стационарное распределение
нейтронного потока. Для расстоя-
ний, превышающих 2 длины диф-
фузии от источника нейтронов
и от верхней поверхности реак-
тора,' интенсивность потока тепло-
вых нейтронов падает по показатель-
ному (экспопенциальному) закону
e~^z. Измерив распределение интен-
сивности в направлении оси z и строя
зависимость активности пробных об-
разцов от высоты в логарифмич.
масштабе, получают прямую, угол
наклона к-рой дает возможность оп-
ределить геометрии, параметр дан-
ной формы и критич. размеры реак-
тора.
ЭКСПОНОМЕТР (д ля рент-
геновских лучей) — при-
способление для определения интен-
сивности рентгеновских лучей во
время радиографии с целью соблю-
дения заданного времени или дозы
облучения.
ЭКСТРАГИРОВАНИЕ (э к с т-
ракция) в радиохими и—
метод извлечения радиоактивного
элемента (р. э.) из раствора (обычно
водного) растворителем (органич.
жидкости или их смеси), ограниченно
смешивающимся с первым раствором.
Отношение концентраций С распреде-
ляющегося вещества (р.э.) в экстраги-
рующей фазе Сорт. и исходной Своди,
наз. коэфф, распределения и в боль-
шом интервале концентраций (при
др. неизменных условиях) является
С
величиной постоянной: к=-—-рг‘ =
сводп.
= const, но для невесомых количеств
р. э. часто отличается от постоянной.
Экстрагируемое вещество м. б. про-
стым (напр., иод) или химич. соедине-
нием — как простым (напр., OsO4),
так и комплексным (напр., комплекс
Felll с родан-ионом) или внутри-
комплексным (напр., дитизонаты).
Большой выбор органич. раствори-
телей, пригодных для Э., и соедине-
ний, дающих внутр икомплексные
соли, растворимые в органич. рас-
творителях, возможность управлять
степенью образования экстрагируе-
мого соединения и с помощью выса-
ливателей повышать коэфф, распре-
деления делают метод Э. весьма ши-
роким, гибким и селективным. Э.—
наиболее употребит, метод разделе-
ния р. э. в лабораторной и заводской
практике. Осуществляется Э. в раз-
личного рода экстракторах.
ЭКСТРАКЦИОННЫЕ АГЕНТЫ —
вещества, необходимые для про-
цесса экстрагирования радиоактив-
ного элемента (р. э.), способствую-
щие этому процессу. К ним следует
отнести: 1) Реагенты, переводящие
р. э. в экстрагируемую органич. рас-
творителем форму. Реагент м. б. вво-
дим как в водную (соляная к-та),
так и органич. (8-оксихинолин) фазу
и даже являться последней (ацетил-
ацетон). 2) Органич. растворители
и вещества, добавляемые к ним для
улучшения их экстракц. свойств (по-
вышение коэфф. распределения,
уменьшение вязкости, изменение
плотности или воспламеняемости
и т. п.). 3) Высаливатели.
ЭКСТРАПОЛЯЦИОННАЯ ИОНИ-
ЗАЦИОННАЯ КАМЕРА — иони-
510
ЭЛЕВАТОРНЫЙ ПЕРИСКОП
зационная камера, один из парамет-
ров к-рой при измерениях изменяет-
ся ступенями. Данные измерений
наносятся на график, и результат
получается путем экстраполяции
кривой. Обычно Э. и. к. состоит из 2
электродов (плоских, цилиндрич. или
сферич.), равномерно удаленных друг
от друга. Один из электродов имеет
ионособирающую поверхность и за-
щитную пластинку или кольцо для
распределения электрич. поля. При
измерении тканевой дозы, когда не-
обходимо определить ионизацию в
бесконечно малой воздушной поло-
сти, расстояние между электродами
изменяют постепенно от минималь-
ной практически возможной величи-
ны до величины, обеспечивающей хо-
рошую экстраполяцию к нулевому
расстоянию между электродами. В
Э. и. к. для измерения дозы на по-
верхности кожи при радиотерапии
применяют параллельные плоские
электроды, из к-рых электрод, нахо-
дящийся со стороны падения пучка,
может изменяться по толщине. При
этом экстраполируют также и по от-
ношению к толщине электродов.
ЭЛЕВАТОРНЫЙ перископ —
перископ, в к-ром объектив и первая
Направляющие
подвижной
системы
Схема элеваторного перископа.
оборачивающая линза расположены
(рис.) в одной горизонт, плоскости
с панорамной призмой и др. оптич.
деталями. Панорамирование произ-
водится только в горизонт, плоско-
сти. Оптич. конструкция перемещает-
ся по вертикали от верха до низа го-
рячей камеры. Приемная часть пери-
скопа расположена горизонтально и
отклонена на нек-рый угол в сторо-
ну для того, чтобы максимально
уменьшить опасность прямого облу-
чения из горячей камеры.
ЭЛЕКТРЕТ (англ, electret)—тело из
диэлектрика, к-рое, будучи один раз
наэлектризовано, длительно сохраня-
ет заряженное состояние, подобно то-
му как пост, магнит, раЪ намагничен-
ный, длительно остается намагничен-
ным. Для изготовления Э. материал
(напр., смесь нек-рых восков и смол)
расплавляется и затем охлаждается
между электродами, к-рым приложе-
но постоянное электрич. напряжение.
После, охлаждения в электрич. поле
затвердевшая пластинка представ-
ляет собой Э. и может без практиче-
ски заметного ослабления годами со-
хранять электрич. заряд, положит,
на одной стороне и отрицат.— на
противоположной. Возможно изго-
товление Э. и без нагрева, но такие
Э. обычно менее стабильны. Срезание
с Э. поверхностного слоя не влияет
на его заряд. Разрезав Э. по «нейт-
ральной линии», получают два Э.
(как и для магнитов). Увлажнение
или воздействие рентгеновских» или
у-лучей ослабляет заряд Э., но после
просушки или прекращения облуче-
ния заряд Э. восстанавливается. Э.
применяется в ионизационных каме-
рах и счетчиках.
ЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ МОЩНОСТЬ
РЕАКТОРА — см. Мощность реак-
тора.
ЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ ФОКУСИ-
РОВКА — см. Фокусировка частиц
в ускорителе.
ЭЛЕКТРОЛИЗ РАДИОАКТИВ-
НЫХ ЭЛЕМЕНТОВ — см. Электро-
химическое выделение радиоактивных
элементов.
ЭЛЕКТРОМАГНЙТНЫЙ МАЛО-
МЕТР — устройство для измерения
давления жидкого металла, приме-
няемого в реакторе в качестве тепло-
ЭЛЕКТРОМЕТР
511
носителя. Небольшой электромаг-
нитный насос постоянного тока (рис.)
создает в сравнивающем устройстве
давление, противоположное измеря-
емому. При уменьшении измеряемо-
го давления в исследуемом объеме
этот насос перекачивает часть жид-
кого металла пз герметизированной
трубки, служащей входным проводом
цепи питания насоса, в сравниваю-
щее устройство. Уменьшение уровня
жидкого металла в трубке приводит
к увеличению сопротивления в цепи
питания насоса и снижению тока,
к-рый регистрируется прибором, про-
градуированным в единицах давле-
ния. Равновесие устанавливается при
равенстве измеряемого давления и
Блок-схема электромагнитного манометра:
1— герметизированная трубка с жидким
металлом: 2— электромагнитный насос;
з— измерит, прибор; 4— сравнивающее
устройство; 5— объем, содержащий жид-
кий металл, давление к-рого измеряют.
давления, создаваемого насосом. Ток
в цепи питания насоса регулирует
создаваемое насосом давление и про-
порционален этому давлению. Ана-
логично протекает процесс при сни-
жении измеряемого давления.
ЭЛЕКТРОМАГНИТНЫЙ НАСОС—
см. Насос.
ЭЛЕКТРОМАГНИТНЫЙ РАСХО-
ДОМЕР (индукционный
расходомер) — прибор для из-
мерения расхода и скорости проте-
кания электропроводных жидкостей,
напр. жидкого металлич. теплоноси-
теля в реакторе. Трубопровод Т
(рис.) с протекающей по нему элект-
ропроводной жидкостью помещается
в магнитное поле. В проводнике
(жидкости) возникает эдс, пропорц.
ее скорости v, т. е. e—kBv, где В —
магнитная индукция, к — коэфф,
пропорциональности. Эта эдс изме-
ряется показывающим (или записы-
вающим) прибором ZZ; шкалу при-
бора градуируют в единицах расхо-
да или скорости. Недостатки Э. р.:
невозможность применения пост.
Схема электромагнитного расходомера.
магнита при измерениях расхода
жидкостей, распадающихся на ионы;
при перем, магнитном потоке появ-
ляются дополнит, потери из-за вих-
ревых токов; отрицат. влияние транс-
форматорной эдс, возникающей в из-
мерит. цепи. Достоинства Э. р.: без-
инерционность, отсутствие механич.
устройств в потоке жидкости и вно-
симых ими гидравлических сопротив-
лений.
ЭЛЕКТРОМЕТР — прибор для
измерения малых разностей потенци-
алов, небольших зарядов, а при уче-
те времени накопления заряда — и
для определения весьма малых токов,
применяемый в радиометрии и до-
зиметрии. Подвижная часть Э.
представляет собой тонкую и легкую
нить, стрелку или фигурную фер-
мочку из металла или кварца, покры-
того электропроводным слоем. Вы-
сокая чувствительность Э. обуслов-
лена малым противодействующим мо-
ментом его подвижной части и приме-
нением вспомог ат. напряжения в де-
сятки и даже сотни в. Такое включе-
ние обеспечивает, наряду с высокой
чувствительностью, линейную зави-
симость отклонения от величины из-
меряемого потенциала и наз. гетеро-
статическим, в отличие от идиостазич.
включения (без вспомогат. напряже-
ния), дающего малую чувствитель-
ность с квадратичной зависимостью.
Существуют десятки различных
типов Э. Наиболее употребительны
струнный электрометр и квадрант-
ный электрометр. С развитием
электроники все чаще применяются
Э. высокой чувствительности с элект-
ронными лампами, основной частью
512
ЭЛЕКТРОМЕТРИЧЕСКАЯ ЛАМПА
к-рых является ламповый усилитель
(ламповый электрометр). Появились
также портативные Э. с электретами,
заменяющими батареи вспомогат.
напряжения. Характеристики раз-
личных типов Э. приведены в табл.
находят широкое применение в аппа-
ратуре управления ядерными реак-
торами при измерении малых токов от
ионизац. камер, в дозиметрия, при-
борах при измерении ионизирующих
излучений, в счетчиках частиц.
Тип электрометра	Дел./в*	Дел./к-10»*	Время успо- коения (в сек.)
Двунитный (Вульфа) ....	0,5	0,002	0,1
Струнный (Лутца) 		500	0,2	1
Струнный СГ-2М		1—1,5		
СГ-1М		10-60			—
Однонитный (Вульфа) . . .	5-100	—	
Наклонный (Вильсона) . .	100	0,1	—
Крутильный (Ниира) . . .	100	2	1
Квадрантный (Долежалека)	1 000	0,4	60
Комптона		5 000	2	40
Вакуумный (Гофмана) . . .	10000	10	10
Ламповый 		10000	5	—
Линдемана . •		500	0,5	1
Перукка 		2000	1	10
* Чувствительность к напряжению выражена в делениях на вольт,
чувствительность к заряду — в делениях на нулон.
В лабораторной практике приме-
няются также регистрирующие Э.,
в к-рых запись на движущейся фото-
бумаге или пленке производится пуч-
ком света от неподвижного освети-
теля, отраженным непосредственно
подвижной нитью (волластоном) или
маленьким зеркальцем, укреплен-
ным на подвижной части Э.
ЭЛЕКТРОМЕТРЙЧЕСКАЯ ЛАМ-
ПА — электронная лампа для
измерения малых ионизац. токов,
имеющая высокое входное сопро-
тивление и весьма малые сеточные
токи (порядка 10“16—10“18 а). Э. л.
служит для измерения токов поряд-
ка 10“14—10~8 а.
ЭЛЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЙ УСИ-
ЛИТЕЛЬ — ламповый усилитель
для измерения весьма малых токов
(до 10"15 а). Входной ступенью обыч-
но служит электрометрическая лам-
па с высоким входным сопротивлени-
ем, в остальных ступенях м. б. ис-
пользованы лампы обычного типа,
работающие в норм, режиме. Для
улучшения стабильности элементов
схем Э. у. вводят обратные связи,
а также применяют схемы с преобра-
зованием пост, тока в перем, вибро-
преобразователем или вибрац. ди-
намическим конденсатором. Э. у.
ЭЛЕКТРОМЕХАНИЧЕСКИЙ
СЧЁТЧИК — прибор для регистра-
ции электрич. импульсов, поступа-
ющих с выхода пересчетной схемы.
Выпускаются 2 типов: цифровой мно-
горазрядный с частотой регистрации
импульсов не более 10 гц и стрелоч-
ный 2-шкальный с частотой регист-
рации не более 100 гц, (механический
регистратор отсчетов).
ЭЛЕКТРОН — устойчивая элемен-
тарная частица с массой, равной
9,108-10“28 г, и отрицательным
элементарным электрич. зарядом,
равным е— 4,8029 • 10 “10 единиц СГСЕ.
Этой массе соответствует энергия
покоя т6с2=0,51 Мэе. Спин Э. ра-
вен %, его магнитный момент ра-
вен примерно |ie=— |i0 (1+0,0012),
гДе Ио— магнетон Бора.
Э. играют важнейшую роль в стро-
ении вещества, будучи составной ча-
стью атомов всех веществ. Направ-
ленный поток Э. в проводниках (ме-
таллах) и полупроводниках представ-
ляет собой электрпч. ток. При про-
хождении пучка быстрых Э. через ве-
щество происходят*, ионизация атомов,
излучение фотонов, рассеяние Э. Вза-
имодействие фотонов с Э. приводит к
рассеянию фотонов (т. н. Комптона
явление). Наблюдаются след, процес-
ЭЛЕКТРОННАЯ ТЕРАПИЯ
513
сы, связанные с испусканием Э.:
Оже эффект, внутренняя конверсия,
бета-распад, образование пар и др.
Э. большой энергии используются
для изучения строения ядер, плот-
ности электрич. заряда в ядре.
ЭЛЕКТРОН-ВОЛЬТ — единица
энергии, применяемая в атомной
и ядерной физике и равная энергии,
к-рую приобретает электрон при про-
хождении ускоряющей разности по-
тенциалов в 1 в. Обозначается эв.
\эв = 1,6 • 10“12 эрг', 10s эв = i Кэв
(килоэлектрон-вольт); 106эе = 1 Мэв
(мегаэлектрон-вольт); 109эе = 1 Гэв
(гигаэлектрон-вольт). Вместо Гэв
употребляется часто Бэе (от «билли-
она эв», т. к. число 109 наз. иногда
биллионом, а не миллиардом).
ЭЛЕКТРОННАЯ ДОЛЯ (к о м-
понента в многокомпо-
нентной смеси вещест-
ва) — произведение молярной кон-
центрации данного компонента на
число электронов в его молекуле,
отнесенное к сумме этих произведе-
ний для всех компонентов смеси. По-
глощение ионизирующего излуче-
ния веществом в смеси происходит
пропорционально его Э. д. Понятие
«Э. д.» применяется в радиацион-
ной химии.
ЭЛЕКТРбННАЯ МАССА — мае-
са электрона, равная 9,1085 -10 ~28 г.
ЭЛЕКТРбННАЯ МОДЕЛЬ РЕАК-
ТОРА — электронная моделиру-
ющая установка, состоящая из опе-
рационных усилителей, функцио-
нальных устройств и др. элементов,
для решения дифференц. уравнений,
к-рыми описываются исследуемые
физич. задачи. В Э. м. р. переменные
физич. величины представляются на-
пряжениями пост. тока. Время обыч-
но служит независимой переменной.
Аналогия заключается в том, что из-
менения напряжений на выходе опе-
рационных усилителей описывают-
ся теми же дифференц. уравнения-
ми, что и изменения физич. вели-
чин ядерного реактора. Точность
решения колеблется от 0,5% до 5%
в зависимости от набора задачи.
Э. м. р., решающая задачи в нату-
ральном масштабе времени, наз.
имитатором. Э. м. р. по назна-
чению делятся на универсальные и
1 7 «Атомная энергия»
специализпр. Универсальные позво-
ляют решать широкий круг задач,
описываемых заданным порядком
уравнения; специализир. рассчиты-
ваются на решение узкого круга или
одной специализир. задачи (напр.,
расчет по уравненпям критичности
реактора для различных его пара-
метров). Э. м. р. наз. иногда м о-
дель-аналог.
ЭЛЕКТРбННАЯ ПЕЧАТЬ — см.
Авторадиографическая печать.
ЭЛЕКТРбННАЯ ПУШКА (эле к-
тронный прожектор) — уст-
ройство, создающее направленный
поток (пучок) электронов в вакууме,
с накаливаемым катодом (источник.
5
Схема электронной пушки-
инжектора: 1 — катод; 2 —
фокусирующий электрод;
з — анод со щелью для вы-
лета электронов.
электронов), ускоряющим электро-
дом (анод) и дополнит, электродами
для фокусировки пучка электронов.
Применяется в электроннолучевых
трубках, а также служит инжекто-
ром бетатрона, электронного син-
хротрона или линейного электронно-
го ускорителя. Э. п.-инжектор бета-
трона или синхротрона (рис.) ра-
ботает в импульсном режиме в
период инжекции. Такая Э. п. требу-
ет высокого напряжения (до 100 кв)
на аноде и дает большой импульс
электронного тока при малом угле
разлета электронов и малой величине
расстояния от нити катода до края
анода инжектора.
ЭЛЕКТРбННАЯ ТЕРАПИЯ —
один из методов лучевой терапии,
с использованием пучка электронов
высокой энергии, полученных на
ускорителе (напр., на бетатроне).
Э. т. имеет то преимущество перед др.
видами радиотерапии, что глубина
проникновения электронов в ткань
зависит от энергии электронов и мо-
514
ЭЛЕКТРОННО-ПОЗИТРОННАЯ ПАРА
жет регулироваться в соответствии
с необходимостью. Ввиду того
что б. ч. энергии отдается электроном
в конце своего пути в тканях,
повреждение вышележащих тканей,
через к-рые проходит пучок элек-
тронов, является минимальным. При-
менение Э. т. ограничено в свя-
зи с тем, что создание источников
электронов достаточно больших энер-
гий (порядка 107 — 108А/эв)—элек-
тронных ускорителей, технически до-
вольно сложно.
ЭЛЕКТРОННО - ПОЗИТРОННАЯ
ПАРА — рождающиеся совместно
электрон и позитрон. См. Образова-
ние пар.
ЭЛЕКТРОННЫЙ ЗАХВАТ —
один из видов бета-распада, заклю-
чающийся в захвате атомным ядром
электрона из окружающей ядро элек-
тронной оболочки атома. Наиболее
часто происходит т. н. К-захват, т. е.
захват электрона из ближайшего к
ядру К-слоя атома, Э. з. из L-слоя
(L-захват) примерно в 100 раз менее
вероятен, чем К-захват. Захват элек-
тронов из М, N и последующих элек-
тронных слоев не наблюдался. При
Э. з. один из протонов ядра превра-
щается в нейтрон, в результате чего
заряд ядра (атомный номер) умень-
шается на единицу, а массовое число не
изменяется (напр., 4Ве7 К sLi7).
Освобождаемая при Э. з. энергия
распределяется между ядром-продук-
том и нейтрино, причем, в отличие от
электронного и позитронного р-распа-
дов, при Э. з. испускаются монохро-
матич. нейтрино (с одинаковой энер-
гией). Т. к. при Э. з. удаляется один
из внутр, атомных электронов, то
вслед за процессом Э. з. испускается
характеристическое рентгеновское
излучение атома-продукта. Ктзахват
наиболее часто наблюдается у тяже-
лых элементов, поскольку с увеличе-
нием заряда ядра уменьшается радиус
орбит К-электронов и в связи
с этим вероятность захвата электро-
на ядром увеличивается. Периоды по-
лураспадов 7Y2 при Э. з. колеблются
в широких пределах, от секунд до
сотен млн. лет.Напр., для 491п114 Т» 2=
=72сек., а для 19К40Т> 2=1,32-109лет.
Э. з. зависит не только от свойств
ядра, но и от окружающей его элект-
ронной оболочки; поэтому вероят-
ность Э. з. зависит (хотя и в неболь-
шой мере) от того, в состав какой
молекулы входит данное ядро.
Явление, аналогичное Э. з., проис-
ходит и в мезоатомах, когда захвату
мезонов ядром предшествует их пре-
бывание в ближайшем к ядру К-слое.
ЭЛЕКТРОННЫЙ ИНТЕГРАТОР-
CM. Интегрирующая схема. _
ЭЛЕ КТРОННЫЙ ЛИНЁЙНЫН
УСКОРИТЕЛЬ — см. Линейный
ускоритель.
ЭЛЕКТРОННЫЙ микросекун-
ДОМЁР — прибор (рис. 7, табл. V)
для измерения коротких отрезков
времени в диапазоне от 1 мксек до
103 сек.; может служить таймером
(при диапазоне интервалов времени
от 40 мксек до 40* 10s сек.). Э. м.
измеряют как интервалы времени,
ограниченные 2 импульсами поло-
жит. или отрицат. полярности, так и
длительности импульса любой поляр-
ности от 35 до 100 в. При измерении
подсчитывают импульсы стандартной
частоты (4 мггц или 100 кгц) во вре-
мени посредством электронного счет-
чика. Последний проверяют в им-
пульсном или периодич. режимах
прибора, к-рый питается от сети
220 в ± 10%, 50 гц.
ЭЛЕКТРОННЫЙ СЕРВОУСИЛИ-
ТЕЛЬ — пропорциональный или
релейный ламповый усилитель для
усиления разбаланса сигналов между
первичным датчиком (термопара, ио-
низац. камера и др.) и задатчиком ре-
гулятора. Применяется в системе
управления реактором.
ЭЛЕКТРОННЫЙ ЦИКЛЙЧЕ-
СКИИ УСКОРИТЕЛЬ—см. Ускори-
тель заряженных частии.
ЭЛЕКТРОСТАТИЧЕСКАЯ ЛИН-
ЗА — область неоднородного ак-
сиально-симметричного электрич.
поля, обладающего способностью
фокусировать поток заряженных
частиц (электронов или ионов)
т. о., что все заряженные частицы,
выходящие из одной точки (в плос-
кости объекта), снова собираются в
одну точку (в плоскости изображе-
ния); причем геометрич. место точек
в плоскости объекта отображается
геометрически подобным местом точек
в плоскости изображения. Качест-
ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОЕ ВЫДЕЛЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ
515
венное изображение при помощи
Э. л. может быть получено лишь
при узких приосевых пучках частиц.
Широкие пучки вызывают ошибки
изображения. Э. л. характеризуют,
как и оптическую, фокусным расстоя-
нием / или обратной ему величиной
1// — оптич. силой. Последняя
пропорциональна изменению на-
пряженности поля в линзе и обратно
пропорциональна скорости частиц,
входящих в линзу. Оптич. свойства
Э. л. не зависят от заряда и массы
фокусируемых частиц. Электрич. поля,
образующие Э. л., обычно создаются
системой электродов (дисковых,цилин-
дрич.) с различными потенциалами.
Различают 3 типа Э. л.: , линзу-
диафрагму, образуемую диском с
круглым отверстием, разделяющим 2
области с различной напряженностью
поля; иммерсионную линзу, разде-
ляющую 2 области с постоянными, но
различными по величине потенциа-
лами, и одиночную (или симметрич-
ную) линзу, потенциалы с обеих сто-
рон к-рой постоянны и одинаковы по
величине. В технике Э. л. обычно
наз. систему электродов с заданными
потенциалами, создающую фокуси-
рующее электрич. поле.
ЭЛЕКТРОСТАТИЧЕСКИЙ УС-
КОРЙТЕЛЬ — ускоритель заряж.
частиц, в к-ром энергия ускоряемой
частицы увеличивается за счет энер-
гии электростатич. поля (см. Гене-
ратор Ван-де-Граафа, Ускоритель
Кокрофта и Уолтона).
ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОЕ ВЫДЕ-
ЛЕНИЕ РАДИОАКТЙВНЫХ ЭЛЕ-
МЕНТОВ — применяется в тех
случаях, когда требуется получение
концентрированных препаратов ра-
диоэлементов высокой чистоты, рав-
номерно распределенных на неболь-
шой поверхности. Так, с помощью
этого метода можно выделить изотоп
впсмута НаЕ в количестве 50 мккюри
на поверхности в 1 мм2. Известно,
что электрохимии, выделение эле-
мента возможно, если его потенциал
выделения 2?крит, более положителен,
чем потенциал ср электрода в данном
растворе. Потенциал ср можно из-
менять как подбором электродного
материала и состава электролиза,
так и с помощью внешнего источ-
17* «Атомная энергия»
ника тока. В качестве примера
Э. в. р. э. без применения тока
можно привести метод «само-
произвольного» осаждения радио-
элементов на металлах, электрохи-
мически менее благородных. Так,
ионы полония осаждаются самопро-
извольно на Ni, Си, Ag, Bi и др.,
ионы изотопов висмута — ThC и
НаЕ на Ni, ионы радиомеди — на
Zn или РЬ и т. д. При соответствую-
щем подборе условий можно достиг-
нуть выходов, приближающихся к
100%. Недостаток метода — труд-
ность отделения осажденного радио-
элемента от материала электрода в
связи с легкой растворимостью пос-
леднего в кислотах. Более удобно
выделение радиоэлементов из рас-
твора путем осаждения их на благо-
родных металлах (напр., Pt), при
использовании последних в качестве
водородного или хингидронного
электродов.
Выделение радиоэлементов с при-
менением электрич. тока (т. е.
электролиз в собственном
смысле этого слова) также обычно
производится на электродах из бла-
городных металлов. Одной из осо-
бенностей, отличающих электроосаж-
дение радиоэлементов от осаждения
обычных элементов, является то, что
при осаждении радиоэлементов, кон-
центрации к-рых часто бывают нич-
тожными, количество осажденного
вещества может быть недостаточ-
ным, чтобы покрыть электрод пол-
ностью. Это создает возможность от-
клонений от обычно принятой сокра-
щенной формы уравнения Нернста,
выражающего зависимость £криТ.
от концентрации ионов выделяюще-
гося элемента в растворе, т. к. в
уравнении появляется еще одна
перем, величина — концентрация
выделяющегося вещества на поверх-
ности электрода. Другой особенно-
стью процессов электроосаждения
радиоэлементов является их боль-
шая чувствительность к изменениям
химич. природы электрода и состоя-
ния его поверхности.
Рассмотренные выше методы Э. в.
р. э. имеют несколько огранич. об-
ласть применения. Если Екрпт. радио-
элемента отрицательнее, чем потенци-
£16	ЭЛЕМЕНТ ХИМИЧЕСКИЙ
алы выделения водорода, то электро-
химии. осаждение его из водного
раствора становится невозможным.
Однако в этом случае можно вос-
пользоваться склонностью мн. эле-
ментов к гидролизу с образованием
нерастворимых соединений. Это соз-
дает возможность выделения на ка-
тоде продуктов гидролиза, благодаря
подщелачиванию раствора в нрика-
тодном пространстве вследствие по-
нижения в нем концентрации ионов
Н+ в процессе электролиза. В наст,
время известны оптимальные усло-
вия (pH, плотность тока, природа рас-
творителя, состав раствора, темп-ра
и т. д.) для получения равномер-
ных и хорошо прилипающих осадков
мн. радиоэлементов. При помощи
описанного метода можно выделять
такие радиоэлементы, как уран, то-
рий, актиний, трансурановые эле-
менты, радиоизотопы редкоземель-
ных элементов и мн. др.
Следует также упомянуть о воз-
можности выделения радиоэлемен-
тов на аноде в виде соответствующих
окислов и перекисей (Ро, РЬ, Ра) и
па катоде в виде карбонатов (Ra).
Применяется также выделение на
ртутном катоде с образованием
амальгам (Ra, редкоземельные эле-
менты).
ЭЛЕМЕНТ ХИМИЧЕСКИМ — вид
атомов, обладающих одинаковым за-
рядом атомного ядра. Сокращенно
Э. х. обозначается символом, состо-
ящим из первой и, обычно, еще од-
ной буквы его лат. назв.: напр., уг-
лерод— С (лат. Carboneum), радий —
Ra (лат. Radium).
Э. х. могут состоять из изотопов,
т. е. атомов, облад. одинаковым чис-
лом протонов в ядре и, следователь-
но, одинаковым зарядом ядра, но раз-
ным числом нейтронов и потому раз-
личным числом частиц в ядре — мас-
совым числом. Изотопы обозначаются
символом Э. х. с массовым числом
сверху. Напр., фтор состоит из 1
стабильного изотопа F19, а кисло-
род — из 3 изотопов: О16 (99,759%),
О17 (0,037%), О18 (0,204%). Поскольку
соотношение изотопов Э. х. в резуль-
тате различных физико-химич. про-
цессов, происходящих в истории
Земли, почти не меняется, ат. в.
Э. х., представляющий среднее из
ат. в. изотопов, практически постоя-
нен.
Из Э. х. состоит все многообразие
простых веществ и химич. соедине-
ний. При химич. и физико-химич.
процессах происходит только пере-
группировка атомов Э. х. в различ-
ных химич. соединениях, сами же эти
Э. х. не испытывают превращений.
Однако под действием нейтронов,
7-лучей или заряж. ядерных частиц
большой энергии ядра атомов могут
испытывать превращения, в ре-
зультате к-рых изменяется число
протонов в ядре и, следовательно,
происходит превращение одного
Э. х. в другой (см. Ядерные ре-
акции'). Кроме того, нек-рые Э. х.
(U, Pu, Ra и др.) радиоактивны,
т. е. испускают а-частицы или элект-
роны, или испытывают спонтанное
деление, превращаясь в др. Э. х.
Посредством различных ядерных
реакций для всех Э. х. получены
радиоактивные изотопы с различ-
ным временем жизни, а также син-
тезированы неизвестные прежде Э. х.
с порядковыми номерами в нерио-
дич. системе Z=43, 61, 85, 87, 93—
—102. Эти Э. х. не были найдены на
Земле (кроме обнаруженных в пос-
леднее время в ничтожных количест-
вах в урановых минералах Э. х. с
Z=85, 87, 93 и 94), т. к. их наиболее
долгоживущие изотопы имеют вре-
мя жизни меньше времени существо-
вания Земли, равного прибл. 6 • 109
лет. Радиоактивные Э. х. уран и то-
рий имеют долгоживущие изотопы
U238 (Тц2= 4,507-109 лет) и Th282 (Тц2=
= 1,45 • 1010 лет). Поэтому эти Э. х.
и Э. х., образующиеся при их рас-
паде (84Ро, 86Rn,	88Ra, 89Ас, 91Ра),
существуют на Земле. Все остальные
Э. х. с Z=l—42, 44—60, 62—83
имеют стабильные изотопы (неск.
из них имеют, кроме стабильных, и
нестабильные природные долгоживу-
щие изотопы: К40, U50, Rb87, hi115,
La188, Sm147, Lu176).
В 1955—57 были синтезированы
наиболее тяжелые Э. х.: эйнштейний
(99Es), фермий (100Fm), менделевий
(101Md). Общее число известных
к 1958 Э. х. составляет 102. Не-
сомненно, что в ближайшие годы уда-
ЭЛЕМЕНТАРНЫЕ ЧАСТИЦЫ
517
стоя синтезировать еще неск. Э. к.
с Z >102.
Взаимосвязь Э. х., обусловленная
общими для всех атомов закономер-
ностями строения электронной обо-
лочки атома, находит выражение в
периодической системе элементов
Д. И. Менделеева.
ЭЛЕМЕНТАРНЫЕ ЧАСТЙЦЫ —
частицы, к-рым на совр. уровне зна-
ний нельзя приписать определенную
внутреннюю структуру. Назв. «эле-
ментарные» — условное, т. к. эти
частицы представляют собой весьма
сложные физич. объекты.
Нек-рые из основных характери-
стик Э.ч.приведепы в табл.па стр.518—
519, ниже даны пояснения к.табл. Все
известные в паст, время Э. ч. разде-
лены в табл, на 5 классов. К первому
классу относится одна частица —
фотон (греч. cpwq — свет) — квант
электромагнитного излучения. Вто-
рой класс составляют лептоны (греч.
Хелтб?—тонкий, легкий)—легкие фер-
миопы(фермионами паз. частицы с по-
луцелым спином, подчиняющиеся
Ферми —Дирака статистике), К тре-
тьему классу принадлежат мезоны
(греч. jifcoc; — промежуточный) —
частицы ' с промежуточными между
электроном и протоном массами и
спином, равным пулю (частицы со
спином, равным нулю или любому
целому числу, подчиняются стати-
стике Бозе — Эйнштейна и потому
паз. бозонами). Четвертый класс
образуют барионы (греч. fapuq —
тяжелый) — тяжелые фермионы. Ба-
рионы, в свою очередь, делятся па
2 подкласса: 1) нуклоны (лат. nu-
cleus — ядро) — частицы, из к-рых
построены атомные ядра; 2) гиперо-
ны (греч. оттер — сверх) — неста-
бильные тяжелые частицы, в резуль-
тате распада к-рых образуются нук-
лоны. Все гипероны, за исключением
кси-ноль, исследованы эксперимен-
тально. Кси-ноль-гиперон до сих пор
не обнаружен, однако существование
этой частицы и указанные в табл, ха-
рактеристики предсказываются тео-
рией. К пятому классу в табл, отне-
сены антибар ионы — Э. ч., являющи-
еся античастицами по отношению к
барионам (античастицы для лептонов
и мезонов отнесены в табл, к тем же
17**
классам, что и частицы). Как видно
из табл., у каждой Э. ч. есть анти-
частица — частица с той же массой,
спином, временем жизни, что и дан-
ная частица, но имеющая отличный
по знаку электрич. заряд Q, магнит-
ный момент р., барионное число N,
странность S (см. ниже) и т. д. Ча-
стица, тождественная своей антича-
стице, паз. нейтральной. Как видно
из табл., нейтральны фотон и
к°-мезон. Наоборот, нейтрон и А°-ги-
пероп не нейтральны: их античасти-
цы отличаются от них знаками бари-
онного числа, магнитного момента п
т. д. В паст, время еще не обнаруже-
ны экспериментально антигипероны
(кроме анти- А°-частицы), и приве-
денные в табл, характеристики этих
частиц являются теоретич. предска-
заниями. В тех случаях, когда ан-
тичастица имеет электрич.заряд,сов-
падающий с зарядом данной части-
цы (как, напр., у А °-гиперона) или
частицы, принадлежащей к одному
семейству с данной (как, напр., у
^-гиперона), опа обозначается знач-
ком ~ над символом частицы.
Массы всех Э. ч. выражены в элек-
тронных массахте (mtf=9,1085- 10~28г).
Заряды всех Э. ч. либо равны по
абс. величине заряду электрона, либо
равны нулю. Двух- или многозаряд-
пых Э. ч. пет.
Известны 3 типа взаимодействий
между Э. ч.: сильные, электромагнит-,
ные и слабые. Сила этих взаимодейст-
вий характеризуется т.н. константами
взаимодействий (e,g,f), к-рые являются
как бы «эффективными зарядами» Э. ч.
по отношению к этим взаимодейст-
виям. Для сильных взаимодействий
квадрат этой константы, деленный на
Планка постоянную п и скорость
света с, составляет величину поряд-
ка единицы 1). Для электромаг-
нитного взаимодействия аналогич-
ная величина равна =1/137. Для
слабого взаимодействия /2/Ас~10“13.
Большинство распадов Э. ч. обус-
ловлено слабыми взаимодействиями.
Исключение составляют распады к°-
мезона и 5°-гиперона, обусловлен-
ные электромагнитным взаимодей-
। ствием. При слабых взаимодействиях
Таблица элемен
| Класс 1	Название	Обо- значе- ние	Анти- части- ца	Масса	Спин	Заряд	Время жизни (в сек.)
	фотон	'(	Y	0	1	0	со
			. —				
	нейтрино	V	V	0	1l,2	0	со
3 к	антинейтрино	V	V	0	7г	0	00
о й	электрон	е~	e +	1	l,2	— 1	00
£	позитрон	е +	e~	1	7 2	+ 1	со
	мю-минус		p.+	206,7	7 г	— 1	2,22-1 0~6
	мю-плюс	р.+		206,7	7 2	+ 1	2,22-10“в
	пи-плюс			273,2	0	+ 1	2,56-Ю-8
	пи-минус			273,2	0	— 1	2,56-10—8
	ПИ-ПОЛЬ	к°	7C°	264,2	0	0	<0,4.10“15
	ка-плюс	к+	K~	966	0	+1	1,2-10—8
Д							
со ф	ка-минус	к-	K +	966	0	—1	1,2-10—8
	на-ноль	к°	K°	966	0	0	/о	\
							/К — 10 “10 \
	анти-ка-ноль	к°	K°	966	0	0	\К° - 10“7 / \	2	/
	нуклоны	протон	р	p	1836,1	1l,2	+1	00
	нейтрон	п	n	1838,6	ll2	0	1040
	гипероны	лямбда-ноль	А0	A0	2182	1 /2	0	2,8-10 —10
3 д	сигма-плюс	Е +	'e +	2325	7a	+1	0,8 • 10 “ н>
о							
н СС	сигма-минус	£ —		2341	7г	-1	1,6 • 1 о —10
И	сигма-ноль	Е°		2324	72	0	<10“и?
	кси-минус	w —	's-	-2586	*/2?	-1	5 • 10 — 10<т< 2-
							10“8
	кси-ноль		E°	?	1 2?	0	?
							
							
	антинуклоны антипротон	р	P	1836,1	7'2	— 1	00
	антинейтрон	n	n	1838,6	‘/2	0	1040
	антигипе-	анти-лямбда-	А0	A °	2182	V2	0	2,8-1 О"*10
	роны	ноль						
	анти-сигма-	'e +	S +	2325	42	—1	0,8 • 10 “10
д	плюс						
с							
д а	анти-сигма-		E“	2341	V2	+1	1,6 • 10 -18
<с	ми нус						
н							
Ь Д	анти-сигма-	1°	E°	2324	V2	0	<10“п
<1	ноль						
	анти-кси-	*з~	3”	-2586	7'2?	+1	5.10-10<т<2.
	минус						•10“8
	анти-кси-	'з°	3°	?	72?	0	?
	ноль						
тарных частиц.
	Схема распада	Типы взаимо- действия		т	Т3	Стран- j HOCTb
		электромагнитное				
	{А“-4в--Ь v 4^ р + -»е + 4- v 4- v	|	слабое 1	слабое, । электромагнитное				
	п +n; е + 4'1* тс~“-»р.~4- n; е"”+^ к°-»7 + Т; е+4-е“-Н - к+->[х+4-^; р-+++ те°; е+4 v4 тс°; тс + 4- тс°; 2 г + 4-к“; 2 тс°4-п + К“-»и.“4-Т; p.“4-T4-7ro; е~4-Т+гсо; к-_|_ ТСО. 2 п-4- тг+; 2 тг°+ тг- К^-ж + 4-тг-; 7г°4-к°; / р +^.^тс^71:р’-+ \ к°->3а°;	\ 4-^4-+; е+-Н4 J 2	е“ 4-'Н-’п:+ 7	\	слабое, электро- магнитное, сильное	1 1 1 */г */2 1/г ll2	4-1 —1 0 44'2 -Ч2 —1/2 4^2	0 0 0 41 —1 41 -1
	п-»р4-е“4'* Д°->р4-тс“; n-f-TC0 £+->п4-тг+; р4- к0 s——>п°4- тс vo^Ao_|_ 7 з-_»л°4- Е°->Л°+ Е°?		слабое, электро- магнитное, сильное 1	Ч2 Ч2 0 1 1 1 ’/2 ‘/2	41/2 — xl2 0 41 —I 0 -l/2 4Ч2	0 0 -1 —1 -1 —1 -2 -2
	п -> р 4е+4-v Л ° ->р-Н тс + ; п-[- тс° £ + ->п4- 7Г“ ; р-|- к° S -»пЦ-тс + Г°-^Г° + 7 з——>л °4-~+ s°-> л°4-к°					
				Ч2 ^2 0 1 1 1 1 /2	-li2 4l/2 0 —1 41 0 41'2 -42	0 0 41 41 41 41 42 4-2
520
ЭЛЕМЕНТАРНЫЙ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЙ ЗАРЯД
не сохраняется пространственная чет-
ность, что экспериментально обнару-
жено при исследовании 0-распада,
распада мезонов и гиперонов. Однако
слабые взаимодействия, по-видимому,
сохраняют т.н. комбинированную чет-
ность. Нейтральные К-мезоны (К ° и
К °) образуют 2 комбинации (Kt и
К°), первая из к-рых имеет комби-
нированную четность, равную +1,
а вторая —1. Сохранение комбини-
рованной четности приводит к то-
му, что Ki-мезон и К2-мезоп име-
ют различные схемы распадов и раз-
личные времена жизпп (в скобки
в табл, заключены типы распадов,
к-рые, по-видимому, являются об-
щими для К; и К2).
Рождение Э. ч. может происходить
в результате взаимодействий всех
трех типов. Однако для сильно вза-
имодействующих частиц (мезонов, ба-
рионов и антибарионов) основным ис-
точником рождения являются реак-
ции, обусловленные сильным взаимо-
действием. Лептоны, не обладающие
сильными взаимодействиями, возни-
кают либо при распадах других эле-
ментарных частиц, либо рождаются
парами (частица-]-античастица) под
действием фотонов. Каждая из силь-
но взаимодействующих частиц име-
ет определенную величину изотопи-
ческого спина Т и определенную ве-
личину третьей проекции изотопич.
спина Т3. Значения заряда Q ча-
стицы и Т3 связаны с ее т. п. странно-
стью S, к-рая определяется форму-
лой: S=2 (Q— Т3) — N, где N —
т. н. барионное число: 2V=-f-l для
барионов, N=—1 для аптибарионов
и N=0 для мезонов. S принимает
значения 0, ±1, ±2. В сильных
взаимодействиях сохраняется как
изотопич. спин Т, так и его проек-
ция Т3. В электромагнитных взаимо-
действиях Т не сохраняется, по Т3
сохраняется. Т. к. заряды Q и ба-
рионное число N строго сохраня-
ются, то из определения S следует,
что сильные и электромагнитные вза-
имодействия сохраняют странность.
Именно поэтому эти взаимодействия
но могут привести к распаду К-мезо-
нов и гиперонов (у к-рых S, как
видно из табл., не равна пулю и
к-рые поэтому наз. странными ча-
стицами) на к-мезоны и нуклоны
(у к-рых S равна нулю). Такие рас-
пады осуществляются только за счет
слабых взаимодействий, не сохраняю-
щих 6*. Во всех известных до сих пор
медленных, нелептонных распадах
изменение странности равно Д6*= ± 1.
ЭЛЕМЕНТАРНЫЙ ЭЛЕКТРИ-
ЧЕСКИЙ ЗАРЯД — наименьший
электрич. заряд, известный в при-
роде. Э. э. з. равен (4,80288±
± 0,00021) • 10~10 единиц СГСЕ.
Э. э. з. является важной характери-
стикой заряженных (отрицательно
или положительно) элементарных
частиц (электронов, позитронов,
протонов, нек-рых мезонов и гипе-
ронов). Электрич. заряд любого те-
ла кратен Э. э. з. и представляет со-
бой алгебраич. сумму положитель-
ных и отрицательных Э. э. з., образу-
ющих данное тело частиц (напр.,
ядро атома гелия имеет заряд, рав-
ный 2 положительным Э. э. з.).
ЭЛИМИНАЦИЯ ЭЛЕКТРОСТА-
ТЙЧЕСКИХ ЗАРЙДОВ — удаление
электростатич. зарядов путем иони-
зации воздуха у мест их накопления.
Электростатич. заряды образуются
при произ-ве искусств, волокна, цел-
люлозы, пластмасс, бумаги и др.
диэлектрич. материалов. Ионизация
воздуха осуществляется с помощью
радиоактивных элиминаторов. Э. э. з.
позволяет значительно повысить про-
изводительность труда и уменьшить
брак выпускаемой продукции в раз-
личных отраслях пром-сти,связанных
с произ-вом диэлектрич. материалов.
ЭЛОТРОН — гамма-спектрометр,
в к-ром используются электроны от-
дачи. При действии такого прибора
у-квапты, испускаемые исследуемым'
источником S (рис.), выбивают из
тонкой изогнутой мишени А элект-
роны отдачи, к-рые фокусируются
однородным магнитным полем на
щель В, за к-рой стоит счетчик 1.
Пройдя его, электроны попадают в
неоднородное магнитное поле, фоку-
сирующее их на щель С, за к-рой
стоит счетчик 2 (в области убываю-
щего поля напряженность поля вы-
ражена в процентах: 100%, 95,4%,
88%). При этом регистрируются сов-
падения разрядов в счетчиках. Зави-
ЭМАНАЦИОННАЯ СЪЁМКА
521
симость скорости счета совпадений
от напряженности магнитного поля
отражает спектр у-лучей. Для умень-
шения рассеяния электронов отдачи
применяются тонкие мишени и плен-
ки, напр. из целлофана толщиной
2—3 мк. Э. наполнен Не при давле-
нии 12—16 см рт. ст. Относит, полу-
ширина линии спектра 2% (см. Разре-
шающая способность спектрометра).
ЭЛЬСВОРТЙТ — минерал, разно-
видность пирохлорас, повыш.содержа-
нием урана, достигающим 18—26%.
ЭЛЮИРОВАНИЕ (элюция)
радиоактивных элемен-
тов (от лат. eluo — вымываю) —
способ разделения сложной смеси
радиоактивных элементов на от-
дельные компоненты с помощью
ионообменной колонны. Э. осуществ-
ляется пропусканием через колонну,
содержащую поглощенные ионы,
раствора вещества — элюента.
Последнее, реагируя с адсорбиро-
ванными ионами и вытесняя их из
смолы (ионита), располагает разде-
ляемые вещества по длине колонны
в виде отдельных зон, в зависимости
от их сродства к иониту и способно-
сти вступать в реакцию с элюентом.
Вытекающие фракции раствора со-
держат отдельные компоненты смеси.
В качестве элюирующих растворов
успешно применяются растворы ио-
нов цитрата, лактата и т. п. См.
Хроматография.
ЭМАН (от лат. ешапо—вытекаю) —
единица измерения радиоактивности;
применяется редко при измерении
слабой радиоактивности.Обозначает-
ся Е.	10 кюри па 1 л жидко-
сти или газа (или 10”13 кюри на 1 <ш3).
ЭМАНАЦИОННАЯ СЪЁМКА —
метод поисков радиоактивных руд.
Э. с. основана на развитии вокруг
радиоактивных руд газового орео-
ла, содержащего продукты распада
радиоактивных элементов (урана, то-
рия, радия и др.): радон (эманация
радия), торон (эманация тория) и
актинон (эманация актиния). Дли-
тельность существования актинона
мала (7\3=3,92 сек.),и он практически
быстро распадается после выделения
из материнской породы. При поисках
радиоактивных руд используются R и
и Тп, периоды полураспада к-рых
соответственно 3,825 дня и 51,5 сек.
Э. с. производится в целях выявле-
ния участков с аномально высоким
содержанием радона (и торона) в
рыхлых отложениях, свидетельству-
ющих о вероятном наличии под ними
скопления руд урана и тория. Э. с.
осуществляется путем отбора проб
почвенного воздуха и измерения ра-
диоактивности этих проб с помощью
полевого эманометра. Отбор проб
осуществляется с помощью* конусооб-
разной полой трубки — пробоотбор-
ника, к-рый забивается непосредст-
венно в почву или вставляется в бу-
ровую скважину. Откачка воздуха
производится насосом эманометра,га-
зовая камера эманометра заполняет-
ся почвенным воздухом, одновремен-
но измеряется его радиоактивность.
В случае выявления аномально вы-
сокой радиоактивности определяет-
ся ее природа (наличие торона или
радона). С этой целью на аномальных
точках производятся контрольные от-
счеты через 3 мин. после отбора про-
бы. В случае преобладания торона,
значение радиоактивности по истече-
нии 3 мин. оказывается в неск. раз
меньше первоначальной величины.
Э. с. применяется, гл. обр., при
детальных работах, на площадях с
установленной радиоактивностью,
для прослеживания под наносами
выявленных рудоносных зон и от-
крытия новых. В нек-рых случаях
Э. с. использовалась и при маршрут-
ных исследованиях. Обычно Э. с.
проводится по профилям через 100 —
1000 м, при расстоянии между пунк-
тами измерений 5—10 м. На основа-
нии результатов Э. с. составляют
522
ЭМАНАЦИОННОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ РАДИЯ
профили с нанесением кривой из-
менения радиоактивности почвенно-
го воздуха и карты в изолиниях, ото-
бражающие площадное распростра-
нение эманационных аномалий.
ЭМАНАЦИОННОЕ ОПРЕДЕЛЕ-
НИЕ РАДИЯ и его изотопов —
химич. выделение радия и его изо-
топов с последующим определением
Схема прибора для измерения коротко-
живущих эманаций методом непрерывного
тока воздуха^ 1— промывалка с раство-
ром; 2— трубка с хлористым кальцием
и натронной известью; 3— металлич. труб-
ка с ватой; 4— ионизац. камера.
их радиометрия, способом. Э. о. р.
основано на измерении концентра-
ции радиоактивных эманаций (радо-
на, торона, актинона), извлеченных
из данной навески пробы. Содержание
радия определяется по выделивше-
муся из него радону, тория X и
мезотория I — по торону, актиния
X — по актинону.
Для полного извлечения эманаций
исследуемая проба полностью рас-
плавляется или химич. путем пере-
водится в раствор. Чаще использует-
ся последний способ, при к-ром в
раствор переводится весь радий и его
изотопы. Выделение радона осущест-
вляется путем его осаждения вместе
с сульфатом бария и дальнейшего
отделения труднорастворимых солей
бария от всех находящихся в раство-
ре элементов. Радиометрия, измере-
ния производятся на электрометре
с использованием спец, ионизац. ка-
мер. При измерении радона послед-
ний предварительно вводится в ка-
меру, а затем измеряется ионизац.
ток насыщения, создаваемый «-луча-
ми эманаций и продуктами распада
радона. Для измерений торона и ак-
тинона вследствие малой продолжи-
тельности их жизни (7\/2Тп=51,5 сек,
и 7\2Ап=3,92 сек.) используется ме-
тод непрерывного тока воздуха; си-
ла ионизац. тока измеряется при не-
прерывном продувании воздуха через
исследуемую пробу и ионизац. ка-
меру (рис.).
Количеств, определение радия и
его изотопов осуществляется путем
сравнения силы ионизац. тока от
пробы с силой тока от известного
количества эманации (радона, торо-
на, актинона), образующейся в эта-
лонном растворе.
В качестве эталона при измерении
радона используется раствор соли ра-
дия с содержанием последнего от
10"8 до 10-10а, торона — раствор то-
риевого минерала, содержащего все
радиоактивные соединения тория в
равновесии, актинона — растворы
урановых минералов.
ЭМАНАЦИОННЫМ МЕТОД —
метод исследования свойств твердых
веществ по изменению их эмалирую-
щей способности (см. Эманирование).
Э. м. позволяет, путем изучения из-
менения коэфф, эманирования при
нагревании твердых веществ, опре-
делять точки перехода, соответствую-
щие процессам дегидратации и по-
лиморфных превращений, темп-ры
размягчения кристаллич. решетки,
изучать процессы старения осадков,
процессы перекристаллизации, раз-
ложения и образования твердых
Кривые нагревания (скорость повы-
шения темп-ры 12° в мин.) для каль-
цита, арагонита и СаО.
веществ, образования двойных со-
лей или эвтектич. смесей, изменения
удельной поверхности и адсорбц.
способности. Особенно большую роль
Э. м. играет при определении вели-
чины поверхности твердых тел. В
качестве примера использования ме-
тода на рис. приведены кривые изме-
нения эманирующей способности при
ЭМАЛИРОВАНИЕ
523
нагревании кальцита и арагонита, в
к-рые предварительно вводился Ra224.
При 920° на обеих кривых наблю-
даются пики, соответствующие раз-
ложению карбоната кальция. На
кривой нагревания арагонита пик
при 530° вызван переходом струк-
туры арагонита в структуру кальци-
та, что подтверждается также рент-
геноструктурным анализом. Увели-
чение коэфф, эманирования при 1100°
находится в согласии с темп-рой раз-
рыхления кристаллич. решетки со-
гласно закону Таммапа.
ЭМАНАЦИЯ (радон, нитон)
Em — радиоактивный химич. эле-
мент нулевой группы периодич. сис-
темы, п. н. 86, массовое число наибо-
лее долгоживущего изотопа 222.
Э. имеет 3 естественных радиоактив-
ных изотопа, принадлежащих к ра-
диоактивным семействам\^т222{Тц2=
= 3,825 дня) — радон Rn — продукт
а-распада Ra226 (семейство U238);
Em220(T'i/2=51,5 сек.) — торон Тп —
продукт а-распада ТЬХ (семейство
Th232); Em219(Ti/2=3,92 сек.) — ак-
тинон Ап — продукт а-распада АсХ
(семейство Ас235). Получены искус-
ственные радиоактивные изотопы Э.
Нек-рые из них: Em215, Em216, Em217,
Em218, встречаются соответственно в
рядах распада искусственных радио-
активных изотопов U227, U228, U229,
Ра230. При распаде Em образуется
ряд короткоживущих твердых ра-
диоактивных элементов, к-рые осе-
дают на предметы, находящиеся в
соприкосновении с Em, сообщая им
т. н. наведенную радиоактивность.
Выделение Э. твердыми телами, со-
держащими материнский радиоэле-
мент,— эманирование — зависит от
техмп-ры, влажности и структуры те-
ла и колеблется в оч. широких пре-
делах (1—99%). Это явление нахо-
дит важное практич. применение.
Em принято называть радопохм по
наиболее долгоживущему ее изотопу
Em222. Rn и Tn были открыты в 1900,
Ап — в 1902. При комнатной темп-ре
Rn — одноатомный газ, кип—62°—
—65°, t°nA—71°. Химически инер-
тен. Однако Б. А. Никитин, основы-
ваясь на законе В. Г. Хлопцна, тео-
ретически и практически доказал
возможность существования соеди-
нения Rn • 6Н2О, изоморфного с
SO2 • 6Н2О и H2S • 6Н2О. Известно
также соединение Rn • 2С6Н5ОН,
изоморфное с H2S • 2С6Н5ОН. В од-
ном объеме воды при 0° растворяет-
ся 0,507 объема Rn. Радон и частично
торон концентрируются в почвенных,
поверхностных и термальных водах,
откуда попадают в атмосферу. Со-
держание Rn вблизи поверхности
Земли — ок. 1 атома в 1 см3, Тп —
в неск. тысяч раз меньше; в атмосфе-
ре содержится 6-10"18% Rn по объ-
ему. Количество Rn, Тп и Ап устанав-
ливают электрометрическими измере-
ниями, которые являются удобным
косвенным методом определения
содержания материнских радиоак-
тивных элементов в равновесных
системах. Rn применяется в меди-
цине в виде концентрированных
препаратов, радоновых ванн, грязей,
эмапоториев, в питьевой воде и т. д.
В малых концентрациях Э. исполь-
зуется в с. х-ве и животноводстве
для активирования кормов и пр. Из-
мерение концентрации Э. в воздухе
и почве служит для поисков радио-
активных руд. Как радиоактивным
газом Rn пользуются для обнаруже-
ния дефектов резины в противогазах.
Продукты распада Rn широко при-
меняются в лабораториях. Смесь Rn
с Be является источником нейтронов.
Ап и Тп не нашли широкого при-
менения вследствие небольшой про-
должительности их жизни. Em (осо-
бенно Rn) являются сильно токсич-
ными веществами, т. к., попадая
при вдыхании в легкие, они распада-
ются и образуют активные осадки
новых радиоактивных изотопов (см.
Радиоактивные семейства).
ЭМАНИРОВАНИЕ — свойство
веществ, содержащих изотопы радия
(Ra226, Ra224, Ra223), выделять обра-
зующуюся при радиоактивном рас-
паде эманацию (радиоактивные
инертные газы) в окружающее про-
странство. Э. обусловлено энергией
отдачи, приобретаемой атомами в ре-
зультате а-распада, а также процес-
сами диффузии и адсорбции атомов
эманации. Э. зависит от состава и
строения веществ, удельной поверх-
ности, темп-ры, влажности и др.
факторов. Коэфф. Э. наз. отношение
524
ЭМАЛИРУЮЩИЕ ИСТОЧНИКИ
количества эманации, выделяемой во
внешнее пространство, к полному ко-
личеству эманации, образующейся
за тот же промежуток времени, т. е.
отношение скорости выделения эма-
нации к скорости ее образования в
исследуемом веществе. Коэфф. Э.
обычно выражается в процентах и
меняется для различных веществ в
оч. широких пределах, от 0 до 100%.
Ср. величина коэфф. Э. горных пород
и руд является довольно постоян-
ной; так, напр., для магматич. пород
коэфф, равен 15—30%, для осадоч-
ных и метаморфных 10—25%, для
рудных образований 30—90%. Эма-
лирующая способность горных по-
род определяется также количеством
радона, выделяемого 1 г породы за
время, достаточное для установления
радиоактивного равновесия. Количест-
венное определение эмалирующей
способности используется в радио-
активных методах поисков полезных
ископаемых, при определении гео-
логия. возраста, изучении строения
и поверхности веществ и др. (см.
Эманационная съемка, Эманацион-
ный метод).
ЭМАНЙРУЮЩИЕ ИСТОЧНИ-
КИ — сравнительно долгоживущие
материнские вещества, атомы к-рых
дают в результате одного или неск.
радиоактивных превращений атомы
радиоактивных инертных газов. Э. и.
готовятся в виде растворов или твер-
дых препаратов. Из растворов эма-
нация выделяется кипячением или
продуванием воздуха через раствор.
Твердые Э. и. готовятся в виде осад-
ков с хорошо развитой поверхностью
путем осаждения материнских изо-
топов с соответствующими соедине-
ниями, напр. с гидроокисями желе-
за, лантана, тория и нек-рыми ор-
ганич. солями бария. В качестве су-
хих эманирующих эталонов выгодно
применение препаратов пальмити-
новокислого бария, коэфф, эманиро-
вания к-рых достигает 100%.
ЭМАНОМЕТР — переносный по-
левой прибор, предназнач. для
проведения эманац. съемки. Э. по-
зволяют непосредственно в поле
выполнять все необходимые опера-
ции, связанные с проведением эма-
нац. съемки, а именно: отбор проб
почвенного воздуха в пунктах ис-
следования и измерение радиоактив-
ности этих проб. В практике эмана-
ционных работ используется гл.
обр. полевой Э. типа СГ-ll (рис.).
Внешний вид полевого эманац. прибора
СГ-11: 1— электрометр; 2— эманац. ка-
мера; 3— пульт управления; 4— насос;
5— осушитель с хлористым кальцием.
Он состоит из измерит, прибора —
электрометра, эманац. камеры для
отбора проб почвенного воздуха,
пульта управления и поршневого
насоса для отбора почвенного воз-
духа в эманац. ^камеру, а также по-
следующего продувания камеры атм.
воздухом. Все части Э. собраны па
деревянной треноге. Прибор позво-
ляет производить измерения радио-
активности почвенного воздуха в оч.
широком диапазоне: от долей эмана
до неск. тыс. эманов.
ЭНЕРГЕТЙЧЕСКИЙ РЕАКТОР—
ядерный реактор для произ-ва
электрич. энергии. Обычно тепловая
энергия, выделяющаяся в активной
зоне, переносится теплоносителем в
парогенератор, в к-ром рабочее тело
вторичного контура энергетичес-
кого реактора получает необходимую
тепловую энергию для привода па-
ровых турбин. Но в первичном кон-
туре энергетического реактора м. б.
и газовый (воздушный) котел, гото-
вящий газовое рабочее тело для газо-
турбинной установки. В случае ки-
ЭПИЛЯЦИЯ ЛУЧЕВАЯ
525
пящего Э. р. может быть лишь один
контур, в к-ром радиоактивное рабо-
чее тело непосредственно из реактора
поступает к турбинам. См. Ядерная
электпостанция.
ЭНЁРГИЯ ПОКОЯ — энергия,
к-рой обладает частица в покоящем-
ся состоянии (т. е. когда ее скорость
равна нулю). Э. п. связана с величи-
ной массы покоя т частицы соотно-
шением Е=тс2, где с — скорость
света в вакууме.
ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ — разность
между энергией связанного состоя-
ния пек-рой совокупности частиц и
энергией такого состояния, когда
эти частицы разделены и •удалены
друг от друга. Если эти частицы —
атомы, образующие молекулу, то
речь идет об энергии химич. связи.
Если эти частицы — нейтроны и про-
тоны, образующие ядро, то речь идет
об Э. с. ядра; существуют и др. виды
Э. с. По своей величине Э. с. равна
той работе, к-рую необходимо затра-
тить, чтобы разложить систему па
составляющие ее частицы. Т. к. при
образовании связанного состояния
энергия выделяется, то Э. с. является
отрицат. величиной. Чем больше Э. с.
по абс. величине, тем прочнее связь.
Э. с. ядер составляет миллионы эв.
Именно такой большой Э. с. объяс-
няется исключительная устойчивость
атомных ядер. Э. с. дейтрона, со-
стоящего из 1 протона и 1 нейтрона,
равна 2,2 Мэв', Э. с, ядра урана со-
ставляет ок. 1780 Мэв. Различают
полную Э. с. ядра, удельную Э. с.
и Э. с. отдельных частиц в ядре.
Полная Э. с.— энергия, необхо-
димая для разложения ядра на от-
дельные протоны и нейтроны, пли,
что то же самое, энергия, выделяе-
мая при синтезе ядра из отдельных
нейтронов и протонов. Зная массу
МА% ядра, состоящего из Z протонов
и А—Z нейтронов, можно определить
его Э. с. по формуле:
EcB. = [mpZ + mn (A—Z)—M]c\
где тп— масса нейтрона, mp—мае-
са протона, А — массовое число, с —
скорость света. Напр., Э. с. а-час-
тицы равна 28,2 Мэв, Э. с. кислоро-
да gO16 составляет 127,2 Мэв.
Удельная энергия свя-
зи — средняя Э. с., приходящаяся на
.Есв
1 нуклон ядра: Есв уд = ~^~L. Величи-
на удельной Э. с. для большого коли-
чества ядер примерно постоянна
(рис.) и составляет оК. 8,6 Мэв, в об-
ласти тяжелых ядер она уменьшается,
достигая значения ок. 7,5 Мэв для
Е Мэв
Кривая зависимости удельной энергии
связи атомных ядер от массового числа.
урана. Из характера изменения удель-
ной Э. с. в зависимости от массового
числа следует, что энергетически
выгодны деление тяжелых ядер и син-
тез легких ядер.
Энергия связи части-
ц ы (нейтрона, протона, а-частицы
и т. п.) в ядре определяется как
энергия, необходимая для отделения
этой частицы от ядра. Напр., Э. с.
нейтрона составляет:
Есв.п = (т„ + Мг д_ 1— MZ)A)c2 Мэв.
Здесь Мz А— масса ядра с числом
протонов Z; М7 A__i—масса ядра,
получившегося после отделения ней-
трона. Кроме того, часто пользуют-
ся понятием Э. с. по отношению к
определенному типу расщепления яд-
ра. Напр., Э. с. ядра 8О16 относитель-
но развала его на 4 а-частицы со-
ставляет: Ясв.=(4Л/а—Л/8О16) с2, где
М„—масса а-частицы, А/.010— масса
ядра 8О16.
Э. с. электрона в атоме или мо-
лекуле характеризуется потенциа-
лом ионизации.
ЭПИЛЯЦИЯ ЛУЧЕВАЯ (франц,
epilation, от ёрПег — удалять воло-
526
ЭПИЦЕНТР ЯДЕРНОГО ВЗРЫВА
сы) — выпадение волос под действи-
ем ионизирующего излучения. Э. л.
па голове наблюдается уже при мест-
ном воздействии мягкого рентгенов-
ского излучения в дозах 150—
200 р через 7—10 дней после воздей-
ствия; держится около 2 мес.,
после чего волосы, как правило, от-
растают. При действии больших доз
излучения отрастание волос может
не произойти. Волосы на теле выпа-
дают при значительно больших до-
зах излучения. Облучение головы
мягкими рентгеновскими лучами с
целью вызвать Э. л, применяется
при лечении грибковых заболеваний
волос (напр., стригущего лишая).
ЭПИЦЕНТР ЯДЕРНОГО ВЗРЫ-
ВА — место на поверхности земли
(воды), находящееся непосредственно
под центром воздушного атомного
взрыва, или проекция точки взрыва
на земную поверхность. По положе-
нию Э. я. в. исчисляются параметры
и возможный эффект действия всех
поражающих факторов ядерного
взрыва, условий противоатомной за-
щиты и ограничения действий войск
(флота) в боевой обстановке. Безо-
пасное удаление людей от Э. я. в.
зависит от умелого использования
рельефа местности и различных за-
щитных ^сооружений.
ЙРБИИ Ег — химич. элемент III
гр. периодич. системы, п. н. 68, ат. в.
167,2, принадлежит к лантаноидам.
Стабильные изотопы: Ег162 (0,136%),
Ег164 (1,56%), Ег166 (33,41%), Ег167
(22,94%), Ег168 (27,07%) и Ег170
(14,88%). По реакции Ег168 (и, 7)
образуется радиоактивный Ег169
(7\2=9,4 дня). Ег—металл, плоти.
9,16, tQпл 1500°—1550°, в соедине-
ниях 3-валентен.
ЭРИТЕМА ЛУЧЕВАЯ (от греч.
— краснота) — покрасне-
ние кожи при облучении рентге-
новскими, у- или р-лучами, возни-
кающее в результате расширения со-
судов кожи. При действии рентгенов-
ских лучей Э. л. возникает при дозах
500—700 р через 7—10 дней после
облучения, держится неск. дней и
сменяется более или менее стойкой
пигментацией облученного участка.
До введения единицы «рентген» Э. л.
служила мерой дозы излучения (см.
Эритемная доза). При больших до-
зах излучения, приводящих к ожогу,
Э. л. также имеет место, но в этих
случаях она возникает скорее и со-
провождается отеком кожи, как
правило, весьма болезненным.
ЭРИТЕМНАЯ ДОЗА (кожная
эритемная доза, КЭД,
Н Е D, нем.) — доза рентгеновского
излучения, вызывающая через опре-
дел. промежуток времени эритему
(покраснение кожи), переходящую
в дальнейшем в более или менее
стойкую пигментацию.При облучении
15 см2 кожи рентгеновскими лучами,
генерированными при 180 кв и филь-
трованными через 1 мм А1 4-0,5 мм
Си, КЭД составляет 550—600 р.
ЭТАЛОНИРОВАНИЕ ПРИБО-
РОВ — нахождение цены деления
шкалы ^-радиометров или эмано-
метров, соответственно, в мкр[час
или в эманах при измерении извест-
ных величин интенсивности 7-излу-
чения или концентрации радона, соз-
даваемых эталонными источниками
7-излучения или радона. Э. п. про-
изводится для выражения результа-
тов измерений в соответствующих
физич. единицах, а также периодиче-
ски — с целью контроля стабильно-
сти работы аппаратуры. Эталонирова-
нце радиометров производится эта-
лоном 7-излучения. Интенсивность
7-излучения оз? эталона с содержани-
ем радия Qr на расстоянии г см
определяется по формуле I (мкр/час)—
K-Q	7Z
=	, где Л— 7-постоянная радия,
равная 8,4-109мкр-час~1-см2-г~1.
Эталонирование радиометров обыч-
но производится одним эталоном
при изменении расстояния между
эталоном и гильзой радиомет-
ра. Результаты эталонирования вы-
ражаются в виде графика (эталони-
ровочпая характеристика прибора),
на к-ром по оси ординат откладыва-
ются показания радиометра в деле-
ниях шкалы пли в импульсах в мин.,
а по оси абсцисс — интенсивность
7-излучения в мкр1час.
Полевые эманометры эталонируют-
ся спец, жидкими эталонами радия.
Вычисление цены деления (п) шкалы
эманометра, приведенной к чистому
ионизац. эффекту от радона без про-
ЭФФЕКТИВНОЕ ПОПЕРЕЧНОЕ СЕЧЕНИЕ
527
дуктов его распада (мгновенный
ток), м. б. произведено по формуле:
п _ ft, а(1 — е~~^)  10lo--Ui эман
дел (мин *
где а— количество радия в растворе эта-
лона (г); (1— е-^)— поправка на накопле-
ние радона в барбатере за время t (берется
из табл.); t— время накопления радона
(час); I— ср. ионизац. ток в делениях шка-
лы микроскопа в мин. (дел/мин); Vi— объем
эманационной камеры (л); v2— объем воз-
духа во всей остальной части эталониро-
вочной схемы (кроме эманационной каме-
ры) (л); к— коэфф, приведения измерен-
ного ионизац. тока к чистому ионизац.
эффекту, без продуктов распада радона
(берется из табл.).
ЭТАЛОННЫЕ И СТАНДАРТ-
НЫЕ ОБРАЗЦЫ — определенные
образцы известного состава и содер-
жания, с активностью к-рых сравни-
ваются активности измеряемых проб
при относит, методах радиометрия,
анализа. Эталоны радиоактивности
разделяются на эталоны количества
радиоактивных элементов, эталоны
концентрации и эталоны излучения.
К эталонам количест-
в а радиоактивных элементов отно-
сятся твердые эталоны радия
(междунар. эталон радия и практиче-
ски применяемые эталоны, содержа-
ние радия в к-рых определено по
у-излучению путем сравнения с меж-
дунар. эталоном) и жидкие эма-
национные эталоны — эталоны Rn
(с содержанием от 10“11 до 10“6 г
Ra), эталоны ТЬХ (с содержанием
от 1 до 10 мг Th) и эталоны АсХ
(с содержанием от 1 до 10 мг U).
Эталоны концентра-
ции урана в рудах — порошковые
эталоны, изготовл. из равновесных
слабо эманирующих урановых руд,
с содержанием урана от 0,01% до
неск. %. Эталоны концентрации то-
рия изготовляются из ториевых руд
с низким содержанием урана или
из химически чистых, равновесных
солей тория.
К эталонам излучения
относятся эталоны а-, 0- и f-излуче-
ния. Эталоны a-излучения применя-
ются как эталоны числа «-частиц,
испускаемых в единицу времени в
определенном телесном угле (беско-
нечно тонкие слои U238 + U234;
RaD + RaE + Ро или Р239), или
как эталоны ионизац. тока, вызывае-
мого «-излучением (напр., ионизац.
ток, создаваемый одной урановой
единицей «-излучения). В качестве
эталонов р-излучения применяются
эталоны RaD + RaE + Ро и U238+
+ UXi+ UX2 + U234, а также эта-
лоны из искусств, радиоактивных
изотопов (Р320, Sr90 и др.). Эталоны
Y-излучения, применяемые в радио-
метрия. практике, изготовляются
обычно из твердых солей радия в рав-
новесии с послед, продуктами распа-
да (с содержанием радия от десятых
долей до неск. мг). В качестве эта-
лонов ^-излучения используются так-
же твердые соли Ra + MsTh и Со60.
ЭФФЕКТИВНОЕ ПОПЕРЕЧНОЕ
СЕЧЕНИЕ — понятие, используе-
мое в атомной и ядерной физике для
выражения вероятности тех или иных
процессов. Применимо к таким про-
цессам, первой стадией к-рых являет-
ся сближение взаимодейств. частиц.
Имеет размерность площади и изме-
ряется в см2 или в барнах (1 барн ра-
вен 10“24 см2). Напр., вероятность X-
превращения бомбардируемого атом-
ного ядра за единицу времени под
действием бомбардирующих частиц
пропорциональна потоку П этих
частиц [т. е. числу частиц, прохо-
дящих через поперечную потоку
площадку в 1 см2 за 1 сек. (разм.
11см2>сек) ]:	с77.	Коэфф, про-
порциональности с имеет размер-
ность площади (см2) и наз. Э. п. с.
Если рассматривать ядро как ми-
шень, то величина о равна площади
этой мишени. Поясним это на след,
примере. Представим себе ядро в виде
цели, разыскиваемой прожектором на
площади в 1 см2. Пусть вспышка про-
жектора происходит 1 раз в сек.
(77=1 1/см2-сек), и тонкая световая
игла пронизывает обследуемую пло-
щадь; тогда вероятность обнаружения
цели при каждой вспышке есть отно-
шение площади цели ко всей обследу-
емой площади, а т. к. последняя
равна 1, то вероятность обнаружения
численно равна площади цели. Вели-
чина Э. п. с., вообще говоря, не
совпадает с сечением ядра, вычис-
ляемым из радиуса ядра ~R2 (поряд-
ка 10"24 см=1 барну). Смысл поняг
тия «Э. п. с.» можно пояснить еще
528
ЯДЕРНАЯ ГЕОЛОГИЯ
след, образом. Пусть, напр., парал-
лельный пучок нейтронов интенсив-
ностью N нейтронов 1см2сек падает на
мишень, содержащую п атомных
ядер. Если ежесекундно поглощает-
ся п' нейтронов ядрами мишени, то
Э. п. с. ядер для поглощения ней-
тронов (а) равно п'/ЛТ• п. Нетрудно
проверить, что размерность а равна
см2: п' имеет размерность i/ce?.,A7—
1/ом2»сек, п — безразмерное число, от-
куда размерность	равна t/сек;
:^сл1«»сек, т. е. см2» Аналогично опре-
деляются и Э. п. с. для др. процессов
упругого или неупругого рассеяния,
различных ядерных реакций и т. д.
Различают дифференциальные Э. п. с.
(выражающие, напр., вероятность
рассеяния на данный угол, с данной
энергией и т. п.) и интегральные
Э. п. с. (выражающие вероятность
рассеяния на все возможные углы, со
всеми возможными значениями энер-
гии и т. п.). Сумма Э. п. с. всех про-
цессов, возникающих при взаимо-
действии с ядрОхМ данной частицы,
паз. полнЫхМ Э. п. с. ядра для этой
частицы,
В ядерной физике величина Э. п. с.
меняется в оч. широких пределах.
Так, папр.,Э. п. с. захвата медл. нейт-
ронов различными ядрами составля-
ет 10“24— 10“18слг2, Э. п. с. для
рассеяния п-мезопов ядрами 10“27—
10~25 см2, а Э. п. с. взаимодействия
нейтрино с нуклонами составляет
10 “44— Ю-46 см2.
Кроме Э. п. с., отнесенного к од-
ному ядру, иногда употребляется
макроскопич. Э. п. с., представляю-
щее полное Э. п. с. всех ядер, за-
ключенпых в 1 см2 вещества (2= а • с
[с.и“11), где с — число ядер в см2 дан-
ного вещества.
ЭФФЕКТИВНОЕ СЕЧЕНИЕ —
то же, что эффективное поперечное
Се ЭФФЕКТЙВНЫП КЙНУС — метод
упрощения расчетов защиты в случае
сложной геометрии источников излу-
чения. Э. к. основан па том, что боль-
шая часть дозы в к.-л. точке за защи-
той определяется источниками, нахо-
дящимися в конусе, с вершиной в этой
точке. Ось конуса перпендикулярна
защите, а образующая равна сумме
длины оси, проходящей через защиту,
и двух длин релаксации излучения.
Напр., для случая равнохмерно рас-
пределенных источников 90% вели-
чины дозы определяется источника-
ми, к-рые попадают в этот Э. к.
ЭФФЕКТИВНЫЙ КОЭФФИЦИ-
ЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ (Аэфф)—
число нейтронов одного поколения,
поглощенных в реакторе, отнесенпсе
к числу нейтронов, поглощенных
в предыдущем поколении. Напр.,
для реактора на тепловых нейтро-
нах:	Л'эфф=Агоо «Р,- где Аоо —
коэффициент размножения беско-
нечной среды, Р — полная вероят-
ность того, что нейтрон избежит
утечки, т. е. не вылетит из реактора
во время замедления или во время
диффузии. Если Аэфф>1, то сисзе-
ма наз. надкритич. и уровень мощ-
ности непрерывно возрастает. Когда
Аэфф< 1, то реактор наз. подкри-
тическим, плотность (поток) нейтронов
и уровень мощности непрерывно убы-
вают. В критич. реакторе Аэфф=1.
ЯДЕРНАЯ ГЕОЛОГИЯ — раз-
дел геологич. наук, изучающий яв-
ления, в к-рых существ, или решаю-
щее значение имеют естеств. процес-
сы радиоактивного распада природ-
ного вещества, и разрабатывающий
методы их исследования. К ним отно-
сятся: геохимия радиоактивных
элементов; генезис месторождений
урана и тория; определение абс.
возраста минералов, руд, горных по-
род и разнообразных геологич. явле-
ний истории Земли; разработка и
применение методов поисков различ-
ных полезных ископаемых; вопросы,
связанные с космогонией. Я. г. тес-
но соприкасается с физикой атомного
ядра и космогонией.
Геохимия радиоактив-
ных элементов изучает за-
кономерности распределения U, Th и
продуктов их радиоактивного распа-
да в минералах, рудах, горных поро-
дах, земной коре в целом, а также в
ЯДЕРНАЯ СИЛОВАЯ УСТАНОВКА
529
гидросфере и атмосфере (см. Радио-
активность земной коры). В наст,
время известно более 150 минералов
с повышенной концентрацией U и
Th, приуроченных к самым разно-
образным геологич. образованиям;
выявлено большое разнообразие мес-
торождений магматогенного, осадоч-
ного и метаморфогепного происхож-
дения, установлен характер распре-
деления U и Th в рудах, сочетание
с др. элементами и приуроченность
U и Th к определенным минеральным
и органич. компонентам руд.
В вопросах генезиса
месторождений U и Th наи-
более существ, являются: активная
роль восстановит, процессов в осаж-
дении урана из гидротермальных
растворов и при осадконакоплении,
большое значение явлений сорбции
при образовании осадочных место-
рождений U. Выяснены геохимич.
условия и значение др. факторов в об-
разовании зон окисления и цемента-
ции в гидротермальных месторожде-
ниях U, а также торийсодержа-
щих россыпей. Спорными остаются
вопросы источника и форм переноса
U в образовании гидротермальных
и отчасти осадочных месторождений,
связь гидротермальных месторожде-
ний с определ. этапами магматич.
деятельности, значение глубинных
разломов земной коры в образовании
гидротермальных месторождений.
Слабо изучен генезис метаморфоген-
ных месторождений U и коренных
месторождений Th.
Определение абсолют-
ного возраста минера-
лов, руд, горных пород и
разнообразных геоло-
гич. явлений, основанное на
явлениях радиоактивного распада,
применяется весьма широко и позво-
ляет выяснять ряд вопросов, к-рые
ранее были неразрешимы (см. Геоло-
гическое летосчисление).
Разработка методов
поисков различных по-
лезных ископаемых за
последние 10—15 лет достигла исклю-
чит. размаха. Создана аппаратура и
разработаны методы поисков руд U,
Th и др. полезных ископаемых, со-
держащих радиоактивные элементы,
с самолета, на автомашине, при пе-
шеходном обследовании земной по-
верхности и горных выработок, а
также по водным и газовым ореолам,
развивающимся вокруг месторожде-
ний (см. Аэрорадиогеологические ис-
следования, Гамма-съемка, Гидрогео-
химический метод поисков, Урановые
и ториевые руды, Урановые место-
рождения и др.).
В вопросах, связанных
с космогонией, Я. г. позво-
ляет успешно развивать гипотезы
происхождения солнечной системы в
целом и Земли в частности. Считается
более пли менее установленным воз-
раст радиоактивных элементов Земли
порядка 5—6 млрд, лет, а также наи-
более древний возраст пород земной
коры, определяемый в 2,5—3,3 млрд,
лет.
ЯДЕРНАЯ СИЛОВАЯ УСТАНОВ-
КА — силовая установка, рабо-
тающая на энергии ядерных превра-
щений, практически — деления тяже-
лых ядер U235, U233, Ри239. Энергия
термоядерных реакций еще не может
быть использована (1958) для полу-
чения электроэнергии. Энергия р-
распада используется для получения
электроэнергии только в лаборатор-
ных масштабах. Я. с. у.(рис.) состоит'
из котельной (паропроизводит. или
газопагреват.) установки (ядерный
реактор, контур теплоносителя), в
к-рой энергия передается в тепло-
вой форме рабочему телу энерге-
тич. цикла (пару или газу), и па«
ро- или газотурбинной установки,
превращающей тепловую энергию
рабочего тела в механич. и затем в
электрич. энергию. Основные пробле-
мы развития Я.с. у.—разработка тем-
пературе- и коррозионноустойчивых
сплавов, обеспечение интенсивного
отвода тепла от тепловыделяющих
элементов активной зоны реактора,
защита от излучений и воспроизвод-
ство ядерного топлива. Я. с. у. клас-
сифицируются на стационарные (ядер-
ная электростанция) и транспортные
(судовая ядерная силовая установка,
атомный самолет, атомная ракета).
В стационарных Я. с. у. обычно ис-
пользуются энергетические реакто-
ры на тепловых нейтронах, в кото-
рых делящимся веществом служит
530
ЯДЕРНАЯ СИЛОВАЯ УСТАНОВКА
природный или обогащенный уран.
Тепло, переданное в активной зоне
реактора теплоносителю, использует-
ся для образования пара пли нагре-
того газа непосредственно в реакторе
или через систему теплообменников.
При наличии вторичного теплового
контура в экранировании нет надоб-
ности, что упрощает установку, но
увеличивает тепловые потери и зат-
раты энергии на перекачивание теп-
лоносителя и рабочего тела (вторич-
Схема ядерной силовой установки.
Внешняя система отвода тепла и пе-
редачи его рабочему телу энергетич.
цикла образует первичный контур
теплоотвода. Перенос тепла осущест-
вляется теплоносителем первичного
контура, циркулирующим через ре-
актор, где воспринимается тепло от
цепной реакции делящегося вещест-
ва и передается в парогенераторе
(или газонагревателе) рабочему телу
энергетич. цикла, после чего тепло-
носитель возвращается снова в реак-
тор (первичный контур энергетиче-
ского реактора). Прд непосредств.
нагреве рабочего тела в активной зоне
оно приобретает остаточную радио-
активность (наведенная радиоактив-
ность), поэтому требуется экрани-
ровать тепловой контур и двигатель
для защиты персонала от действия
излучения (биологическая защита).
ный контур энергетического реакто-
ра). В отдельных случаях (когда опа-
сен контакт радиоактивного теплоно-
сителя с рабочйм телом) применяет-
ся еще один промежуточный контур,
передающий тепло от первичного
радиоактивного контура к вторично-
му контуру энергетич. цикла. К пер-
вичному контуру относится система
приготовления, хранения, заполне-
ния, дренажа теплоносителя, а также
система очистки теплоносителя и
компенсации его термин, расширений.
Возможность правильной и безопас-
ной эксплуатации первичного и вто-
ричного контуров трансформации
энергии и вспомогат. устройств обес-
печивается системой контроля, защи-
ты, сигнализации и автоматич. регу-
лирования процессов. Другая важная
составляющая котельной части —
ЯДЕРНАЯ СПЕКТРОСКОПИЯ
531
система перегрузки топлива, вклю-
чающая как устройства для извле-
чения и установки топливных элемен-
тов, так и приспособления для охлаж-
дения облученного топлива (отвод
остаточного тепла), а также уст-
ройства для защиты от его излуче-
ний и для хранения или безопас-
ного удаления активного топлива
и др. радиоактивных продуктов и
отходов. Паро- и газотурбинная часть
Я. с. у. имеет много общего с анало-
гичными установками, работающими
за счет химич. энергии обычных ви-
дов топлива. Еще меньше специфич.
особенностей имеет электромеханич.
часть Я. с. у. Кпд установки зависит
от темп-ры рабочего тела, а следова-
тельно от рабочей темп-ры в активной
зоне реактора, поэтому установки с
высоким кпд и водой в качестве тепло-
носителя работают с давлением в 90—
120 кг/см2, что усложняет их конст-
рукцию. Я. с. у. газового цикла не
требуют применения больших давле-
ний, но в этом случае велики затраты
на перекачку газа через активную зо-
ну реактора.
Применение жидкометаллических
теплоносителей в первичном контуре
обеспечивает высокий кпд, т. к.
имеется возможность повысить рабо-
чие темп-ры до 500°—550°. Но нали-
чие жидких металлов чрезвычайно ус-
ложняет конструкцию активной зоны
реактора и первичного теплового
контура. Существ, повышение кпд
установки с минимальными затрата-
ми можно получить при огневом пе-
регреве пара перед турбиной. Кпд
лучших Я. с. у. достигает 40%, т. е.
соответствует наиболее высоким по-
казателям тепловых двигателей. В
Я. с. у. отсутствуют потери с уносом
выхлопных и топочных газов в ат-
мосферу. Портативные Я. с. у. разра-
батываются для монтажа в различных
транспортных средствах: судах, ло-
комотивах, самолетах, а также для
передвижных, электростанций, необ-
ходимых для кратковрем. снабжения
энергией данного пункта. В портатив-
ных ядерных энергетич. установках
чаще применяются энергетические
реакторы на быстрых нейтронах
и реакторы на промежуточных ней-
тронах.
ЯДЕРНАЯ СПЕКТРОСКОПИЯ —
раздел ядерной физики, в к-ром изу-
чаются квантовые характеристики
состояний атомных ядер и характе-
ристики ядерных излучений. Состоя-
ние ядра,как и всякой изолированной
физич. квантовой системы, м. б. оха-
рактеризовано величинами, не меня-
ющимися или, по крайней мере, слабо
меняющимися со временем. К числу
таких величин прежде всего относят-
ся полная энергия ядра, его момент
количества движения (спин) и чет-
ность состояния. Эти величины оста-
ются неизменными для любого со-
стояния ядра вне зависимости от при-
роды сил, действующих между входя-
щими в состав ядра частицами (нук-
лонами — протонами и нейтронами),
и, следовательно, вне зависимости от
к.-л. конкретных модельных пред-
ставлений о структуре ядра. Кроме
указанных обязательных для каждо-
го состояния ядра характеристик, мо-
гут существовать величины, сохра-
няющиеся только при том или ином
конкретном виде взаимодействий
между нуклонами. Напр., изотопи-
ческий спин, с успехом используе-
мый для характеристики состояний
легких ядер (при заряде ядра Z=C20)
и отражающий независимость специ-
фич. ядерных сил от электрич. заря-
дов нуклонов. Дополнит, характери-
стики, подобные приведенной выше,
не являются точными, поскольку
истинные ядерные взаимодействия
сложнее тех идеализиров. схем, при
к-рых эти характеристики возникают.
Эксперимент, методы, используе-
мые в Я. с., весьма разнообразны и
сильно различаются по своему харак-
теру при изучении устойчивых (ста-
бильных) и неустойчивых состояний
ядер (к последним относятся состоя-
ния, из к-рых возможен спонтанный
переход в др. состояния того же ядра,
или распад ядра).
В первохм случае основным спосо-
бом определения массы ядра и, сле-
довательно, его полной энергии яв-
ляется отклонение пучка исследуе-
мых ионов в электрических и маг-
нитных полях, так называемый
масс-спектрометрический анализ.
Для определения же спипов, магнит-
ных дипольных и электрич. квад-
532
ЯДЕРНАЯ ТЕХНИКА
рупольных моментов ядер в устойчи-
вых состояниях используются анализ
атомных и молекулярных радиочас-
тотных и оптич. спектров. Иногда (по-
ка в единичных случаях) эти методы
применяются и для изучения харак-
теристик сравнительно долгоживу-
щих неустойчивых состояний ядер. Од-
нако основные методы установления
квантовых характеристик неустойчи-
вых состояний ядер основываются на
исследовании излучений, испускае-
мых при спонтанном переходе ядра
из данного неустойчивого состояния,
а также излучений, испускаемых при
ядерных реакциях. По этой причине
спектроскопия неустойчивых состо-
яний ядер является в значит, степени
спектроскопией ядерных излучений;
в процессе исследования непосредст-
венно определяются энергия, момент
количества движения, четность, свя-
занные с излучением. Знание этих
величин, а также квантовых характе-
ристик стабильных состояний ядер
позволяет с помощью т. н. правил
роскопию, а также нейтронную спект-
роскопию, осуществляемые посред-
ство.м альфа-спектрометра, бета-
спектрометра, гамма-спектрометра
и нейтронного кристаллического
спект рометра.
Я. с. занимает значит, место в
ядерной физике. Эксперимент, мето-
ды Я. с. в том или ином виде приме-
няются практически при всех ядер-
ных исследованиях. Результаты ис-
следований в области Я. с. имеют
также важное прикладное значение
при использовании радиоактивных
изотопов в пром-сти, с. х-ве и меди-
цине. Особенно же существенны
данные Я. с. для решения принци-
пиальных вопросов структуры атохм-
ного ядра и динамики ядерных про-
цессов.
ЯДЕРНАЯ ТЕХНИКА — от-
расль техники, использующая ядер-
ную энергию для нужд нар.х-ва. Раз-
личают прямое и косвенное приме-
нение ядерной энергии. К первому
относятся реакции деления и сипте-
Области ядерной техники (схема).
отбора (законов сохранения, см. От-
бора правила) восстановить характе-
ристики неустойчивых состояний.
Экспериментальные методы иссле-
дования ядерных излучений сущест-
венно зависят от рода исследуемого
излучения: а-, ^-, у-излучение, ней-
тронное излучение. В соответствии с
этим в спектроскопии ядерных излу-
чений различают а-, ₽- и f-спект-
за ядер ряда элементов с целью полу-
чения больших количеств энергии
(ядерная энергетика). В настоящее
время (1958) в ядерной энергетике
используют только реакции деления.
При этом энергия выделяется в
ядерных реакторах сначала в фор-
ме тепла, а затем дополнит, устрой-
ствами превращается в механич.
или электрич. К косвенному ис-
ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА
533
пользованию ядерной энергии отно-
сятся многочисл. применения продук-
тов распада ядер — радиоактивных
изотопов и излучений — в пром-сти,
с. х-ве, науке и технике. Хотя терми-
нология в этой новой отрасли еще не
вполне установилась, но обычно
считается, что собственно Я. т. со-
ставляют: реакторостроение,пром. ме-
тоды разведки и добычи естеств. де-
лящихся элементов— урана и тория,
из к-рых уран является главнейшим
видом ядерного топлива] пром, методы
получения металлич. урана и его
сплавов, в частности изготовление
тепловыделяющих элементов для реак-
торов; пром, методы разделения изо-
топов, в частности выделение пз
естеств. урана его изотопа U235; хи-
мич. переработка облученного, т. е.
выгруженного из реактора урана с
целью выделения образовавшегося
плутония и др. ценных продуктов
деления и регенерации урана (см.
Регенерация ядерного топлива)] сред^
ства и методы защиты рабочего персо-
нала от вредного действия излуче-
ний.
С Я. т. связана пром, техноло-
гия получения конструкц.материалов
для реакторов, в частности графита,
тяжелой воды, циркония, бериллия
н др.; создание надежных систем
автоматич. регулирования и управ-
ления реакторами и атомными ус-
тановками; разработка рациональ-
ных систем отвода и использования
выделяющегося в реакторе тепла;
изучение влияния облучения на ве-
щество; разработка теории и методов
расчета ядерно-физич. и тепловых
процессов и т. п. Я. т. охваты-
вает весьма широкий круг проблем
пли тесно с ними соприкасается, что
условно представлено схемой.
ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА — часть совр.
физики, посвященная изучению
атомных ядер (см. Ядро атомное),
ядерных процессов и элементарных
частиц. Я. ф. — научная основа
атомной пром-сти, одного из важней-
ших видов пром-сти в передовых
странах. Совр. учение об атомном
ядре м. б. условно подразделено па
неск. разделов.
Общие свойства и
структура ядер. Важными
свойствами ядра являются его мас-
са, заряд, массовое число, энергия
связи ядра, его механич., магнитный
п электрич. моменты, эффективные
размеры ядра, система его возбужден-
ных уровней энергии. Т. к. закон
ядерных сил неизвестен, для объяс-
нения процессов, происходящих в
ядре, строятся различные ядерные
модели.
Ядерные силы. В этом разде-
ле изучаются свойства ядерных, сил,
В наст, время удовлетворит, теории
ядерных сил еще нет; наиболее ценные
сведения об их свойствах можно по-
лучить при изучении рассеяния нейт-
ронов и протонов разных энергий
протонами, при изучении свойств
дейтрона (играющего такую же «мо-
дельную» роль в Я. ф., как атом во-
дорода в атомной физике) и сложных
ядер.
Спонтанные превра-
щения ядер — естеств. и ис-
кусств. радиоактивность с испуска-
нием а-частиц, ^-частиц (электронов и
позитронов), y-лучей (электромагнит-
ного излучения), а также спонтанное
деление (см. Деление атомного ядра)
тяжелых ядер. Очень важной частью
этого раздела является тщательное
изучение разных видов излучения
ядер (см. Ядерная спектроскопия).
Ядерные реакции — пре-
вращения ядер при их взаимодей-
ствиях с элементарными частица-
ми, особенно нуклонами, или меж-
ду собой. Среди др. превращений
изучаются имеющие огромное значе-
ние для энергетич. и военных целей
реакции, вызванные медленными и
быстрыми нейтронами, в частности
деление тяжелых ядер. Крайне важ-
ными с теоретич. и практич. точек
зрения являются исследования ре-
акций между легкими ядрами. Эти
взаимодействия лежат в основе ис-
кусственного осуществления термо-
ядерных реакций.
Для синтеза не существующих в
природе элементов с атомным номе-
ром > 92 особенный интерес представ-
ляет ускорение многозарядных ионов,
напр. ионов азота, алюминия и т. д.
Изучением реакций, вызванных отно-
сительно тяжелыми ядрами (Z^20),
открывается новая глава Я. ф.
534
ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА
Элементарные части-
ц ы. В этом разделе изучаются свой-
ства элементарных частиц — нейтри-
но, антинейтрино, электронов, пози-
тронов, различных мезонов, нуклонов,
антинуклонов, гиперонов и антигипе-
ронов,процессы ихобразования и вза-
имного превращения. Есть основания
считать, что последовательная тео-
рия ядерных сил будет учитывать су-
ществование всех частиц, сильно
взаимодействующих с нуклонами, что
и объясняет центральное место, к-рое
этот раздел занимает в Я. ф. Хотя
исследование ряда важных свойств
нейтрино, электронов и нуклонов
осуществляется и в области «малых
энергий» частиц (неск. Мэв), мезоны,
гипероны, антинуклоны могут быть
образованы только в соударениях ча-
стиц при больших энергиях (порядка
сотен Мэв и больше); вследствие этого
в последнее время исключительно
важное значение приобретает физика
«высоких энергий». Предметом изуче-
ния физики «высоких энергий» яв-
ляются процессы, происходящие в
космических лучах, и явления, широ-
ко исследуемые посредством мощ-
ных ускорителей заряженных ча-
стиц.
Нейтронная физика —
крупнейший раздел Я. ф., посвя-
щенный изучению свойств нейтронов,
захвата и рассеяния нейтронов ядра-
ми, их замедления и диффузии в раз-
ных веществах и т. д. Нейтронная
физика — научная основа реакторо-
строения (см. Ядерный реактор).
Поэтому в нейтронной физике изуча-
ются вопросы, имеющие как теоре-
тич., так и технич. значение, напр.
механизм деления атомных ядер ней-
тронами, вероятность деления атом-
ных ядер для разных делящихся ма-
териалов, зависимость этой вероят-
ности от энергии нейтронов, среднее
число нейтронов, испускаемых в од-
ном акте деления в разных деля-
щихся материалах и т. д.
С нейтронной физикой тесно свя-
заны и др. разделы науки и техники:
физика твердого тела, металлургия и
т. д. В связи с развитием реакторо-
строения особенно важное значение
имеет изучение структурных изме-
нений в веществах (графит, уран, бе-
риллий, конструкц. материалы и т. д.)
под действием интенсивного излу-
чения (нейтроны, осколки деления).
Экспериментальная
методика ядерной ф и з и-
к и. Особенно важное место в этом
разделе занимают ускорители заря-
женных частиц, а также исследова-
тельские реакторы, дающие возмож-
ность использовать мощные пучки
нейтронов и получать большие ко-
личества радиоактивных изотопов.
Нек-рые совр. исследовательские
реакторы и ускорители представляют
собой гигантские инж. сооружения.
Для обнаружения и регистрации
элементарных и ядерных частиц ис-
пользуется ряд тонких эксперимен-
тальных методов и приборов (иони-
зационная камера, счетчики, метод
толстослойных пластинок, Вильсона
камера, диффузионная и пузырько-
вая камеры). Важную роль в совре-
менном эксперименте по Я. ф. играют
электроника и импульсная радиотех-
ника.
Совр. дозиметрия — новый раздел
техники, связанный с бурным разви-
тием применений атомной энергии,—
возникла вследствие необходимо-
сти защиты работающих с излуче-
нием от вредного действия излучений
и могла развиваться только путем
усовершенствов'ания методов обна-
ружения ядерных излучений.
Развитие Я. ф. привело к рожде-
нию целой отрасли ядерной техни-
ки. Радиоактивные изотопы успеш-
но применяются в физике, химии,
металлургии и особенно в разных
областях биологии и с.-х. науки с
помощью метода меченых атомов.
Несмотря на то, что меченых атомов
метод начал применяться только
недавно, с его помощью сделан ряд
работ фундаментального характера
по диффузии и сублимации металлов,
по обмену веществ в животном ор-
ганизме, по изучению питания ра-
стений, по изучению химич. средств
борьбы с вредителями с.-х. растений
и т. д. В технике широко внедряется
аппаратура, предназнач. для радио-
графии металлов (гамма-дефектоско-
пия), для непрерывного измерения
толщины проката (радиоактивные
уровнемеры и плотномеры различных
ЯДЕРНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ
535’
типов, позволяющие выполнять не-
прерывные дистанц. п бесконтактные
измерения и контроль и т. д.). При по-
мощи радиоактивных изотопов изуча-
ются процессы произ-ва чугуна и
стали в пром, условиях, процессы,
происходящие в парогенераторах, а
также др.процессы значит, экономия,
важности.
Радиоактивные изотопы находят
применение для стерилизации пище-
вых продуктов, в медицине и др.
Наибольшее применение для лечеб-
ных диагностич. целей нашли изото-
пы кобальта Со60, фосфора Р32,
стронция Sr90, цезия Cs137, иода J131,
натрия Na24, золота Ап198 (см.
Р ад иотерапия).
Развитие Я. ф. позволило искус-
ственно получить новые элементы,
к-рые не встречаются в природе. Здесь
можно указать на новые трансурано-
вые элементы: нептуний, плутоний,
америций, кюрий, берклий, кали-
форний, эйнштейний, фермий, менде-
левий.
На базе Я. ф. возникли новые раз-
делы химии — радиационная химия
и радиохимия, новые методы опреде-
ления «возраста» в геологии и архео-
логии.
Развитие Я. ф. оказало существ,
влияние на расширение наших пред-
ставлений о природе.
ЯДЕРНАЯ ФОТОЭМУЛЬСИЯ —
суспензия (взвесь) светочувствит.
микрокристаллов (зерен) бромистого
серебра в растворе желатины с зна-
чительно большей (до 84%) концент-
рацией и в неск. раз меньшим разме-
ром зерен, чем в обычной фотоэмуль-
сии. Заряж. частицы, проходя через
Я. ф., воздействуют на кристаллы
бромистого серебра т. о., что после
проявления они образуют ряд черных
зерен коллоидного серебра вдоль тра-
екторий частиц. Зерна в следе части-
цы тем плотнее, чем больше иониза-
ция, создаваемая частицей, и чем вы-
ше чувствительность фотоэмульсии.
Обычно для низкочувствит. Я. ф.
чувствительность характеризуется
макс, энергией протонов, к-рые еще
могут быть в ней зарегистрированы.
Для эмульсий, способных регистри-
ровать релятивистские частицы (час-
тицы, летящие со скоростью, близ-
кой к скорости света), чувствитель-
ность выражают числом зерен, полу-
чивших способность к проявлению на
следе релятивистского электрона на
100 мк пути. В совр. Я. ф. размер
зерен бромистого серебра от 0,2 мк
до 0,4 мк.
Тормозная способность Я. ф. рав-
на =^2000. Обработка эмульсий тол-
щиной до 100 мк не представляет
трудностей. При обработке толстых
слоев (от 100 мк и больше, иногда
до 1200 мк) возникают затруднения.
Для их устранения применяют метод
2 ванн и др. Наиболее распространен
температурный метод проявления,
при к-ром толстый эмульсионный?
слой сначала пропитывают проявите-
лем при темп-ре -{-3° или +5°; при
этом раствор почти не проявляет. За-
тем температуру повышают, вызывая
равномерное проявление по всему
объему.
ЯДЕРНАЯ ХЙМИЯ — см. Ядер-
ных реакций химия.
ЙДЕРНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ
(атомная электростан-
ция) — предприятие для выработки
электрич. энергии тепловыми двига-
телями, получающими тепло от
ядерного реактора, выполняющего
функцию топки парового котла обыч-
ной тепловой электростанции. От
тепловыделяющих элементов реактора
тепло отводится охлаждающей сре-
дой {теплоносителем), циркулиру-
ющей по замкнутому контуру {первич-
ный контур энергетического реакто-
ра). Таким теплоносителем м. б.
жидкость (вода) или газ. Электрич.
часть Я. э. мало отличается от
электрич. части обычной тепловой
электростанции. Я. э. включают в
общую энергетич. систему.
Первая в мире промышленная Я.э.,
пущенная в СССР в 1954 (Первая атом-
ная электростанция АН СССР), име-
ет 2-коптурпую схему отвода тепла
(рис. 1) из реактора и преобразова-
ния этого тепла. Вода первичного
контура прокачивается циркуляц.
насосами в парогенератор. Три на-
соса обеспечивают непрерывную по-
дачу 300 m/час воды через реактор.
Реактор заключен в цилиндрич.
стальной кожух, заполненный гра-
фитовой кладкой, покоящейся на-
536
ЯДЕРНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ
бетонном •основании. Во время рабо-
ты графит нагревается до 500э—
600°. Во избежание выгорания гра-
фита зазоры кладки заполняются
Гис. 1. Схема первой атомной электро-
станции АН СССР: 1— реактор; 2— паро-
генератор; 3— турбогенератор; 4— кон-
денсатор турбины; 5— пусковой конден-
сатор; 6— деаэратор; 7— дополнительный
бак для воды; 8— компенсатор объема;
9— циркуляционный насос первичного
контура; 10— питательный насос второго
контура; 11— насосы конденсата; 12— цир-
куляционный насос охлаждающей воды;
13— подпиточный насос; А— вода первич-
ного контура (100 атм); В— пар (12,5 атм);
С— конденсат вторичного контура; D—
сжатый воздух; Е— охлаждающая вода.
инертным газом (гелием или азотом).
Рабочие каналы размещаются в
длинных графитовых цилиндрах,
внутри к-рых находятся тонкостен-
ные стальные трубки, по к-рым идет
вода первичного контура. На станции
имеются аккумуляторы,к-рые обеспе-
чивают аварийное питание главных
циркуляц. насосов В сент. 1958 в
СССР вступила в строй первая оче-
редь мощной ядерной электро-
станции электрич. мощностью в
100 000 кет. Полная электрич. мощ-
ность этой станции будет доведена
до 600 000 кет.
При остановке реактора вследст-
вие возникновения в нем добавочно-
го количества ксенона возникает т. н.
иодная яма (рис. 2), к-рая на значи-
тельное время снижает реактивность
реактора.
В Англии (Колдер-Холл) в конце
1956 пущена первая англ, промышл.
Я э. мощностью в 42 тыс. кет (теп-
ловая мощность 180 тыс. кет) с гра-
фитовым замедлителем (рис. 3).
В пей тепло из реактора отводится
углекислым газом (СО2) под давле-
нием 7 ат, циркулирующим через
активную зону и 4 теплообменника
(парогенератора). Темп-ра газа на
выходе из реактора 330°. Пар, обра-
зующийся в парогенераторе, приво-
дит в действие 2 паровые турбины с
мощностью 20—23 тыс. кет каждая. В
США в конце 1957 пущена Я. э. мощ-
ностью 60 тыс. кетл Шиппингпорте.
На одной из крупных новых Я. э.
устанавливаются реакторы, исполь-
зующие в качестве замедлителя и теп-
лоносителя обычную воду(рис.4).В ре-
акторе, представляющем собой сталь-
ной цилиндр с толстыми стенками диа-
метром 3,8 м и высотой ок. 12 .^разме-
щается активная зона, имеющая высо-
ту 2,5 м и диаметр 3 м. Вода входит в
реактор под давлением 100 ат при
темп-ре 250°, нагревается в нем до
275° и поступает в парогенератор. Во
вторичном контуре образуется насы-
щенный пар давлением 29 ата, пи-
тающий паровую турбину.
Тепловая мощность каждого реак-
тора ок. 760 мгет, что обеспечивает
выработку насыщенного пара для
3 турбип мощностью по 70 тыс. квпг
каждая. В активную зону загружает-
ся ок. 40 т UO2, обогащенного до 1%
изотопом U235.
Рис. 2. Изменение радиоактивности ре-
актора после остановки: по оси абсцисс —
время после прекращения цепной реакции;
по оси ординат — приращение коэфф,
размножения нейтронов	1— ход ре-
активности, вызванный температурным эф-
фектом и образованием ксенона из иода
(«иодная яма»).
Другим типом Я. э. будет станция
с реактором, состоящим из графитовой
кладки,располож.в стальном цилинд-
ре и пронизанной вертикальными ра-
бочими каналами. Тепловыделяющие
элементы содержат слегка обогащен-
ный уран, покрытый нержавеющей
сталью. Мощность реактора по теплу
3.
Устройство
5
атомной
«Колдер-
реактора
реактора
Рис.
электростанции
Холл»: 1— здание
№ 1; 2— здание _________
№ 2; з— турбинный зал; 4 —
конденсаторы; 5— аккуму-
ляторы; 6— административ-
ный корпус; 7— теплообмен-
ники; 8— газодувки; 9—
градирни.
538
ЯДЕРНАЯ ЭМУЛЬСИЯ
285 мгвт обеспечит выработку пара
для турбин электростанций.
Кроме указанных мощных Я. э.,
в СССР намечено построить и ввести
в действие неск. экспериментальных
атомных установок с электрич. мощ-
ностью до 50—70 тыс. кет. Эти энер-
Рис. 4. Схема атомной электростанции с водяным реактором: 1 — реактор;
2 — парогенератор; 3 — турбина; 4 — электрич. генератор; 5 — конденсатор;
6 — питат. насос; 7 — подпиточный насос; 8 — подпиточная емкость; 9 —
фильтр; 10— холодильник; 11— компенсатор давления; 12—цпркуляц. насос.
гетич. установки будут иметь след,
реакторы: реактор на тепловых нейт-
ронах с замедлением водой и реактор
на тепловых нейтронах, в к-ром за-
медлителем будет графит, а теплоно-
сителем—натрий; реактор на быстрых
нейтронах с натриевым охлаждением
для расширенного воспроиз-ва ядер-
ного горючего в цикле Рн239—U238;
представляет интерес гомогенный
реактор с замедлением нейтронов
тяжелой водой для расширенного
воспроиз-ва ядерного горючего.
Наиболее ответственной частью в
реакторе Я. э. являются тепловыде-
ляющие элементы, к-рые подвер-
гаются длительным испытаниям на
стендах и испытат. установках
перед монтажом в реакторе.
Строительство Я. э. разнообраз-
ных конструкций позволит выявить
наиболее конструктивные и рацио-
нальные схемы для различных кон-
кретных условий с целью разверты-
вания более широкого строительства
электростанций этого типа. Принци-
пиальная и конструктивная схемы
совр. мощной Я. э. показаны на
табл. XIII и XIV.
ЯДЕРНАЯ ЭМУЛЬСИЯ — см.
.Ядерная фотоэмульсия.
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ (а т о м-
ная энергия) — внутренняя
энергия атомного ядра, связанная
с взаимодействиями и движениями
образующих ядро нуклонов. Я. э.
выделяется (или поглощается) в ре-
зультате ядерных превращений.
Сйособпость к ядерным превраще-
ниям определяется тем, насколько
«прочно» ядро, насколько сильно свя-
заны в нем составляющие ядро нук-
лоны, т. е. энергией связи нуклонов
в ядре.
Удельная энергия связи нуклона
в ядре колеблется в среднем в пре-
делах от 1 Мэв у легких ядер
(дейтерий) до 8,6 Мэв у ядер ср.
веса (Л 100). У тяжелых ядер
(А 200) удельная энергия связи
нуклона меньше, чем у ядер ср.
веса, прибл. на 1 Мэв, так что их
превращение в ядра ср. веса (деление
на 2 части) сопровождается выде-
лением энергии в количестве ок.
1 Мэв па нуклон, или ок. 200 Мэв
на ядро. Превращение легких ядер в
более тяжелые дает еще больший
энергетич. выигрыш в расчете на
нуклон. Так, напр., реакция соеди-
нения дейтерия и трития
iD2+ 1Т3-^2Не4 + Х
сопровождается выделением энергии
17,6 Мэв, т. е. 3,5 Мэв на нуклон.
Изменения удельной энергии свя-
зи при ядерных превращениях столь
велики, что ведут к ощутимому из-
менению массы покоя продуктов
ЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ
539
реакции (на величину порядка
0,1%). Для сравнения с химич. пре-
вращениями следует иметь в виду, что
перестройка внешних областей элект-
ронных оболочек, происходящая при
химич. реакциях, ведет к изменению
энергии связи на величину ок. 1 эв
на валентный электрон, что соответ-
ствует изменению массы покоя моле-
кул менее, чем на 10“7 %. В про-
цессе ядерных превращений выделя-
ются огромные количества энергии.
Так, напр., при делении ядер всех
атомов 1 кг урана выделяется энергия,
равная 2-1010 ккал} такое же коли-
чество энергии можно получить при
взрыве 20000 т тринитротолуола или
при сжигании 2 500 т кам. угля.
Наиболее эффективным источником
получения Я. э. в наст, время служат
самоподдерживающиеся цепные ядер-
ные реакции деления тяжелых атом-
ных ядер, к-рые при определен-
ных условиях оказываются контро-
лируемыми и управляемыми. Такие
реакции осуществляются в ядер-
ном реакторе, к-рый является основ-
ной частью ядерных электростан-
ций и ядерных силовых установок. Рас-
четы показывают,что стоимость элект-
роэнергии, вырабатываемой за счет
деления тяжелых ядер на крупной
ядерной электростанции, должна
быть меньше, чем на обычной теп-
ловой электростанции. Ядерные си-
ловые установки целесообразно и
экономически выгодно применять в
первую очередь там, где необходимо
обеспечить нужную скорость и даль-
ность движения при наименьшем рас-
ходе горючего. Сюда относятся двига-
тели подводных лодок, ледоколов,
морских кораблей, самолетов, локо-
мотивов и ракет для межпланетных
полетов. Другим весьма важным ис-
точником Я. э. могут стать управля-
емые термоядерные реакции, работы
по осуществлению к-рых интенсивно
ведутся в СССР и за рубежом. Запасы
в гидросфере Земли дейтерия, к-рый
может стать основным термоядерным
горючим,составляет ок.4,3 • 1013 т, что
при 100°/0-ном использовании дало
бы 7-1021 квт-ч энергии. Очевид-
но, что осуществление управляе-
мой термоядерной реакции навсегда
снимет с человечества заботу о не-
обходимых для его существования
на Земле запасах энергии, т. к.
запасы Я. э. на Земле практически
неисчерпаемы. Совр. состояние ядер-
ной науки и техники позволяет ис-
пользовать Я. э. для нужд пром-сти
и транспорта. См. также ст. Атомная
энергия.
ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО ХИ-
МИЯ— область химии, занимающая-
ся изучением свойств и технологии
получения делящихся материалов —
тория Th, урана U и плутония Рн.
Задача Я. г. х. заключается, с одной
стороны, в разработке простых и
экономичных методов выделения Th
и U из природных образований и по-
лучения их в виде металлов или со-
единений высокой чистоты; с др. сто-
роны,— в отделении Th и U и вто-
ричных видов ядерного горючего,
и233и Рн239, от осколочных элементов
и получении их в чистом виде (см.
также Ядерное топливо).
ЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ — оружие
взрывного действия, основанного на
использовании внутриядерной энер-
гии, освобождающейся при цепной
ядерной реакции деления тяжелых
ядер (ядерное оружие), или термо-
ядерной реакции синтеза легких
ядер (водородное или термоядерное
оружие). Различают 3 типа Я. о.
1) Оружие, вся энергия взрыва к-рого
обусловлена цепной реакцией де-
ления ядер U235, Ри239 или U233.
Принципиальная схема одного из ви-
дов такого оружия — атомной бом-
бы— показана на рис., 1. Заряд, из-
готовленный из делящегося вещест-
ва, разделен на неск. частей. Масса
каждой части меньше критической.
Для повышения коэфф, использова-
ния делящегося вещества части заря-
да окружены отражателями нейтро-
нов. Этой же цели служит искусств,
источник нейтронов. Соединение час-
тей заряда достигается путем взры-
ва зарядов из обычного взрывчатого
вещества, осуществляемого от спец,
взрывного устройства. 2) Оружие,
энергия взрыва к-рого в основном (до
80—90%) обусловлена термоядерной
реакцией синтеза. К такому ору-
жию относится, напр., термоядер-
ное оружие, в к-ром осуществляется
реакция синтеза гелия из дейтерия и
540
ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
трития. На рис., 2 показана принци-
пиальная схема водородной бомбы.
Основные ее части — атомный и тер-
моядерный заряды. В результате
ло значительно увеличить мощность
ядерного взрыва и тем самым повы-
сить боевую эффективность Я. о.
Я. о. известно в виде снаряженных
I. Принципиальная схема атомной бомбы: а—отражатель нейтронов;
б— обычное взрывчатое вещество; в— источник нейтронов; г — делящееся
вещество;	д— детонаторы; с— взрывное устройство. 2. Принципиальная
схема водородной бомбы: а— атомный заряд; б—смесь дейтерия и трития.
3. Принципиальная схема термоядерной, бомбы с использованием U238: а —
атомный заряд; б — дейтерид лития; в — U23s.
взрыва атомного заряда темп-ра сме-
си дейтерия и трития (термоядерного
заряда) мгновенно повышается до
неск. десятков млн. град., что созда-
ет условия для эффективного про-
текания реакции синтеза гелия. Тер-
моядерный заряд может состоять так-
же из др. легких элементов, папр.
дейтерия и лития (дейтерида лития).
3) Оружие, энергия взрыва к-рого
освобождается в результате последо-
вательного развития 3 ядерных реак-
ций (рис., 3): деление ядер U235, Ри239
пли U233 (1 -я ступень); синтез легких
ядер термоядерного заряда (2-я сту-
пень); деление ядер!!238 (3-я ступень).
Основная доля энергии освобождает-
ся в результате деления ядер U238
нейтронами, выделяющимися при
термоядерной реакции синтеза.
Энергия этих нейтронов ок. 14
Мэв, т. е. значительно превышает
пороговую энергию деления ядер
U238 (2 Мэв). Использование в качест-
ве делящегося вещества наиболее рас-
пространенного изотопа U238 являет-
ся важной особенностью данного ви-
да оружия. Применение и238 позволи-
ядерными зарядами авиац. бомб, ре-
активных снарядов, морских торпед,
ракет, арт. снарядов и мин (собира-
тельный термин — ядерные боепри-
пасы).
ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО — вещест-
во, ядра к-рого делятся под действи-
ем медленных нейтронов, обычно
изотопы урана и плутония с нечет-
ными атомными весами (U233, U235,
Ри239, Ри241).
Я. т. служит для получения энер-
гии в ядерном реакторе. Различают
2 вида Я. т.: первичное — изотоп
U235, используемое в природном или
обогащенном виде; вторичное — изо-
топ Ри239 (образуется при захвате
нейтрона изотопом U238) и изотоп U233
(образуется при захвате нейтрона
торием) (см. Реактор-размножитель),
В природе в значит, количествах
встречается лишь- U235, содержание
к-рого в природной смеси изотопов
урана составляет 0,71% (основной
изотоп урана — U238, содержание др.
изотопов крайне мало). Остальные
виды Я. т. могут быть получены в
больших количествах в ядерном ре-
ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
541
акторе по след, реакциям
Th232 + п = Th233	Ра233	U233
U238 + п = U239 JL> Np239_L> Ри239.
Я. т. применяется в реакторах в
виде металлич. блоков. Твердое
металлич. Я. т. отличается в про-
цессе деления экономией нейтронов,
хорошей теплопроводностью и вы-
соким сопротивлением термич. уда-
рам. Но твердое металлич. Я. т.
обладает и рядом недостатков: низ-
кой температурой плавления (1133°),
малой прочностью, фазовыми пре-
вращениями при высокой температу-
ре, что не позволяет применить его в
реакторах большой удельной мощ-
ности; для устранения этих недо-
статков разрабатывают типы кера-
мического ядерного топлива. Для
упрощения транспортировки Я. т.
применяют жидкое ядернае топ-
ливо.
Теплотворная способность Я. т. со-
ставляет ок. 24 млн. эквивалентных
квт-ч/кг, т. е. в неск. млн. раз больше,
чем теплотворная способность угля.
Тем не менее топливная составляющая
стоимости электроэнергии на ядерной
электростанции м. б. меньше, чем на
угольной, только при условии, что
одновременно со сжиганием Я. т.
идет его воспроиз-во по реакции
Th232	U233 или U238->Ри239.
ЯДЕРНЫЕ БОЕПРИПАСЫ —
боеприпасы, имеющие ядерный заряд
(бомбы, ракеты, мины, торпеды,
арт. спаряды). Мощность Я. б.
оценивается тротиловым эквивален-
том заряда; дальность действия
зависит от средств применения (авиа-
ция, артиллерия, ракеты).
ЯДЕРНЫЕ МОДЕЛИ — модели
строения атомного ядра, п редставляю-
щие собой его идеализированную схе-
му. Ввиду того что закон действия
ядерных сил не известен, в процессе
развития ядерной физики выдвига-
лись различные модели атомного яд-
ра. Ядро рассматривали как «каплю»
жидкости. В пользу этой модели гово-
рит наличие вращательно-колебат.
уровней энергии ядра как целого; ко-
лебания тяжелых ядер при нек-рых
условиях приводят к их делению. С
др. стороны, имеется ряд данных, сви-
детельствующих о наличии в ядрах
внутр, оболочек. Согласно оболочеч-
ной модели, нуклоны, находящиеся в
заполненных оболочках, образуют
сферически симметричную систему. В
поле этой системы движутся «внешние
нуклоны» (в незаполненных оболоч-
ках). В пользу этой модели свиде-
тельствует кривая дефектов масс,
согласно к-рой сравнительно боль-
шой прочностью обладают ядра с
четным числом протонов и нейтронов
и особо повышенной стабильностью—
ядра с числами протонов и нейтро-
нов, равными 2, 8, 20, 50, 82, 126
(магическими числами), представляю-
щие собой как бы концы периодов.
То же заключение можно сделать и из
исследования распространенностей
ядер и из мп. др. фактов (эффектив-
ных сечений захвата нейтронов, рез-
ко уменьшающихся для ядер с ма-
гич. числами, и др.). Оболочечная мо-
дель позволяет также предсказывать
величины спинов, магнитных момен-
тов и спектры уровней мп. ядер.
Т. о., существуют две Я.м. («капель-
ная» и оболочечная), каждая из к-рых
основана на разных представлениях
о взаимодействии нуклонов в ядре и
пригодна для объяснения лишь опре-
деленного круга явлений. В последние
годы разрабатывается обобщенная
модель, в к-рой сделана попытка син-
тезировать индивидуальные и коллек-
тивные движения нуклонов. Движе-
ние отдельного нуклона видоизменяет
(«деформирует») коллективные (бо-
лее медленные) движения, что при-
ближенно можно представить как
колебания поверхности ядра. Эта мо-
дель позволяет трактовать влияние
отдаленных нуклонов друг на друга
как передающееся через поверхность
ядра.
ЯДЕРНЫЕ ОБОЛОЧКИ — см.
Ядерные модели.
ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ— превра-
щения атомных ядер, обусловленные
их взаимодействиями с элементар-
ными частицами пли друг с другом.
Обычно в Я. р. участвуют 4 частицы
(ядра): 2 являются исходными и 2
образуются в результате реакции. Од-
нако возможно образование и значи-
тельно большего числа частиц (ядер).
В лабораторных условиях Я р. осу-
ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
ществляются, как правило, при бом-
бардировке более тяжелых ядер,
входящих в состав мишени, более
легкими ядрами (частицами).
Запись Я. р. аналогична применяе-
мой в химии: слева пишут вступаю-
щие в реакцию частицы (ядра), спра-
ва — продукты реакции: а+А-+Ъ-\-В.
В такой записи а обозначает бомбар-
дирующую частицу (ядро), А — ядро
мишени, Ъ — вылетающую частицу
(ядро), В — конечное ядро (ядро-
продукт). Полная запись уравнения
реакции содержит заряды и массо-
вые числа вступающих в реакцию и
образующихся в результате реакции
ядер. Используется также сокращен-
ная запись, при к-рой между симво-
лами исходного ядра мишени и ко-
нечного ядра в скобках последова-
тельно указывают символы более лег-
ких бомбардирующей и вылетающих
частиц: А (а, Ь) В. Так, напр., пер-
вая Я. р., осуществленная в лабо-
ратории Э. РезерфордОхМ в 1919,—
превращение ядер азота при бомбар-
дировке их а-частицами — записы-
вается след, образом: 7N14+2He4->-
^ВР + дО17 или, в сокращенной за-
писи: N14 (я, /?)О17, где а обозначает
я-частицу (2Не1), а р — протон (1Н1).
Я. р. происходят благодаря взаи-
модействию бомбардирующих частиц
(ядер) и ядер мишени. Следствием это-
го взаимодействия может быть: 1) уп-
ругое рассеяние: а-{-А-+а-\-А, или
А (а, а)А, при к-ром ни состав,
пи внутр, энергия и др. характери-
стики взаимодействующих ядер не
меняются и лишь происходит пере-
распределение кинетич. энергии в
соответствии с законом упругого
удара; 2) неупругое рассеяние: a-f-
+Л->а'+Л*, или А(а,а')А*, при
к-ром состав взаимодействующих
ядер не меняется, но часть кинетич.
энергии бомбардирующей частицы
расходуется на возбуждение ядра
мишени. В уравнении реакции воз-
бужденное ядро обозначается тем
же символом, что и исходное, к
к-рому добавлена звездочка, а ча-
стица (ядро), потерявшая часть кине-
тич. энергии, обозначается тем же
символом, что и бомбардирующая ча-
стица, со штрихом;3) собственно ядер-
лая реакция: а-\-А->Ъ-}-В, или
Л (a, Ъ)В,в результате к-рой меняются
внутр, свойства и состав взаимодей-
ствующих ядер и происходит прев-
ращение элементарных частиц.
Вероятность Я. р. характеризуется
эффективным поперечным сечением
или сокращенно—сечением. Величины
эффективных поперечных сечений Я.р.
могут сильно отличаться от геометри-
ческих поперечных сечепий ядер, рав-
ных кВ2, где В. — радиус ядра. Для
большинства ядер значения кВ2 близ-
ки к 10“24 см2 (1 барн), в то время
как эффективные поперечные сече-
ния изучавшихся превращений ле-
жат в диапазоне 10"18 см2 — 10“45
см2. В мишени, содержащей пядерфм3
и толщиной h см при бомбардиров-
ке потоком П частиц (ядер) в сек.
ежесекундно будет происходить
IJanh ядерных превращений, харак-
теризуемых сечепиехМ о.
Вместо эффективного поперечного
сечения вероятность Я. р. часто ха-
рактеризуют выходом Я. р., пред-
ставляющим собой отношение числа
ядерных превращений в определен-
ной мищени к числу упавших на
эту мишень бомбардирующих частиц.
Функция, описывающая зависимость
эффективного поперечного сечения
Я. р. (или зависимость выхода Я. р.)
от энергии бомбардирующих частиц,
носит пазв. функции возбуждения
Я. р. Функции возбуждения Я. р.
обычно изображают графически, от-
кладывая по горизонтальной оси
энергию, а по вертикальной — сече-
ние (или выход).
Я.р. характеризуются также тепло-
вым эффектом, к-рый представляет
собой разность масс покоя вступаю-
щих в Я. р. и образующихся в ре-
зультате Я. р. ядер, выраженную в
энергетич. единицах (обычно в Мэв).
Если тепловой эффект положителен,
то Я. р. идет с выделением энергии
и паз. экзотермической. Если тепло-
вой эффект отрицателен, то для осу-
ществления Я. р. энергия относит,
движения вступающих в реакцию
ядер должна быть не меньше теп-
лового эффекта. В соответствии с
этим при бомбардировке пучком ча-
стиц неподвижной мишени кинетич.
энергия бомбардирующих частиц
должна быть не меньше пороговой
ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
543
энергии (или просто порога) Епорог,
связанной с тепловьш эффектом Q со-
отношением: Епорог=^|Q| ,
где М А и Ма — массы соответственно
ядра мишени и бомбардирующей
частицы. Напр., при реакции
тТ3 (р, м)2Не3 сумма масс исходных
частиц равна 4,025149, а продуктов
реакции 4,025968. Тепловой эффект
этой реакции Q=—0,763 Мэв<0. По-
рог этой Я. р. при бомбардировке
трития протонами Епорог = 1,02 Мэв,
а при бомбардировке тритонами во-
дорода Enopo2=3fiQ Мэв.
Важной характеристикой Я. р.
является угловое и энергетич. рас-
пределения продуктов ядерных пре-
вращений. Эти распределения описы-
ваются дифференциальными эффек-
тивными поперечными сечениями, от-
несенными к единице телесного угла
или единичному интервалу энергий.
Обычно Я. р. классифицируют в
соответствии с природой бомбарди-
рующих частиц (ядер): Я. р. под
действием нейтронов, протонов, дей-
тронов, я-частиц, мпогозарядных (тя-
желых) ионов, ^-квантов (см. Ядер-
ный фотоэффект). Некоторые типы
реакций принято классифицировать
по .характеру превращения: куло-
новское возбуждение (возбуждение
ядер кулоновским полем бомбарди-
рующих частиц), деление атомного
ядра, радиационный захват, срыва
реакция и др. Кроме того, разграничи-
вают Я. р. на легких ядрах (Л<50,
А — массовое число ядра), ядрах сред-
него веса (50<Л<100) и тяжелых
ядрах (Л>100), а также Я. р. при
малых энергиях (<1 Кэв), средних
(1 Кэв —1 Мэв), больших (1—50 Мэв)
и сверхвысоких (>100 Мэв), хотя
границы соответствующих областей
устанавливаю!ся весьма произволь-
но.
Использование законов сохране-
ния энергии, импульса, момента ко-
личества движения и др. позволяет
предсказать ряд характеристик Я. р.
(тепловые эффекты, в простейших слу-
чаях связь между углами вылета и
энергиями продуктов Я. р. и т. п.).
Однако для вычисления более де-
тальных характеристик Я. р.—
таких, как эффективные поперечные
сечения различных Я. р., угловые и
энергетич. распределения продуктов
Я. р.,—приходится прибегать к те-
ории Я. р. Основы совр. теории Я. р.
были.заложены в 30-х гг. в работах
датского физика Н. Бора. Согласно
предложенной Бором концепции,
Я. р. а-\-А-+Ъ-[-В состоит из двух
этапов: па первом этапе происходит
слияние вступающих в реакцию ядер,
в результате чего образуется новое
возбужденное ядро С*, паз. проме-
жуточным или составными ядром:
а-рА->С*. Второй этап — распад
возбужденного промежуточного ядра
С* -+Ь-\-В — аналогичен обычному ра-
диоактивному распаду, с той лишь
разницей, что в данном случае рас-
падается ядро, находящееся не в
основном, а в сильно возбужденном
состоянии. Время жизни промежу-
точного ядра С* во многих случаях
в миллионы и даже в миллиарды
раз превышает время, необходимое
бомбардирующей частице (ядру) для
того, чтобы пролететь расстояние,
равное размерам ядра мишени (по
порядку величины 10“13сл1). Вследст-
вие того, что между моментом слияния
ядер и моментом образования продук-
тов Я. р. протекает значительный
промежуток времени, энергия, при-
несенная бомбардирующей частицей,
успевает многократно перераспреде-
литься между нуклонами промежуточ-
ного ядра. Это, в свою очередь, озна-
чает, что промежуточное ядро «забы-
вает» о том, каким способом оно об-
разовалось, и характер его распада,
т. е. второй этап Я. р., определяется
только свойствами самого промежу-
точного ядра, независимо от того,
каким был первый этап. В соответ-
ствии с представлениями Бора, эф-
фективное поперечное сечение Я. р.
а-у-А->С*-+Ь-\~В, обозначаемое обыч-
но как о(а, Ь), распадается па
произведение двух множителей:
о (а, Ъ) — аа. т)Ь. Первый из них (с^)
представляет собой эффективное попе-
речное сечение образования промежу-
точного ядра; второй (х\ь) характери-
зует долю распадов составного ядра с
образованием определенных продук-
тов Ъ-]-В. Промежуточное ядро может
обычно распадаться несколькими спо-
собами, причем вероятность данного
544
ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
способа распада характеризуется ши-
риной возбужденного уровня (см.
Ширина уровня} промежуточного яд-
ра, отвечающей вылету частицы дан-
ного сорта Гь. Суммарная или полная
ширина возбужденного уровня Г—
= Ъ1\, к-рая включает ширины, от-
вечающие всем возможным способам
распада промежуточного ядра, свя-
зана с продолжительностью существо-
вания этого ядра т соотношением:
r==~-(ti— h — постоянная План-
ка). Величина rib может быть выра-
жена через ширины, а именно
Т7 _
s р. р •
Теория Я. р. позволяет вычислить
и vlb лишь при наличии нек-рых
конкретных предположений о свой-
ствах атомных ядер. Так, в случае
реакции под действием нуклонов (ней-
тронов, протонов) с большой энер-
гией сечение образования промежу-
точного ядра можно получить, пред-
полагая, что ядро мишени поглощает
все попадающие в него пуклопы, т. е.
является непрозрачным «черным» пре-
пятствием для бомбардирующих ча-
стиц. Однако при этом не удается
достигнуть согласия с эксперимен-
тальными результатами. Опыту лучше
соответствует представление о том,
что ядро является частично прозрач-
ным («серым») препятствием для бом-
бардирующих частиц. Соответствую-
щие расчеты выполняются с помощью
т. н. оптич. модели. Ширины ядер-
ных уровней с помощью теоремы
детального равновесия можно выра-
зить через эффективные поперечные
сечения образования промежуточного
ядра и через расстояния между воз-
бужденными уровнями (плотность
уровней).
В области малых энергий бомбар-
дирующих частиц наиболее распро-
страненными являются Я. р. под дей-
ствием нейтронов. Я. р. в этой обла-
сти энергий под действием заряжен-
ных частиц характеризуются чрез-
вычайно малыми эффективными попе-
речными сечениями, составляющими
ничтожную долю барна (что обуслов-
лено крайне малой вероятностью про-
никновения бомбардирующих частиц
с такими энергиями через кулонов-
ский потенциальный барьер ядра
мишени). У тяжелых ядер поглоще-
ние нейтронов с малой энергией в
основном обусловлено реакцией (м,
у) — радиационным захватом. На яд-
рах среднего веса происходит в ос-
новном упругое рассеяние нейтронов
(п, п}. Я. р., сопровождающиеся ис-
пусканием заряженных частиц, на-
блюдаются лишь при бомбардировке
нейтронами с малыми энергиями са-
мых легких ядер; напр.,
3Li6(n, с^Т3 и 5В10(/?, a)2Li7.
Поглощение ядрами нейтронов с малы-
ми энергиями происходит с большой
вероятностью лишь в тех случаях,
когда энергия нейтрона соответст-
вует образованию промежуточного
ядра в одном из возбужденных состоя-
ний. Сечение Я. р. обнаруживает
при соответствующих энергиях бом-
бардирующих нейтронов резкие ма-
ксимумы, т.п. резонансы, хорошо опи-
сываемые Б рейта — Вигнера фор-
мулой. Эффективные поперечные се-
чения в области резонанса для ней-
тронов с малыми энергиями дости-
гают 10-2°—10“21 см2. В области
средних и больших энергий в боль-
шинстве случаев преобладает не-
упругое рассеяние нейтронов. Несмо-
тря на то, что энергия возбуждения
промежуточного ядра оказывается до-
статочной для испускания протона
или а-частицы, ширины, отвечаю-
щие вылету заряженных частиц,
обычно составляют лишь малую долю
ширины, отвечающей вылету нейтро-
на. Это обусловлено тем, что куло-
новский барьер препятствует вылету
из промежуточного ядра заряженных
продуктов. С увеличением энергии
бомбардирующих частиц и, соответ-
ственно, энергии возбуждения проме-
жуточного ядра резонансы в эффек-
тивных поперечных сечениях посте-
пенно сглаживаются. Это обусловле-
но тем, что ширины уровней растут,
а расстояния между ними уменьша-
ются, так что при бомбардировке тя-
желых ядер нейтронами с энергией
в несколько Мэв уровни промежуточ-
ного ядра будут перекрываться. Ве-
личины эффективных поперечных се-
чений неупругого рассеяния псйтро-
Таблица ХПГ
Схематическое устройство крупной ядерной электростанции: 1 — ядерный реактор;
2 — механические фильтры; 3 — воздушный компенсатор; 4 — циркуляционный насос; 5 — парогенератор; 6-
резервная емкость; 7 — турбогенератор; 8 — конденсатный насос; 9 — деаэратор; 10 — питательный насос
11 — компрессор: 12 — воздушный фильтр; 13 — газгольдер; 14 — дренажная емкость; 15 — аварийный охладитель
16 — регенератор; 17 — предохранитель; 18 — фильтры; 19 — подпиточные насосы; 20 — емкость; 21 — насосы.
Таблица XIV.
Принципиальная схема ядерной электростанции: 1 — ядерный реактор; 2 — механические
фильтры; 3 — воздушный компенсатор; 4 — циркуляционный насос; 5 — парогенератор; 6 — резервная емкость; 7—
турбогенератор; 8 — конденсатный насос; 9 — деаэратор; 10 — питательный насос; 11 — компрессор; 12 — воздуш-
ный фильтр; 13 — газгольдер; 14 — дренажная емкость; 15 — аварийный охладитель; 16 — регенератор; 17- пре-
дохранитель; 18 — фильтры; 19 — подпиточные насосы; 20 — емкость; 21 — насосы.
ЯДЕРНЫЕ СИЛЫ
545
нов со средними и большими энергия-
ми составляют, как правило, 10—
10-24 см2. Основными Я. р. под дей-
ствием а-частиц и протонов в этих
областях энергии являются реак-
ции (а, п) и (р, п). В области боль-
ших энергий конечное ядро В, обра-
зовавшееся в результате распада про-
межуточного ядра, обычно остается
в возбужденном состоянии и пере-
ходит в основное состояние, испуская
"[-кванты. Если энергия возбужде-
ния ядра В превысит энергию свя-
зи нейтрона в этом ядре, то Вхместо
Y-квантов будет происходить испу-
скание нейтрона. Примером подоб-
ной Я. р. является реакция (п, 2п).
В области больших энергий Я. р.
в относительно небольшом числе слу-
чаев происходят и без образования
промежуточного ядра. Ядерное пре-
вращение при этом является резуль-
татом непосредственного выбивания
бомбардирующей частицей из ядра
мишени к.-л. частицы.
В области сверхвысоких энергий
образование промежуточного ядра —
лишь побочный процесс, сопутствую-
щий основному механизму взаимодей-
ствия сверхбыстрой частицы,— вы-
биванию из ядра мишени нуклонов с
большой энергией. При сверхвысо-
ких энергиях происходят также про-
цессы рождения элементарных ча-
стиц — мезонов, гиперонов.
Исследование Я. р. при различных
энергиях является важным факто-
ром в изучении строения и свойств
атомных ядер. Кроме того, изучение
Я. р. представляет интерес с прак-
тич. точки зрения. Исследования Я. р.
па легких ядрах необходимы для осу-
ществления управляемых термоядер-
ных реакций, изучение процессов
деления имеет большое значение для
развития ядерной энергетики. Я. р.,
особенно осуществляемые на ядер-
ных реакторах, являются основным
источником радиоактивных изотопов.
ЯДЕРНЫЕ СЙЛЫ — силы, дейст-
вующие между нуклонами —частица-
ми, из к-рых состоят атомные ядра, и
определяющие вместе с электромаг-
нитными силами строение и свойства
ядер. Я. с. обладают свойствами, со-
вершенно отличными от свойств сил
др. рода: гравитационных и электро-
магнитных. Характерные особенно-
сти Я. с. следующие.
Очень большая вели-
чин а Я. с. Силы, действующие меж-
ду нуклонами в ядрах, значительно
больше сил, действующих в элект-
ронных оболочках атомов. Чтобы
освободить нуклон из атомного ядра,
нужно затратить энергию, измеряе-
мую миллионами элекпгрон-волът.
Малый радиус д е й с т-
в и я. В отличие от электромагнит-
ных и гравитац. сил, Я. с. являются
короткодействующими. Если ' рас-
стояние между 2 нуклонами по поряд-
ку превышает 10~13ел/, то Я. с. между
ними практически равны нулю. Убы-
вание Я. с. с увеличением расстоя-
ния г между взаимодействующими
нуклонами происходит оч. резко.
Обычно это убывание Я. с. с увели-
чением расстояния приближенно
описывается функцией-^"гдеЯ =
. Величина г.~10“13 см носит
Го	°
назв. радиуса действия Я. с.
Свойство насыщения.
Нуклоны в ядре взаимодействуют
только с ближайшими к ним нуклона-
ми (в противоположность электрич.
зарядам, к-рые являются далекодей-
ствующими). Свойство насыщения
Я. с. проявляется в том, что плотность
ядерного вещества прибл. одинакова
для различных ядер. Природа насы-
щения Я. с. еще не вполне ясна.
Спиновая зависимость.
Величина взаимодействия между 2
нуклонами зависит не только от рас-
стояния между ними, по и от ориен-
тации их спинов. Зависимость Я. с. от
спина хорошо видна па примере вза-
имодействия протона и нейтрона. Так,
связанное состояние нейтрона и про-
тона имеется только в том случае, если
спины их направлены в одну сторону.
Система, образованная при этом нейт-
роном и протоном, представляет со-
бой ядро тяжелого водорода — дейт-
рон, энергия связи к-рого равна 2,2
Мэв. Если спины протона и нейтрона
направлены в противоположные сто-
роны, то дейтрон не образуется. Ве-
личина взаимодействия между 2 нук-
лонами зависит не только от того,
параллельны их спины или антипа-
546
ЯДЕРНЫЕ УРОВНИ
раллельны, но и от того, каким об-
разом суммарный спин 2 частиц на-
правлен по отношению к линии, со-
единяющей эти частицы (т. н. тен-
зорные силы).
В ядрах, где число нуклонов
больше 4 и где в силу принципа
Паули (см. Паули принцип) имеются
нуклоны с отличным от нуля орби-
тальным моментом, Я. с. зависят
также от ориентации спина и орби-
тального момента нуклона. Это яв-
ление наз. спин-орбитальной связью.
Зарядовая независи-
мость. Установлено, что величина
Я. с., в отличие от сил электромаг-
нитного происхождения, не зависит
от заряда взаимодействующих нук-
лонов. Я. с. между нейтроном и про-
тоном те же, что и между 2 протона-
ми или 2 нейтронами, если только
эти частицы находятся в одинаковых
состояниях. Это свойство Я. с. наз.
зарядовой независимостью, или изо-
топич. инвариантностью.
Количеств, теория Я. с. еще не
создана. Однако основные факты,
относящиеся к Я. с., получают убе-
дительное качественное объяснение
на основе т. н. мезонной теории. Со-
гласно квантовой теории волновых
полей, взаимодействие между нук-
лонами обусловлено мезонным полем.
Взаимодействуя, нуклоны как бы об-
мениваются квантами этого поля—ме-
зонами; при этом может происходить
обмен как нейтральными, так и заря-
женными мезонами. Из основ тео-
рии следует, что масса мезонов т
непосредственно связана с радиусом
г0 действия Я. с.: г0=^- , где Ъ —
Планка постоянная, с — скорость
света. Из величины радиуса действия
Я. с. получается, что масса таких
мезонов, «ответственных» за Я. с.,
должна быть прибл. в 300 раз тя-
желее массы электрона. По-ви-
димому, основная роль в Я. с. при-
надлежит тг-мезонам.
ЯДЕРНЫЕ УРОВНИ — см.
Уровни энергии,
ЯДЕРНЫЙ ВЗРЫВ — чрезвычай-
но быстрое выделение огромного ко-
личества энергии в результате ре-
акции, протекающей в заряде ядер-
лого оружия. Для Я. в. могут быть
использованы цепная реакция деле-
ния тяжелых ядер (см. Ядерные
реакции), термоядерная реакция
синтеза легких ядер и реакция деле-
ния природного урана сверхбыстры-
ми нейтронами, образующимися при
термоядерной реакции синтеза (см.
Термоядерная реакция, Ядерное ору-
жие).
Мощность Я. в. зависит от общей
энергии, выделившейся в результате
ядерной реакции, к-рая может со-
ставлять величину порядка 109—1012
ккал и больше., Вследствие мгновен-
ного выделения огромного количест-
ва энергии в небольшом объеме кон-
центрация энергии при Я. в. до-
стигает десятков миллионов кал/см3,
а температура в зоне реакции— десят-
ков миллионов градусов, что в свою
очередь приводит к резкому повыше-
нию давления до миллиардов атмо-
сфер. В момент взрыва вследствие
чрезвычайно высокой температуры
образуется ослепительно яркая ог-
ненная сфера, состоящая из раска-
ленных паров и газов. Радиус сферы
быстро увеличивается вследствие рас-
пространения с огромной скоростью
от центра взрыва ударной волны.
Температура в огненной сфере при
этом резко падает. Напр., при взры-
ве, эквивалентном взрыву 20 тыс. т
тротила, радиус сферы через 10~6 сек.
составляет ок. 15 м, а 1° 300 000°.
Уже примерно через 0,015 сек. ра-
диус увеличивается до 100 м, а тем-
пература падает до 5 000°—7 000°.
Через секунду огненный шар дости-
гает максимальных размеров (радиус
ок. 150 м). Вследствие сильного раз-
режения огненный шар с большой
скоростью поднимается вверх, увле-
кая за собой пыль с поверхности
земли. Остывая, огненный шар прев-
ращается в клубящееся облако, к-рое
вместе с поднятой с земли пылью име-
ет характерную для Я. в. грибо-
видную форму.
В зависимости от важности и ха-
рактера объекта м. б. осуществлены
воздушные, наземные, подземные и
подводные Я. в. В зависимости от
учитываемого действия радиоактив-
ного заражения местности, создавае-
мого взрывом, м. б. применены воз-
душные взрывы низкие п высокие.
ЯДЕРНЫЙ ВЗРЫВ
547
При низких воздушных взрывах ра-
диоактивное заражение местности
наблюдается лишь в р-не эпицентра
(проекция центра взрыва на поверх-
ность земли или воды) в первые часы
после взрыва- При высоких воздуш-
ных взрывах опасное радиоактивное
заражение не наблюдается пи в рай-
ми питания, воздухом. С увеличением
мощности взрыва растет радиус зоны
поражающего действия и меняется
относит, значение каждого поражаю-
щего фактора. Так, при ядерных
взрывах мощностью до неск. тыс. т
Условные обозначения:
поток нейтронов гамма-лучи световое излучение=3
ударная волна Пн
Процесс развития ядерного взрыва: а — в зоне ядерной реак-
ции развивается темп-pa в неск. млн. град, и возникает поток
нейтронов и 7- лучей; б —яркая вспышка, темп-pa продуктов
взрыва до 1 млн. град.; в — образование светящейся области
(огненного шара); г — расширение светящейся области и обра-
зование ударной волны; д — дальнейшее развитие взрыва.
оне эпицентра, ни по следу движения
радиоактивного облака. Для пораже-
ния воздушных целей м. б. произве-
дены ядерные взрывы в стратосфере.
Мощность Я. в. характеризуется
тротиловым эквивалентом. Ядерные
боеприпасы, в зависимости от мощ-
ности, принято делить на 3 калибра:
малый (мощностью неск. тыс. т),
средний (от неск. тыс. до неск. де-
сятков тыс. т) и крупный (сотни
тысяч и миллионы т).
Я. в. существенно отличается от
взрывов обычных авиац. и арт. сна-
рядов и др. средств поражения как
масштабами, так и характером по-
ражающего воздействия. Одноврем.
действие ударной волны, светового
излучения и проникающей радиации
Я. в. обусловливает комбинирован-
ное поражение людей (травмы и кон-
тузии, ожоги, лучевая болезнь). Кро-
ме того, поражения людей возможны
в течение длит, времени и после взры-
ва в результате воздействия радиоак-
тивных излучений на зараженной
местности. Такие поражения вызы-
ваются как внешним облучением, так
и внутренним при попадании радио-
активных продуктов взрыва в орга-
низм с зараженной водой, продукта-
радиус зоны поражения неукрытых
людей определяется в основном про-
никающей радиацией. При более
мощных взрывах роль проникающей
радиации существенно снижается,
а светового излучения и ударной
волны, наоборот, повышается. Вслед-
ствие этого комбинированный харак-
тер поражения людей может наибо-
лее ярко проявляться при Я. в.
средней мощности. Особый случай
представляет собой Я. в. в страто-
сфере, при к-ром радиус зоны пора-
жения экипажей самолетов прони-
кающей радиацией резко возрастает
(по сравнению с наземным взрывом)
за счет меньшего поглощения у-из-
лучения и потока нейтронов в силь-
но разреженной атмосфере.
Серьезным поражающим фактором
Я. в. является радиоактивное зара-
жение местности. Наиболее интен-
сивно радиоактивные продукты взры-
ва выпадают на местность при назем-
ном взрыве, т. к. значит, часть ра-
диоактивных частиц, находящихся
в облаке, имеет сравнительно боль-
шие размеры (десятки и сотни мк).
При воздушных взрывах преоблада-
ющая часть радиоактивных аэрозо-
лей имеет размеры менее 5—7 мк.
548
ЯДЕРНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ
Частицы радиоактивной пыли таких
размеров падают под действием силы
тяжести крайне медленно — милли-
метры в сек. Поэтому даже при оч.
слабом ветре они за время своего
падения рассеиваются на огромном
пространстве и практически не зара-
жают местности. Однако даже воз-
душные Я. в. полностью не исклю-
чают возможности вредного воздей-
ствия радиоактивной пыли на людей.
В результате испытаний Я. в. ко-
личество радиоактивной пыли в воз-
духе и на поверхности земли непре-
рывно увеличивается. Растет кон-
центрация опасных в биологич. от-
ношении долгоживущих изотопов
(Sr90 и др.) в почве, откуда они раз-
личными путями, гл. обр. с продук-
тами питания, могут попасть в ор-
ганизм людей.
При действии па здания, сооруже-
ния, технику, а также на различное
имущество Я. в. вызывает разруше-
ния и мехапич. повреждения, нано-
симые ударной волной, сгорание или
обугливание в результате сильного
нагревания световым излучением,
потемнение стекол оптич. приборов
и засвечивание светочувствит. фото-
материалов под воздействием прони-
кающей радиации. Действие Я. в.
на насел, пункты, в особенности круп-
ные, характеризуется не только силь-
ными разрушениями, но и массовыми
пожарами, могущими возникнуть в
результате как прямого воздействия
светового излучения, так и разру-
шения действующих сетей элек-
тро- и газоснабжения, печей, котлов
и т. п.
ЯДЕРНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ — СМ.
Ядерная силовая установка.
ЯДЕРНЫЙ КОТЁЛ — то же, что
ядерный реактор.
ЯДЕРНЫЙ МАГНЕТОН (ця) — еди-
ница магнитного момента атомных
ядер и составляющих их частиц —
протонов и нейтронов. Я. м. опреде-
ляется аналогично магнетону Бора
с тем только отличием, что вместо
величины массы электрона в выра-
жение Я. м. входит величина массы
протона:
= пЙтз =
эрг!гаусс, где h — Планка постоян-
ная, е — элементарный электриче-
ский заряд, тр— масса протона,
с — скорость света, — магнетон
Бора. Магнитный момент прото-
на не равен Я. м., и магнитные мо-
менты ядер не равны целым или полу-
целым Я. м. (напр., магнитный мо-
мент протона равен 4-2,7927 |хя; нейт-
рона— 1,9131 |ля; дейтрона 4-0,857ня.
ЯДЕРНЫЙ магнитный резо-
нанс — резонансное поглощение
радиоволн ядрами вещества, находя-
щегося в пост, магнитном поле.
Если отдельное атомное ядро со
спином S и магнитным моментом н
поместить в пост, магнитное поле Но,
то, согласно квантовой механике,
величина проекции ядерного маг-
нитного момента на направление
пост, поля примет одно из 2£ + 1
возможных значений. При этом маг-
нитный момент ядра прецессирует
вокруг направления поля Ло с ча-
стотой v0 = Д- Но = где f=-^ ,
т. н. гиромагнитное отношение, а
h — Планка постоянная.
Если же ядро, находящееся в пост,
магнитном поле, одновременно под-
вергнуть действию перем, магнит-
ного поля Нч с частотой v, направ-
ленного перпендикулярно пост, по-
лю, то при v=v0 (резонансе) проис-
ходит квантовый переход, сопровож-
даемый поглощением энергии перем,
поля. Это и есть Я. м. р. Частоты
Я. м. р. в широкой области магнитных
полей соответствуют диапазону ра-
диочастот. Т. к. в практике Я. м. р.
наблюдается не на отдельном ядре, а
на многочисл. совокупности ядер, то,
кроме внешнего пост, поля, на ядро
действуют внутр, поля, создаваемые
соседними ядрами и др. взаимодейст-
виями в веществе. Поэтому результи-
рующее магнитное поле, действующее
на ядро, незначительно отличается
от 1Ц и резонанс наступает не строго
при v=v0, а в нек-ром интервале
частот 3v. Этот интервал gv наз. шири-
ной линии Я. м. р. и служит характе-
ристикой изучаемых веществ.
Существует неск. методов наблю-
дения Я. м. р.: исследуемое вещест-
во помещается в колебательный кон-
тур радиочастотного генератора. Ре-
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
549
зонанс можно наблюдать по увеличе-
нию затухания в контуре, что имеет
место при v=v0 из-за резкого возра-
стания поглощения энергии поля ве-
ществом. Др. методом может служить
метод ядерной индукции: применяют-
ся 2 контура с перпендикулярными
осями, внутри к-рых помещено ис-
следуемое вещество; один из них соз-
дает радиочастотное поле, другой
воспринимает наводимые образцом
эдс индукции.
Я. м. р. широко применяется в на-
уке и технике. Он дает возможность
точно определять спины и магнитные
моменты ядер, получать данные о
структуре различных веществ.В хи-
мии он позволяет наблюдать за тече-
нием реакций и проводить химич.
анализ. Зная гиромагнитное отно-
шение образца, можно с большой точ-
ностью измерять магнитные поля.
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР — устрой-
ство, в к-ром осуществляется управ-
ляемая цепная реакция деления ядер
тяжелых элементов (см. Ядерные
реакции). При делении ядер образу-
ются новые ядра, более легкие
(преим. радиоактивные), испускают-
ся нейтроны, у-лучи и выделяется
значит, количество энергии в виде
кинетич. энергии осколков деления.
В результате захвата части нейтро-
нов деления ураном U238 или торием
Th232 образуются Ри239 и U233.
Важной характеристикой Я. р.
является его критич. масса, т. е. ко-
личество делящегося вещества, при
к-ром становится возможным само-
поддерживающийся цепной процесс
деления. Критич. масса реактора за-
висит от мн. факторов: изотопного
состава делящегося вещества, коли-
чества материалов, поглощающих
нейтроны, количества вещества, спо-
собного замедлять нейтроны, геомет-
рии реактора и др.
Природными делящимися материа-
лами являются уран и торий. Од-
нако, практич. значение для реакто-
ростроения имеют не только природ-
ные изотопы U235, U238, Th232, но и
искусственно получаемые U253, Рп239,
Pu240, Ри241 (см. Ториевый реактор,
Плутониевый реактор). Вероятность
процесса деления того или иного изо-
топа под действием нейтронов различ-
18 «Атомная энергия»
на для различных изотопов, и для
каждого изотопа зависит от энергии
нейтронов.
Изотопы U235, U233, Ри239, Ри241
имеют большую величину сечения
деления на медленных (тепловых)
нейтронах, изотопы U238, Th232, Pu240
имеют значит, вероятность деления
только при взаимодействии с быст-
рыми нейтронами, энергия к-рых
выше 1 Мэв. При делении нейтроны
освобождаются со значительными
скоростями. Ср. энергия нейтронов
деления ок. 2 Мэв. Спектр нейтронов
деления простирается до 14 Мэв.
Критич. масса реактора сущест-
венно зависит от того, какой энергии
нейтроны вызывают большую часть
делений ядер. Это, в свою очередь,
зависит от того, каковы условия для
замедления нейтронов в реакторе. За-
медление нейтронов может происхо-
дить при неупругом рассеянии бы-
стрых нейтронов различными ядрами,
в том числе и ураном. При наличии
легких ядер в реакторе, практически
большое значение имеет замедление
при упругом рассеянии нейтронов
на этих ядрах, к-рые специально
вводятся в реактор как замедлители.
По спектру нейтронов реакторы де-
лят на 3 вида: тепловые, промежуточ-
ные и быстрые.
В тепловых реакторах (см. Реак-
тор на тепловых нейтронах) подав-
ляющая часть деления происходит
при взаимодействии ядер делящихся
веществ с нейтронами, пришедшими
в тепловое равновесие с ядрами сре-
ды и достигшими тем самым энергий,
близких к 0,025 эв.
В промежуточных реакторах (см.
Реактор на промежуточных нейтро-
нах) главная часть делений происхо-
дит при взаимодействии ядер деля-
щихся веществ с нейтронами, не до-
стигшими теплового равновесия, но
уже заметно замедлившимися отно-
сительно спектра деления, т. е. ней-
тронами, имеющими энергию от 1 эв
до неск. тысяч эв.
В быстрых реакторах (см. Реактор
на быстрых нейтронах) деление ядер
происходит гл. обр. под влиянием
нейтронов с энергией больше 10 Кэв,
т. е. на спектре нейтронов, практи-
чески близком к спектру деления.
550
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
В этих реакторах нет замедлителя.
В тепловых он вносится в значит,
количестве. В качестве замедлителей
практически используют: обычную
воду, тяжелую воду, графит, берил-
лий, окись бериллия. Вероятно, най-
дут применение и др. замедлители,
напр. нек-рые органич. соединения.
На природном уране, содержащем
ок. О,7°/о изотопа U235, могут быть
построены только тепловые реакто-
ры. Уран, обогащенный изотопом
U235 (см. Реактор на обогащенном
уране), а также искусственно полу-
ченный плутоний и уран U233 откры-
вают возможность строить промежу-
точные и быстрые реакторы.
По назначению Я. р. можно разде-
лить па след группы. 1) Я. р. для
изучения физич. процессов и получе-
ния численных физич. характери-
стик реакторов, т. н. исследователь-
ские реакторы, отличающиеся боль-
шим количеством экспериментальных
каналов (см. Напал реактора).
2) Я. р. для получения интенсивных
потоков нейтронов (1014 щсмР'сек и
выше) и 7-лучей (испытательный
реактор). 3) Я. р. для накопления
новых изотопов (реактор-размножи-
тель, двухзональный реактор).4) Я. р.
для получения энергии (энергети-
ческий реактор).
Я. р. имеют активную зону, где
идет самоподдерживающийся про-
цесс деления и находятся замедли-
тель и ядерпое топливо, заключен-
ное в тепловыделяющих элементах
отдельно пли в смеси с замедлите-
лем. Ядерное топливо может пред-
ставлять собой как металлич. уран
(торий), так и жидкости и керметы
(см. Реактор на жидком топливе,
Реактор на керамическом ядерном
топливе). Активную зону окружа-
ет отражатель. Я. р. имеет систему
охлаждения, по к-рой прокачивается
охлаждающий теплоноситель, систе-
му регулирования, биологическую за-
щиту, окружающую весь реактор и
предохраняющую персонал от облу-
чения потоком у-кваптов и нейтронов.
Система охлаждения Я. р. предна-
значается для отвода тепла, выделяю-
щегося в активной зоне. Опа состоит
из трактов, по к-рым прокачивается
охладитель. По мере прохождения
через реактор (первичный контур)
охладитель нагревается, а выйдя из
реактора, охлаждается в теплооб-
меннике. По виду охлаждения Я. р.
делятся на реакторы с водяным ох-
лаждением, реакторы с газовым ох-
лаждением, реакторы с жидкометал-
лическим охлаждением, реакторы с
органическим замедлителем и тепло-
носителем.
В зависимости от назначения Я. р.
могут иметь различную мощность.
Изучение физич. процессов в реакто-
ре можно проводить при мощности
всего лишь в.сотые доли ватта. Такие
реакторы наз. физическими, или
реакторами нулевоймощности. В них
нет необходимости отводить тепло.
В реакторах, сооружаемых для по-
лучения сильных потоков нейтро-
нов, стремятся одновременно полу-
чить минимальную мощность. Мак-
симальный поток нейтронов в реакто-
ре пропорционален мощности и обрат-
но пропорционален количеству за-
груженных в реактор способных к
делению ядер. К 1958 уже известны
действующие реакторы с потоком
1013—1015 п/см2-сек.
Реакторы, используемые в энерге-
тич. целях, могут иметь различные
назначения: их устанавливают на
мощных стационарных электро-
станциях, вырабатывающих элект-
роэнергию, монтируют в качестве
основных тепловых агрегатов транс-
портных силовых установок, уста-
новок для получения пром, тепла
(горячей воды), пром, пара и др.
Энергетич. реакторные установки,
помимо реакторов, имеют теплооб-
менники, насосы для прокачки теп-
лоносителя, турбины и различное
вспомогат. оборудование. Реактор-
ные установки могут строиться на
основе различных схем: однокон-
турные, двухконтурные, трехконтур-
ные, смешанного типа. По относи-
тельному расположению делящегося
вещества и замедлителя различают
гомогенные реакторы и гетероген-
ные реакторы (рис.). В гомоген-
ном реакторе делящееся вещество
равномерно смешано с замедлителем.
Примером могут служить раствор де-
лящегося вещества в воде или взвесь
в воде (см. Водный гомогенный реак-
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
551
тор, Реактор на жидкометалли-
ческом топливе, Реактор с тяжелой
водой). Если в блоках замедлителя
равномерно вкраплены частицы де-
лящегося вещества, то такой реак-
Тппы ядерных реакторов. Гетероген-
ные: а — с твердььм топливом и твердым
замедлителем; б — с твердым топливом и
жидким замедлителем, являющимся одно-
временно теплоносителем; в — с жидким
топливом (раствором или расплавом), яв-
ляющимся одновременно и теплоносите-
лем. Гомогенные: г — с жидкой
смесью топлива и замедлителя, являющих-
ся одновременно теплоносителем; д — с
твердой смесью топлива и замедлителя
(I — отражатель; 2 — топливо: 3 — замед-
литель; 4 — теплоноситель).
тор наз. квазигомогенным реактором.
В гетерогенных реакторах (см. табл.
IX) делящееся вещество и замедли-
тель м. б. в виде твердых тел (уран-
графитовый реактор, графитовый
реактор, графито-напгриевый реак-
тор) или один из этих элементов м. б.
жидким (водо-водяной реактор, ре-
актор на жидком топливе, бассейно-
вый реактор, кипящий реактор).
Классификацию реакторов можно
проводить по признакам, данным в
табл.
Регулирование реакторов в прин-
ципе основывается на изменении ор-
ганами регулирования баланса ней-
тронов в реакторе. Практически осу-
ществляются след, способы регули-
рования реакторов: перемещение в
реакторе поглотителей нейтронов,
перемещение части отражателя, пе-
ремещение части делящегося вещест-
ва, изменение концентрации деляще-
гося вещества относительно замед-
лителя, изменение темп-ры среды
реактора (см. Управляющий стер-
жень).
Органы регулирования должны
выполнять след, функции: обеспечи-
вать поддержание мощности (см.
Тепловая мощность) на заданном
уровне; компенсировать избыток ре-
активности (см. Компенсирующий
стержень), создаваемый начальной
загрузкой реактора на определенный
период его непрерывной работы (кам-
панию); быстро останавливать цеп-
ной процесс в реакторе при появле-
нии аварийного сигпала (см. Ава-
ръшный стержень). По роду действия
органы регулирования могут быть ав-
томатическими или действующими от
ручных приводов. В кинетике регу-
лирования реакторов большую роль
играют запаздывающие нейтроны,
значительно увеличивающие среднее
время жизни поколения нейтронов
в реакторе (см. Кинетика реактора).
В паст, время практич. целесооб-
разность следует признать за мно-
гими реакторными композициями.
Как показано в табл., реакторы могут
быть весьма разнообразны по соста-
ву, а это, в свою очередь, дает зна-
чительное их различие по многим по-
казателям; критич. массе, величине
Классификация ядерных реакторов.
Топливо, загружаемое в реактор	Спектр нейтронов	Тепло- носитель	Замедли- тель	Структура активной зоны
Природный уран 	 Обогащенный уран ... Чистые изотопы 		Тепловой Промежу- т очный Быстрый	Газ Обычная вода Тяжелая вода Жидкие металлы	Обычная вода Тяжелая вода Графит Бериллий Окись бериллия	Гомогенная Гетероген- ная
18:
552
ЯДЕРНЫЙ ФОТОЭФФЕКТ
воспроиз-ва (см. Воспроизводство
ядерного топлива), необходимой за-
грузке на кампанию, доступности и
простоте регулирования, экономично-
сти, безопасности и др. Материал для
сравнения реакторов по этим важным
показателям может дать только опыт.
От всех реакторов, кроме падеж-
ной работы, требуется, чтобы они
были безопасны для персонала, на-
селения и окружающей местности.
ЯДЕРНЫЙ ФОТОЭФФЕКТ —
процесс, при к-ром атомное ядро
поглощает у-квант (фотон) достаточ-
но большой энергии и испускает
нуклон — нейтрон или протон, или
а-частицу (или неск. нуклонов, или
неск. а-частиц). К Я. ф. относится
также деление тяжелых ядер под
действием фотонов (т. н. фотоделе-
ние). Наиболее простым примером
Я. ф. является фоторасщепление дей-
трона, при к-ром дейтрон d, погло-
тивший у-квант, превращается в не-
связанные между собой протон р и
нейтрон п: d + у р п.
Для того чтобы эта реакция имела
место, необходимо, чтобы энергия
у-кванта превосходила 2,2 Мэв —
энергию связи дейтрона. Такого рода
фотоядерные реакции (все ядерные
реакции под действием фотонов наз.
фотоядерными реакциями) происходят
и на более тяжелых атомных ядрах,
напр.: 6С12 + у 6CU -J- п. Воз-
никающий в этой реакции изотоп
углерода 6С1Х радиоактивен, что по-
зволяет путем измерения его актив-
ности судить об интенсивности этой
фотоядерной реакции. Радиоактив-
ные продукты фотоядерной реакции
образуются и у большого числа др.
ядер.
Исследование Я. ф. показало, что
механизм этого процесса весьма сло-
жен. Наиболее распространенным
является теоретич. описание Я. ф.
с помощью представления о т. н. про-
межуточном ядре. При этом весь про-
цесс разделяется на 2 стадии. Предпо-
лагается, что сначала у-квант погло-
щается атомным ядром и возникает
возбужденное ядро с энергией воз-
буждения, равной энергии у-кванта.
Затем возбужденное ядро распадает-
ся одним из возможных способов:
испуская нейтрон, или протон, или
а-частицу, или неск. разных частиц.
При этом наиболее вероятным явля-
ется испускание нейтронов, т. к. для
них, в отличие от протонов, несущест-
венен кулоновский барьер ядра. На-
ряду с таким механизмом «испарения»
частиц из возбужденного ядра уста-
новлено существование и прямого
выбивания у-квантами нуклонов из
ядра, когда почти всю энергию
у-кванта забирает один нуклон. Та-
кой процесс особенно существенен
при выбивании протонов из тяжелых
ядер, У к-рых велик кулоновский
барьер.
Характерным свойством Я. ф. яв-
ляется своеобразный вид функций
возбуждения с очень широким мак-
симумом эффективного сечения (по-
рядка Ю-26 см2) при энергии 15—25
Мэв. Этот максимум определяется
суммарной вероятностью поглоще-
ния у-лучей ядрами. Как слишком
большая ширина «гигантского» ре-
зонанса, так и положение его мак-
симума исключает его истолкование
как обычного резонансного пика,
связанного с определенным возбуж-
денным уровнем промежуточного яд-
ра. В паст, время открыта «тонкая
структура» максимума гигантского
резонанса для легких ядер, к-рый,
т. о., можно рассматривать как со-
стоящий из большого числа отдель-
ных линий. Для объяснения функции
возбуждения Я. ф. были созданы раз-
личные теории, основанные как на
представлениях о коллективных дви-
жениях нуклонов в ядре, так и на
модели независимых частиц (см.
Ядерные модели). Выполненные в по-
следнее время на основе оболочеч-
ной модели ядра расчеты дают хо-
рошее согласие с экспериментом. Со-
гласно этой теории, при поглощении
у-квантов происходит возбуждение
нуклона на одном из уровней ядра,
а затем происходит или непосредст-
венное испускание возбужденного
нуклона, или столкновение его с
к.-л. другим нуклоном и образова-
ние промежуточного ядра с после-
дующим его распадом.
Если у-квант имеет энергию, доста-
точную для образования гс-мезона, то
наряду с указанными выше фотоядер-
ными реакциями происходят также
ЯДРО АТОМНОЕ
553
процессы рождения я-мезонов. В от-
личие от рассмотренных выше фото-
ядерных реакций, фоторождение
тс-мезонов наблюдается как на ядрах,
так и на отдельных протонах, напр.
п + к +-
ЯДЕРНЫХ ИЗОМЕРОВ РАЗДЕ-
ЛЕНИЕ — проводится химич. мето-
дом, основанным на разрыве связи
атома, претерпевшего изомерный пе-
реход, с материнской молекулой.
Испускание у-квантов при изомерном
переходе само по себе не может
вызвать разрыва этой связи. Но,
помимо испускания у-квантов, часто
наблюдается испускание электронов
конверсии, за к-рыми следует силь-
ная ионизация электронной оболочки
атома вследствие Оже эффекта. Обра-
зовавшийся атом приобретает не-
обычно высокий положит, заряд и
выбрасывается из материнской моле-
кулы. Его дальнейшее отделение
можно провести с помощью любого
метода изолирования.
ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ ХЙМИЯ-
ббласть науки, занимающаяся изу-
чением ядерных реакций радиохимии,
методами; объектами исследований
являются реакции деления атомных
ядер, процессы взаимодействия слож-
ных атомных ядер с частицами боль-
шой энергии (согни Мэв) — реакции
глубокого расщепления, ядерные
реакции, протекающие под действи-
ем частиц средней и низкой энергии;
ядерные превращения — алъфа-рас-
пад, бета-распад, изомерные перехо-
ды (см. Изомерия атомных ядер)
и т. д. Основным методом Я. р. х.
является выделение продуктов ядер-
ных реакций и ядерных превращений
с помощью изотопных носителей, изу-
чение ядерных характеристик выде-
ленных изотопов и определение
величин выходов. Как правило, это
осуществляется введением в раствор,
в к-ром производится растворение
облученной мишени, определенных
количеств стабильных элементов,
выходы искусственных радиоактив-
ных изотопов к-рых необходимо изу-
чить, после чего производится их раз-
деление обычными химич. методами с
последующей радиохимии, очисткой.
Под выходом того или иного продук-
та реакции подразумевается относит.
число актов взаимодействия, приво-
дящих к образованию данного про-
дукта. Примером типичного ядерно-
химич. исследования является откры-
тие О. Ганом и Ф. Штрасманом деле-
ния урана. Авторы показали с по-
мощью метода изотопных носителей,
что возникшая в облученном нейтро-
нами уране радиоактивность при-
надлежит Ва и La. След., при захва-
те нейтрона ядро урана расщепляет-
ся на 2 осколка неравной массы. Тща-
тельное радиохимии, изучение про-
цесса деления урана позволило уста-
новить природу и характер распреде-
ления выходов осколочных элемен-
тов,что, в частности,совершенно необ-
ходимо для конструирования ядер-
ных реакторов. С помощью,, методов
Я. р. х. были подробно изучены реак-
ции глубокого расщепления. Был ус-
тановлен характер распределения
продуктов реакций по массовым чис-
лам и по заряду ядер, что позволило
сделать предположения о механизме
взаимодействия быстрых частиц с
ядром. Большим разделом Я. р. х.
является получение и изучение транс-
урановых элементов . Я. р. х. изу-
чает также химич. состояние веществ,
образующихся в бомбардируемых
мишенях, смыкаясь в этой своей час-
ти с радиационной химией и горячих
атомов химией. Я. р. х. занимается
также выделением радиоактивных
изотопов без носителя, получаемых
по циклотронным реакциям, что яв-
ляется весьма существенным для
масс-спектроскопии и спектроскопии
атомных ядер.
ЯДРО АТОМНОЕ — положитель-
но заряженная центральная часть
атома, в к-рой сосредоточена основ-
ная его масса. Размеры Я. а. ничтож-
но малы (10"18—10"12 см) по сравне-
нию с размером атома (10~8бш). Я. а.
состоит из протонов и нейтронов,
причем число протонов определяет
заряд ядра Z, а полное число нейтро-
нов и протонов в основном определя-
ет его массу и наз.массовым числом А.
Будучи выражен в элементарных
электрических зарядах, заряд ядра Z
всегда является целым числом, рав-
ным числу протонов в ядре. Заряд
ядра совпадает с порядковым номе-
ром химич. элемента в периодич. сис-
554
ЯДРО АТОМНОЕ
теме элементов Д. И. Менделеева.
В связи с этим число Z часто наз. так-
же атомным номером. Для обозначе-
ния определенного ядра записывают
символ элемента и в качестве индек-
сов указывают Z и А. Напр., 92U238 —
ядро урана с Z=92 и Л=238. Яд-
ра с одинаковым зарядом Z, но
различными А наз. изотопами дан-
ного элемента, а ядра с одинаковым
массовым числом Л, но различны-
ми Z — изобарами. Иногда для ха-
рактеристики ядра данного соста-
ва, т. е. с данными Л п Z, применяют
термин «нуклид», однако большей
частью говорят «изотоп», что, строго
говоря, не отвечает смыслу этого
термина. Помимо Л и Z, ядра ха-
рактеризуются своей точной массой,
энергией связи, радиусом, спином,
четностью, магнитным и электрич.
моментами (см. Моменты ядерные).
Своеобразие Я. а. связано с его чрез-
вычайно малыми размерами, исклю-
чительно. высокой плотностью и оч.
сильным взаимодействием составля-
ющих его нуклонов (большой энерги-
ей связи).
Массы ядер измеряются масс-спек-
трометрами и выражаются в мас-
совых единицах. Масса ядра, выра-
женная в массовых единицах, обычно
неск. отличается от массового числа
(см. Дефект массы). В Я. а., помимо
кулоновских сил отталкивания про-
тонов, между нуклонами действуют
особые силы притяжения, т. н. ядер-
ные силы. Благодаря огромной ве-
личине ядерных сил энергия связи
ядер составляет десятки и сотни
Мэв.
Радиус большинства стабильных
ядер хорошо передается формулой
R=1,4 • 10~13А'!з см, из к-рой следу-
ет, что плотность ядерного вещества
в различных ядрах примерно посто-
янна и составляет огромную величи-
ну порядка 1014 г/см3. Спин ядра вы-
ражается в-^-, где & — квант дейст-
вия, магнитный момент — в ядерных
магнетонах, а квадрупольный элект-
рич. момент —в см2. Эти величины за-
висят от структуры ядра.
Хотя всеобъемлющей теории Я. а.
до сих пор не создано, предложено
неск. моделей Я. а., описывающих
определенный круг свойств атомных
ядер и их превращений; напр., мо-
дель ядерных оболочек описывает
наилучшим способом Я. а. (особен-
но легкие) в основном состоянии;
капельная модель - описывает деле-
ние тяжелых ядер и т. д. (см. Ядер-
ные модели).
ПЕРЕЧЕНЬ ЖУРНАЛОВ, ОСВЕЩАЮЩИХ ВОПРОСЫ
ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ
♦Успехи физических наук»,
М., 1918—.
«Ж урнал физической х и-
м и и», М., 1930—.
«Ж урнал эксперименталь-
ной и теоретической фи-
зик и», М., 19х31—.
«Д о к л а д ы А к а д. наук СССР.
Новая серия», М., 1933—.
«Известия Академии наук
СССР»: Серия геологическая, 1936—;
Серия биологическая, 1936—; Серия физи-
ческая, 1937—; Серия химическая,
1936—89.
«Известия Академии наук
СССР. Отделение техниче-
ских наук», М., 1937—.
«Известия Академии на-
ук СССР. Отделение хими-
ческих наук», М., 1940—.
«Проблемы современной
физик и». Сборники переводов и обзоров
иностранной периодической литературы,
М., 1952—.
«Атомная энергия», М.,1956—.
«Атомная техника за рубе-
ж ом». Ежемесячный сборник переводных
материалов, М., 1957—.
«Вопросы ядерной энерге-
г и к и». Сборники переводов и обзоров
иностранной периодической литературы,
М., 1957—.
«N и о v о С i m е n t о», Bologna, Pisa,
1855-.
«Bulletin of the Atomic
Scientists», Chicago, 1945—.
♦A t о о m», Amsterdam, 1946—48.
«А t о m e s c t Radiations»,?.,
1946—47.
«А tome s», P., 1946—.
«N ucleonics», N. Y., 1947—. C 1952
выходит под заглавием «Nucleonics
N e w s».
«Atomic Scientists News»,
L., 1947—. С сент. 1953 выходит под за-
главием «Atomic Scientists
Journal».
«Nuclear Science Abst-
racts», Oak Ridge (Tenn), 1948—.
«Atomic s», L., 1949—. С июня 1953
выходит под заглавием «Atomics and
Atomic Technology». С ноября
1955 выходит под заглавием «Atomics,
Engineering and Technolo-
g у». С января 1957 выходит под заглави-
ем «Atomics and Nuclear
Energy».
«Atomic Energy», Washington,
1949—. C 1951 выходит под заглавием
«Atomic Energy Newsletter».
«Atomic Digest», L., 1952—.
'«Bulletin of the Insti-
tute of Nuclear Science
BorisKidric h“», Belgrade, 1953—.
♦J о u r n a
g у», N. Y.,
«R a d i a t
1954—.
1 of Nuclear Ener-
195 4-.
ion R e s e a r c h», N. Y.,
«Atomic Energy Guidelet-
t e r», Washington, 1954—.
«Energia Nucleate», Milano,
1954—.
«Journal of Inorganic and
Nuclear Chemistry», L.—N. Y„
1955—.
«Atom prax i S‘>, Karlsruhe, 1955—.
«Atomkernenergie», Munchen,
1955 —.
«Atomic Industry Repor-
ter», Washington, 1955—.
«Atom Industry», L., • 1956—.
«Atomic sand Energy», Johan-
nesburg, 1956—.
«А t о m w i r t s c h a f t», D usseldorT,
1956—.
«Energie N u c 1 6 a i г е», P., 1956—.
«Journal of British Nuc-
lear Energy Conference», L„
1956-.
«Industries a t о m i q u e s»,
Geneve—P., 1955 —.
«International Journal of
Applied Radiation and Iso-
topes», N. Y., 1956—.
«Nuclear Engineering», L.,
1956-.
«Nuclear Instruments», Am-
sterdam, 1956—.
«Nuclear News and Digest»,
N. Y., 1956-.
«Nuclear Physics», Amster-
dam, 1956—.
«Nuclear Power», L., 1956—.
«Nuclear Science and En-
gineering», N. Y., 1956—.
«Atomic Energy Review», L.,
1957—.
«Nuclear Instruments», Amster-
dam, 1957 —.
rmj >
>	’ 1956— .
г mam® j мьж >
1957— .
> 1933 -.
ЖЖ » 1945- .
» ЖЖ» нтохж
friw.» 1955- .
БИБЛИОГРАФИЯ
Настоящая библиография рассчитана на широкий круг научных и ин-
женерно-технических работников — физиков, химиков, биологов, геологов,
медиков и работников других специальностей, интересующихся использова-
нием ядерной энергии.
Рекомендуемая литература содержит более 2000 названий книг, среди
которых многие приводятся впервые, так как ранее являлись фондом Ко-
миссии по атомной энергии США (КАЭ). В настоящее время часть этой
литературы публикуется для международной научной общественности и
в пределах возможного мы старались обогатить ею нашу библиографию.
Обилие литературы по ядерной энергии, издаваемой в последние годы,
не позволяет приводить ее полностью и вынуждает нас отказаться от рекомен-
дации журнальных статей, однако мы помещаем перечень журналов, ос-
вещающих вопросы ядерной энергии, издаваемых в СССР и за рубежом.
Ниже приводится схема классификации библиографии. В каждой руб-
рике схемы литература дается вначале русская, затем иностранная. Внутри
этих разделов расположение хронологическое.
При составлении библиографии использовались обширные русские и
иностранные издания, реферативные журналы, каталоги крупнейших го-
сударственных библиотек и многие другие источники.
Несомненно, однако, что нельзя считать библиографию «Краткой эн-
циклопедии „Атомная энергия"» исчерпывающей, так как ни обилие издавае-
мой литературы, ни экономия места не позволяют этого сделать.
Схема классификации библиографии
I.	Физические основы ядерной тех-
ники
1.	Строение ядер и их свойства
2.	Ядерные реакции
3.	Элементарные частицы
4.	Радиоактивность
5.	Космические лучи
6.	Лаборатории п их оборудование
7.	Ускорители частиц
П. Ядерные реакторы
1.	Общие вопросы
2.	Теория
3.	Типы и конструкции
4.	Переработка и удаление радиоак-
тивных отходов
5.	Заражение радиоактивными вещест-
вами и очистка
III.	Материалы реакторов
1.	Горючее
2.	Замедлители и отражатели
3.	Теплоносители
IV.	Ядерная энергетика
V.	Защита от излучения
1. Детекторы излучений. Дозиметрия
2. Биологическое воздействие излучений
VI. Радиохимия
1. Влияние облучения на различные
материалы
VII. Радиоактивные изотопы
1.	Общие вопросы
2.	Применение в химическом анализе и
химической технологии
3.	Применение в технике
4.	Применение в медицине и биологии
5.	Применение в сельском хозяйстве
VIII.	Ядерная геология
IX.	Атомное вооружение и противоатом-
ная защита
X.	Конференции... (смотри также от-
дельные разделы)
XI.	Справочники и словари
XII.	Научно-популярная литература
XIII.	Библиографические указатели
БИБЛИОГРАФИЯ
557
I. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ
ТЕХНИКИ.
1. Строение ядер и их свойства.
ШпольскийЭ. В., Атомная энергия,
М.—Л., 1946; ПаллардЭ. и Дэвид-
сон В., Прикладная ядерная физика, пер.
с англ.,М,—Л., 1947; П а у л и В., Мезон-
ная теория ядерных сил, пер. с англ.,
М., 1947; Гейзенберг В., Физика
атомного ядра, пер. с нем., М.—Л., 1947;
Дорфман Я. Г., Магнитные свойства
атомного ядра, Л.—М., 1948; Б е т е Г. А.,
Физика ядра, пер. с англ., ч. 1—2, Харь-
ков, 1938—48; Герцберг Г., Атомные
спектры и строение атомов, пер. с англ.,
М., 1948; С е м а т Г., Введение в атомную
физику, пер. с англ., М., 1948; Риц-
лер В., Введение в ядерную физику, пер.
с нем., М., 1948; Фриш С. Э., Спектро-
скопическое определение ядерных момен-
тов, Л.—М., 1948; Бете Г. А., Лекции
по теории ядра, пер. с англ., М., 1949;
Ахиезер А. И., Померанчук
И. Я., Некоторые вопросы теории ядра,
2'изд., М.—Л., 1950; Д э в о н с С., Энер-
гетические уровни ядер, пер. с англ., М.,
1950; Ферми Э., Ядерная физика, пер.
с англ., М., 1951; ШпольскийЭ. В.,
Атомная физика, т. 1—2, М.—Л., 1949—50;
Г р о ш е в Л. В., III а п и р о И. С., Спект-
роскопия атомных ядер, М., 1952; Уровни
энергии легких ядер. Сборник статей,
пер. с англ., М., 1952; Гейзенберг
В., Теория атомного ядра, пер. с нем.,
М., 1953; БлаттДж.,ВапскопфВ.,
Теоретическая ядерная физика, пер. с
англ., М., 1954; Корсунский М. И.,
Изомерия атомных ядер, М., 1954; Из-
мерение сечения поглощения и сечения
радиационного захвата урана — 233 для
котельного спектра нейтронов, М., 1955
(Доклады, представленные СССР на Меж-
дународную конференцию по мирному
использованию атомной энергии); Френ-
кель Я. И., Принципы теории атомных
ядер, 2 изд., М.—Л., 1955; Ландау Л.,
С м ор одинокий Я. М., Лекции по
теории атомного ядра, М., 1955; Неми-
ровский П. Э., Теория полупрозрач-
ного ядра с размытым краем, М., 1955
(Доклады, представленные СССР на Меж-
дународную конференцию по мирному
использованию атомной энергии); Экспе-
риментальная ядерная физика, под ред.
Э. Сегре, пер. с англ., т. 1—2, М., 1955;
Измерение полных нейтронных сечений
изотопов урана — 233. урана — 236, плу-
тония — 239 методом мигающего пучка,
М.,	1955 (Доклады, представленные
СССР на Международную конференцию по
мирному использованию атомной энергии);
Лэпп Р. Э., Эндрюс Г. Л., Физика
ядерного излучения, пер. с англ., М., 1956;
Корсунский М. И., Атомное ядро,
5 изд., М., 1956; Никитин Н. А.,
Физика атома и атомного ядра, М., 1957;
Р о у з М. Е., Поля мультиполей, пер. с
англ., М., 1957;Б э к о нД. Э., Диффракция
нейтронов, пер. с англ., М., 1957; Д и-
р а к П. А. М., Электроны и вакуум, [пер.
с англ.], М., 1957; С е г р е Э., Антипро-
тоны, [пер. с англ.], М., 1957; Китай-
городский А. И., Строение вещества
и его энергия, 2 изд., М., 1957; Савель-
ев И. В., Атомная физика (конспект лек-
ций), М., 1957; Физика деления атомных
ядер [сб. статей], М., 1957; М и д з у-
с и м а С., Строение молекул и внут-
реннее вращение, пер. с англ., М.,
1957; Joyet G-., La decouver-
te du neutron et ]a constitution du
noyau de 1’atome, Lausanne, 1946:
Campi P., Rusconi A., Fisica
nucleare. Dalia pila di volta alia pila ato-
mica, Milano, 1946; McMillan E. M.
[a. o.], Lecture series in nuclear physics,
Washington, 1947; Heisenberg W.,
Die Physik der Atomkerne, 2 ed., Braun-
schweig, 1947; S i z о о G. J., Kernphysica,
Hague, 1947; H о a g J. В., К о r f f S. A.,
Electron and nuclear physics, 3 ed., N. Y.,
1948; Rasetti F., Elements of nuclear
physics, 3 print, N. Y., 1948; Rosen-
feld L., Nuclear forces, v. 1—2, N. Y.,
1948—49; Evans R. D., Introduction
to the atomic nucleus, Cambridge, 1948;
Jolio F., Curie J., G г ё g о i re R.,
Physique nucleaire, P., 1948; Berthe-
lot A., Le noyau atomique, v. 4, P.,
1948; Tables de constantes et donndes
numeriques, t. 2, P., 1948; D a n z e r H.,
Einfiihrung in die theoretische kernphy-
sik, Karlsruhe, 1948; Sexi T., Vorlesun-
gen liber Kernphysik, Wien, 1948; V о g t H.,
Atomenergie und Atomumwandlungen. Eine
Einfiihrung in die aktuellen Probleme
der Kernphysik ftir Techniker und Natur-
wissenschaftler, Darmstadt,' 1948; Foun-
dations of nuclear physics. Facsimiles of
13 fundamental studies as they were ori-
ginally reported in the scientific journal.
With a bibliogr. comp, by R. T. Beyer,
N. Y., [1949]; Rice F., Teller E.,
The structure of matter, N. Y., 1949;
Devons S., Excited states of nuclei,
N. Y., 1949; Gamow G., С r i t c ti-
tle 1 d, Theory of atomic nucleus and
nuclear energy-sources, 3 ed., Oxford, 1949;
Rosenfeld L., Nuclear forces. Section,
v. 2, N. Y., 1949; Bucher Z., Die In-
nenwelt der Atome, Donauworth,» 1949;
P о 1 a г a V., L’atomo e il suo nucleo,
Roma, 1949; В u t t e r F., Nuclear physics,
Cambridge, 1950; Progress in nuclear phy-
sics, v. 1. Ed. by O. R. Frisch, L., 1950;
О r e a r J.,R osenfeldA. H., S c h 1 u-
t e r R. A., Nuclear physics, Chicago, 1950;
J a u c h J. M., Simon A., Some theore-
tical problems in nuclear alignment, Oak
Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Ener-
gy Commis.); Bleuler E., Gold-
smith G. J., Experimental nucleonics,
N. Y., 1952; Rosenfeld L., L’explo-
ration du noyau atomique, P., 1952; Bohr
A., The coupling of nuclear surface oscil-
lations to the motion of individual nucleons,
Kobenhavn, 1952; Guha M. C., The ele-
ments of nuclear physics, Calcutta, 1953;
Crehore A. C., About the atomic nuc-
leus and the Crehore proton and neutron,
Cleveland, 1953; R a m s e у N. F., Nuc-
lear moments, N. Y., 1953; W a r d A. G.,
The temperature coefficients of NRX and
Zeep, [Chalk River], 1953; Particules ton-
damentales et noyaux, P., 1953 (Colloques
internationaux du Centre national de la
Recherche scientifique. 38); S a c h s R. G.,
Nuclear theory, Cambridge, 1953; R i e z-
1 e r W., Einfiihrung in die Kernphysik,
.[15 ed.], Munchen, 1953; Biedenharn
L. C., Rose M. E., Coulomb excitation
558
БИБЛИОГРАФИЯ
of nuclear levels, Oak Ridge (Tenn.),
1954 (U. S. Atomic Energy Commis.);
Ragent B., Lin lor W. I., Experi-
mental search for a coherent nuclear stru-
cture, Oak Ridge (Tenn.), 1954 ((J. S. Ato-
mic Energy Commission Reports); Prog-
ress in nuclear physics, v. 3, ed, by
O. R. Frisch, N. Y., 1954; Explaining the
atom. Revised by Eugene Rabinowitch,
N. Y., 1954; H u n t 1 e у H. E., Nuclear
species, N. Y., 1954; К a h a n Th., Phy-
sique nucleaire, P., 1954; Bohr A., Ro-
tational states of atomic nuclei, Copen-
hagen, 1954; ChoudhuryD. C., In-
termediate coupling calculations in the
unified nuclear model, Kobenhavn, 1954
(Det Kgl. Danske Videnskabernes selskab.
Matematisk-fysiske meddelelser, Bd 28,
№ 4); Symposium on molecular physics,
Nikko, 1953 [Proceedings], Tokyo, 1954;
T e e n b e r g E., Shell theory of the
nucleus, [L.], 1955; A table of nuclear
moment data. Ed. by H. E. Walchli,
Febr. 1, 1955, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); A table
of nuclear moment data. Ed. by H. E. Wal-
chli. April 1, 1953, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Rose M. E. [a.o.], К-shell internal con-
version coefficients revised tables, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Havens W. [a. o.], The
anomalous 2.05 cv level in U235, Oak Ridge,
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Nuclear level schemes. A-40—
A-92. (Covering the elements ca—zr). June
1955. A collection of diagrams showing
positions and properties of nuclear energy
levels, characteristics of radioactive decay
and nuclear reactions, together with a
tabular compilation of the experimental
data and bibliographic references to the
original papers, K. Way, R. W. King,
G. L. McGinnis, R. van Lieshout, Was-
hington, 1955 (United States Atomic Energy
Commission); Duffield R. B., The
fission energy barrier, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commision);
Birnbaum W. [a. o.J, Nuclear radii
and transparencies from inelastic cross-
section measurements, Oak Ridge (Tenn.),
1955 (U. S. Atomic Energy Commission);
Be the H. A., The properties of atomic
nuclei, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commision); Creagan R. J.,
Lecture series on nuclear physics for en-
gineers, Oak Ridge (Tenn), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Stern H. E.,
An estimate of the neutron reflection coef-
ficient using the concept of removal cross
section, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); D i v e n В. C.,
The fission cross section of U235 from
0,4 to 1,6 Mev, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Hicks H. G. [a. o.], Formation cross
section of various U238 fission products
as a function of bombarding deuteron energy
from 19 to 190 Mev, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Course in nuclear physics for engineers,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); J а у К. E. В., Ato-
mic energy research at Harwell, L., 1955;
Kaplan I., Nuclear physics, Cambrid-
ge, 1955; Andrew E. R., Nuclear mag-
netic resonance, Cambridge, 1955; Evans
R. D., The -atomic nucleus, N. Y.—L.,
1955; M а у e r M. G., J e n s e n J. II. D.,
Elementary theory of nuclear shell structure,
N. Y., 1955; Adkins R. N., A theore-
tical investigation of the structure of odd-
odd nuclei. A dissertation, Washington,
1955; Shankland R. S., Atomic and
nuclear physics, N. Y., 1955; The Procee-
dings of the 1954. Glasgow Conference
on nuclear and meson physics. Conference
sponsored by the International union of
pure and applied physics. Ed. by E. H. Bel-
lamg, R. G. Moorhouse, L.—-N. Y., 1955;
Halliday D., Introductory nuclear
physics, 2 ed., N. Y., 1955; G г e e n A. E. S.,
Nuclear physics, N. Y., 1955; Buyle-
B о d i n M., Etude de la resonance quadru-
polaire nucleaire, P., 1955; G a b i 1 1 a r d
R. [e.a.], La r£sonance paramagnetique
nucleaire. Moments dipolaires et quadripo-
laires, [P.], [1955]; Espe W., Kuhn
A., Elementare Grundlagen der Kernphysik.
Eine Zusammenstellung ihrer wichtigsten Be-
griffe und Gesetzmassigkeiten, Lpz., 1955;
Gustafson T., On the potential col-
lective flow of a rotating nucleus with non-
ellipsoidal boundary, Kobenhavn, 1955;
В ohr A., Mottel son B. R., Moments
of inertia of rotating nuclei, Kobenhavn,
1955 (Det. kgl. Danske videnskabernes
selskab. Matematisck-fysiske meddelelser.
Bd 30, N 1); N i 1 s s о n S. G., Bending
states of individual nucleons in strongly
deformed nuclei, Kobenhavn, 1955 (Det.
Kgl Danske videnskabernes selskab. Mate-
matisk-fysiske meddelelser, Bd 29, № 16):
Blomeke J. O., Nuclear properties
of U235 fission products, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
Progress in nuclear energy, Ser. I—Physics
and mathematics, v. 1, Eds R. A. Charpie
[a.o.], L., 1956; Jones G. O. [a.o.],
Atoms and the universe. An account of
modern views on the structure of matter
and the universe, L., [1956]; К о pter-
in a nil H., Kernmomente, 2 Aufl., Frank-
furt am Main, 1956; К e r m a n A. K., Ro-
tational perturbations in nucleiapplication
to wolframi 83, Kobenhavn, 1956; Heck-
stall-Smith H. W., Intermediate elect*
rical theory, pt. 3—The bases of atomic
physics, L., 1956; Progress in nuclear phy-
sics, v. 5, ed. by O. R. Frisch, L., 1956;
Hendrickson T. J. and Keller
J. M., Ferromagnetic-antiferromagnetic pha-
se transitions, [Ames, (Iowa)], 1956; Wil-
lis В. H. and S t a b 1 e f a r d С. V.,
High-energy particle data, v. 1, [Berkely],
1956; К о 1 s к у H. G., G i 1 m e r R. M.
and Gilles P. W., The thermodynamic
properties of 54 elements considered as
ideal monatomic gases, [Los Alamos],
1956; Kaufman I., Theoretical and ex-
perimental evaluation of the rebatron a relati-
vistic electron bunching accelerator, [Urbana
(Illinois)], 1956; В e 11 i c a r d Y. B., Etude
an spectrometre £ a double localisation d’6-
lectrons de faibles energies emis par les sub-
stances radioactives, [Lyon], 1956; С n e m-
1 a M., Diffusion d’ions radioactifs dans
lescristaux, application, [P.], 1956; L a n-
gevin-Joliot H., Contribution a
1’dtude des phenomenes de freinage interne et
d’autoionisation assosies a la disintegration
p, [P.], 1956; H d f 1 i n g O,, Atombau und
БИБЛИОГРАФИЯ
559
Quantentheorie, Bonn — Hannover — Stutt-
gart, [1956]; Jordan P., Atom und
Weltall. Einfiihrung in den Gedankenin-
halt der modernen Physik, Braunschweig,
1956; PichtJ., Vorlesungen uber Atom-
physik, Bd 1, B., 1956; European organisa-
tion for nuclear research symposium on
high energy acceleratars and ion physics, Ge-
neva June 1956. Proceedings, v. 1—2, Ge-
neva, 1956; Oppen heimerR., The con-
stituton of matter, Eugene (Oregon), 1956;
Wapstra A. H., Samenwerking en wer-
kverdeling in de kernphysica, Amsterdam,
1956; Rutgers A., Physische scheikunde,
dl 1, 3 druk, Graningen-Djakarta, 1956;
Grundlagen undArbeitsmethoden der Kern-
physik [сб. докладов], Hrsg. von G.Herts,B.,
1957; Littler D. J. and R a f f 1 e r
J. E., An introduction to reactor physics,
L., 1957; De a nG. E., Report on the atom,
2 ed., N. Y., 1957;S u 1 1 i v a n W. H., Tri-
linear chart of nuclides, 2 ed., Washington,
[1957]; Murray R. L., Nuclear reactor
physics, Englewood Cliffs, 1957; В h a r
B. N., Some observations on proton mag-
netic resonance in hydrogen-bonded sys-
tems, Uppsala, 1957; Erdman P. O.,
Contributions to the theory of alpha decay,
Uppsala, 1957; Davison B. [and]
Sykes Y. B., Neutron transport theory,
Oxford, 1957; Rose M. E., Elementary
theory of angular momentum, N. Y., 1957;
Craig D. S. and Pearce R. M.,
Prediction of the physical properties of
PTR, [Chalk River], 1957; D r a k e G. M.
and Peebles F. N., An experimental
study of the- performance characteristics
of a continuous counter current ion exchange
column, [Knoxville], 1957; H ugliesD. J.
and Schwarts R. S., Neutron cross sec-
tions. Supplement № 1, [Brookhaven], 1957;
Argonne National Laboratory. Radiologi-
cal physics division semiannual report,
July through December 1956, [Lemont],
1957; Argonne National Laboratory physics
division summary report. September through
'	гг 1956,	[Lemont],	1957;	Oak
National	Laboratory	Physics	di-
___________1_____1	report	for
period	ending, September 1956, [Oak	Ri-
dge], 1957; Atomic Energy of Canada Ltd.
Chalk River Project. Physics division
progress report for Oct. 1 1956 to Dec.
31 1956, [Chalk River, 1957]; Halli-
day D., Introduction a la physique nucle-
aire, P., 1957; В a r r i о 1 J., Les moments
dipolaires, P., 1957; Broglie L. de.,
Mdcanique ondulatoire du photon et theorie
quantique des champs, : 2 dd., P., 1957;
Introduction an genie nucleaire, v. 2,
P., 1957; C a h e n G. et T r e i 1 1 e P.,
Precis d’energie nucleaire, P., 1957; Bohm
K. und Dorge R., Gigant Atom, [2.
Aufl., B.], 1957; Matthes F., Elemente,
Atome, Isotope. Lpz.—Jena, [1957]; В r u n-
n e r J. R., Die Atomkern-Energie, Zurich,
1957- A 1 d e r K. and W i n t h e r A.,
Tables of the classical orbital integrals in
Coulumb excitation [Copenhagen], 1957
(Dansk videnskabernes selskab. Mathema-
tisk-fysiske meddelelser, bd 31, № 1);
H о r a k Z., Uvod do molekulove a ato-
move fusiky, 2 vyd., Praha, 1957; Ford
G. P., Stanley C. W., The fraction of
the mass 141 chain formed independently
as La111 in the thermal neutron fission of
December 1956, [Lemont],
Ridge 1--------' I—
vision semiannual progress
U235, oak Ridge (Tenn.), [195—] (U. S. Ato-
mic Energy Commission).
2.	Ядерные реакции
Г о л ь д с м и т Г. [и др.], Нейтрон-
ные эффективные сечения элементов. Ат-
лас, пер. с англ., М., 1948; Нейтронные
эффективные сечения элементов. Сборник
статей, пер. с англ., М., 1951; Сели-
п о в И. П., Атомные ядра и ядерные
превращения, М., 1951; В а й с к о п ф В.,
Статистическая теория ядерных реакций,
пер. с англ., М., 1952; Ядерные реакции
при больших энергиях. Сборник пере-
водов, ч. 1—2, М., 1953; Атлас эффективных
нейтронных сечений элементов, под ред.
Ю. В. Адамчука, М., 1955; Гейлик-
ман Б. Т., Некоторые вопросы деления
ядра, М., 1955 (Доклады, представленные
СССР на Международную конференцию
по мирному использованию атомной
энергии); Грошев Л. В. [и др.], Ис-
следование гамма-лучей, испускаемых яд-
рами при захвате тепловых нейтронов,
М., 1955 (Доклады, представл. СССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Измерения резонансных интегралов по-
глощения для различных веществ и коэф-
фициента размножения (эффективного числа
вторичных нейтронов) на резонансных
нейтронах для делящихся изотопов, М.,
1955 (Доклады, представл. СССР на
Международную конференцию по мирному
использованию атомной энергии); Изме-
рения сечений деления и полных сечений
некоторых изотопов тяжелых элементов
на монохроматических нейтронах, выпол-
ненные на механическом селекторе, М.,
1955 (Доклады, представл. СССР на
Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Носов В. Г., К теории деления ядер
вблизи порога, М., 1955 (Доклады, прел-
ставл. СССР на Международную кон-
ференцию по мирному использованию
атомной энергии); Рассеяние медленных
нейтронов на орто- и пара-дейтерий, М.,
1955 (Доклады, представл. СССР па
Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Пасечник М. В., Неупругое рассея-
ние быстрых нейтронов атомными ядрами.
М., 1955 (Доклады, представл. УССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергию;
А г а ф о ш и н Н. П., Ядерные реакции.
Лантаниды и актиниды, М., 1956; Кур-
чатов И. В., О возможности создания
термоядерных реакций в газовом разряде
(Обзор некоторых работ АН СССР), М.,
1956; Физика деления атомных ядер [сб.
статей], М.,	1957; Эндрю Э. Р.,
Ядерный магнитный резонанс, пер. с
англ., М., 1957; Михайлов В. А.,
Физические основы получения атомной
энергии, 2 изд., М., 1958; К о т х а р п,
Б х а б х а X. и К х а н о л к о р, Ядер-
ные взрывы, пер. с англ., М., 1958;
Месси Г. и. Бархоп Е., Элект-
ронные и ионные столкновения, пер. с
англ., М., 1958; Greisen К. I., Ine-
lastic scattering of neutrons, Oak Ridge
(Tenn.), 1947 (U. S. Atomic Energy Commi-
ssion); Nuclear fission and atomic energy,
By. W. E. Stephens (ed.), Lancaster, 1948;
560
БИБЛИОГРАФИЯ
Weinberg А. М., Noderer L. С.,
Theory of neutron chain reactions, Oak
Ridge (Tenn.), 1951 (U. S. Atomic Energy
Commission); Allard G. A., Activation
of a fluid circulating through a neutron
flux, Oak Ridge (Tenn.), 1951 (U. S. Atomic
Energy Commission); Bloom A. L., Ex-
periments on scattering of 190 MEV deu-
terons by protons, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Knable N., The yield of neutral mesons
from proton bombardment of hydrogen and
deuterium, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U. S. Atomic Energy Commission); Hug-
hes D. J., Neutron cross sections. A com-
pilation of the AEC Neutron cross section
Advisory Group, Washington, 1952; В o-
1 о m e у R. A., The preparation of thin
and of thick targets to be bombarded by
positive particles, Oak Ridge (Tenn.), [1952],
(U. S. Atomic Energy Commission); Wa t-
s о n К. M., Brueckner K. A., Scatte-
ring theory and its applications, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy
Commission Reports); О 1 e к s a S., The
inelastic scattering cross section of lead.
Oak Ridge (Tenn.), 1953 (U. S. Atomic
Energy Commission Reports); Gil esP. C.,
The scattering of electrons by atomic nuclei,
Oak Ridge (Tenn.), 1953 (U. S. Atomic
Energy Commission Reports); Cohen
B. L., On the statistical theory on nuclear
reactions, Oak Ridge (Tenn.), 1953 (U.S. Ato-
mic Energy Commission); Proceedings of
the Mev neutron cross sections conference,
Oak Ridge (Tenn.), 1953 (U. S. Atomic Ener-
gv Commission Reports); Quarterly progress
report for the period ending June 30 1953,
[By] C. J. Rodden, [New Brunswick, 1953]
(New Brunswick Laboratory); В e 1 1 i n f an-
te F. J., M 0 1 1 e r C., On the relation
between the time dependent and stationary
treatments of collision processes, Koben-
havn, 1954 (Det Kongelige Danske videns-
kabernes selskab. Matematisk-fysiske med-
delelser. Bd 28, № 6); В e r t h e 1 о t A.
[e. a.], Evolution de la distribution angu-
laire des protons Ole (d. p) O17 au voisinage
d’une resonance de capture du deuteron,
Saclay, 1954; Y e a t e г M. L. [a. o.],
A high-resolution measurement of the fis-
sion cross section of U-235 in the energy
range 1 to 40 Kev using the Ge betatron velo-
city selector, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Sny-
der A. W., Zaffarano D. J., De-
vice for detection and identification of char-
ged particles from photonuclear reactions,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); P e a s 1 e e D. C.,
Reduced neutron widths in fission resonan-
ces, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Heckman
R. A., Egan C. J., The fate of deuterons
in solid aluminum targets, Oak Ridge
(Tenn.), 1955 (U. S. Atomic Energy Com-
mission); H e r w i g L. О., M i 1 1 e r G. H.,
Ionization yields of fission fragments in
gases, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commision); GaertnerE. R.
[a. o.], A study of neutron capture in sa-
marium, tantalum, gold, molybdenum and
gadolinium, and transmission of manga-
nese, cobalt, copper and zinc with the KAPL
betatron neutron velocity selector, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); A г о n W. A. [a. o.], Range-
energy curves (2-d rev. 1949), Oak Ridge
(Tenn.), [1955], (U. S. Atomic Energy Com-
mission); M i 1 s t e d J. [a. o.], Production
of transuranium elements by heavy ion bom-
bardment, pt. 1, Harwell, 1956; Mack-
lin R. L., P о m e r a n с e H. S.,Reso-
nance capture integrals. Progress in nuclear
energy, v. I, L.—N. Y., 1’956; К e e p i n
G. R., Delayed neutrons. Progress in nuc-
lear energy, v. 1, L.—N. Y., 1956; Glen-
d e n i n L. E. [a. o.], A consideration of
the variation of nuclear charge among the
primary fission products, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
Garabedian H. L., Schiff R. R.,
The effective xenon cross section, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U.S. Atomic Energy Commis-
sion); A г г о 1 W.J. [a. o.], The routine
production of zirconium-tritium and zirconi-
umdeuterium targets, Harwell (Berks), 1956;
V о r t m a n L. J., Evaluation of various
types of personnel shelters exposed to an
atomic explosion, Battle Creek (Michi-
gan), 1956; D e b e a n D. E., Evaluation
of porous materials for boundary-layer con-
trol. Nov. 1954 to Sept. 1956, [Columbus
(Ohio)], 1956; Basic research with high
energy electrons and X-rays produced
by a 300 • Mev synchrotron. Progress
report, [Lafayette (Indiana)], 1956 (Pur-
due Research Foundation); Swarts E.
L., The action of molten uranium on gra-
phite, Schenectady (N. Y.), 1957; Han-
ch e r C. W., H i g g i n s I. R. and Tay-
lor J. S., Uranium recovery from ore
by a Higgins ion-exchange contractor at
Grand Juction pilot plant, [Oak Ridge
(Tenn.)],	1957; Bagge E., D i e b-
ner K., J а у K., Von der Uranspaltung bis
Calder Hall, Hamburg, [1957]; Hartree
D. R., The calculation of atomic structures,
N. Y., 1957; Cork J. M., Radioactivity
and nuclear physics, 3 ed., Princeton,
[1957]; L 6 s c h e A., Kerninduktion,
B., 1957; Blin-Stoyle R. J., Theo-
ries of nuclear moments, Oxford, 1957;
Wendt G., Prospects of nuclear power
and technology, N. Y.—Toronto—L., 1957;
Annual Review of nuclear science, v. 6,
ed. by J. G. Beckerley [a. o.], [N.Y.,1957];
G u e b e n G., Phenom Sues radioactifs
et introduction a la physique nucleaire,
2 ed., Liege —P., [1957]; Watt В. E.,
Energy spectrum of neutrons from fis-
sions induced by thermal neutrons; Oak
Ridge (Tenn.), [195—](U. S. Atomic Energy
Commission); Certaine J., Aron-
son R., Distribution of fission neutrons
in water at the indium resonance energy,
(Oak Ridge (Tenn.), [195—] (U. S. Atomic
Energy Commission); В a t z e 1 R. E.,
Coleman G. H., Cross sections for
formation of Be—7 from beryllium bombar-
ded with helium ions, deutrons, and pro-
tons, Oak Ridge (Tenn.), [195—] (U. S. Ato-
mic Energy Commission).
3.	Элементарные частицы
Мезон,под ред. И.Е. Тамма, М.—Л.,1947;
Стрэнатан Д., «Частицы» в современной
физике, пер. с англ., М.—Л., 1949; Вла-
сов А. А., Теория многих частии, М.—Л.,
1950; Теория элементарных частиц. Опы-
ты с частицами и т-квантами большой
энергии, М., 1950 (Науч.-реферативный
БИБЛИОГРАФИЯ
561
сборник по некоторым вопросам совре-
менной физики по материалам иностр,
период, литературы. Серия 2, Вып. 1);
Бор Н., Прохождение атомных частиц
через вещество, пер. с англ., М., 1950;
Ферми Э., Элементарные частицы, пер.
с англ., 2 изд., М., 1953; Власовы. А.,
Нейтроны, М., 1955: М а р к о в М. А.,
О систематике элементарных частиц, М.,
1955; Б а т ь Г. А., Зарецкий Д. Ф.,
Решение обобщенной задачи Милна, М.,
1955 (Доклады, представленные СССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Ферми Э., Лекции о к -мезонах и
нуклонах, пер. с англ., М., 1956; Ш в е-
бер С., Бете Г., Гофман Ф., Ме-
зоны и поля, пер. с англ., т. 1, М., 1957;
Новые свойства симметрии элементарных
частиц. Сб. статей, цер. с англ., М., 1957;
Спитцер Л., Физика полностью иони-
зированного газа, пер. с англ., М., 1957;
Beckerley J. Б., Neutron physics —
a revision of I. Halpern’s notes on E. Fer-
mi’s lectures in 1945, Oak Ridge (Tenn.),
[1949] (U. S. Atomic Energy Commission);
Heisenberg W., Two lectures. N 1—
The present situation in the theory of ele-
mentary particles. N 2 — Electron theory
of superconductivity, N. Y., 1949; S n y-
d e r W. S., Powell J. L., Absorption
of gamma rays, Oak Ridge (Tenn.), [1950]
(U. S. Atomic Energy Commission); H a-
vens W. W., Rainwater L. J.,
Slow neutron transmission of thorium, Oak
Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Energy
Commission); R о s e n b 1 u m E. S., Gram-
ma ray obsorption coefficients in lead and
uranium at 5 and 10 mev, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Simane C., UrychlovaCe iontu a electro-
nu, Praha, 1953; W i 1 1 i s В. H., High
energy particle data, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
Frankel S., Nelson E., Methods
of treatment of displacement integral
equation, Oak Ridge (Tenn.), [1953]
(U. S. Atomic Energy Commission Reports);
С о e n s g e n F. H., The electron Compton
effect at 250 mev., Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission
Reports); C a s e К. M., H о f f m a n n F. de
P 1 a c z e k J., Introduction to the theory
of neutron diffusion, v. 1, Washington, 1954;
W i 1 e t s L., Excitation of nuclear rota-
tional states in mesonic atoms, Kobenhavn,
1954; D a r d e 1 G. F., The interaction of
neutrons with matter studied with a pulsed
neutron source, [Stockholm], 1954; Fesh-
b a c h Ы. [a. o.J, Tables of penetrabilities
for charged particle reactions, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Aronson R., Neutron pe-
netration in hydrogen, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission):
А г о n W. A., The passage of charged par-
ticles through matter, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
High energy nuclear physics. Proceedings
of the Fifth annual Rochester conference.
January 31 —February 2, 1955, N. Y.,
>955; Walker D., Heavy ions of high
energy. Progress of nuclear physicfl, v. 4,
L.—N. Y., 1955; S c h w e b e r S.S. [a. o.],
Mesons and fields, v. 1, N. Y., 1955;
Mills M. M., Theory of atomic displace-
ments produced by fast electrons, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Nervi k W. E., Tantalum spal-
lation and fission induced by 340 mev pro-
tons, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); В a u e r H. О. M.,
Uber die Grenzgeschwindigkeit der Energie
im «Inneren» von Elektronen und Positro-
nen und einige bemerkenswerte Folgerun-
gen fur die Theorien der Elementarladungen
und des Atombaus, 2 Aufl., Kiel, [1955];
Hurwic J., Skladniki elementarne ma-
terii, [Warszawa], 1955; Ion exchange and
its applications, L., 1955; BiehlA. T.,
Woods D., Intra-cell neutron densi-
ties, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S.
Atomic Energy Commission); Sham b e r-
ger R. D. [a. o.], The transmission
of neutrons and gamma-rays through
air slots, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission);
S h a m b e r g e r R. D. [a. o.], The
transmission of neutron through straight
slots of water, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission); High
energy nuclear physics. Proceedings of. the
Sixth annual Rochester conference. April
3—7 1956, N. Y., 1956; Bitter F.,
Currents, fields, and particles, N. Y.,
1956; N i j b о e r B. R. A., Electronen en
nucleonen, de bouwstenen der materie,
Amsterdam, 1956; Gol dsteinM.,Tha-
1 e r R. M., Biedenharn L. C., A
tabulation of the radial coulamb integrals
(m, n, 1), [Los Alamos], 1956; В rim b or g
S., On the scattering of slow neutrons by
hydrogen molecules, Stockholm, 1956;
I 1 о f f E. L., Interactions and lifetimes of
К mesons, [Berkeley (Calif.)], 1956; Feat-
herston F. H., Interactions of negati-
ve К mesons in flight in nuclear emulsion,
[Berkeley (Calif.)], 1957; В 1 i n-S t о у 1 e
R. J., Theories of nuclear moments, L.,
1957: Davison B. with the collabara-
tion of J. B. S у h e s, Neutron transport the-
ory, Oxford, 1957; C am e г о n A. G. W.,
A revised semi-empirical atomic mass
formula... [Chalk River], 1957; Davi-
son B. and Syhes J. B., Neutron
transport theory, Oxford, 1957; Das Atom
und die neue Physik. Beitrage..., Hrsg.
v. G. Schroder, [B.—Frankfurt a. M.], 1957;
HuiskampW. J., Curculgr polarizati-
on of gamma rays emitted from oriented
nuclei, Utrecht, 1958; Soisson H. E.,
Activation procedures for producing ma-
ximum secondary electron yields on ele-
ctron multiplier surfaces, Oak Ridge
(Tenn.), [195—] (U.S. Atomic Energy Com-
mission).
4.	Радиоактивность
Кюри M., Радиоактивность, пер. с
франц., М.—Л., 1947; Исследование радио-
активных излучений кристалл-диффр ак-
ционным методом. Сборник статей,
пер. Р. Л. Баринского, М., 1949; Па-
рамагнетизм ядер и распад, М., 1950;
Санин А. А., Радиотехнические методы
исследования излучений, М.—Л., 1951;
Джелепов Б. С., Зырянова Л.,
Таблицы по бета-распаду, Л., 1952; Боч-
карев В. [и др.], Измерение активно-
сти источников бета- и гамма-излучений,
М., 1953; Заборе нк о К. Б., Радио-
активность, М., 1953; Верховская
562
БИБЛИОГРАФИЯ
И. Н., Универсальный метод расчета
«справки на радиоактивный распад,
М., 1954; Исследование бета-распада нейт-
рона, М.» 1955 (Доклады, представл.
СССР на Международную конференцию
по мирному использованию атомной энер-
гии); Мурин А. Н., Введение в радио-
активность, Л., 1955; Спивак П. Е.
(и др.], Исследование ₽- распада ней-
трона, М., 1955 (Доклады, представл.
СССР на Международную конференцию
по мирному использованию атомной энер-
гии); Горшков Г. В., Гамма-излуче-
ние радиоактивных тел, Л., 1956; Г у-
с е в Н. Г., Справочник по радиоактивным
излучениями защите, М., 1956; Дже-
ле п о в Б. С., Зырянова Л., Влия-
ние электрического поля атома на бета-
распад, М.—Л.,	1956; Джелепов
Б. С., П е к е р Л. К., Схемы распада
радиоактивных изотопов, М.—Л.,	1956;
Слив Л. А., Банд И. М., Таблицы
коэффициентов внутренней конверсии гам-
ма-излучения, ч. 1, М.—Л., 1956; Сыр-
н е в В. П., Петров Н. П., Радиоак-
тивные излучения и их измерения, М.,
1956; Ж о л ио-Кюри Ф., Избранные
труды, пер. с франц., М., 1957; Бло-
хин М. А., Физика рентгеновских лу-
чей, 2изд., М., 1957; Cottrell W. В.,
McCurdy Н. С. and Livingston
R. S., Calutron ion output and efficiensy
as a function of magnetic field, [Oak
Ridge], 1948; Rowland J., Atoms,
electrons and rays, L., 1948; Mattauch
J., Fiinfzig Jahre Radioaktivitat von
Henri Becquerel bis Otto Hahn, Mainz,
[1948]; Hahn O., Desintegracion atomica
у nuevos elementos artificiales, Barcelona,
1948; Hahn O., Kiinstliche neue Elemente.
Voin Un wagbaren zum Wagbaren, Wein-
heim, 1948; Moon P. B., Artificial radio-
activity, N. Y., 1949; Crowther J. A.,
Jons, electrons, and ionizing radiations,
L., 1949; Tralli N„ Rose M. E.,
Effect of the finite size of the nucleus on
internal conversion, Oak Ridge (Tenn.),
[1949] (U. S. Atomic Energy Commission);
M a s s e у H. S. W., Negative ions, Camb-
ridge, 1950; Cork J. M., Radioacti-
vity and nuclear physics, N. Y., 1950;
S pi ess F. N., Some short-lived alpha
emitters in the neighborhood of polonium
211, Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Rutherford
E. [a. ' o.], Radiations from radioactive
substances, [2 ed.], Cambridge, 1951;
Ergen W. K., Hard gamma emitters
among fission fragments, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Cox S. H., Laslelt L., Radiations
of certain synchrotron-induced radioactivi-
ties, Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Dismuke N.,
Rose M. E., P e г г у C. L., Fermi fun-
ctions for allowed beta transitions, Oak
Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Atomic Energy
Commission); В 1 i z a r d E. P., Maien-
schein F. C., Sources of radiations,
Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Atomic
Energy Commission); Z im en К. E.,
Angewandte Radioaktivitat, B., 1952; В e-
h о u n e k F., Um£la radioaktivita, Praha,
1952; Behounek F., Radioaktivita,
1, vyd., Praha, 1952; Wap st a A. H.,
The decay schemes of Pb 209, Bi 207 and
Bi 214—and the binding energies of the
heavy nuclei, Amsterdam, 1953; Lies-
hout R. van., De wisselwerking in de
theorie van de beta radioactiviteit, Graven-
hage, [1953]; E i c h e 1 b e r g e г J. F.,
A calorimetric determination of the half
life of polonium-210, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
Curie M., Promieniotwtfrczosd, Wars-
zawa, 1953; Chadwick J., Radio-
activity and radioactive substances, 5 ed.,
N. Y., 1953; Crandall W. E. and
Millburn G. P., Total neutron yield
from targets bombarded by deutrons
and protons, [Berkeley], 1953; Trey
F. und L e g a t - W., Einfiihrung in
die Untersuchung der Kristallgitler mit
Rontgenstrahlen, W.,	1954; Radiation
effects quarterly progress report, Janua-
ry — March 1954, [Downey (Calif.)], 1954
(North American Aviation Incorparated);
A b s a 1 о m R. M. [a. o.], Studies on the
diffusion of fission neutrons through ura-
nium, Harwell (England), 1954; Story
J. S., Nuclear data series, pt. 2, [Harwell],
1954; Selman J., The fundamen-
tals of x-ray and radium physics, Spring-
field, 1954; Hutchinson W. Р.»
White A. G., A calorimetric determina-
tion of the half life of Cm242, Harwell, 1954;
S a v e 1 P., La decouverte de la radioactivite
artificielle, P., 1954; Joliot-Curie
I., Naturalne pierwiastki promieniotworcze,
Warszawa, 1954; Gugenberger P.,
Table de distribution desperiodes des noyaux
radioactifs, Saclay, 1954; Duruy G.,
Radium, radioactivite, energie nucleaire,
P., 1954; A 1 b e r s-S c h 6 n b e r g H. E.,
Der Einfluss der elektrischen Quadrupob-
wechselwirkung auf die Richtungskorrela-
tion sukzessiver Kernstrahlungen (Cd111),
Basel, 1954; Winter R. G., Double
beta-decay, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); W e i n-
berg L. H., Stone H., Calculation of
the bremsstrahlung from Li-8 electrons,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Standard operating
procedure for thorium chip.processing, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission ; Selig H., Search for long-
lived natural beta radioactivities, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Sampson J. B., Hur-
witz H., Dependence of a of U-235 on
temperature, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Rose
M. E. [a. o.], Tables for the analysis of
allowed and forbidden beta transitions,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Phipps Ph., Z a f-
farano D. J., The half-lives of some
short lived low Z nuclei formed by photo-
nuclear reactions, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); M o-
t e f f J., Fission product decay gamma
energy spectrum, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Kline R. M., Zaffarano D. J.,
Decay characteristics of some short-lived
nuclides of low atomic number, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); J ones J., J ensen E., Radia-
tions from cerium и/, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Ja uch J. M., On the theory of inner brems-
БИБЛИОГРАФИЯ
563
strahlungin 3- processes, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Jarrett A. A., Statistical methods
used in the measurement of radioactivity
with some useful graphs and nomographs,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); H u n t W. A., Zaf-
farano D., Radioactive disintegration
spectra of some short-lived nuclides, ’Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Fox G. L., Gamma ray
spectrum and intensity of polonium 208—
209, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.Ato-
mic Energy Commission); Devaney
J. J., Radiation intensity from spheres
of U23J contaminated with U232, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Brooksbank W. A.,
Fuller E. J., Radioactivity of dissol-
ver gas, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Brysk H.,
Rose M. E., Angular correlations in or-
bital capture, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); In-
tensity rules for Beta and Gamma transi-
tions to nuclear rotational states. By G. Ala-
ga, K. Alder, A. Bohr and B. R. Mottel-
son, Kobenhavn, 1955 (Det Kongelige Danske
videnskabernes selskab. Matematisk-fy-
siske meddelelser, Bd 29, № 9); Solid state
and irradiation physics quarterly progress
report for April—June 1953. Ed. by F.E. Fa-
ris, E. C. Crittenden, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Lo wde r W. М.» S ol on L. R., Backg-
round radiation . A literature search,
Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission Reports); К о h m a n
T. P., Extinct natural radioactivity:
possibilities and potentialities, N. Y.,
1956; В e i s e r A., The spin of thorium C',
N. Y., 1956; Hultqvist B., Studies
on naturally occuring ionizing radiations,
Stockholm, 1956; G u e b e n G., Pheno-
menes radioactifs et introduction a la
physique nucleaire, 2 ed., P., 1956; Ber-
thelot A., Rayonnements de particules
atomiques electrons et photons, P., 1956;
А у n a r d R., Recherches sur le cumple-
xe transitoire dans les processus de chocs
en atomistique, [P], 1956; S a n i e 1 e-
vici A. S., Radioactivitatea (Fenomene
si legi generale), v. 1, Bucure§ti, 1956;
Cork J. M., Radioactivity and nuclear
physics, 3 ed., L., 1957; Ferguson A. J.
and Rutledge A. R., Coefficients
for triple angular correlation analysis in
nuclear bombardment experiments, [Chalk
River (Ontario)], 1957; Atomic energy of Ca-
nada Ltd.,Chalk River Project. Physics divi-
sionprogress report, Jan. 1 1957 to March 31
1957, [Chalk River], 1957; С о p p e n s R.,
La radioactivite des roches, [P.], 1957;
P i r i e A. [ed.], Fall aut: radiation hazards
from nuclear explosions, L., 1957; Conferen-
ce on neutron physics by time-of-flight held
at Gatlinburg, Tennessee, November 1 and
2, 1956, [c. 1.], 1J957 (Oak Ridge National
Laboratory); Me Donald F. B.,
Studv of geomagnetic cut-off energies and
temporal variation of the primary cosmic
radiation, [Iowa City], 1957; Proceedings
of the tripartite conference on cross sections
of fissile nuclei, N. Y. Pattenden-editor,
[Harwell], 1956 (Great Britain, Atomic Ener-
gy Research Establishment); Weiss C. F.,
Radioaktive Standartpreparate, B., 1957;
Physik. Atomenergie — die Grundlage fur
ein neues technisches Zeitalter, Lpz.,
[1957]; Hord к Z., Ovod do moleku-
Jove a atomove fysiky, 2 vyd., Praha,
Uranium gamma spectrum. By
?•	c- Uavis, J. E. Francis,
J- M. Cassidy, Oak Ridge (Tenn.), [195—]
(U. S. Atomic Energy Commission);
Snell A.. H., Arnette Th., A slide
rule for activation and decay calculations,
Oak Ridge (Tenn.), [195—] (U. S. Atomic
Energy Commission); К i n g R. W. [a. o.J,
Table of log FT values, Oak Ridge (Tenn.),
[195—] (U. S. Atomic Energy Commis-
sion).
5.	Космические лучи
Труды третьего совещания по вопросам
космогонии. 1953 г. Происхождение кос-
мических лучей, М., 1954; Физика космиче-
ских лучей. Современные достижения.
Сост. труп, авторов, под ред. Дж. Виль-
сона, пер. с англ., т. 1—2, М., 1954—56;
Добротин Н. А., Космические лучи,
М., 1954; Вариации интенсивности косми-
ческих лучей, М., 1955 (Труды Якутского
филиала АН СССР. Серия физич. вып. 1);
Росси, Частицы больших энергий,
пер. с англ., М., 1955; Жданов Г. Б.,
Лучи-разведчики, [М.],	1957; Дор-
ман Л. II., Вариации космических лу-
чей, М., 1957; Физика солнечных корпу-
скулярных потоков и их воздействие на
верхнюю атмосферу Земли. [Отв. ред.
С. М. Полоской], М., 1957 (Труды кон-
ференции Комиссии [АН СССР] по ис-
следованию Солнца); Беляева М. М..
Изучение поглощения гамма-лучей в раз-
личных веществах при помощи счетчика
элементарных частиц, Л., 1957; Ядер-
ные процессы в звездах. Сб. . докладов,
прочит, на Пятом между нар. коллок-
виуме по астрофизике в Льеже 1953 г.,
пер. с англ, и франц., М., 1957; Вариа-
ции интенсивности космических лучей [сб.
статей], М., 1958 (АН СССР. Труды Якут-
ского филиала. Серия физическая, вып. 2);
Wilson J.G., About cosmic rays, L.,1948;
В о t h e W., F 1 ii g g e S., Nuclear phy-
sics and cosmic rays, p. 1—2, Wiesbaden.
1948; M о n t g о m e г у D. J. X., Cosmic
ray physics, Princeton—N. Y., 1949;
Ja’nassy L., Cosmic rays, 2 ed.,
Oxford, 1950; Johnson R. C., Ato-
mic spectra, 2 ed., [L. ], 1952; Har-
ding J. B., Robinson P. R., The
second maxima in the transition curve of
cosmic ray showers, Harwell, 1954 (Reports
of Atomic Energy Research Establishment);
Dauvillier A., Les rayons cosmi-
ques, P., 1954; Eugster J., Welttraum-
strahlung. Der heutige Stand der biologi-
schen Erforschung der kosmischen Strah-
lung in grossen Hohen und in Erdtiefen
auf Grund neuester Untersuchungsmetho-
den, Bern, 1955; Fenyves E., Gn-
kioltd GM-csovek megszolaldsi valoszi-
niisege ionizalo kozmikus sugarzaki res-
zecskekre, Budapest, 1955; Smith K. F.,
Molecular beams, L.— N. Y., 1955; V i-
z a s С. B., Cosmic cyclones. A new revo-
lutionary picture of the universe, N. Y.,
[1956]; Progress in cosmic rays, v. 3,
Ed. by J. G. Wilson, Amsterdam,
1956; Naur P., Stellar models ba-
564-
библиография
sed on the proton-proton reaction, Koben-
havn, 19Ъб; Avan L., La composante
penetrante du rayonnement cosmique aux
grands profondeurs, [Caen], 1956; General
electric X-ray corporation. X-ray section
Technical service department Medical ra-
diographic technic,Chicago, 1956; С a c h о n
A., Dandin A. et Jaunean L.,
Les rayons cosmiques, P., 1957; Higgins
L. L., Scattering of gamma rays by protons
below neutral meson threshold, [Berkeley],
1957; Reichenbach H., Atom and
cosmos the world of modern physics, N. Y.,
1957; Progress in elementry particle and
cosmic ray physics, v. 4, Amsterdam, 1957.
6.	Лаборатории и их оборудование
Астон Ф.В., Масс-спектры и изотопы,
пер. с англ., М., 19 48; Экспериментальные
методы ядерной физики, М., 1950 (Упр.
научн. информации. Научн.-рефератив-
ный сборник по некоторым вопросам совре-
менной физики. По материалам иностр,
периодич. литературы. Серия 2, вып.
9); Элмор В., С е н д с М., Электроника
в ядерной физике, пер. с англ., 2 изд.,
И., 1953; Яковлев Г. Н., Кося-
ков В. Н., Спектрофотометрические
исследования поведения ионов америция
в растворах, М., 1955 (Доклады, пред-
ставл. СССР на Международную кон-
ференцию по мирному использованию
атомной энергии); Горячая аналитическая
лаборатория, М., 1955 (Доклады, пред-
ставл. СССР на Международную кон-
ференцию по мирному использованию
атомной энергии); Химические процессы
и оборудование, пер. с англ., М., 1956
(Материалы Комиссии по атомной энергии
США); Бычков С. И., Магнетрон,
М.» 1957; Приборы и методы анализа
излучений (Сборник научных работ), под
pea. Е. Л. Столяровой, М., 1957 (Моск,
и нж. -физич. ин-т); Быстродействующий
многоканальный амплитудный анализа-
тор, М., 1957 (Гостехника СССР. АН СССР
Филиал ВИНИТИ. Передовой науч.-техн.
и произв. опыт. Тема 41— Приборы для
иссл. внутриатомн. процессов...); Braun-
b е k W., Methoden und Ergebnisse der
Atomkernforschung, Stuttgart, 1948; D i e-
k e G. H., D u n с a n A. B. F., National
nuclear energy series, Div. 3, v. 2 — Spect-
roscopic properties of uranium compounds,
N. Y., 1949; P i г i a u x H., Atomistique
et electronique modernes, t. 1, P., 1949;
Harr er J. M., Boyar R. E., Kru-
coff D., Measurement of СР-2-reactor
transfer function, Oak Ridge (Tenn.), [1950]
(U. S. Atomic Energy Commission); В i-
r a m M. В., T a i t J. H., The scattering
of neutrons by the walls of a laboratory,
Harwell (Berks), 1950 (Atomic Energy
Research Establishment. A. E. R. E.);
King L. D. P., Schrieber R. E.,
Distribution and power measurements in
the water boiler, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U. S. Atomic Energy Commission); G i f-
f ord J. F., Hot laboratory equipment
catalog, Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S.
Atomic Energy Commission); M с С о 1-
1 о m K. A., Modification of reactor instru-
ments compensated ion chamber power
supply, Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U.S. Ato-
mic Energy Commission); Watt В. E.,
Energy spectrum of neutrons from thermal
fission of U 235, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U. S. Atomic Energy Commission); A ma-
nual of remote viewing, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
F г о m a n D. K., Graves A. C., Mis-
cellaneous physical and chemical techni-
ques, N. Y., 1952; Applied mass spectro-
metry. Report of a conference organized
by the mass spectrometry panel of the In-
stitute of petroleum and held London 29—
31 Oct. 1953, L., 1954; Carroll R. M.,
A simple electromagnetic flowmater for
liquid metals, Oak Ridge (Tenn ), [1953]
(U. S. Atomic Energy Commission Reports);
G о e r t z R. C., Servos for remote mani-
pulation, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S.
Atomic Energy Commission); Genin R.,
Electronique et physique nucleaire, P., 1953;
Optical instrumentation, by members of
the staff of the Optics section, Metallur-
gical Laboratory, University of Chicago.
Ed. by G. S. Monk and W. H. McCorkle,
N. Y., 1954; M e e m J. L., H ol 1 and
L. B., McCammon G. M., Determi-
nation of the power of the bulk-shielding
reactor, p. 3, Oak Ridge (Tenn.), [1954]
(U. S. Atomic Energy Commission); G a-
v i n G. B., A determination of the neutron
temperature at the center of the thermal
test reactor, Oak Ridge (Tenn), [1954]
(U. S. Atomic Energy Commission); R o-
b e r t s о n A. J. B., Mass spectrometry,
L., 1954; Cathey L., A remote-indica-
ting BF3 counter system, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission);
Ailloud J., Chandanson P., De-
bitmetre a induction pour mesure des de-
bits d’eau, Saclay, 1954; Steele R. V.,
Remote radioactive materials testing labo-
ratory at Livermore Research Laboratory,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (Reports of the
U.S. Atomic Energy Commission); Saun-
ders B. G., Electrostatic precipitator for
measuring particle — size distribution in
aerosols, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S.
Atomic Energy Commission Reports);
R i c h a r d s P., R a n d A. C., Some pie-
ces of equipment developed at Brookhaven
National Laboratory, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission);
PowleslandK. L.,Saunders G.T.,
A constant volume radiochemical hood,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission);, В u г d i с к E. E.,
A rod-type thermistor calorimeter, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy
Commission); Bradshaw R. L.,A ser-
vomechanism for measuring aerosol par-
ticle size in the dioctyl phtalate aerosol
generator, Oak Ridge (Tenn.), [1954]
(U.S. Atomic Energy Commission Reports);
В i z z e 1 1 О. M., Equipment for radio-
isotope laboratories, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission);
Elliott R. L., Electronic component
failures at Harwell, L., 1954 (Atomic Ener-
gy Research Establishment);R i c h e у C.R.,
Diffusion length measurements in the iy2
lattice pile, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Kouts
H. [a. o. ], A measurement of neutron tem-
perature in a uranium rod-water moderated
lattice, Oak Ridge (Tenn.),[1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Gallagher
J. D. [a. o.], 100-channel pulse height ana-
lyzer using delay like storage, Oak Ridge
БИБЛИОГРАФИЯ
565
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Friel D. D., Underwater
microscope for examination of savannah
fuel slugs, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); A1-
1 e n W. D., Flux measurement with the
BF3 «long counter», L., 1955; R 0 s s J. D.,
A remotely controlled metallograph, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); R e a d A. A., A continuously
variable 0,5—100 ampere control system
for research applications, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
D e n t 0 n V. F. [a. o.], Electrical control
system for research laboratories, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Allred J. C., Armst-
rong A. H., Laboratory handbook of
nuclear microscopy, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U.S. Atomic Energy Commission);
Preparation, properties and availability of
polonium neutron sources,Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Certaine J., Angular distribution of
photons from plane monoenergetic sources,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Hill J. W., Neut-
ron flux measurement in the bulk shielding
facility reactor, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission); В o-
v e у L. F. H., Nott C. W., The use of
Hollerith computing machines in spectro-
scopic term analysis, Harwell (Barks.), 1956;
Stewart H. B., Gavin G. B., Ac-
tivition experiments in the KAPL preli-
minary assemblies, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
A s t г о m B., Nuclear spectroscopic in-
vestigations by means of energy selecting
electronic devices, Uppsala, 1957; Jor-
dan W. H. [a. 0.], An instrument for mea-
suring the logarithm of neutron level and
period of a pile, Oak Ridge (Tenn.), [195—]
(U. S. Atomic Energy Commission); W a t-
t e n b e r g A., E g 1 e r C., A method for
intercalibrating of neutron sources with
different spectra,Oak Ridge (Tenn.), [195—]
(U. S. Atomic Energy Commission).
7.	Ускорители частиц
Резонансные ускорители, М., 1948 (На-
уч.-реферативный сборник. Иностранная
периодическая литература по некоторым
вопросам современной физики, вып. 1);
Ливингстон М. С. [и др.], Цик-
лотрон. Сборник статей, М.—Л., 1948;
Бетатрон, М.,	1948 (Научный рефе-
ративный сборник. Иностранная перио-
дическая литература по некоторым во-
просам современной физики, вып. 2); В о-
р о б ь е в А. А., Ускорители заряженных
частиц, М.—Л., 1949; Гринберг А. П.,
Методы ускорения заряженных частиц,
М.—Л., 1950; Резонансные циклические
ускорители элементарных частиц. Сборник
статей, пер. с англ., М., 1950; Некоторые
вопросы теории циклических ускорителей,
М., 1955; Векслер В. И., Ускорители
атомных частиц, М., 1956; Ливинг-
стон М. С., Ускорители. Установки для
получения заряженных частиц больших
энергий, пер. с англ., М., 1956; Б а б а т
Г. И., Ускорители, [M.J, 1957; Рабино-
вич М. С., Ускорители заряженных ча-
стиц [М.],1957; Электронные циркулярные
ускорители, [под. ред. Б; Н. Родпмова],
Томск, 1957; Ускорители элементарных час-
тиц [Доклады на Всес. конференции по
физике частиц высоких энергий], М., 1957;
Maas W., Een ionenversnellingsbuis voor
800 kv, Utrecht, 1948; Helmholz C.,
Course in nuclear physics for engineers,
Oak Ridge (Tenn.), [1948] (U. S. Atomic
Energy Commission); Mann W. B.,
The cyclotron, [4 ed.], N. Y., 1950; The
Acceleration of particles to high energies,
L., 1950; Progress report on linear electron
accelerator, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U. S. Atomic Energy Commission); Cyc-
lotron component design, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Mates J., Magnet report, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Yea ter M. L. [a. 0.], Faci-
lities and instrumentation for improved
resolution with Gr. E. betatron velocity
selector, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S.
Atomic Energy Commission); В 1 a nc G. A.,
Determination of possible induced activi-
ty in mark I MTA linear accelerator, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy
Commission); Winningstad C. N.
[a. 0.], University of California radiation
laboratory. Gr.4 rev bevatron Bl system, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Synchrotron project. Progress
report, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Smith В. H.,
A 90-inch cyclotron with an adjustable-
energy external beam, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
S e i d e n J., La stabilite des orbites dans
le synchrotron a forte convergence, P., 1955;
О 1 d С. C. [a. 0.], Precision cell measure-
ments for the MJA A-54 linear accelerator,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Kitchen S. W.
[a. 0.], Cavity design data for high energy
linear accelerators, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Heller R. E., Maintenance manual.
50-channel pulseheight analyzer accelera-
tor type, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); H e d i n B.,
Design of CERN synchro-cyclotron magnet,
Geneva, 1955; H e a r d H. G., D-C. drain
and breakdown phenomena for unoutgas-
sed metals, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Gi 1-
m 0 r e F. R. [a. 0.], Technique of resisti-
vity measurements on cyclotron bombarded
graphite, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); F 0 s s M. H.,
Mathematical Techniques for designing field
shapes, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Crane H. R.,
Hough P. V. C., The University of Mi-
chigan cyclotron. Annal report, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Cork B., ZajecE., Quadru-
pol focusing lenses for charged particles,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Brobeck W. M.,
Design and construction of the bevatron
quarter scale operating model, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Broadbent K. D., Gregg
E. C., A constant energy expansion system,
for a field-biased betatron,Oak Ridge (Tenn,),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
В 1 e w e 11M. H., Notes on the high energy
accelerator conference, Oak Ridge (Tenn.),
566
БИБЛИОГРАФИЯ
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
В e l 1 M., Non-linear equations of motion
in the synchrotron, L., 1955; Beck A.,
Performance of a table structure of an ele-
ctromagnetic vibration exciter, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Allan D. L. [a. o.], The
recovery of tritium used in accelerators,
Harwell (Berks), 1955; К о 1 1 a t h R.,
Teilchenbeschleuniger, Braunschweig, 1955;
Livingston R. S., Boch A. L.,
The Oak Ridge 86-inch cyclotron, Oak
Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy
Commission); L о a c h B. G-., Vacuum equip-
ment for the 4 Mev. linear electron accele-
rator, Harwell (Berks), 1956; Lastett
L. J. and S e s s 1 e r A. N., Concerning
coupling resonances in the spirally-ridged
FFAG accelerator, Madison (Wisconsin),
1957; MullettL. B., The use of plasma
waveguides as accelerating structures in
linear accelerators, Harwell, 1957; Smith
L., Physical considerations concerning the
design of the bevatron, Oak Ridge (Tenn.),
[195—] (U. S. Atomic Energy Commis-
sion); M i 1 1 e r N. C., Steely J. D.,
Some experimental findings and operating
practices in betatron radiography at Los
Alamos, Oak Ridge (Tenn.), [195—]; Put-
nam T. M., A simplified cyclotron beam
snout,Oak Ridge (Tenn.), [195—] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Parkinson
W. C., Crane H. R., University of Mi-
chigan cyclotron. Final report, Oak Ridge
(Tenn.), [195—] (U. S. Atomic Energy
Commission); Panofsky W. К. H.,
Linear accelerator beam dynamics, Oak
Ridge (Tenn.), [195—] (U. S. Atomic Energy
Commission); M i 1 1 s С. B. [a. o.], A hol-
low-anode ion source for the cyclotron, Oak
Ridge (Tenn.), [195—] (U.S. Atomic Energy
Commission); Ise J., Milburn G. P.,
Instructions for use of 184-inch cyclotron gas
recovery system, Oak Ridge (Tenn.), [195—J
(U.S. Atomic Energy Commission);C r e u t z
E., Design and construction of synchro-
cyclotron final report on joint ONR-AEC
project, Oak Ridge (Tenn.), [195—] (U. S.
Atomic Energy Commission); Co h e n B. L.,
Measurement of beam energy and energy
distribution on an internal cyclotron tar-
get, Oak Ridge (Tenn.), [195—](U. S. Ato-
mic Energy Commission).
II. ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
I. Общие вопросы
Юз Д., Нейтронные исследования на
ядерных котлах, пер. с англ., М., 1954;
Теплоотдача расплавленных металлов,
М., 1955 (Доклады, представл. СССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Спивак П. Е., Ерозолимский
Б. Г., Измерение коэффициента размно-
жения нейтронов (эффективного числа
вторичных нейтронов) для делящихся
изотопов урана и плутония при делении
на тепловых нейтронах, М., 1955 (Доклады,
представленные СССР на Международную
конференцию по мирному использованию
атомной энергии); Алиханов А. И.
[и ДР-], Измерение эффективного числа
вторичных нейтронов урана-23 3, урана-
235 и плутония-239 в области тепловых
энергий нейтронов, М., 1955 (Доклады,
представл.СССР на Международную конфе-
ренцию по мирному использованию атом-
ной энергии, т. 1); Бургов Н. А.,
Измерение числа вторичных нейтронов,
возникающих при захвате одного теплово-
го нейтрона ядрами естественной смеси
изотопов vpana, М., 1955 (Доклады, пред-
ставл. СССР на Международную конфе-
ренцию по мирному использованию атом-
ной энергии); Гиршфельд С. В., Ис-
следование запаздывающих нейтронов ура-
на-233 после облучения тепловыми ней-
тронами, М., 1955 (Доклады, представл.
СССР на Международную конферен-
цию по мирному использованию атомной
энергии); М эрреЙ Р., Введение в ядер-
ную технику, пер. с англ., М., 1955;
Экспериментальные реакторы и физика
реакторов. Доклады иностранных ученых
на Международной конференции по мир-
ному использованию атомной энергии,
Женева, 1955 г.,М., 1956; Реакторостроение
и теория реакторов, М., 1955 (Доклады
советской делегации на Международной
конференции по мирном^ использованию
атомной энергии, Женева, 1955; Реакторо-
строение и физика реакторов, М., 1955
(Доклады советской делегации па Между-
народной конференции по мирному ис-
пользованию атомной энергии, Женева,
1955); Стефенсон Р., Введение в
ядерную технику, пер. с англ., М., 1956;
Ядерные реакторы, пер. с англ., т. 1—3,
М., 1956—57 (Материалы Комиссии по
атомной энергии США); М а к-Л айн С.,
Лекции по технике реакторостроения,
пер. с англ., М., 1957; Галанин А. Д.,
Теория ядерных реакторов на тепловых
нейтронах, М., 1957; Красин А. К.,
Энергетические ядерные реакторы, М.,
1957; Балабанов Е. М., Ядерные
реакторы, М., 1957; Watzlawek И.,
Lehrbuch der technischen Kernphysik,
W.,	1948; Constructive uses of atomic
energy. Edited by S. C. Rothmann, N. Y.,
1949; Gast P. F., Introduction to pile
physics, Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S.
Atomic Energy Commission); Sisk F. J.,
Transport parameters for thermal neu-
trons in water, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commis-
sion); Morgan K. Z., The role of en-
gineering in nuclear energy development,
Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Mikhalapov
G. S., К e s s e 1 r i n g К. A., T г о c k i T.,
Engineering development problems in
atomic power plants, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
M a b u с e E. M., Hub K. A., A study
of favorable design values for a reactor ope-
rated for power generation only, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); A laboratory course in reactor
physics presented in the 1951—1952
session of the Oak Ridge school of reactor
technology, Oak Ridge (Tenn.), [1953]
(U. S. Atomic Energy Commission); Reports
to the U. S. Atomic Energy Commission on
nuclear power reactor technology, Washin-
gton, 1953; Gas cooled ceramic power bree-
der reactor. Reactor design and feasibility
problem, [Oak Ridge], 1954; Nuclear en-
gineering, p. 1. Edited by F. J. Van Antwer-
pen, N, Y., 1954; Wakefield E, H.,
БИБЛИОГРАФИЯ
5(>7
Nuclear reactors for industry and Univer-
sities, Pittsburgh, 1954; В г у n i el s-
s о n H., Eklund S., Atomreaktorer och
atomenergi, Stockholm, 1954; Nuclear re-
actor development. Edited by O. Townsend
E. Wiggin, Washington, 1954; Todd F. C.
[a. o.], An evaluation of heating methods
for thermal -rupture tests of ceramic fuel
elements, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); Hoch-
sch i J d R., Reactivity test facility, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Case J. M. [a. o.], MTR
beryllium machining history, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Recent developments in graphite
technology, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission);
Deutsch M., Ramsey M.,Mass ratios
and energy released in the fission of U und
Pu by thermal neutrons, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Bogaardt M., Boer B. de, Kern-
energie. Een inleiding tot de reactorkunde,
Groningen, 1955; G r i m b 1 e R. E., В e 11
W. H., Fa wee t tS.L., Heat-transfer and
friction-flow characteristics of cylindrical
parallel rods with transverse cylindrical
spacers, Oak Ridge (Tenn.),[1955] (U.S. Ato-
mic Energy Commission); Radiographic pro-
cedures for PWR-type fuel elements. By
D. E. Stutz, M. L. Rhoten, K. D. Cooley,
S. A.Wenk, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); О 1 s e nA. R.,
Pitting corrosion observed on active and
dummy fuel elements from the bulk shiel-
ding reactor, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Clark
M., Temperature of and stresses in cylind-
rical fuel elements during pile flashes,Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Glasstone S., Introduc-
tion to reactor engineering principles, N. У.,
1955; G 1 a s s t о n e S. [a. o.], Principles
of nuclear reactor engineering, N. Y., 1955;
Lansing N. F., The role of engineering
in nuclear energy developments. Procee-
dings of the 3d Annual Oak-Ridge sum-
mer symposium, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Mann
E. R., Green F. P., Analog simulation
in the package reactor study, Oak Ridge
(Tenn.),[1955] (U.S. Atomic Energy Commis-
sion); Pare V.K., V i s n e r S., Experime-
ntal program for HRE at high power, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Hocbschild R., Reacti-
vity test facility for uranium slugs, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Reactor evaluation. Quar-
terly progress report, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Reactor physics laboratory manual, Washin-
gton, 1955 (U.S. Atomic Energy Commission);
Reactor physics quarterly progress report.
Ed. byR.A. Laubenstein, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Bentley R. [a. o.], Physical constants
of proposed coolants, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
Ballinger J. C., Graphite machina-
bility, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); В i n n e r C. R.
[a. o.], Machining of graphite for Brook-
haven reactor, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission); A 11-
red W. B. [a. o.], Thermal stability of
multiplate assemblies, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic. Energy Commission);
Mazzoleni F., Ingegneria nucleare,
Milano, 1956; Chalker R. G., General
reactor site survey of the Los Angelos area,
Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission); Progress in nuclear
energy. Series 2-Reactors, v. 1, L.— N. Y.,
1956; Progress in nuclear energy. Series 4—
Technology and engineering. Reactor coo-
lants, moderators, heat transfer, reactor
chemistry and corrosion of reactor materials,
v. 1, L., 1956; A reaktorfizika es reaktortech-
nika alapjai,—Szerkesztelte: Bozoky,LaszIo,
Simonyi,Karoly,Budapest, 1956; Th о m.p-
s о n A. S., R, о dgers O. E„ Thermal
power from nuclear reactors, N. Y., 1956;
Webster J. W., Engineering test rea-
ctor, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); HRP civilian
power reactor conference held at Oak Ridge
March 21—26	1956, [Oak Ridge, 1956];
600 MW fused salt homogeneous reactor
power plant, [Oak Ridge], 1956; Meh-
ringer F. J., Torqueing of bolts for nu-
clear reactors, [Schenectady (N. Y.)], 1956;
Reactors. Ed. by R. A. Charpie [a. o.],
v. 1, N. Y.—L., 1956 (Progress in nuclear
energy. Ser. 2); Argonne National Labora-
tory. A proposal to the Atomic Energy Com-
mission for Argonne boiling reactor experi-
ment, [Lemont], 1956; Lennox D. H.
and Keiber C. N., Summary report on
the hazards of the Argonaut reactor, [Le-
mont], 1956 (Argonne National Laboratory);
Argonne National Laboratory. Reactor
Engineering division quarterly report. Se-
ction II—July, August, September 1956,
[Lemont], 1956; Proceedings of the tripar-
tite reactor core conference, held at Chalk
River, Ontario, January 9—12, 1956, pt.
5 — Long irradiation reactivity effects. Ed.
J. W. Greenwood and J. E. WoolSton,
[Chalk River], 1956; Papoular M.,
Accelerateur lineaire avec rassemblement
preliminaire des electrons. Application a la
diffraction electronique a 1 Mev, [P.], 1956;
Arnold W. H. and В a r t n о f f S.,
The effect of neutron sources in a subcri-
tical reactor, [Pittsburgh], 1956; Cap K,
Physik und Technik der Atomreaktoren,
W.,	1957; Wacker R. E. and
Griess J. C., Summary of corrosion
data for HRT mockup operational period
ending Nov. 5, 1956, [Oak Ridge], 1957;.
Littler D. J. and Raffle J. F.,
Introduction to reactor physics, 2 ed., L.,
1957; The experimental boiling water reac-
tor, [Lemont (Illinois)], 1957; С о 1 e T. E.
and Gill J. P., The Oak Ridge National
Laboratory research reactor (ORR). A ge-
neral description, [Oak Ridge], 1957; So-
dium graphite reactor quarterly progress re-
port, July—September 1956. Ed. L. E. Glas-
gow, [Canoga Park (California)], 1957;
Me Kay C. D., Some reactivity effects
of irradiation in NRU, [Chalk River],
1957; Proceedings of the SRE—OMRE fo-
rum held at Los Angeles, California, No-
vember 8 and 9, 1956, [Canoga Park],
1957; Porzel F. B., Design evaluation
of BER (Boiling Experimental Reactor),
in regard to internal explosions, [Chicago],
1957; Huston N. E. and Eggles-
ton R. R., The transient behavior of a
568
БИБЛИОГРАФИЯ
prototype reactor fuse in simulated reactor
excursions, [Canoga Park], 1957; Organic
moderated reactor experiment progress re-
port, № 1. Ed. C. A. Toilling, [Canoga Park
(California)], 1957; Pressurized water reactor
(RWR) project. Technical progress report
for the period Feb. 24 1957 to April 23 1957,
Pittsburgh, 195 7; N e w m a r c h D. A.,
The diffusion theory of water moderated
reactor assemblies, Harwell, 1957; Hen-
derson W. J. and Whittier A. C.,
Handbook of shielding and heat production
calculations for the N. K. U. reactor, Chalk
River [(Canada)], 1957; Nuclear reactors
for research. Ed. by С. K. Beck, Princeton,
[1957] (The Geneva series on the peaceful
uses of atomic energy, [v. 3]); Proceedings
of the Conference on engineering education
and nucler energy held at Gatlinburg,
Tennessee, September 5—8, 1956. Ed.
W. W. Grigorieff, [Gatlinburg, 1957];
Reis Th., L’energie nucleaire dans
le monde, P., 1957; Selected unclassi-
fied references on nuclear reactors. By
Technical Information service staff. Oct.
16, 1951, Oak Ridge (Tenn.), [195—] (U. S.
Atomic Energy Commission).
2.	Теория
Глесстон С., Эдлунд М., Ос-
новы теории ядерных реакторов, пер. с
англ., М., 1954; Г а л а н и н А. Д., Кри-
тический размер гетерогенного реактора
с малым числом блоков, М.» 1955 (Док-
лады, представл. СССР на Международную
конференцию по мирному использованию
атомной энергии); его ж е, Использо-
вание метода эффективных граничных
условий для расчета критических раз-
меров реактора, М., 1955 (Доклады, пред-
ставл. СССР на Международную конфе-
ренцию по мирному использованию атом-
ной энергии); его же, Поглощение
и размножение нейтронов при замедлении
в теории двух групп, М., 1955 (Докла-
ды, представл. СССР на Международную
конференцию по мирному использованию
атомной энергии); С т е р м а н Л. С. и
Сурнов А. В., Радиоактивные указа-
тели уровня паровых котлов, М., 1957;
Hurwitz Н., Derivation and integ-
ration of the pile-kinetic equations, Oak
Ridge (Tenn.), [1949] (U. S. Atomic Energy
Commission); S о о d a k H., Camp-
bell E. C., Elementary pile theory, N. Y.,
1950; Selengut D. S., Conditions for
criticality in certain types of nuclear
reactors, Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S.
Atomic Energy Commission); Hurwitz
H., Mathematical methods in pile calcula-
tions, Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); M u 1 1 e г G. M.,
Limiting extrapolation length for an in-
finite slab with reflector on the basis of two-
group theory, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U. S. Atomic Energy Commission); M a s-
k e t A. V. H., Elementary theory of neut-
ron sources in reactors, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Macklin R. L., Effect of interaction
on critical mass, Oak Ridge (Tenn.), [1951],
Ш. S. Atomic Energy Commission); H off-
man n F. de, Criticality of the water
boiler and effective number of delayed
neutrons, Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S.
Atomic Energy Commission); F r a n z J. P.,
Pile transfer functions, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Shuck A. B., Development of methods
for casting and fabricating enriched urani-
um fuel slugs, [Lemont (Ill.)],	1951;
Evans J. E., Fast neutron spectra from
the water boiler, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U.S. Atomic Energy Commission); C h e r-
ni c k J., The dependence of reactor kine-
tics on temperature, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Dietrich J. R., Layman D. C. and
Schulze O. A.,The proposed boiling reac-
tor experiment, [Lemont (Ill.)], 1952;
H a r k e r W. H., The effects of reflector
material and lattice thickness on uranim-
water lattices, [Livermore (Calif)], 1952;
Mills С. B., A r f k e n G. B., Reactor
theory terms, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U. S. Atomic Energy Commission); G 1 a s-
s t о n e S., E d 1 u n d M. С.» The elements
of nuclear reactor theory, N. Y., 1952;
Hughes D. J., Pile neutron research,
Cambridge, 1953; H a f f о г d J. A., De-
velopment of the pipe line gas separator, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy
Commission Reports); C a s e у D. F., Gra-
phical solutions of the non-boiling and sur-
face-boiling heat transfer equations, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy
Commission Reports); Levenson M.,
Determination of the conversion ratio
of the experimental breeder reactor by radio-
chemical methods, [Lemont (Ill.)], 1953;
Reactor section standard analytical methods,
Richland [Washington], 1954; Granin
D. F. and Callihan D., Critical
mass studies, part VII, Aqueous uranium
slurries. [Oak Ridge] ,1954; В i k f о r d F. T.
[ed.], The Oak Ridge National Laboratory
research reactor safeguard report, v. 1,
[Oak Ridge], 1954; C u r t i s C. D. [a. o.],
A physical determination of the conversion
ratio of the experimental breeder reactor,
Lemont [Ill.]), 1954; Singer I. A.,
A comparison of computed and measured
ground-level dose rates from radioargon
emmited by the Brookhaven reactor stack,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission Reports); H a b e t-
1 e r G. J., General one-space-dimensional
multigroup, Oak Ridge (Tenn.), [1954]
(U. S. Atomic Energy Commission); Fleck
J. A., The energy-dependent Boltzmann
equation applied to criticality calculations
for bare graphite-moderated reactors, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy
Commission Reports); E r t a u d A., Za-
leski P.,Distribution de la densitedes neut-
rons thermiques a I’interieur d’une cellule
a uranium naturel et eau lourde, P., 1954;
Donaldson J. R., Theoretical study
of fission product gaseous activity from a
homogeneous reactor, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission);
Certaine J., A solution of the neutron
transport equation, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission);
Zweifel P. F., Bigelow S. R.,
Numerical solution of the neutron slo-
wing-down problem in the presence of hyd-
rogen, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); Wilkins
J. E., The effect of bubbling on the multi-
plication constant, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
БИБЛИОГРАФИЯ
569
Webster J. W., Flat vertical power
distribution for the MTR,Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Webster J. W., Behavior of the Xe
concentration in the MTR after power
reduction, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Web-
ster J. W., An analysis of the accuracy
of perturbation theory, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Tobias M., Elementary estimation of
neutron flux in the circulating system of
the ISHR, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U.
S. Atomis Energy Commission); Tobias
M. [a. o.], Conversion in a two-region
ieactor, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); T о bi asM.,
Calculation of Fermi ages for ThO2— heavy
water slurries, Oak Rdige (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomis Energy Commission); Ta-
in о r S., The effect of gaps on pile reac-
tivity, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission);
Spinrad В. I., Kura th D., Compu-
tation forms for solution of critical problems
by two-group diffusion theory, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Selengut D., Critical mass
calculations for bare hydrogen moderated re-
actors by means of transport theory, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Margulies R. S., The
temperature coefficients of thermal utili-
zation, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); К e 1 1 e r H. B.,
Fra nkl’in J., Steady states, bounded-
ness and numerical analysis of temperature
and neutron density in circulating fuel re-
actors, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Hill J. E.
[a. o.], The slowing down distribution from
a point source of fission neutrons in light
water, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Hassitt A.,
Diffusion in a cylindrical reactor with
all round reflector, L., 1955; H a n a u e r
S., Pile simulator study of neutron flux
in HRE following a decrease in coolant
flow, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); GrimbleR. E.
[a. o.], Heat-transfer and friction-flow cha-
racteristics of cylindrical parallel rods
with transverse cylindrical spacers, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Francis W. C., The or-
ganic loop in the MTR gamma facility de-
sign and preliminary test, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Fleck J. A., Temperature coefficient of
the LMFR, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Pen-
ning F. W., H о r t о n С. C., Me C u 1-
1 e n J. D., A two group analysis of Z. E. T.R.
experiments, Harwell, 1955 (Reports of
Atomic Energy Research Establishment);
К a 1 1 m a n D. [a. o.], Nuclear fuel and
inventory costs for power reactors, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Ergen W. K., The inhour
lormula for a circulating fuel nuclear rea-
ctor with slug flow, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
E d 1 u n d M. C., N о de r er L. C., An
harmonics method applied to D20 moderated
reactors, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); Cubic-
ci о t t i D., An explanation of the effect of
added metals on the distribution of rare
earths between liquid bismuth and KC1 —
Li Cl, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (0. S. Ato-
mic Energy Commission); Cooper L.,
Pressure drop and gas residence time for a
four foot core, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); С о d d
J. ,One-group perturbation theory for a cylin-
drical reacting core, L., 1955; Clayton
E. D., Richey C. R., Correlation of
exponential pile lattice measurements with
theory, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Clayton
E. D., Exponential pile measurements
in graphite-uranium lattices, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Clark M., Axial heat distribu-
tion in Brookhaven reactor, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Christy R. F. [a. o.], Reso-
nance escape probability in lattices, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); C h e r n i с к J., Tempera-
ture coefficients of reactivity of reactors,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); C h e r n i с к J.,
The solution of reactor integral equations
by relaxation methods, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Cher nick J., Analysis of the clean
buckling of 1.3 per cent enriched uranium-
water lattices, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U.S. Atomic Commission); В right G. 0-,
Thermal neutron flux distribution in the
horizontal through facility in the materi-
als testing-reactor, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); В e la-
g a T. W. [a. o.], Determination of po-
wer level for low intensity training reactor
at Oak Ridge, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U.S. Atomic Energy Commission); Ar n e t-
t e T. [a. o.], Exponential experiments with
water-metal rod lattices, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Mandi M. E., The spherical harmonics
method in plane and spherically symmetric
geometry in multi-velocity-group theory,
and its application in the two-velocity-
group P3 approximation, Harwell, 1955
(Reports of the Atomic Energy Research
Establishment); Wallach S., Neutron
flux distributions in multiple region reactors,
Oak Ridge (Tenn.), [19.55], (U. S. Atomic
Energy Commission); Nereson N. [a.o.],
Neutron energy distribution of water boiler
fast neutron-beam from 0,5 to 6 mev,
Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission); Migration length
of neutrons in a reactor, Harwell (Berks),
1956; LockC. J. L., Mathematics of fis-
sion product formation in reactors with
circulating fuel, Harwell (Berks), 1956; К o-
u t s H. [a. o.], Migration areas of fission
neutrons in uranium-water lattices, Oak
Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy
Commission);K a p 1 a n I., C h e r n i с к J.,
The Brookhaven nuclear reactor: theory and
nuclear design calculations, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U.S. Atomic Energy Com-
mission); Gr о о d m a n C., Introduction to
pile theory, Cambridge, 1956; G о e r t z e 1
G., Garabedian H., A method of
solution of the critical mass problem for a
thermal pile with slowing down properties
independent of position, Oak Ridge (Tenn.),
570
БИБЛИОГРАФИЯ
[1956] (U.« S. Atomic Energy Commission);
Garabedian H. L., Househol-
der A. S., Multi-group, multi-reflector pile
theory,Oak Ridge (Tenn.),[1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Feinberg
S.M., Heterogenuous methods for calculation
reactors. Survey of results and comparison
with experiment. Progress in nuclear ener-
gy. Ser. 1, v. 1, L.— N. Y., 1956; F a x D. H.
[a. o. ], Analysis of flow through a sphere,
Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission); Byron W. J.,
Webster J. W., Temperature coeffi-
cient of the MTR at 30 megawatts, Oak
Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy
Commission); Davis M. V., Resonance
capture of neutrons by uranium cylinders,
Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission); Cohen E. R.,
Some comments on the effects of epithermal
neutrons in a reactor, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
С о c h r a n R. G., Heffr у К. M., Fast
neutron spectra of the BSF reactor, Oak
Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy
Commission); Clark A. C.,New march
D. A., The diffusion theory of fine structure
in thermal neutron reactor assemblies con-
sisting of cylindrical fuel elements set in
a square lattice array, Harwell [Berks],
1956; Chernick J., Results of univac
survey of the thermal utilization of BNL
experimental lattices, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
В г о w n J. R. [a. o.], Critical experiments
on a highly enriched homogeneous reactor,
Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission); Bright G. O.,
Neutron flux distributions in the materials
testing reactor, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission); In-
stitute of physics, London. Physics of nu-
clear reactors, [L.], 1956; Reactor shiel-
ding design manual. Ed. by T. Rockwell,
N. Y.—L., 1956; Wilson R. R., The
Cornell Bev synchrotron, [Ithaca], 1956;
Chemical engineering division summary
report [for] July, August and September
1956, Lemont (Ill.), 1956 (Argonne Natio-
nal Laboratory); Reactor safetv quarterly
progress report Nov. 1955— Jan. 1956, [Ca-
noga Park (Calif.)], 1956 (Atomic Interna-
tional Division North American Aviation In-
corparate); V i s n e r S. and Wood
P. M., Low-power criticality experiments
on the homogeneous reactor experiment
(HRE-1), [Oak Ridge], 1957; Pressurized wa-
ter reactor (PWR) project technical progress
report for the period December 24 1956 to
February 23 1957, [Pittsburgh], 1957 (Wes-
tinghaus Electric Corporation); P u i s-
h e s A. [a. o.], Comparison of Calder Hall
and PWR reactor types, [Redwood City
(California)], 1957; Ranney C. J. and
P r a v d a M. F., Nuclear and thermal de-
sign of a hypothetical reactor, [Schenectady],
1957; Hoffmann F. de., Relative
effectiveness of delayed neutrons in the wa-
terboiler, Oak Ridge (Tenn.), [195—]
(U. S. Atomic Energy Commission).
3.	Типы и конструкции
А л и х а н о в А. И. [и др.], Кипящий
энергетический гомогенный ядерный котел
(Доклад, представл. СССР на Междуна-
родную конференцию по мирному 'ис-
пользованию атомной энергии), М., 1955;
Б а т ь Г. А., Расчеты гетерогенных ре-
акторов с небольшим числом блоков,
М’.,	1955 (Доклады, представл. СССР
на Международную конференцию по
мирному использованию атомной энер-
гии); Кипящий энергетический гомоген-
ный ядерный котел, М., 1955 (Доклады,
представл. СССР на Международную кон-
ференцию по мирному использованию
атомной энергии); Кружи лин Г. Н.,
Реактор для физических и технических ис-
следований, М., 1955 (Доклады, представл.
СССР на Международную конференцию
по мирному использованию атомной
энергии); Николаев 10. Г., Экс-
периментальный ядерный реактор на
обыкновенной воде и обогащенном уране,
М.,	1955 (Доклады, представл. СССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Николаев Ю. Г., Ядерный реак-
тор для исследовательских целей мощ-
ностью 2000 квт по теплу, М., 1955 (Док-
лад, представл. СССР на Международ-
ную конференцию по мирному исполь-
зованию атомной энергии); Опытный фи-
зический реактор с тяжелой водой, М.,
1955 (Доклады, представл. СССР на Меж-
дународную конференцию по мирному
использованию атомной энергии); Ядер-
ные реакторы Для исследовательских це-
лей, пер. с англ., М«, 1956 (Материалы
комиссии по атомной энергии США); Г а-
ланин А. Д., Эффективность регуля-
торов в реакторе на тепловых нейтронах,
М., 1955 (Доклады, представл. СССР на
Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Фурсов В. С., Уран-графитовые
ядерные реакторы, М., 1956; Прикладная
.магнитогидродинамика [Сборник статей],
Рига, 1956; Newman J. R., Mil-
ler В. S., The control of atomic energy,
N. Y., 1948; Schwartz H., Natural
convection cooling of liquid homogeneous
reactors, Oak Ridge (Tenn.), [ 1949] (U.S. Ato-
mic Energy Commission); A 1 1 a r d i c e
C., Trapnell E. R., The first pile,
Oak Ridge (Tenn.), [1949] (U. S. Atomic
Energy Commission); Nuclear data for
low-power research reactors, Oak Rid-
ge (Tenn.), [1950] (U. S. Atomic Energy
Commission); S m i t h N. M., The bare
intermediate reactor; the approach to
critical, Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Homogeneous re-
actor experiment feasibility report, [Oak
Ridge], 1950 (Oak Ridge National Labora-
tory); Cohen E. R., Physics of the low
power research reactor, [Los Angeles], 1950,
Beall S. E., A experimental determina-
tion of fission product heating after shut-
down of the low intensity training reactor,
[Oak Ridge], 1951; S m i th C. D., D ros-
ton F. W., and Kerze F., Producti-
on of fuel assemblies for the materials
testing reactor mock-up critical experiments,
[Oak Ridge], 1951; Thompson W. E.
(compositor), Homogeneous reactor project
quarterly progress report for period ending
May 15, 1951 [Oak Ridge], 1951; Pigott
J. H., Owens J. I., Control of an atomic
power plant, Oak Ridge (Tenn.), [1951J
(U.S. Atomic Energy Commission); M otz
J. W., Gamma-ray spectra of the Los
БИБЛИОГРАФИЯ
571
Atomos reactors, Oak Ridge (Tenn.), [1951 ]
(U. S. Atomic Energy Commission); F e r-
mi E., Experimental production of a di*
vergent chain reaction, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commissi-
on); An enriched homogeneous nuclear
reactor, Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S.
Atomic Energy Commission); Borst
L. B., The Brookhaven nuclear reactor,
Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Bentzen R. E.
[a. o.], High-power water boiler, Oak
Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); В а к e г С. P. [a. o. ],
Water boiler, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U. S. Atomic Energy Commission); R i c-
hards J. D., Calibration of Argonne he-
avy water pile (CP-3), Oak Ridge (Tenn.),
[1952](U. S. Atomic Energy Commission);
Redman C., Calibration of the new
‘Argonne standard pile, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
К r u с о f f D., An electromagnetic rod-
position indicator, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission),
Heywood W. A., Hibbert C. J.,
Control rod gas seals; interim report, Oak
Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); De Shong J. A.,
Performance of servo motors for reactor
regulating rods, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U. S. Atomic Energy Commission); Ste-
wart H. B. [a. o.], A low-power ther-
mal test reactor adaptable to nuclear phy-
sics research, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U. S. Atomic Energy Commission); King
L. D. P., The Los Alamos homogeneous
reactor, Supo model, Oak Ridge (Tenn.),
[1952], (U. S. Atomic Energy Commis-
sion); Bunker M. E. [a. o.], Gas re-
combination system of the Los Alamos
homogeneous reactor, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Breazeale W. M., A low cost expe-
rimental neutron chain reactor, Oak Rid-
ge (Tenn.), [1952] (U. S. Atomic Energy
Commission); MT A project accelerator quar-
terly progress report [for] September thro-
ugh November 1952, [Likermor (Calif.)],
1952 (California research and development
Co); Eh rm an J. B. and Hough-
ton W. J., Physics of the NAA homoge-
neous graphite research reactor, [Dowhey
(Calif.)], 1953; Ligh water moderated rea-
ctor in cross flow, Garden City (N. Y.),
1953 (Kidde [Walter] Nuclear Laboratories
Incorparated); MT A quarterly progress report
[for] December 1952,January,February 1953,
[Berkeley], 1953 (California University, Ra-
diation Laboratory); Langsdorf A.,The
thermal neutron, reactor as an instrument
for measuring neutron cross sections, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission Reports); T о n к s L.,
The thermal test reactor of the knolls Ato-
mic Power Laboratory, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
Garcia I. M. A., Principles and phi-
losophy of reactor control circuits, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Johnson H. A.,
Hartnett J. P., С 1 a b a u g h W. J.,
Orifice metering coefficients for lead-
bismuth eutectic, Oak Ridge (Tenn.), [1953]
(U. S. Atomic Energy Commission Reports);
Flora J. W., Shor tall J. W.,
Experimental facilities of the water boiler
reactor, Oak Ridge (Tenn.), [1954](U. S. Ato-
mic Energy Commission Reports); Wink-
le R. van., Fuel let-down heat ex-
changer, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S.
Atomic Energy Commission); F 1 о r a J. W.,
Shor tall J. W., Strain E. J.,
Operating characteristics of the water boi-
ler, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U.S. Ato-
mic Energy Commission); Flora J. W.,
S h о r t a 1 1 J. W., D r u m m о n d W. E.,
Temperature effect on reactivity of the
CR and D water boiler, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] XU. S. Atomic Energy Commission);
Foley D. D., Wilson R. Q., Fil-
bert R. B., Evaluation of performance
of a model high pressure boiler, Oak Rid-
ge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy
Commission); Alt we in D. W. [a. o.],
Cost estimating procedure for evaluation
work, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Binns J. E.,
Instrumentation and control of the Brook-
haven nuclear reactor, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U.S. Atomic Energy Commission);-
SlUortall J. W. [a. o.], Power calib-
ration of the water boiler nuclear reactor,
Oak Ridae (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission Reports); S m a a r-
d у к A., Summary of shaft seal tests for
high-temperature high-pressure wa-
ter application, Oak Ridge (Tenn.), [1954]
(U. S. Atomic Energy Commission); Sto-
ne J. J., Mann E. R., Oak Ridge Na-
tional Laboratory reactor controls compu-
ter, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U.S. Ato-
mic Energy Commission); Carter J. C.,
The regeneration factor as a funktion of
time in a Th232 — U235 thermal reactor,
[Lemont (Ill.)], 1954; Lehmann G. W.,
Improved method for numerically solving
milti-group reactor equations, [Downey (Ca-
lif.)], 1954; Feasibility report on a fluidi-
zed reactor system, [Cleveland — N. Y.—
Chicago], 1954 (Diamond Alkali Co., Fas-
ter Wheeler Corp, and Pioneer Service and,
Engineering Co.); F i 1 1 m о r e F. L., SRE
criticality analysis, [Downey (Calif.)], 1954;
Morewitz H. A., Sanford F. R.
and Taylor J. J., Summary report on
reaktor hazards associated with the pres-
surized water reactor-flexible assembly,
[Pittsburgh], 1954; MT A quarterly prog-
ress report (for) June through November
1953, [Berkeley], 1954 (California Univer-
sity, Radiation Laboratory); Martens
F. H., Experiments on zero power reactor
(ZPR — 1), part 3, [Lemont (Ill.)], 1954;
A r n о 1 d E. D. [a. o.], Preliminary cost
estimation: chemical processing and fuel
costs for a thermal breeder reactor power
station, [Oak Ridge], 1955; Brookhaven
national laboratory. Critical experiments
for the Brookhaven medical reactor: sum-
mary hazard report. Upton [N. Y.], 1955;
M a s h m a n J., A Monte Carlo estima-
tion of the high energy neutron flux distri-
bution in the ORNL graphite reactor, [Oak
Ridge], 1955; Homogeneous reactor project
quarterly progress report for period ending
April 30.1955, [Oak Ridge], 1955; Wal-
ker J. W., Stress analysis of the SRP re-
actor tank, Augusta (Ga), 1955; Description
and some safeguard aspects of proposed
development fast neutron breeder reactor,
[Detroit]^ 1955; Homogeneous reactor fuel
572
БИБЛИОГРАФИЯ
reprocessing, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Wel-
ton T. A., A stability criterion for
reactor systems, Oak Ridge (Tenn.) [1955],
(U. S. Atomic Energy Commission); Web-
ster J. W., The low cross-section fission
product poisons, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U.S. Atomic Energy Commission), Ste-
phenson J., Peripheral production in
X pile, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U.S. Ato-
mic Energy Commission); Shortall
J. W. [a. o.], Description and startup
of a water boiler reactor, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Schiff R. R., Notes on conference
on reactor poisons, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Rohr R. C., Henry H. F., The ener-
gy spectrum of leakage neutrons from a
homogeneous reactor, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Remley M. E., Critical assembly and
preliminary operation of the water boi-
ler neutron source, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Wouters L. F., Universal J-K-L re-
gulator, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); U e с к e r
D. F., Traveling probe for ZPR-II, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Kouts H. J., Dow-
nes K. W., Price G. A., Intracell
flux traverses and thermal utilizations
1,027% enrichment uranium rods in light
water, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); К a s t e n P. R.,
Boiler reactor operation, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Gara be dia n H. L., Control rod
theory for a cylindrical reactor, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Anderson J. W. [a. o.],
A description of two motor-operated val-
ves and a special valve packing, Oak Rid-
ge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Pare’ V. K., Reactivity
effects of non-uniform density changes
in HRT,Oak Ridge (Tenn.),[1955](U. S. Ato-
mic Energy Commission); Mann M. M.,
Martin A. B., Critical experiments
on a small reactor of enriched U235 wich
Al-H20 moderator, and D2O, Be and
H2O reflectors, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Col-
lins G. D., Operation and analysis of
a 100-PS I electromagnetic pump, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Barnard J., Col-
lins G. D.. Test of 1200-GPM-li-
near A—C electromagnetic pump, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Leyse C. F., A pro-
posal for an in-pile film boiling experiment
in the MTR, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Ley-
se C. F., Permissilble MTR power le-
vels with and without film boiling, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Forbes S. G., Reac-
tivity measurement facility manual for
initial startup, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Diet-
rich J. R., Experimental investiga-
tion of the self-limitation of power dur-
ing reactivity transients in a subcooled,
water-moderated reactor. Borax-I ex-
periments, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Che r-
nick J., KunstadterJ. W., Serial
reports on start-up experiments, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Wilson T. R., Gamma in-
tensities in the MTR gamma irradiation faci-
lity, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); V i s n e r S.,
A two-region homogeneous reactor with-
out a core tank, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); To-
bias M., Certain nuclear data and phy-
sical properties to be used in the study of
thorium breeders, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Segaser C. L., HRT entrainment se-
parator design study, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Pitkin R. G., HRT cooler design
data, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); A low cost expe-
rimental neutron chain reactor, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Leyse C. F.,, Facilities for
irradiation within the MTR reactor tank,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Dwyer E. L.
[a. o.], Heat transfer rates for cross flow of
water through a tube bank at high Reynolds
numbers, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Re-
search reactors. Light water moderated.
Light water and oil moderated. Heavy
water moderated, graphite moderated, N. Y.,
1955 (U. S. Atomic Energy Commission);
Segaser C. L., Calculations for HRE
M 2 heat exchanger, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
King L. D. P., A brief description of
a one megawatt convection cooled homo-
geneous reactor LAPRE II, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Fleck J. A., Preliminary
computations on the «Teitel» design bree-
der reactor, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); D a-
venport D. E. [a. o.], Hanford stan-
dard pile, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); Dani-
els F., Suggestion for an experimental
power reactor. An impregnated graphite,
nitrogen-colled reactor and gas tur-
bine, using materials and equipment
available now, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); C h e r-
nick J., Survey of U-Bi reactors,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); M о z e r B., Eva-
luation of the uni vac data for liquid metal
fuel reactor, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Miles
F. T., Bareis D. W., Dwyer О. E.,
Fluid fuel reactors with uranium-bis-
muth, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); SchultzM. A.,
Control of nuclear reactors and po-
wer plants, N. Y., 1955; D a v i d g e
P. C., Lock C. J. L., Fission product
gases from a homogeneous power reactor,
L., 1955; Lock C. J. L., Fission product
formation in a homogeneous power reac-
tor, Harwell (Berks), 1955; W a 11 D. A.,
A study in design of travelling field elect-
romagnetic pumps for liquid metals, Har-
well, 1955 (Reports of the Atomic Energy
БИБЛИОГРАФИЯ
573
Research Establishment); Wood Ph. M.,
A study of possible blast effects from HRT
pressure vessel rupture, Oak Ridge (Tenn.),
[ 1 $56] (U. S. Atomic Energy Commission);
Robinson L. B., Temperature coef-
ficient of reactivity in the converter re-
actor, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission);
Schultz M. A., Automatic cont-
rol of power reactors, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Kouts H. J., Intracell flux
traverses, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S.
Atomic Energy Commission); Pre-opera-
tional acceptance test procedures for the
materials testing reactor, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
Martin A. B., Mann M. M., Cri-
tical experiments for the high flux reactor,
Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission); Bohannon J. R.,
Cost study of a power increase for the bulk
shielding reactor, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
Hanson G. H. [a. o.], Materials tes-
ting reactor-structure temperatures, Oak
Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Ener-
gv Commission); Dietrich J. R.,
Layman D. C., Transient and steady
state characteristics of a boiling reactor.
The borax experiments, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
Unbehaun W. E., History and sta-
tus of the EBR, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission); Snell
A. H., Weinberg A. M., Proposal
for a research and isotope reactor at ORNL,
Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission); S h о 1 1 W. E.,
ORNL research reactor design data, Oak
Ridge (Tenn.), [1956]’(U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Ransohoff J. A.,
S p i e w а к I., Development of hyd-
rogen-oxygen recombiners, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Clark M., A survey of three
heat exchangers for a liquid metal fuel
reactor, Oak Ridge (Tenn.),[1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Huffman
J. R., MTR technical branch quarterly
report, Oak Ridge (Tenn.),[1956] ( U. S. Ato-
mic Energy Commission); Watt D. A.,
A single phase annular induction pump
for liquid metals. Reports of the Atomic
Energy Research Establishment, [Har-
well], 1956; Murgatroyd W, Theory
of the ideal A. C. conduction pump, Har-
well (Berks), 1956; H i 1 1 J. F., The build-
up of poisons on shut-down of a reactor,
Harwell, 1956; Nuclear power reactors,
A report to the U. S. Atomic Energy Com-
mission by the Nuclear Power Project staff
of Foster Wheeler Corporation New York,
v. 2, Washington, [1956J; Crocker V. S.,
Henry K. J., The design of a large
antimonyberyllimn neutron source for use
with exponential assemblies, Harwell
(Berks), 1956; Coue у bear J. F. [a. o.],
Pump failure and the APPR-1, [Milford (Con-
necticut)], 1956; Hall R. J., SRE instru-
mentation and control, [Canoga Park (Ca-
lif.)], 1956; Alexander L.C., The in-
tegral spectrum method for gamma hea-
ting calculations in nuclear reactors, [Oak
Ridge], 1956; Rosenthal M. W., Na-
tural circulation homogeneous reactors,
[Oak Ridge], 1956; Me L a i nH. A., Aven
R. E. and Robertson R. C., HRT
cooling water system modifications, [Oak
Ridge], 1956; Z a p f F. C., HRT drawings-
cross reference listing [Oak Ridge], 1956;
Alexander L. G., Transient conduction
in nuclear reactor fuel plates, [Oak Ridge],
1956; Tobias M., Effect of xenon-135
retention upon homogeneous reactor beha-
vior, [Oak Ridge], 1956; Briggs R. B.
[compositor], HRP civilian power reactor
conference held at Oak Ridge National La-
boratory May 1—2, 1957, [Oak Ridge],
1957; D г a p e r B. D., Maintenance of va-
rious reactor types, [Oak Ridge], 1957; A n-
thony L. J., and Harris P. M.,
List of unclassified AERE reports January
1952 to December 1955, Harwell, 1957;
Hitchcock A. J. M., Price V. E.,
ShentonJ., Flux changes in thermal re-
actor under long-term irradiation, L., 1957;
(United Kingdom Atomic Energy Authori-
ty Industrial Group); Pickard J. K.
[ed.], Nuclear power reactors, N. Y., 1957;
В e с к С. K., Nuclear reactors for research
N. Y., 1957; Nuclear power reactors.
Ed. by J. K. Pickard, Toronto—N. Y.—L.,
[1957] (The Geneva Series on the peaceful
uses of atomic energy, ed. of the series
J. G. Beckerley); Homogeneous reactor
project quarterly progress report for pe-
riod ending January 31 1957, [Oak Ridge],
1957; Roos J. L. de, Verslag yan de
leergang technologic en constructie van
kern-reactoren. 10 September — 14 Septem-
ber 1956, [1—2], Delft, [1957]; Barnes
A. H. [a. o.], Electromagnetic pump for
liquid metals, Oak Ridge (Tenn.), [195—]
(U. S. Atomic Energy Commission); Hy-
de J. L. [a. o.], Recalibration of CP-2
and its use for inhour measurements, Oak
Ridge (Tenn.), [195—] (U. S. Atomic Ener-
gy. Commission).
4.	Переработка и удаление радиоактивных
отходов
Handling radioactive wastes in the ato-
mic energy program, Washington, 1949
(U. S. Atomic Energy Commission); A y-
res J. A., Radioactive waste disposal,
Oak Ridge (Tenn.), 1950 (U. S. Atomic
Energy Commission); H а у n e r J. H.,
Manowitz B., Brookhaven Natio-
nal Laboratory waste problems, Oak Ridge
(Tenn.), [1950] (U.S. Atomic Energy Com-
mission); Wolman A., G о r m a n A. E.,
Waste materials in the United States Ato-
mic Energy program, Oak Ridge (Tenn.),
[1950] (U. S. Atomic Energy Commission);
Manowitz В., В ret ton R. H.,
Progress report on waste concentration
studies. 3— Decontamination efficiency of
the filtration process, Oak Ridge (Tenn.),
[1950] (U.S. Atomic Energy Commission);
Horrigan R. V., Progress report
on waste concentration studies. 4— De-
scription of and preliminary tests on the
BNL-modified Cleaver-Brooks DVC-
8E vapor compression still, Oak Ridge
(Tenn.), [1951] (U.S. Atomic Energy Com-
mission); Horrigan R V., Fri-
ed H. M., Progress report on waste con-
centration studies, 5— Engineering re-
sults on the BNL semiworks vapor filt-
ration vapor compression evaporator, Oak
Ridge (Tenn.), [1951] (U.S. Atomic Ener-
574
БИБЛИОГРАФИЯ
gy Commission); Manowitz В.,
Horrigan R. V., Fried Н.»
Final report on evaluation of process de-
signs for the waste concentration plant,
Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Pitzer E. C.,
Disposal of radioactive wastes, Oak Ridge
(Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Rodger W. A.. Complete
radioactive effluent control and a radio-
chemical laboratory, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commissi-
on); Simon R. H., Disposal of radio-
active liquid and solid wastes, Oak Ridge
(Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Recommendations for waste dis-
posal of phosphorus— 32 and iodine-
131 for medical users, Washington, 1951
(National Bureau of Standards Handbook
49); Hirsch С. E., Treatment of ra-
dioactive waste, solutions, Oak Ridge
(Tenn.), [1952] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Dobbins W. E., Treatment
of synthetic laundry waste on trickling
filters, Oak Ridge (Tenn-.), [1952] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); G 1 о у n a E. F.,
Geyer J. C., Trickling filter treat-
ment of radioactive contaminated laundry
wastes, Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Gemmell L.,
Engineering studies of filter bed effici-
ency for the treatment of radioactive was-
tes, Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); S u d d a t h
J. C., Evaluation of a Cottrell electrosta-
lic precipitator on a radiochemical process
off-gas system, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U.S. Atomic Energy Commission); Hamp-
son D. C., Hykun E. H., Rodger
W. A., Basic operational report of the Ar-
gonne active waste incinerator, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission Reports); Hatch L. P., Ulti-
mate disposal of radioactive wastes, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Herrington A. C.,
Permanent methods of radioactive waste
disposal: an economic evaluation, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Kaufman W. J.,
Klein G., G r e e n berg A. E., Concen-
tration of radioisotopes by activated slud-
ge, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Development of
laboratory waste disposal unit (24—A4),
Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic
Energy Commission); Biladeau A. L.,
Radioactive waste removal in a trickling
filter sewage plant, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
Stern H. E., Calculations of shielding
for burned-out reactor fuel elements,
Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic
Energy Commission); Larson R. E.,
Simon R. H., Solid waste disposal
at the knolls Atomic Power Laboratory,
Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic
Energy Commission Reports); Control
and removal of radioactive contamination
in laboratories, Washington, 1953 (Natio-
nal Bureau of Standards Handbook); Recom-
mendations for the disposal of carbon-
14 wastes, Washington, 1953 (National
Bureau of Standards Handbook 53); Evans
J. E., Disposal of active wastes at sea,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission); Biological treatment
of radioactive wastes, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission
Reports); Clark W. A., Waste dispo-
sal-decontamination and decontami-
nation laundry facilities, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission
Reports); Leary J. A., C 1 а г к R. A.,
Hammond R. P., Design and perfor-
mance of an effluent plant for radioac-
tive wastes, Oak Ridge (Tenn.), [1954]
(U. S. Atomic Energy Commission); Radio-
active — waste disposal in the ocean, Wa-
shington, 1954 (National Bureau of Stan-
dards Handbook 58); Waste processing. I,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); F a 1 1 e r I. L. [a. o.],
Calculations on U fission product decay
chains,Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U.S.Ato-
mic Energy Commission); Steel E. W.,
G 1 о у n a E. F., Oxidation ponds-ra-
dioactivity uptake and algae concentra-
tion, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Schauer P. J.,
Pilot plant work on solid burnable waste
disposal for Mound laboratory, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Project summary develop-
ment of laboratory waste disposal unit.,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); KienbergerC. A.
[a. o.], Determination of alpha activity
of uranium in mud, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Dewes R. A., Goodale E. E.,
Utilization of the gross fission products.
Progress report N I, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Disposal of radioactive wastes in cement,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Kruse P. V.
[a. o.], Behavior of institutional incine-
rators when used to burn radioactive was-
tes, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); V i s n e r S.,
Fuel dump tanks for HRT, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Douthett E. M., T e m p-
leton D. H., The ranges of fragments
from high energy fission of uranium, Oak
Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy
Commission); M i n c h e r E. L., L i c fa-
te n stein R. M., Utilization of the gross
fission products, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission); M c
Ewen M. [a. o.], Development of the flow
sheet for incinerating contaminated com-
bustible waste, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission); Yield
of photoneutrons from U235 fission pro-
ducts in heavy water, By S. Bernstein and
others,Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission). Culler F. L.,
and McLain S. [compositors and
ed.], Status report on the disposal of radioa-
ctive wastes, [Oak Ridge-Lemont], 1957.
5.	Заражение радиоактивными вещества-
ми и очистка
Дезактивация (Удаление радиоактивных
загрязнений). Сводка данных из иностр,
журналов, М., 1955 (Ин-т науч, информа-
ции АН СССР); Н е a t h е г t о п R. С.,
Decontamination of buildings by flame,
Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Atomic
Energy Commission); T о m p k i n s P. C.,
БИБЛИОГРАФИЯ
575
В i z z е 1 1 О. М., Radioactive deconta-
mination properties of laboratory surfa-
ces, I— Glass stainless steel, and lead,
Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Atomic
Energy Commission); Tompkins P. C.,
Bizzell О. M., Watson C. D.,
Radioactive decontamination properties of
laboratory surfaces. II—Paints, plastics
and floor materials, Oak Ridge (Tenn.),
[1950] (U. S. Atomic Energy Commission);
Silverman L. B., Bryan F. A.,
A study of the contamination potential
of polonium static eliminators, Oak Rid-
ge (Tenn.). [1950] (U. S. Atomic Energy
Commission); Watson C. D., Hand-
le T. II., West G. A., Decontamina-
tion and corrosion resistance properties
of selected laboratory surfaces, Oak Ridge
(Tenn.), [1950] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); В 1 a s e w i t z A. G. [a. o.],
Filtration of radioactive aerosols by glass
fibers, Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); T a 1 b о у s A. P.,
Contamination of plumbing by low-le-
vel radioisotope wastes, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Olson O. L., G i f f о r d J. F., Faci-
lities for decontamination of laboratory
equipment, Oak Ridge (Tenn.), [1953]
(U.S. Atomic Energy Commission); McCa-
uley R. F., Lauderdale R. A.,
Eliassen R., A study of the lime-
soda softening process as a method for de-
contaminating radioactive waters, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Air cleaning studies. Progress
report. By M. W. First and others, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Billings Ch. E.
[a. o.], Performance of the model К elect-
ropollar filter, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Rai-
ney С. T., Investigations with a device
for the prompt detection of radioactive aero-
sols, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Wade F.,
Preliminary investigations of scintillation
counter techniques for the measurement
of radio-activity from the human body,
Harwell (Berks), 1955; Perry К. E. G.,
The rapid detection and continuous moni-
toring of radio-active contamination
on dust in laboratory air, Horwell, ’ 1955;
Watson E. C., Fast neutron monito-
ring of personnel, Oak Ridge (Tenn.), [195—]
(U. S. Atomic Energy Commission).
III. МАТЕРИАЛЫ РЕАКТОРОВ
Виноградов А. П., Физико-хи-
мические методы контроля производства
урана, М., 1955 (Доклады, представл.
СССР на Международную конференцию
по мирному использованию атомной энер-
гии); Каплан Г. Е., Металлургия то-
рия, М., 4 955 (Доклады, представл. СССР
на Международную конференцию по
мирному использованию атомной энер-
гии); М е е р с о н Г. А., Металлокера-
мика тория, М., 1955 (Доклады, пред-
ставленные СССР на Международную кон-
ференцию по мирному использованию атом-
ной энергии); Сажи и Н. П., Пепе-
ляева Е. А., Отделение гафния от цир-
кония и получение чистой двуокиси
циркония, М.,	1955 (Доклады, пред-
ставл. СССР на Международную конфе-
ренцию по мирному использованию атом-
ной энергии); Сажин Н. П., Д у л ь-
кина Р. А., Получение металлургиче-
ского висмута высокой чистоты, М., 1955
(Доклады, представл. СССР па Между-
народную конференцию по мирному ис-
пользованию атомной энергии); Ц и п р у и
Л. И., Т а р ы т и н а М. И., Иссле-
дование поведения нержавеющей стали
IX 18Н9Т в контакте с жидким свин-
цом, висмутом и их эвтектическим спла-
вом при температуре 500—600° С, М., 1955
(Доклады, представл. СССР на Междуна-
родную конференцию по мирному исполь-
зованию атомной энергии); Ядерные реак-
торы. 3— Материалы для ядерных реак-
торов, М., 1956; The chemistry and metal-
lurgy of miscellaneous materials. Ther-
modynamics. Ed. by L. L. Quill, N. Y.,
1949; Di Pietro W. O., Findlay
G. R., Moore J. H., Preparation of
ductile zirconium, Oak Ridge (Tenn.),
[1950] (U. S. Atomic Energy Commission);
Karp J., Reactor graphite properties
determined at Brookhaven national la-
boratory, Upton (N. R.), 1950; Sny-
der M. J., Burkart C. A. and
Clegg J. W., Engineering properties of
high-density concretes, [Columbus (Ohio)],
1951; Gur insky D. H., Reactor ma-
terials requirements, Oak Ridge (Tenn).,
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Christy R. F., Material limitations
for water boiler, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U. S. Atomic Energy Commission); P o-
w e r s R. M., W i 1 h e 1 m H.A., The tita-
nium-vanadium system, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Danielson G. C. [a. o.], Terminal re-
port of an investigation of the properties
of thorium and some of its alloys, [Ames
(Iowa)], 1952; McWhirter J. W. and
D r a 1 e у J. E., Aquilous corrosion of ura-
nium and alloys: survey of projectliterature,
[Lemont (Ill.)], 1952; Rosen F. D., The
use of fromine trifluoride in the recovery of
uranium from uranium impregnated gra-
phite fuel materials, Downey (Calif.), 1952;
С о u 1 t a s T. A. and С у g a n R.,
Compatibility of sodium, graphite and stain-
less steel, Downey (Calif.), 1953; Dwight
A. E. and Roebuck A. H., Prelimi-
nary report on corrosion of low-uranium,
zirconium-base alloys, [Lemont (Ill.)], 1953;
Chemistry division, section C-II. Summary
report for July. August and September 1952.
[Lemont (Ill.)], 1953 (Argonne National La*
boratory); Levingston H. L., Ro-
gers B. A., Thorium-vanadium system,
Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic
Energy Commission); Huffman J. R.,
The materials testing reactor design, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Wilhelm H. A.,
Thorium-titanium alloy system,	Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Boyd	W. K.,	Pe-
oples R. S., Corrosion of selected ma-
terials in Pentalene 290 and a mixture
of Dowtherm A and alkylbenzene, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Hum e-R о t h e г у W.,
Electrons, atoms, metals and alloys, N.Y.,
1955; French E. P. [a. o.], Investiga-
tion of materials for use in a heat transfer
system containing liquid or bismuth, Oak
576
БИБЛИОГРАФ ИЯ
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Edwards R. K., Stu-
dies of materials at high temperatures,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. — Atomic
Energy Commission); Schwope A. D.,
Chubb W., Zirconium alloys for nuc-
lear reactor applications, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Beall S. E., Procedure for erection of
lhe materials testing reactor mock-up,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); BoisblancD. R.,
N у e r W. E., Xenon-135 generation
in the materials testing reactor, Oak Rid-
ge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Simmon s W. F.,
Cross H. C., Creep of 2S-0 aluminum
sheet at 400 to 450°C, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Peoples R. S. [a. o.], Reaction of
nickel in molten sodium hydroxide, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); H a u s n e r H. H.,
Materials for nuclear power reactor, N. Y.,
1955; La (J u er H. L., Low temperature
thermal expansion of various materials,
Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission); Bush S. H., Kem-
per R., Feasibility survey of zirconi-
um and alternate reactor structural mate-
rials for high temperature operation, Oak
Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Eneigy
Commission); C h e r n о с к W. P., К a-
1 e s L. W., Textures in rolled uranium rod,
Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission); Ellis D. A.,
The recovery of uranium from industrial
phosphoric acids by solvent extraction,
p.l—2, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Shea J. F.
[a. o.], Separation of zirconium and haf-
nium, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); M i n i n g e r
R. D., Beckerley J. G., Explora-
tion for nuclear raw materials, N. Y.,
1956; О bermii 1 1 er H. E. M., Metall
und Atom. Neue Metalle and Verfahren,
Stuttgart, [1956]; Gas cooled, natural
uranium D2O moderated power reactor;
reactor design and feasibility problem,
[Oak Ridge], 1956; Johnson J. R.
[a. o.], The technology of uranium
dioxide — a reactor material, [Oak Ridge],
1956; Robinson M. S., Radiation
damage studies program ETR loop ma-
terials progress report, [Idaho Falls],
1957; Me FarlandC. E. and V o-
o r h i s A. D., Experimental and theoreti-
cal study of critical slabs, [Pittsburh], 1957;
V о о r h i s A. D. [a. o.], Experimental and
theoretical study of critical slabs. Effect
of absorbing membranes of cadmium, gold,
and boron, Pittsburgh, 1957; Moeller
D. W., Radionuclides in reactor cooling
water-identification, source and control,
[Oak Ridge], 1957; C a r t e г R. L. [ed.],
Sodium graphite reactor quarterly progress
report Oct.— Dec. 1956, Canoga Park (Ca-
lif.), 1957; P a г s 1 у L. F., F a 1 к e n-
berry H. L. and Miller I. M.,
Report of slurry blanket test run SM-2,
[Oak Ridge], 1957: Bokros J. C., Ef-
fect of sodium on the mechanical properti-
es of zirconium, Canoga Park (Calif.), 1957,
Smith K. F. and Van Thyne
R. J., Selected properties of vandium al-
loys for reactor application, Lemont (Ill.),
1957; Drale у J. E., Greenberg S.
and R u t h e r W. E., The high tempe-
rature aqueous corrosion of uranium alloys
containinig minor amounlts of niobium and
zirconium, Lemont (Ill.), 1957.
1.	Горючее
T a r a b a F. R., Determination of ura-
nium burnup by nomographs, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Forbes S. G.,A non-destruc-
tive method for fuel assaying, Oak Rid-
ge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Forbes S. G., Nyer
W. E., Fuel burnup determinations by
gamma-ray scanning, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Cubicciotti D., The evaporation
of plutonium from small pieces of uranium
reactor fuel, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission);
Holm M. W., The determination of U235
burn-out in fuel rods, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Leyse C. F., Evaluation of fuel lo-
adings and cycle times for the MTR, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); L e у s e G. F., Improvements
in MTR fuel assemblies and operating
procedures, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); Nuclear fu-
els. Ed. by D. H. Gurinsky, G. J. Die-
nes, Princeton (N. Y.), 1956; Biome-
k e J. O., The buildup of heavy isoto-
pes during thermal neutron i irradiation
of uranium reactor fuels, [Oak Ridge],
1957.
2.	Замедлители и отражатели
Изучения бериллия как замедлителя ней-
тронов, М., 1955 (Доклады, представл.
СССР на Международную конферен-
цию по мирному использованию атомной
энергии); Меерсон Г. А., Техноло-
гия получения изделий из чистых берил-
лия и окиси бериллия для их применения
в ядерных реакторах, М., 1955 (Доклады,
представл. СССР на Международную кон-
ференцию по мирному использованию
атомной энергии); Green L., The ero-
sion of graphite by high temperature
helium jets, Oak Ridge (Tenn.), [1950]
(U. S. Atomic Energy Commission); Jef-
frey J. O., Moynihan J. R., G u n-
der D. F., Shear tests of graphite, Oak
Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Malmstrom C.,
Keen R., G r e e n L., Some mechani-
cal properties of graphite at elevated tempe-
ratures, Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S.
Atomic Energy Commission); Green L.,
The behavior of graphite under alterna-
ting stress, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U. S. Atomic Energy Commission); F a-
ris F. E., Smith C. A., The modu-
lus of rigidity of AUF and SA. 25 gra-
phite from room temperature to 2000°C,
Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Green L., High
temperature compression tests on graphi-
te, Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); How e J. P.,
On the properties of graphite, Oak Ridge
(Tenn.), [1952] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Lloyd R. C. Bending of
БИБЛИОГРАФИЯ
577
GBF graphite bar under load, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Downes K., Buckling of a
-natural uranium light water moderated
lattice, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Kouts H. J.,
Light water lattice studies, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Kouts H. J., Downes
K. W., Price G. A., Buckling of light
water lattices (6007 diameter rods, 1,3% and
1,15% 25), Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); К o-
uts H., Price G., Downes K.,
Buckling of light-water moderated lat-
tices of 387" diameter, 1,027% enriched
uranium rods, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); C he r-
n i с к J., A survey of the reflector savings
of uranium-water lattices, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Carlson W. L., Neutron
age measurements in graphite with gold
resonance detection, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Chapman G. T., Flynn J., The
effect of iron behind beryllium in the ORNL
lid tank (expt 38), Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
United Carbon Product Co. Bay City
(Mich.).— Final report, Technical Infor-
mation Service, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); F i n-
k e R. G., Charged particles from beryl-
lium bombarded by 31.3— Mev protons,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); McMurry H. L.,
The age in beryllium-water mixtures,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); R a s о r N. S.,
Low temperature thermal and electrical
conductivety and thermoelectric power
of graphite, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Ser-
mon G. T., Purification of graphite, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Ene-
rgy Commission); Webster J. W.,
Me M u г г у Ы. L., Effect on flux of a fuel
plate in reflector, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Cur-
rie L. M. [a. o.], The production and
properties of graphite for reactors, [N. Y.],
195э; К о u t s H. J. [a. o.], Exponential
experiments on light water moderated I
per cent U-235 lattices, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
Malm J. G., Mason G. W., Volati-
lization of uranium from uranium-imp-
regnated graphite, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
Fau 11 N., An experimental study of neut-
ron induced activities in water, L., 1957
(United Kingdom Atomic Energy Authori-
ty. Atomic Energy Research Establishment);
В a 1 d w i n E. E., Koenig R. F., Me-
chanical properties of beryllium, Oak Rid-
ge (Tenn.), [195—] (U. S. Atomic Energy
Commission).
3.	Теплоносители
Jaffee R. I. [a. o.], Gallium in nuc-
lear reactors; considerations for use as a
primary coolant, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U. S. Atomic Energy Commission); John-
son ' H. A., Hartnett J. P., С 1 a-
baugh W. J., The design and opera-
tion of a 30 GPM, 40 KW lead-bismuth
eutectic heat transfer system, Oak Ridge
(Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy Com-
mission Reports); M с К i s s i о n R. L„
Dissociation-cooling: a discussion, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy
Commission); Murgatroyd W., Ther-
mal convection in a long cell containing
a heat generating fluid, L., 1954; В о 1 t
R. О., С a г г о 1 1 J. G., Summary evalua-
tion of organics as reactor moderator —
coolants, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); Me S h a r-
r у J. J., S u 1 1 i v a n E. A., В a n u s
M. D., The sodium-hydrogen system,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Pitkin R. G.,
HRT cooler design data, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commissi-
on); Liquid-metals handbook, [3 ed.],
Ed. С. B. Jackson, [Washington], 1955;
W о о d г о w J., Flow of a compressible
coolant through a channel, Harwell (Berks),
1955; Kitzes A. S., A discussion of
liquid metals as pile coolants, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Clark M., Water-spray
cooling of air-cooled piles; an outline
of problems encountered and possible solu-
tions, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission).
IV. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА
Научные и технические основы ядерной
энергетики. Сост. группой авторов, под
ред. К. Гудмена, пер. с англ., т. 1—2,
М., 1948—50; Атомные силовые установки.
Сводка данных из иностранных журналов,
М., 1955 (Ин-т научн. информации АН
СССР); Блохинцев Д. И., Нико-
лаев Н. А., Первая атомная электрон-
станция СССР и пути развития атомной
энергии, М., 1955 (Доклады, представлен-
ные СССР на Международную конферен-
цию по мирному использованию атомной
энергии); Энергетические ядерные реак-
торы и использование продуктов деления.
Сб. статей, пер. с англ., М., 1955; Атом-
ная энергетика (Доклады иностранных
ученых на международной конференции
по мирному использованию атомной энер-
гии. Женева, 1955), М., 1956; Ратни-
ков Е. Ф., Атомная энергия в народном
хозяйстве, Свердловск, 1956; Перспек-
тивы развития атомной энергии в СССР.
Сообщение Делегации Советского Союза
Пятой мировой энергетической конфе-
ренции, [М.], 1956; Применение атомной
энергии в мирных целях (Сб. статей),
Отв. ред. И. Т. Аладьев^М., 1956; Ф ар д
Дж., Проекты энергетических реакторов,
пер. с англ., М. — Л., 1956; Зарубежный
водный транспорт. Морской транспорт
в 1955 г.— начале 1956 г., М., 1956; Воп-
росы ядерной энергетики. Сб. переводов
и обзоров иностранной периодической
литературы, М., 1957; Четыре лекции по
ядерной энергетике, пер. с англ., М.,
1957; Лаханин В. В., Шиловы. М.,
Корабль на атомной энергии, М., 1957;
Материалы совещания по применению ион-
ного обмена в цветной металлургии. Мо-
сква. 1956, М., 1957; Атомная энергия в
мирных целях [Материалы юбилейного
совещания работников промышленности,
транспорта и строительства, деятелей
578
БИБЛИОГРАФИЯ
науки и’техники г. Ленинграда], под общ.
ред. Е. Г. Комара [и др.], Л., 1957; D а-
v i s Н. М., Energy unlimited. The elect-
ron and atom in everyday life, N. Y.— To-
ronto, 1947; Ei di notf M. L., R uch-
1 i s H., Atomics for the millions, N. Y.,
[1947]; Bruninghaus L., L’ener-
gie atomique, P., 1947; В a v i n k B.,
Die Atomenergie und ihre Ausnutzung,
Bern, 1947; Ducrocq A., Les hori-
zons de l’energie atomique, P., 1948; С о c k-
r о f t J. D. [a. o.], Atomic energy, N. Y.,
1948; Darrow К. K., Atomic energy,
N. Y., 1948; Fuchs W., Energiegewin-
nung aus Atomkernen, Essen, 1948; Ger-
lach W., Probl eme der Atomenergie,
Munchen, 1948; Vogt H., Atomenergie
und Atomumwandiung, Darmstadt, 1948;
Dessauer F., L’energie atomique et
ses applications, 2 ed., Neuchatel, 1948;
Allison S. K. [a. o.], Constructive
uses of atomic energy, N. Y.,	1949;
Way R. B., Atomic power, L., 1949;
D о g i g 1 i G., Entfesselte Natur-
kraft; das Basis der Atomenergie, Mun-
chen, 1949; EidinoffM. L., R u c h-
1 i s H., Das Atomzeitalter, Zurich, 1949;
В о u z a t A., L’energie atomique, P.,
1949; Kahn Th., Magnon C.,
L’energie atomique et ses applications,
P., 1949; Vigneron L., Chas-
te 1 R., L’energie atomique, P., 1949;
Cockroft J., The development
and future of nuclear energy, Oxford,
1950: Glasstone S., Sourcebook on
atcmic energy, N. Y.,	1950; National
nuclear energy series. Manhattan project
technical section. Division 8, v. 1 —
Analytical chemistry of the Manhattan
project, N.Y., 1950; Schurr S. H.,
Mars-chak J., Economic aspects of
atomic power, Princeton, 1950; Flagg
J. F., Nuclear fuel for power production,
Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Eister W. K.,
The engineer in atomic energy industry,
Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Elliott R., Eco-
nomic factors in the selection of steam tem-
peratures in nuclear power plants, Oak
Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Burhop E. H. S.,
The challenge of atomic energy, L., 1951;
Eyk B. J. van, Atomistiek heden en
verleden, Amsterdam, 1951; Isard W.,
Whitney V., Atomic power, an eco-
nomical and social analysis; a study in
industrial location and regional economic
development, N. Y.,	1952; В i t о t A.,
Guillard H., Lefebvre L., Ener-
gie nucleaire, Cannes, 1952; Atomska ener-
gija, Belgrade, 1952; Dean G. E., Re-
port on the atom; what you should know
about the atomic energy program of the
United States, N. Y., 1953; S h i m a z a-
ki T. T., Robbins С. H., Power
conversion in nuclear power plants, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Barham R. T. [a. o.],
Economic of central-station power plants.
Preliminary compilation of reference data,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission); J а у К. E. B., Bri-
tain’s atomic factories, L., 1954; Cock-
croft J. [a. o.], Atomic energy, L., 1954;
Atomic energy. Ed. by Joseph Rotblat,
L., 1954; Fearnside K., J о n e s E. W.,
Shaw E. N., Applied atomic energy,
N. Y., 1954; В e e 1 e r N. F., Bran-
ley F. M., Experiments with atomics,
N. Y., 1954; Weech M., BulmerJ. J.,
A peacetime survey of nuclear energy from
an industrial viewpoint, Ann. Arbor, 1954;
Major activities in the atomic energy prog-
rams, [Washington], 1954 (U* S. Atomic
Energy Commission); Chadwick J.,
Prospects for atomic power, Toronto, 1954;
Shannon R. H. [a. o.], A study of
electric power generation utilising heat
energy from power breeder reactors, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); A programme of nuclear
power, L., 1955; Power from nuclear ener-
gy. Notes prepared by Science Club with
cooperation of the United Kingdom Ato-
mic Energy Authority, L., [1955]; The
commonwealth and nuclear development,
L., 1955; A forum report; atomic energy.
A realistic appraisal, N. Y., 1955; Tac-
kett D. E., Brown P. E. and Es-
per R. T., Review of carbon steel cor-
rosion data in high-temperature high-
purity water in dynamic systems, [Pitts-
burgh], 1955; Newstein M. C., Ma-
shine methods of computation and nume-
rical analysis, [Cambridge (Mass.)], 1955;
The metal beryllium, ed. D. W. White
and J. Burke, Cleveland, 1955; M iinzih-
ger F., Atomkraft. Eine Studie fiber die
technischen und wirtschaftlichen Aus-
sichten von Atomkraftwerken. Fur In-
genieure, Energiewirtschaftler und Volks-
wirte, B.— Gottingen — Heidelberg, 1955;
Gerlach W., Wesen und Bedeu-
tung der Atomkraftwerke, Munchen —
Oldenbourg—Dusseldorf, 1955; L’ Atome,
notre destin, P.,	1955; Rusek A.,
An atomic power programme, Stockholm,
1955; Puig I., Presente у future de la
produccidn de electricidad рог energia ato-
mica, Barcelona, 1955; Forty D. R.,
W a 1 1 s E. L., Merrill R. L., De-
velopment of scram-latch components
for mark I naval reactor, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
Ellis D. A., Grinstead R. R.,
Mason R. L., Recovery of uranium from
Colorado plateau ores by solvent extrac-
tion, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); W h i t b у H. C.,
Compact DC power supplies in the 100 kv
region, Harvell (Berks), 1956; Sapi r M.,
V a n H у n i n g S. J., Productive uses
of nuclear energy. The outlook for nuc-
lear power in Japan, Washington, 1956;
Major activities in the atomic energy pro-
grams January—June 1956, Washing-
ton, 1956; Jay K., Calder Hall. The sto-
ry of Britain’s first atomic power station,
L., [1956]; Prospects for atomic energy in
the South. A Forum report. Ed. by J. Green,
E. A. Wiggin, N. Y., 1956; Atoms in busi-
ness. Forum report № 10. Ed. by J. Green,
N. Y., 1956; Hei dl H., Steam cyc-
les in atomic power plants, Vienna, 1956;
Kennedy С. C., Atomic energy in Ca-
nada, Chalk River, 1956; MTR technical
branch quarterly report — third quarter
1956. Ed. W. P. Connor, [Idaho Falls],
1956; Progress in nuclear energy. Series
IV— Technology and engineering. Ed. R.
Hurst and S. McLain, N. Y., 1956; M i s h-
БИБЛИОГРАФИЯ
579
1 е г Н: W. and Sopher R. Р., Deve-
lopment of high-strength filler wires for
welding SAE 4130, 4140 and 4340 steels,
[Columbus (Ohio), 1956]; Plansee procee-
dings, 1955. Sintered	high-temperature
and corrosion-resistant materials. Ed. F. Be-
nesovsky, L., 1956; Till P. H. and Tur-
ke v i c h J., Metallic smokes. An elect-
ron microscope examination of aerosols
produced by evaporation of metals in he-
lium, [Princeton], 1956; Uranium and
the atomic industry. Proceedings of a mee-
ting [of Atomic Industrial Forum], June
25—26, 1956, Denver, N. Y., 1956; Pub-
lic relations for the atomic industry. Pro-
ceedings of a meeting [of Atomic Indust-
rial Forum],March 19—20,1956,N. Y., 1956;
Prospect for atomic energy in the South.
Proceedings of a meeting [of Atomic In-
dustrial Forum], April 17—18, 1956, At-
lanta [and] April 19, 1956, Oak Ridge, N. Y.,
1956; Management, economics and tech-
nology for the atomic industry. Procee-
dings of the annual conference [of Atomic
Industrial Forum], Sept. 25—27, 1956,
Chicago, v. 1—2, N. Y., 1956; Commer-
cial and international developments in
atomic energy. Proceedings of a mee-
ting [of Atomic Industrial Forum], Sept.
27—29, 1955, Washington, N. Y., 1956;
Atomic energy. The new industrial fron-
tier. Proceedings of a meeting [of Ato-
mic Industrial Forum], Apr. 4—5, 1955,
San Francisco, N. Y., 1956; Metallurgy and
fuels. Ed. by H. M. Finniston and J. P. Ho-
we, v. 1, N. Y.— L., 1956 (Progress in
nuclear energy, set. 5); Instrument society
of America. New York Section. Proceedings
of the 1956 midwinter conference on in-
strumentation and control of industrial
nuclear processes, N. Y., 1956; Melbourne
university. Faculty of engineering. Some
problems in the development of atomic
power; a symposium held at the univer-
sity 28—29 Oct. 1954. Ed. by G. B. O’Mal-
ley and J. S. Carr, Melbourne, 1956; Had-
dock P. Ph., Analysis of bevatron tau
mesons, [Berkeley], 1956; О berm u 1-
1 e r H. E. M., Metall und Atom. Nene
Metalle ,und Verfahren, Stuttgart, [1956];
Comite d’etude des producteurs de charbon
d’Europe occidentale L’application de 1’ener-
gie nucleaire dans le domaine de la pro-
duction d’energie mechanique et electri-
que et son incidence sur Г Industrie char-
bonniere, v. 1—2, [Bruxelles], 1956;
Fucks W., Mandel H., Atomener-
gie und Elektrizitatserzeugung, Munchen,
1956; В г о d a E., Atomkraft — Furcht
und Hoffnung. Das Wesen der Kernenergie
und die Moglichkeiten ihrer Verwendung,
Wien, 1956; Atomenergie. Wege zur fried-
lich anwendung (Sammlung), [Frankfurt
a. M.], 1956; Svarc O., Atomove elekt-
rarny, Praha, 1956; Canada’s first nuclear
power station, [Toronto, 1957]; Selected
papers from the First Nuclear Engineering
and Science Congress, held at Cleveland,
Ohio, v. 1—2, N. Y.— L.— P., 1957; Some
problems in the development of atomic po-
wer, Melbourne, [1957]; Gol dri ng M.,
Economics of atomic energy, L., 1957; В o-
n i 1 1 a C. F. [ed.], Nuclear engineering,
N. Y.—L., 1957; Schwenk H. C.
and Shannon R. H., Nuclear power
engineering, N. Y., 1957; Economics of
nuclear power, ed. by J. Gueron [a. o.],
v. I, N. Y.—L., 1957 (Progress in nuclear
energy, ser. 8); Robock S. H., ..Nuclear
power and economic development in Bra-
zil (Reports on the productive uses of nucle-
ar energy), Washington, 1957; Year book
of radiology 1956—57, Chicago, 1957;
Painter M. J. and Huff G. A.,
Analytical control laboratory operating
manual,Idaho Falls, 1957; Sakamoto R.,
Effects of processing variables on fracture
and disc-bursting characteristics of four
high temperature materials. Period cove-
red: March 1,1955 to March 31, 1957, [Lynn
(Mass.)], 1957; Burton D. W., Equi-
librium time for a square plant, [Oak Rid-
ge], 1957; Multichannel pulse height ana-
lyzers. Proceedings of an Informal Con-
ference Gatlinburg Tennessee, Sept. 26—
28 1956. Publication № 467. Editors-.Koch
H. W. and Johnston R. W., [Gatlinburg],
1957 (National Research Council. Commit-
tee on Nuclear Science. Nuclear Science
Series, report № 20); Holden F. C.,
Notch sensitivity of titanium and titanium
alloys, [Columbus (Ohio)], 1957; Ceramic
information meeting held at Oak Ridge
National Laboratory on October 1,2 and
3 1956, [Oak Ridge], 1957; Catalogue of
electronic equipments disigned by United
Kingdom Atomic Energy Authority, electro-
nics division, A. E. R. E., Harwell, 1957
(Great Britain, Atomic Energy Research
Establishment); Chicago University. Air
force radiation laboratory. Quarterly
progress report № 22, [Chicago], 1957;
Murphy A. W., Financial protection
against atomic hazards, N. Y., 1957; Nota
izake de kernenergie (Oppwekking van
Kernelektriciteit), [s’Gravenhage], 1957;
Nuclear Engineering and Science con-
gress 1955. Selected papers from the
1st Congress, held under the auspices of
the engineers’joint council at Cleveland,
Ohio. Ed. by D. J. Hughes [a. o.], v. 1—
2, [Cleveland], 1957; Wendt G., The
prospects of nuclear power and technolo-
gy, Princeton, [1957]; Zur Okonomik und
Technik der Atomzeit. Ein Beitrag, Tubin-
gen, 1957; Hartung F., Wasser im
Atomzeitalter, МйпсЬещ 1957; W e i z sa-
ck e r C. F. von, Atomenergie und Atomzeit-
alter. 12 Vorlesungen, Frankfurt a. M.—
Hamburg, [1957]; Hugenholz N. M.,
The quantum theory of large systems and
its application to the structure of nuclear
matter, [s. 1., 1957]; Summaries of phy-
sical research in metallurgy, solid state
physics, and ceramics. Ed. E. Epremian,
Is. 1.], 1957 (Atomic Energy Commissi-
on. Division of research); Kerntechnik.
Hrsg. von W. Riezler und W. Walcher,
Stuttgart, 1957—.
V. ЗАЩИТА ОТ ИЗЛУЧЕНИЯ
Ж e н о П., Защита от радиоактивных
элементов, пер. с франц., М., 1954; D о-
рисов Е. В., Техника безопасности
при работе с радиоактивными изотопами,
[М.], 1955; Goldberger М. L., The
shielding of nuclear reactors, Oak Ridge
(Tenn.), [1947] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Кома p о в с к и й А., Защит-
ные оболочки ндерных реакторов, М.,
19 58; Draley J. Е., DrugasP. G,.,
Corrosion of materials for transporenl
580
БИБЛИОГРАФИЯ
radiation shields, Oak Ridge (Tenn.), [1949]
(U. S. Atomic Energy Commission); T i r-
p а к E. G., Report on the use of barytes
aggregates in concrete for shielding purpo-
ses, Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); R о с к w e 11 T.,
Construction of cheap shields. A survey,
Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U.. S. Atomic
Energy Commission); P a v1 is h A. E.,
Wynd J. C., Concretes for pile shiel-
ding, Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Ato-
mic Energy Commission);- J ones F. R.,
Shields for neutron sources, Oak Ridge
(Tenn.), [1950] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Stephenson R., Neutron
shielding, Oak Ridge (Tenn.), [1954],
(U. S. Atomic Energy Commission); Sny-
der M. J. [a. o.], Dimensional stability
of magnesium, oxychloride cements and
concretes, Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S.
Atomic Energy Commission); Rothen-
berg S. A., Coverall shielding to beta
radiation, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U. S. Atomic Energy Commission); Rei-
nig W. C., Harris'S. J., The integ-
rity of the biological shield of the Brook-
haven reactor, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U. S. Atomic Energy Commission); Ben-
nett G. A., Nomogram for shielding
from point source of cobalte<>, Oak Ridge
(Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Balderston J. L., Tay-
lor J. J., В r u с к e r G. J., Nomograms
for the calculation of gamma shielding,
Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Industrial medicine
on the plutonium project. Ed. by R.S. Sto-
ne, N. Y., 1951; Recommendations of the
International Commission on Radiological
Protection and of the International Commis-
sion on Radiological Units 1950, Washin-
gton, 1951 (National Bureau of Standards
Handbook 47); Roe G. M., The penetra-
tion of neutrons through an empty cylind-
rical duct in a shield, Oak Ridge (Tenn.),-
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Doe W. B., Zinc bromide solution for use
in shielding windows, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Davidson W. L., Elastomeric mate-
rials as shielding components for nuclear
reactors, OakRidge(Tenn.),[1952] (U.S.Ato-
mic Energy Commission); Clark M.,
Shielding of a high current cyclotron and
a Van de Graaf machine, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Wade у W. C., Radiation-shielding
doors, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S.
Atomic Energy Commissi on); Sal 1 e r H. A.,
Van Echo J. A., Stacy J. T., Creep
strength of boral sheets at 200°, 400° and
600° F, OakRidge (Tenn.), [1953] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); HarlowH. G.,
Matthews P. R., The use of ferro-
phosphorus aggregate in making high den-
sity concrete,Oak Ridge (Tenn.), [1953]
(U. S. Atomic Energy Commission); G al-
ia h e r R. В., К i t z es A. S., Summary
report on portland cement concretes for
chielding, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S.
Atomic Energy Commission); Blom-
gren R. A., Shielded hood model, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Kreidl N. J., Irra-
6iation damage to glass, Oak Ridge (Tenn.),
953] (U. s. Atomic Energy Commission);
Precautions in the use of ionising radia-
tions in industry, L., 1953; Radiological
health handbook. Edited by S. Kinsman
et. al.— Cincinnati, 1953; Heisler M.
and Wetch J., Heat generation in
thermal shields, [Downey (Calif.)], 1954;
Billups J. O., A radiation shield
block, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S.
Atomic Energy Commission); В r e a z e 1 e
W. M., The new bulk shielding fa-
cility at Oak Ridge National Labora-
tory, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Kirn F. S.,
Kennedy R. J., Wyckoff H. O.,
Oblique attenuation of gamma-rays from
cobalt-60 and cesium-137  in poly-
ethylene, concrete and lead, Oak Ridge
(Tenn), [1954] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); McKinney V. -L. [a. o.], Bo-
ral: a new thermal neutron shield, Oak Ridge
(Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy Com-
mission Reports); S h о r t a 1 1 J. W.,
Flora J. W., Drummond W. Е.»
Biological shield evaluation of the water
boiler, Oak Ridge (Tenn.), 1954 (U. S. Ato-
mic Commission Reports); T i г p а к E. G.,
Report on design and placement techniques
of barytes concrete for reactor biological
shields, Oak Ridge (Tenn.), [1954]
(U. S. Atomic Energy Commission); Pro-
tection against betatron-synchrotron ra-
diations up to 100 million electron volts,
Washington, 1954; Protection against ra-
diations from radium, cobalt-60, cesi-
um-137, Washington, 1954 (National
Bureau of Standards Handbook 54); Per-
sonnel security board. In the matter of
J. Robert Oppenheimer. Transcript of he-
aring before personnel security board,
Washington, April 12, 1954, through May 6,
1954, Washington. 1954 (U. S. Atomic
Energy Commission); H or t о nC. C., The
theory and practice of shilding, [L.],
1955 (Atomic Energy Research Establish-
ment); Harrison J. R. [a. o.j, The
distribution of gamma-rays and neut-
rons in the control, face shield of
B.E. P. O.,L.,1955 (Atomic Energy Research
Establishment); Goldstein H.,
Wilkins J. E., Calculations of the pe-
netration of gamma rays, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Fast E. [a. o.], A survey of the mate-
rials testing reactor shield, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); House H P., Susano C.D.,
Clarity of borated water, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Kasten P. R., Pare V., Safety of
HRT, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Kouts H. J.,
Theory of flux perturbations by voids
in shields, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); M о t e f f J.,
Miscellaneous data for shielding calcula-
tions, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); M e e m J. L.,
В a i r b a n к s F.B., Shielding the APPR-I,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Rand A. C.,
Mechanical features of the Brookhaven
shielding facility, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Roe G. M., Curves for calculating the ef-
fect of foil self-absorption and Dop-
pler — broadening on resonance absorption
БИБЛИОГРАФИЯ
581
lines, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); T г i c e J. B.
[a. o.], Two neutron energy measurements
in the bulk shielding facility using radioacti-
vants, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Wheeler R. G.,
Attenuation of gamma-radiation by
high density lead glass compared with
glass, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); The hazards
to man of nuclear and allied radiations,
L., 1956; Proceedings of the Internatio-
nal conference on the peaceful uses of ato-
mic energy, held in Geneva, August 8—20,
1955, v. 13, N. Y., 1956; Salmon A.,
The diffusion length of thermal neutrons
in Portland concrete, Harwell (Berks),
1956; Reactor shielding design manual.
Ed. Theodore Rockwell, [N. Y.], 1956;
Halliday D. B., Heat release in con-
crete reactor shields, Harwell (Berks),
1956; Dyson J. A., Harrison J.R.,
The dependence of fast neutron attenu-
ation in Portland concrete on its hydrogen
content, Harwell (Berks), 1956; Platt
W. W., Kouts H. J., Leakage of gamma
radiation throught spherical and cylind-
rical voids, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission); В i n-
ner C. R. [a. o.], High density concrete
shielding, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U.S.
Atomic Energy Commission); Chapman
G. T., Storrs C. L., Effective neutron re-
moval cross sections for shielding, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); McMurry H. L., Shielding
requirements for experiments. ANL 2 and
KAPL 2, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S. Atomic Energy Commission); S e-
g a s e r C. L., HRE shielding design re-
port-supplement, Oak Ridge (Tenn.),
[1956] (U. S. Atomic Energy Commission);
Smith N. M., Shielding of the exter-
nal water pipes in the high pressure water pi-
le, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission); Fermi L., Atoms
for the world. United states partcipation
in the Conference on the peaceful uses of
atomic energy, [Chicago, 1957]; Price
В. T., H о r t о n С. C. and Spinney
К. T., Radiation shielding, L., 1957; Ver-
non A. R., Analysis of the biological
shield of the sodium reactor experiment,
[Canoga Park (Calif.)], 1957; Fesh-
bach H., Neutron data for water shiel-
ding, Oak Ridge (Tenn.), [195—] (U. S. Ato-
mic Energy Commission).
1. Детекторы излучений. Дозиметрия
Корф С. А., Счетчики электронов и
ндерных частиц, пер. с англ., М., 1947;
Льюис В. Б.» Методы электрического
счета альфа и бета частиц, пер. с англ.,
2 изд., М,—— Л., 1949; Векслер В. И.
[и др.], Ионизационные методы исследо-
вания излучении, 2 изд., М.— Л., 1950;
Росси Б.,ШтаубГ., Ионизационные
камеры и счетчики, пер. с англ., М., 1951;
Фотографический метод в ядерной физике.
Сборник статей, под ред. и с предисл.
К. С. Богомолова, [пер.], М., 1952; Боч-
карев В. [и др.], Измерение активно-
сти источников бета и гамма-излучений,
М., 1953; Фотографическая регистрация
ионизирующих излучений. Сборник ста-
тей, пер. с англ., итал., нем. и франц., М.,
1953; Вильсон Дж., Камера Виль-
сона, пер. с англ., М., 1954; Барке Дж.,
Сцинтилляционные счетчики, пер. с англ.,
М., 1955; Владимирский В. В.
[и др.], Нейтронный спектрометр с меха-
ническим прерывателем, М., 1955 (Докла-
ды, представленные СССР на Международ-
ною конференцию по мирному использо-
ванию атомной энергии); Мостовой
В. И. [и цр.], Механический селектор нейт-
ронов, М., 1955 (Доклады, представлен-
ные СССР на Международную конферен-
цию по мирному использованию атомной
энергии); Юз Д., Нейтронная оптика,
пер. с англ., М., 1955; Нейтронный спектро-
метр по времени замедления нейтронов
в свинце, М., 1955 (Доклады, представлен-
ные СССР на Международную конферен-
цию по мирному использованию атомной
энергии); Сцинтилляционные счетчики.
Сводка данных из иностранных журналов,
М., 1955 (Ин-т научи, информ. Акад, наук
СССР); Дозиметрия ионизирующих излу-
чений. Доклады иностранных ученых на
Международной конференции по мирному
использованию атомной энергии. Женева,
1955, М., 1956; Исследования в области
дозиметрии ионизирующих излучений.
Сборник статей, [отв. ред. К. К. Аг лип-
цев], М., 1957; Powell С. F., О cchi а-
lini G. Р. S., Nuclear physics in pho-
tographs. Tracks of charged particles in
photographic emulsions, Oxford, 1947; Dag-
gett E. H., A method of rebuilding bo-
ron-wall neutron-counting tubes, Oak Ridge
(Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Мест J. L., J ohnson E. B.,
A nuclear plate camera for neutron spectro-
scopy and the bulk shielding facility, Oak Rid-
ge (Tenn.), 1951 (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Prohaska Ch. A., Heavy ele-
ment decay schemes with alpha-gamma and
alpha-electron coincidence counting, Oak
Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Energy
Commission); Verst^r N. F., A magnetic
lens beta ray spectrometer. An analysis of
the radiations from the I 131 and Xe 131
nuclei, [Amsterdam], 1951; Shipp R.
L., Neutron scintillation counting. (In-
formation report), Oak Ridge (Tenn.), 1952
(U. S. Atomic Energy Commission); Pod-
ge r S., Analysis of bulk shielding facility
neutron dosimeter data, [Oak Ridge],
1952; Sanders A. P., A radiation mo-
nitor for measuring Ar11 beta radiation do-
sage at Brookhaven National Laboratory,
Oak Ridge (Tenn.), [1953] (Reports of the
U. S. Atomic Energy Commission); R a u-
s a G. J., Comparision of the photographic
effects produced by cadmium and rhodium
after neutron bombardment with reference
to personel monitoring, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission
Reports); Pleasance C. L., Cart-
m e 1 1 T. R., G i f f о r d J. F., A conti-
nuous airborn alpha contamination alarm
and recorder, Oak Pudge (Tenn.), [1953]
(Reports of the U. S, Atomic Energy Com-
mission); Kennedy W. R., A continuo-
usly recording radiation background moni-
tor for field use, Oak Ridge (Tenn.), [1953]
(U. S. Atomic Energy Commission); Keel
D.K., Kag a n о f f S., M a у h e w С. H.,
Research and development work directed
toward a tissue-equivalent ionization cham-
ber, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Ato-
19
«Атомная энергия»
582
БИБЛИОГРАФИЯ
mic Energy Commission Reports); Hem-
pel m a n n L. H., Langham W. Н.»
Determination of systemically deposited
plutonium in laboratory personnel and a
simple qualitative test for exposure to airbor-
ne radioactive material, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission
Reports); H a n d 1 о s e r J. S., H i g i n-
botham W. A., A high sensitivity fast
neutron survey meter, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
Development of a wavelength — independent
radiation monitoring film, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission Reports); Cochran R. G.,
Henry К. M., A proton recoil type fast-
neutron spectrometer, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
Baker W. H., A nonlinear pulse ampli-
fier of wide dynamic range, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Curran S. C., Luminescence
and the scintillation counter, N. Y., 1953;
К m e n t V., Kuhn A., Das Geiger-
Miiller-Zahlrohr, Bd 6, Lpz., 1953; Saun-
ders B. G., Cloud chamber for measuring
the particle density of an aerosol, Oak Ridge
(Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Helgeson G. L., A mathe-
matical approach to surface dosage rate
problems, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S.
Atomic Energy Commission); Hogg С. H.,
Gamma-ray dosage rate measurement, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy
Commission); К e n n e d у W. R., S t r e-
be F. C., A multichannel telemetering
system for the detection and recording of
atmospheric radiation, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission);
Schwebel A., 1 s b e 1 1 H. S., Moy-
er J. D., Determination of carbon 14 in
solutions of labeled materials by means of a
proportional counter, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission);
Suli t R. A., Radiological monitoring
during a water boiler-type reactor start-up,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission Reports); S u 1 i t R. A.,
Saunders G. T., A scintillation type
alpha hand and foot counter, Oak Ridge
(Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Outteridge K. D., The
statistics of the adjustment and compari-
sion of counters, Harwell, 1954 (Reports
of the Atomic Energy Research Establish-
ment); Combrisson J., Recueil de
donnees numeriques et de definitions, t. 2,
P.,* 1954; Sharpe J., Nuclear radiation
detectors, i., [1955]; Z u m w a 1 t L. R., Ab-
solute beta counting using end-window Gei-
ger Mueller counters and experimental data
on beta-particle scattering effects, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Siegel S., A ‘spot-sensitive
high-energy beam monitor, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Wilson E. J., Ionization cham-
ber measurements with tritium» L., 1955;
Sharpe J., Nuclear radiation detectors,
L.— N. Y., 1955; L i n d e n B. R. [a. o.],
Development of Du Mont photomultiplier
tubes, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); Dooley
J«A., Shull H., Scintillation counters
forelow neutrons, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); C o-
oper R. D., Zaffarano D. J.,
Photodisintegration of light elements in
nuclear emulsions, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Bogardus B. J., Continuous beta-
gamma air monitor for K-1004-J.,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Barnett C. F.,
The characteristics of an electron multi-
plier as a detector of heavy particles, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Beta and gamma ray spect-
roskopy. Edited by Kai Siegbahn, N. Y.,
1955; Allen K. R., Lip sicas M.,
The cloud chamber, Manchester, 1955;
R e n n e H. S., Atomic radiation detection
and measurement, Indianapolis, 1955;
V i g n e г о n L., L’emulsion photogra-
phique et la detection des particules nucleai-
res et cosmiques, [P., 1955] (Univ, de Paris.
Les conferences du Palais de la decouverte.
Serie A. № 217); Siegbahn K., Beta
and gamma-ray spectroscopy, Amsterdam,
1955; Kunkel H. A., Dosierung, Stra-
hlenschutz und radioaktive Entseuchung.
Radioaktive Isotope in Klinik und For-
schung, Munchen — B., 1955; Levi H.,
H о g b e n A. S., Quantitative beta track
autoradiography with nuclear track emul-
sions, Kobenhavn, 1955 (Det Kgl. Danske
videnskabernes selskab Matematisk-fysiske
meddelelser, Bd 30, № 9); CurtisM.,
Operators’manual for precision alpha coun-
ting, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Jesse W. P.,
Techniques in the construction and use of
integrating ionization chambers, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Hounam R. F., A portable
self contained air sampler for emergency use,
Harwell (Berks), 1956; The measurement
of body radioactivity. Papers read at a con-
ference held at Leeds on April 16—17, 1956,
L., 1957; Dickay R. K., Silver-
man L. B. and Griswold M. L.,
Beta skin-dose measurements by specially
designed film-pack dosimeters, [Los Ange-
les], 1957; Nuclear generating station...,
Edinburgh, 1957 (Great Britain. Scottish
Home Department and Department of
Health for Scotland); Farber R. J.,
Fast neutron continuous monitor and sur-
vey meter, Oak Ridge (Tenn.), [195—]
(U. S. Atomic Energy Commission); P a w-
1 i с к i G. S., A neutron time - of-flight
spectrometer, Oak Ridge (Tenn.), [195—].
(U. S. Atomic Energy Commission); Krohn
V. E., Shrader E. F., Use of D2O loa-
ded emulsions, Oak Ridge (Tenn.), [195—]
(U. S. Atomic Energy Commission); Muehl-
h a u s e С. O., Some neutron detection
investigations, Oak Ridge (Tenn.), [195—]
(U. S. Atomic Energy Commission); Hayes
F. N., Radiation counting by scintil-
lation methods, Oak Ridge (Tenn.), [195—]
(U. S. Atomic Energy Commission).
2. Биологическое воздействие излучений
Биологическое действие излучений и
клиника лучевой болезни (Сборник статей),
под общ. ред. А. Игнатьева, М., 1954;
Побединский М. Н., Лучевые ос-
ложнения при рентгено-радиотерапии. (Об-
зор литературы), М., 1954; Тарусов
Б. Н., Основы биологического действия ра-
диоактивных излучений, М., 1954; Гусь-
БИБЛИОГРАФИЯ
583
ковА. К., Б а й с о л о в Г. Д., Два слу-
чая острой лучевой болезни у человека,
М., 1955 (Доклады, представленные СССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Егоров А. П., Бочкарев В. В.,
Кроветворение и ионизирующая радиация,
3 изд., М., 1955; Лебединский А. В.,
О влиянии ионизирующего излучения на
организм животного (По данным работ
советских исследователей), М., 1955 (До-
клады, представленные СССР па Между-
народную конференцию по мирному ис-
пользованию атомной энергии); М е й-
с е ль М.Н., О биологическом действии
ионизирующих излучений на микроорга-
низмы, М., 1955 (Доклады, представлен-
ные СССР на Международную конферен-
цию по мирному использованию атомной
энергии); Пигалев И. А., Неко-
торые вопросы иммунитета при воздей-
ствии на организм ионизирующей ра-
диации, М., 1955 (Доклады, представ-
ленные СССР на Международную
конференцию по мирному использованию
атомной энергии; Радиационная меди-
цина, под ред. А. В. Лебединского, М., 1955;
Сирс Т., Роль врача в противоатомной
защите, пер. с англ., М., 1955; Сиса-
кян Н. М., О характере изменений об-
мена веществ при облучении, М., 1955 (Док-
лады, представленные СССР на Междуна-
родную конференцию по мирному исполь-
зованию атомной энергии); Медицинские
вопросы противоатомной защиты. Сбор-
ник сокр. переводов по материалам ино-
странной периодической литературы, М.,
1955; Закавказская радиологическая кон-
ференция, Тбилиси, 1955. Те&исы докладов,
Тбилиси, 1955; 3 у р а б а ш в и л и А. Д.,
Нанейшвили Б. Р., Материалы по
патоархитектонике лучевого поражения,
Тбилиси, 1956; Ков нац кий М. А.,
Клиника хронического воздействия малых
доз ионизирующих излучений, Л., 1956;
Козлова А. В., В о р о б ь е в Е. И.,
Клиника и лечение повреждений, возникаю-
щих при взрыве атомной бомбы, М., 1956;
Конференция по отдаленным последствиям
поражений, вызванных воздействием иони-
зирующей радиации. Рефераты докладов,
М., 1956; Куршаков Н. А., Острая
лучевая болезнь, М., 1956; К а ч у р Л. А.
[и др.], Лучевая болезнь. Последствия воз-
действия радиоактивного излучения, М.,
1956; Иванов И. И. [и др.], Обмен
веществ при лучевой болезни, М., 1956;
Фу н штейн Л. В., Щ е р б а н ь Э. И.,
Морфогенез острой лучевой болезни в экспе-
рименте, Л., 1956; К р а е в с к и й Н. А.,
Очерки патологической анатомии лучевой
болезни, М., 1957; Организация медицин-
ского обеспечения при массовых пораже-
ниях населения, под ред. А. Е. Миненко,
Киев, 1957; Павлов А. С., Зубов-
ский Г. А., Профилактика и лечение лу-
чевой болезни. Обзор зарубежной литера-
туры, М., 1957; М с D о n а 1 d Е. [а. о.],
Neutron effects on animals, Baltimore, 1947;
Histopathology of irradiation from exter-
nal and internal sources. Ed. by W. Bloom,
N. Y., 1948; White T h. N., Radiologie
safety in radiography with isotopes, Oak
Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Atomic Energy
Commission); Toxicology of uranium. Ed.
by A. Tannenbaum, N.Y., 1950; В u г t on
19*
М.» Elementary chemical processes in radio-
biological reactions, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Snyder w. S., N e u f e 1 d J., On the
energy dissipation of moving ions in tissue,
Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); [Z i г с 1 e R. E.],
Biological effects of external beta-radiation,
N. Y., 1951; Russell W. L., Mammalian
radiation genetics, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Abnormal and pathological plant growth.—
Report of symposium held August 3 to 5,
1953, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S.
Atomic Energy Commission); Atomic bomb
injuries. Ed. by the Japanese preparatory
com. for Le Congres mondial des medicins
pour Г etude des conditions actuelles de vie,
Tokyo, 1953; Langham W. H. [a. o.],
Studies of the effects of massive, rapid doses
of gamma rays on mammals, Oak Ridge
(Tenn.),[1953](U.S. Atomic Energy Commis-
sion); Neufeld J., Snyder W. S.,
Track width of a heavy charged particle, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy
Commission); Proctor В. E., G ol d-
b 1 i t h S. A., Microbiological investiga-
tions on- the lethal effects of various types
of ionizing radiations. Progress report for
the period September 1, 1952 to June 30,
1953, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Maximum per-
missible amounts of radioisotopes in the
human body and maximum permissible
concentrations in air and water, Washing-
ton, 1953 (National Bureau of Standards
Handbook, 52); Radiological safety regula-
tions, Washington, 1953; Biology research.
Annual report, 1952, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
Biology research Annual report for 1953,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission); Salerno P. R.,
F r i e d e 1 1 H. L., Synergistic effect of
radioisotopes used in combination, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Jacobson L. o.,
Semiannual report to the Atomic Energy
Commission, Oak Ridge (Tenn.), [1954]
(U. S. Atomic Energy Commission); P a 11
H. M., Basic mechanisms in radiobiology,
Washington, 1954; Permissible dose from
external sources of ionizing radiation, Wa-
shington, 1954 (National Bureau of Standards
Handbook 59); Z i r k 1 e R. Е.» Biological
effects of external a and Y-radiation,
N. Y., 1954; Radiation biology, N. Y., 1954;
Blair H. A., Biological effects of exter-
nal radiation, L., 1954; R a j e w s k у В.,
Strahlendosis and Strahlenwirkung, Stutt-
gart, 1954; Dowdy A. H., Recommen-
dations for civil defense relative to radiolo-
gical safety, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Mil-
ler С. P h., The role of bacterial infection
in radiation injury, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission
Reports); T r n j i 1 1 о T. T., Ander-
son E. C., La ngh a m W. H., Biolo-
gical effects of inhalation of high concen-
trations of tritium gas, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission
Reports); Proceedings of the International
conference on the peaceful uses of atomic
energy, held in Geneva, August 8—20,
1955, v. 11—Biological effects of radiation,
584
БИБЛИОГРАФИЯ
N. Y., 1956; Lea D. E., Actions of radia-
tions on livipg cells, N. Y., 1955; Bacq
Z. M., Alexander P., Fundamentals
of radiobiology, L., 1955; Bryant F. G.
[a. o.], Radiostrontium fallout in biological
materials in Britain — Reports of Atomic
Fnergy Research Establishment, Harwell
(Berks), 1956; Medical effects of the atomic
bomb in Japan, N. Y., 1956; The effects of
nuclear radiation on electronic components.
Phase 1. Scientific report № 3. Ed. R. D.
Shelton, [Chicago], 1956; Butler С. P.,
Martin S. B. and Lai W., Thermal
radiation damage to cellulosic materials,
pt 2, [San Francisco], 1956; Radioaktive
Substanzen und Wasser. Eine Dokumenta-
tion, Munchen, 1956; Gietzelt F.,
Uber die medizinischen und biologischen
Folgen den Atombombenexplosionen in Ja-
pan, B., 1956; Analysis of animal whole-
body irradiation data, [Silver Spring
(Md), [s. a.].
VI. РАДИАЦИОННАЯ И РАДИОХИМИЯ
Химическое действие излучений большой
энергии. Сборник статей, пер. с англ., М.,
194 9; Брода Э., Современное состояние
радиохимии, пер. с англ., 2 изд., М., 1953;
Радиационная химия. Сборник статей,
пер. с англ., М., 1953; Кац Дж., Ра-
би н о в и ч Е., Химия урана, пер. с англ.,
[кн. 1], М., 1954; Аналитическая химия
урана и тория, под ред. К. Роддена, М.,
1954; Гольданский В. И., Новые
элементы в периодической системе Д. И.
Менделеева, 2 изд., М., 1955; Веселов-
ский В. И., Радиационно-химические про-
цессы в неорганических системах (Элект-
рохимическое действие излучений). Сенси-
билизация радиационно-химических реак-
ций, М., 1955 (Доклады, представленные
СССР на Международную конференцию
по мирному использованию атомной энер-
гии); Сборник работ по радиационной хи-
мии, под ред. Н.А. Бах, М., 1955; Ряб-
чиков Д. И., Сеня вин М. М.,
Хроматографическое определение урана
в различных материалах, М., 1955 (До-
клады, представленные СССР на Междуна-
родную конференцию по мирному исполь-
зованию атомной энергии); Химия ядер-
ного горючего, М., 1956 (Доклады ино-
странных ученых на Международной кон-
ференции по мирному использованию атом-
ной энергии, Женева, 1955); Бродский
А. И., Химия изотопов, 2 изд., М.. 1957;
Всесоюзное совещание по радиационной хи-
мии, Москва, 1957. Тезисы докладов, М.,
1957; Всесоюзная научно-техническая кон-
ференция по применению радиоактивных и
стабильных изотопов и излучений в народ-
ном хозяйстве и науке, Москва, 1957. Тези-
сы докладов. Химия, М., 1957; Conference
on the chemical effects of nucleartransforma-
tions (hot atom chemistry). Chemistry con-
ference № 1, Aug. 19—20, 1948, Oak Ridge
(Tenn.), [1948] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Overman R. T., Swart-
hout J. A. The use of the uranium reac-
tor in radiochemical studies, Oak Ridge
(Tenn.), [1948] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Sancho Gomez J., Int-
roduction al estudio de la quimica nuclear,
Murcia, 1948; M e i n k e W. W., Chemical
procedures used in bombardment work at
Berkeley, Oak Ridge (Tenn.), [1949] (U. S.
Atomic Energy Commission); Renaul tR.,
Chimie nucleaire, P., 1949; Conference on
nuclear fission and radiochemical research
associated with nuclear reactors, June 14—
15, 1949; Chemistry conference № 3, Oak
Ridge (Tenn.), [1949] (U. S. Atomic Energy
Commission); Williams R. R., Prin-
ciples of nuclear chemistry, N. Y., 1950;
Friedlander G., KennedyJ.W.,
Introduction to radiochemistry, N. Y.,
1950; Sborgi U., Chimica nucleate, Mi-
lan, 1950; Arnot F. L., Collision pro-
cesses in gases, 4 ed., L., [1950]; Chemistry
division quarterly report [for] September,
October, November 1950, [Berkelly], 1951
(California University, Radiation Labora-
tory); Manning W. M., Chemical prob-
lems in the development and operation
of nuclear reactors, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Meinke W. W., Chemical procedures
used in bombardment work at Berkeley,
Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Radiochemical stu-
dies. The fission products. Ed. by C. D. Cor-
gell and N. Sugarman, N. Y., 1951; С о r y-
ell C. D., Sugarman N., Radioche-
mical studies. The fission products, N. Y.,
1951; К a t z J. J., R a b i n о w i t c h E.,
Chemistry of uranium. Part 1—The element,
its binary and related compounds, L.,
1951; Bruce F. R., Chemical develop-
ment of radiochemical processes, Oak Ridge
(Tenn.), 1952(U. S. Atomic Energy Commis-
sion); Effect of gamma radiation on chemi-
cal reactions, I — Installation of cobalt-
60 radiation source, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Effect of gamma radiation on chemical reac-
tions, II — Preliminary investigation of
vapour phase polymerization of acetylene
and ethylene, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U. S. Atomic Energy Commission); Effect
of gamma radiation on chemical reactions,
III — Preliminary investigations of vapour
phase polymerization of ethylene at room
temperature and atmospheric pressure, Oak
Ridge (Tenn.), .[1952], (U. S. Atomic
Energy Commission); Faller I. L.,
Chapman T. S., West J. M., Calcu-
lations on U235 fission product decaychains,
Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Atomic
Energy Commission); Jackson H. K.,
Ullmann J. W., Radiochemical pilot
plant development at the Oak Ridge Natio-
nal Laboratory, Oak Ridge (Tenn.), [1952],
(U. S. Atomic Energy Commission); Vitro
Corporation of America. Uranium reco-
very from scrap material,N.Y., 1952;Quar-
terly progress report for the period ending
March 31, 1952 [by] C. J. Rodden, [New
Brunswick], 1952 (New Brunswick Labo-
ratory. Atomic Energy Commission); Kre-
uz m a n n D. B. and Johnson E. R.,
Digestion of uranium bearing ores using di-
lute nitric acid, Cincinnati (Ohio), 1953;
Effect of gamma radiations on hydrocarbon
gases, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U.S. Ato-
mic Energy Commission); Kleinberg J.
[h. o.], Collected radiochemical procedures,
Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic
Energy Commission); Pappas A. C.,
A radiochemical study of fission yields in
the region of shell perturbations and the ef-
fect of closed shells in fission, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
БИБЛИОГРАФИЯ
585
mission Reports); Turk E., A modified
radiochemical strontium procedure. Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy
Commission); C utl e r W. G. and Meyer
W. E., A basic study of the physics of aero-
sol formation, [Pennsylvania], 1953; S e g-
r ё E., I nuovi element! chimica. Chimica
nuclear alle alte energie, Rome, 1953;
Bennett J. F., A guide to selection of
organic materials suitable for radiochemical
work, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); M e i n к e W. W.,
Nuclear activation with cobalt gamma rays,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission); Turk E. H., Re-
vised radiochemical iodine analytical
procedure, Oak Ridge (Tenn.), [1954]
(U. S. Atomic Energy Commission); Nuclear
Engineering, pt 1—3, N. Y., 1954 (Chemical
Engineering Progress Symposium. Ser.№ 11 —
13); Fowler J. M., О w e n G. E. and
Hanna S. S., Measurements on the
Be9 (n,2n)Be6 reaction, [Baltimore], 1954;
Recovery of uranium values from ore and
concentrate samples. Progress report № 1,
Golden, 1954; S о 1 о m о n Y., VogelK.H.
and Cohen P., The radiation synthe-
sis of ammonia in a high temperature loop,
Pittsburgh, 1954; M e у e r A. S., McDo-
well B. L. and White J. C., De-
termination of traces of uranium metal
by decomposition of the hydride, [Oak Rid-
ge], 1955; Guide to special chemicals
handling research and development division,
Febr. 23, 1951, Oak Ridge (Tenn.), 1955
(U. S. Atomic Energy Commission); White
D. W., Comparative behavior of a 1,8 atom
% chromium-uranium alloy and normal
uranium on thermal cycling, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); D г о e g e J. W. [a. o.], The
solubility of uranium in fused hydroxides,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Engel kemeir
D., Freedman M. S., Steinberg
E. P., Fission yields in urani um-235
and uranium-238, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Berry W. E., [a. o.], Corrosion of tho-
rium and thorium binary alloys in distil-
led water at 100 a 200°C, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Pray H. A., Stephan E. F., The
solubility of hydrogen in uranyl sulphate
solutions at elevated temperatures, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (IJ. S. Atomic Energy
Commission); Pray H. E., Stephan
E. F., The solubility of oxygen and hydrogen
in uranyl fluoride solutions at elevated tem-
peratures, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Har-
mer D. E., The reaction of chlorine with
aromatic compounds under intense gamma
irradiation, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Hen-
nig G., К u r s A., Carbon II tracer expe-
riments on the fate of displaced atoms in
graphite, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); Hot atom che-
mistry, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); M c D о n e 1 1
W. R., Radiation chemistry of normal and
heavy water solutions, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Tomlinson R. L., Two techniques for
fast neutron detection using the S3- (n. p.)
P32 reaction, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Fried-
lander G., Kennedy J. W., Nuc-
lear and radiochemistry, N. Y., 1955;
A preliminary cost estimate for fuel recycling,
[Chalk River], 1955 (Atomic Energy of
Canada Ltd); Recovery of uranium values
from ore and concentrate samples. Colorado
primary ores. Progress report № 5, Golden,
1955; Wie sen danger H. U. D.,
Radiochemische Untersuchungen isotopi-
scher Austauschreaktionen verschiedener
Schwefelsauren und Verbindungen unter Ver-
wendung eines Leitisotops, Zurich, 1955; E r-
rera J., Chimie physique nucleaire appli-
quee, P. [1955]; Charles V., Problemes
elcmentaires de physique atomique et de
chimie nucleaire, avec tableaux et soluti-
ons, P., 1955; В a r e i s D. W., Studies of
the aluminum-uranium alloyingreaction,Oak
Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy
Commission); Woodley R. E., Promo-
tion of chemical reaction in gas-graphite
systems by gamma radiation, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Biegeleisen J., Elli-
ottN., Friedman L., Progress report
of the Chemistry department. Concentration
of deuterium by chemical exchange proces-
ses. Interim report for Apr. 15—July 1, 1951,
Oak Ridge *(Tenn.), [1956] (U. S. Atomic
Energy Commission'!; Peaceful uses of. ato-
mic energy. Proceedings of the International
Conference in Geneva, August 1955, v. 7—
Nuclear chemistry and effects of irradiation,
N. Y., 1956; Progress in nuclear energy. Se-
ries 3 — Process chemistry, v. 1, L., 1956;
Heer F. J., Electron capture and loss and
ionization in ionic and atomic impact pheno-
mena, [Leiden, 1956]; Spitzer R., On
commutation relations of interacting spinor
fields and the scattering and production of
К mesons, [Berkeley], 1956; Poulson
R. E., Nuclear magnetic resonance studies
of some inorganic molecules and ions,
[Berkeley], 1956; Me Gill P. L. and
Luker J. A., Detonation pressures of
stoichiometric hydrogen-oxygen mixtures
saturated with waler at high initial tempe-
ratures and pressures. Final report, [Syra-
cuse (N. Y.)], 1956; Silverman L.,
Conners E. W. and Anderson
D. M., Electrostatic mechanisms in aerosol
filtration by mechanically charged fabric
media and related studies, [Boston], 1956;
Mandeville С. E., Sixth annual re-
port of the work of the Bartol research foun-
dation of the Franklin institute,Philadelphia,
1956; В e у s t e r 1. R. [a. o.], Predictions
of fast neutron scattering data with a dif-
fuse surface potential well, [Los Alamos],
1956; В olles R. C. and Ballou
N. E., Calculated activities and abundances
of U235 fission products, [San Francisco],
1956; Roberts S. G., Powder fabrica-
tion of aluminium alloys. Feb. I 1955—
through Aug. 31 1956, Spokane, 1956;
Pugh E. W., The magnetic susceptibi-
lity of some dilute alloys of nickel in copper
and magnesium in lithium. Technical re-
port № 7, Pittsburgh, 1956; Mercer
T. T., A study of some physical properties
on an aerosol in relation to airborne decay
products of radon, [Rochester (N. Y.)J,
1956; Desprez R., Etude de la diflu-
Mon d’ions traceurs a dans les emulsions
586
БИБЛИОГРАФИЯ
nucleaire hum! des, [P.], 1956; Diddens
A. N., Spectroscopy with oriented nuclei;
on investigation on the decay of Co56, s’
Gravenhage, 1957; Lehmann G., Die
Wasserstoffionen-Messung, 5. Aufl., Lpz.,
1957; P e m s 1 e r J. P., The diffusion of
oxygen in zirconium and its relation to
oxidation and corrosion, [Cambridge (Mass)],
1957; Die kies on R. W., A nob-
le gas scintillation counter, Berkeley
(Calif.), 1957; Ion exchangers in organic
and biochemistry. Ed. by C. Calmon and
T. R. E. Kressman, N. Y.,	1957;
Swanson ' D. W. and Vander
Ley W., Uranium prospecting. A com-
plete manual, N. Y. — Washington — Hol-
lywood — Toronto, [1957]; Lemmon
A. W., Studies relating to the reaction bet-
ween zirconium and water at high tempe-
ratures, [Columbus (Ohio)], 1957; Gray I. J.
[a. o.l, Diffusion in ionic compounds;
a review, [N. Y.], 1957; Zerby C. D.,
A Monte Carlo calculation of air scattered
neutrons, [Oak Ridge], 1957; M с I г v i-
n e E. O. and Bradley R. C., Theo-
retical and experimental investigations of
the atomic phenomena occuring on and near
the surfaces of solids, [Ithaca], 1957 (Cor-
nell University. The adsorption of nickel
and zirconium on a clean molybdenium sur-
face in the fuel emission microscope. Techni-
cal report № 5); R e a d E. B. and Read
H. M., The chemical analysis of zirconium
and zircaloy metals, [Cambridge (Mass.)],
1957; Beusman C., Activities in the
KCLFeCU and LiCl-FeCl2 systems,
[Oak Ridge], 1957; A r n о w i 11 R. L.,
Lectures on the dispersion relations in me-
son field theory,Washington, 195 7; S p a c h-
n e r S. A. and Metcalfe A. G.,
The influence of certain microstructural con-
figurations on the tensile properties of ti-
tanium alloys, [Chicago, 1957]; Magner
J. E., Direct solvent leaching of uranium
ores with alkyl phosphates, [Pittsburg
(California)], 1957; Effects on radiation oh
aircraft lubricants and fuels. Period cove-
red: Dec. I 1956 to Feb. 28 1957, [Richmond,
1957]; Frank P. W., Vogel К. II.,
Cohen P., Radiochemistry of third
RWR fuel material text X-I Loop NRX
reactor, Pittsburgh, 1957; Hai'ssinsky
M., La chimie nucleaire et ses applications,
P., 1957; Kernsplijting, energieproduktie
en chemie, Amsterdam, 1957.
1.	Влияние облучения па различные
материалы
Долин П. И., Э р пт л е р Б. В., Ра-
диолиз воды в присутствии Н2 и О2 под дей-
ствием излучения реактора, осколков де-
ления и рентгеновского излучения, М.,
1955 (Доклады, представл. СССР на Меж-
дунар. конференцию по мирному исполь-
зованию атомной энергии); Конобеев-
ский С. Т. [и др.], Влияние облуче-
ния на структуру и свойства делящихся
материалов, м., 1955 (Доклады, представ-
ленные СССР на Международную конферен-
цию по мирному использованию атомной
энергии); Конобеевский С. Т.
(и др.], Влияние облучения на структуру
и свойства конструкционных материалов,
М., 1955 (Доклады, представленные СССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Металлургия ядерноп энергетики и дей-
ствие облучения на материалы. Доклады
иностранных ученых на Международной
конференции по мирному использованию
атомной энергии. Женева, 1955, М., 1956;
Действие ядерных излучений на структуру
и свойства металлов и сплавов, [М.], 1957;
Барнард Дж., Современная масс-
спектрометрия, пер. с англ., М., 1957;
Allen А. О., Effects of radiation on mate-
rials, Oak Ridge (Tenn.), [1947] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Burr J. G.,
Garrison W. M., The effect of radiation
on the physical properties of plastics, Oak
Ridge (Tenn.), [1948] (U. S. Atomic Energy
Commission); Siegel S., On the effects
of nuclear radiation on solids, [Oak Ridge],
1948; A 1 1 e n A. O. [a. o.], Decomposition
of water and aqueous solutions under pile
radiation, [Oak Ridge], 1949; Toulis
W. J., The decomposition of water by
irradiation, Oak Ridge (Tenn.), [1950]
(U. S. Atomic Energy Commission);
Sisman O., Bopp C. D., Physical
properties of irradiated plastics, Oak*
Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Allen A. O.
[a. o.], Decomposition of water and aqueous
solutions under mixed fast neutron and gam-
ma radiation, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U. S. Atomic Energy Commission); Y о c-
key H. P. [a. o.], The use of cyclotron
irradiation in the study of radiation effects
on materials, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U. S. Atomic Energy Commission); Die-
nes G. J., Radiation effects in solids,
Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Atomic
Energy Commission); P г i m a k W. L.
and Fuchs L. H., The use of the ele-
ctrical conductivity of graphite as a radi-
ation damage and flux monitor, [Lemont
(Ill.)], 1953; Dondes S., Hogan
A. J., Decomposition of carbon dioxide
by ionizing radiation, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
В r u c h С. A., M с H u g h W. E., H o-
chenbury R. W., Embrittlement of mo-
lybdenum by neutron radiation, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy
Commission); Berchtold J., Das
Verhalten endotpermer Substanzen beim
Belichten mit Strahlung hoher Intensitat,
Zurich, 1954; W r u c k D., Wert C.,
The role of crystal structure on irradiation
effects on metals, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U.S. Atomic Energy Commission);
Tucker C. W., S e n i о P., Some fac-
tors in the resistance of crystals to radiation
damage, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); Tucker
Ch. W., S e n i о P., Annealing of radia-
tion damage in boron carbide, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Summary of proceedings of an
informal discussion on the radiation che-
mistry of water, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); R a-
sor N., Technique for the measurement
of changes in thermal and electrical proper-
ties of pulse-annealed irradiated graphite,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Radiation effects
quarterly progress report. Ed. by F. E. Fa-
ris, Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Parkins W. E.
[a. o.], Results of pulse-annealing measu-
БИБЛИОГРАФИЯ
587
rements on the electric resistivity of irradi-
ated graphite, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); M c
Donell W. R., Decomposition of wa-
ter in boric acid-cadmium sulfate solutions
by reactor radiations, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Me С 1 e 1 1 a n d J. D., Change in mag-
netic susceptibility of irradiated graphite
during pulse annealing, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Klein J. L., Nowak W., Radiation
damage in 99,0% aluminum, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Hennig G., A comparison of
the effects of oxidation and the effects of
neutron irradiation on graphite, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Hedden W. A. [a. o.J, Ex-
perimental carbons and graphites for irradi-
ation studies, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commission);
Fast E., Graphite damage as an index
to the integrated damaging neutron flux,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Cooper E. P.,
Mills M. M., The possibility «freezing in»
radiation damage effects in simple metals,
Oak Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic
Energy Commission); Bowman E. E.
[a. o.], Cyclotron irradiation damage to
thorium, stainles steel, and zirconium, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Bowen D., The thermal
conductivity of irradiated graphite, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Carrol R. M., The effects
of reactor irradiation on thorium-uranium
alloy fuel plates, [Oak Ridge], 1955; Phil-
lips petroleum C°. Atomic energy division.
Pilot plant development of a process for
separating barium-140 from MTR fuel, Ida-
ho Falls, 1955; Robinson W., Jones
C. D. and Sejsy C. F., Conduction
and radiation cooling of electronic units
with cooling plates. Report № 46, [Colum-
bus], 1955; Yockey H. P. [a. o.], Ef-
fect of cyclotron irradiation on creep of alu-
minum, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S.
Atomic Energy Commission); Fromm
L. W., Decomposition of water at high tem-
peratures and pressures under reactor ir-
radiation, Oak Ridge (Tenn.), [1956]
(U. S.’ Atomic Energy Commission); Chip-
man D. R., Warren В. E., An X-ray
method for studying radiation damage in
graphite, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S.
Atomic Energy Commission); А г о n i n
L. R., Effects of fast neutron irradiation
on order-disorder in nickel-manganese al-
loys, Oak Ridge (Tenn.), [1956] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Effects of nuclear
explosions on canned foods, Washington,
1956; Stearns B. F., A cloud chamber
study of neutron production by penetrating
P- mesons at sea level. Technical report
№ 21, [St. Louis], 1956; LacassagneA.
et Gricour off G., Action des radia-
tions ionisantes sur 1’organism, 2 ed., P.,
1956; С a u c h о i s Y. [e. a.], Action des
rayonnements de grande energie sur les so-
lides, P., 1956; Coldren A. P. and
freeman J. W., An investigation of
three ferritic steels for high-temperature ap-
plication, [Michigan], 1957; The effects of
nuclear radiation on electronic components.
Phase I. Scientific report № 7, Chicago, 1957;
Kinsman S., Radiological health hand-
book, [Cincinnati], 1957 ; К e e 1 e r R. A.,
Anderson C. J. and К i b r i с к
M., Eission product separations study. Quar-
terly progress report Dec. 1956 — Feb.
1957, West Orange (New Jersey), 1957;
Hennig G. R. and M о n t e t G. L.,
Interstitial compounds of irradiated graphi-
te, Lement (Illinois), 1957.
VII. РАДИОАКТИВНЫЕ ИЗОТОПЫ
Общие вопросы
Астон Ф. Ь., Масс-спектры и изотопы,
пер. с англ., М., 1948; Получение и опреде-
ление меченых атомов, сб. статей, пер.
с англ., М., 1948; Арденне М., Физи-
ческие основы применения радиоактивных
и стабильных изотопов в качестве индика-
торов, пер. с нем., М., 1948; С и б о р'г Г.,
Перлман И., Таблица изотопов, пер.
с англ., М., 1951; Бреслер С. Е.,
Радиоактивные элементы, 2 изд., М.— Л.,
1952; Несмеянов А. Н. [и др.],
Получение радиоактивных изотопов, М«,
1954; Кодочигов П. Н. [и др.],
Методы работы с применением радиоактив-
ных индикаторов, М., 1955; С и б о р г Г.,
Кац Дж., Актиниды, пер. с англ., М.,
1955; С п и ц ы н В. И. [п др.], Методы ра-
боты с применением радиоактивных инди-
каторов, М., 1955; Яковлев Г. Н.,
Горбенко-Германов Д. С., Со-
осаждение америция с двойными карбона-
тами урана пли плутония с калием, М.,
1955 (Доклады, представленные СССР на
Международную конференцию по мирному
использованию атомной энергии); Шве-
цов И. К., В о р о б ь е в А. М., К воп-
росу о методах разделения нептуния и
плутония, М., 1955 (Доклады, представ-
ленные СССР на Международную конфе-
ренцию по мирному использованию атом-
ной энергии); Сульфатный метод выделе-
ния плутония и нептуния, М., 1955 (Док-
лады, представленные СССР на Междуна-
родную конференцию по мирному исполь-
зованию атомной энергии); Физика и тех-
ника применения радиоактивных изотопов.
[Сборник статей. Отв. ред. Я. Э. Чударе],
Рига, 1956 (Акад, наук Латв. ССР. Труды
ин-та физики, 9); Применение радиоактив-
ных изотопов в промышленности, медицине
и сельском хозяйстве, М., 1956 (Доклады
иностранных ученых на Международной
конференции по мирному использованию
атомной энергии, Женева, 1955); Си-
бор г Г. [и др.], Таблица изотопов, пер.
с англ., М., 1956; Ч е р д ы н ц е в В. В.,
Распространенность химических элемен-
тов, М., 1956; Сводка данных об изотопах
за 8 лет (1946—1954), пер. с англ., М.,
1957; Бреслер С. Е., Радиоактив-
ные элементы, 3 изд., М., 1957; Фролов
IO. С., Бочкарев В. В. и К у л и ш
Е. Е., Развитие производства изотопов
в СССР, М., 19э7; Всесоюзная научно-
техническая конференция по применению
радиоактивных и стабильных изотопов и
излучений в народном хозяйстве и науке.
Доклады, [т.] 1—5, М., 1957; Н?учНо-тех-
ническая конференция по радиоактивным
методам контроля и регулирования произ-
водственных процессов, Рига, 195-7 (Тезисы
588
БИБЛИОГРАФИЯ
докладов); Изотопный анализ воды, 2
изд., М., 195? (Акад, наук СССР. Отдел
химич. наук); Несмеянов Ан. Н.,
Радиоактивные изотопы и их примене-
ние, М., 1958; С о m р а г a t Р. [а. о.],
Uranium 235 et plutonium 239, Р., 1948;
С а 1 v i n М. [а. о.], Isotopic carbon, N. Y.,
1949; Mattauch J., Flammers-
f e 1 d A., Isotopic report. Tabular sur-
vey of the properties of atomic nuclei as
known till the end of 1948, Tubingen, 1949;
Isotopes — a three-year summary of U. S.
distribution, Oak Ridge (Tenn.), [1942]
(U. S. Atomic Energy Commission); Safe
handling of radioactive isotopes, Washing-
ton, 1949 (National Bureau of Standards
Handbook 42); Siri W. E., Isotopic tra-
cers and nuclear radiation, N. Y., 1949;
The transuranium elements. Ed. by G. T.
Seaborg, J., J. Katz and W. M. Manning,
N. Y., 1949; Benedict M., Wil-
liams C., Engineering developments in
the gaseous diffusion process, N. Y., 1949
(National Nuclear Energy Series, v. 16);
The characteristics of electrical discharges in
magnetic fields. Ed. by A. Guthrie and
R. K. Wakerling, N. Y., 1949; С 1 e w e 11
G. H., Chemical exchange as a versatile iso-
tope separation process, Oak Ridge (Tenn.),
[1950] (U.S. Atomic Energy Commission);
Lewis M., A rapid method for the deter-
mination of radio-iodine, Oak Ridge (Tenn.),
[1950] (U. S. Atomic Energy Commission);
Isotopes — a five-year summary of U. S. Dis-
tribution, Oak Ridge (Tenn.), [1951]
(U. S. Atomic Energy Commission); M a n-
s о n B., Separation of stable isotopes, Oak'
Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Energy
Commission); Kahn J. H., An investi-
gation of X-ray and gamma-ray spectra of
short period radioisotopes,Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Kirshenbaum I., Urey H. C.,
Properties, abundance and analysis of heavy
water, N. Y., 1951; Cohen K., Theory
of isotope separation as applied to the large-
scale production of U235, N. Y., 1951;
Koch J., В e n d t - N i e ] s e n B.,
A high intensity mass-spectrograph for ex-
periments on the separation of isotopes, Co-
penhagen, 1951; Hollander J. M.,
Perlman I., S e a b о r g G. T., Table
of isotopes, Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U. S.
Atomic Energy Commission); W h e 1 e r
A. G., Assaying techniques for radioisotopic
contaminants in water supplies, Oak Ridge
(Tenn.), [1952] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Williamson C. W., The
separation of isotopes by diffusion-distil-
lation, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S.
Atomic Energy Commission); Safe handling
of cadavres containing radioactive isotopes,
Washington, 1953 (National Bureau of Stan-
dards Handbook 56); Whithouse W. T.
and Putman J. L., Radioactive
isotopes, Oxford, 1953; К о t r b a J.,
Laboratofe pro prace s radioaktivnimi iso-
topy, Praha, 1953; M u m m J. F. and
Templin L. J., Plutonium produ-
ction analysis-graphical method, [Lemont
(III.)],	1954; Hahn R. B., Sko-
n i e c z n у R. F., The determination of
radioactive zirconium in fission products,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission); В i z z e 1 1 О. M.,
Equipment for radioisotope laboratories,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission Reports); Bell W. A.
[a. o.], A 2800°C calutron ion source unit
and its use in separating the isotopes of Po,
Pt, Ru, and Ir, Oak Ridge (Tenn.), [1954]
(U. S. Atomic Energy Commission); Hahn
R. B., Backer В. O., Determination of
radioactive cesium in fission products, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy
Commission); Soddy F., Isotopy, L.,
1954; Radioisotope conference 1954, v. 2—
Physikal sciences and industrial applica-
tions. Ed. by J. E. Johnston, R. A. Faires,
R. J. Millett, L.,1954; Wachsmann F.,
Die radioaktiven Isotope und ihre Anwen-
dung in Medizin und Technik, Bern, 1954,
Buyers A. G., Pyrochemicai separa-
tions methods, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); Iso-
topes— an eight-year summary of U. S.
distribution, Oak Ridge (Tenn.), [1955]
(U. S. Atomic Energy Commission); L i b 1 у
W. F., Radiocarbon dating, Chicago, 1955;
Hahn O., Cobalt 60, Gefahr Oder Segen
fur die Menschheit, Gottingen, 1955; Dro-
schaH., Strahlende Atome. Uber den
Fortschritt .der Menschheit durch das ra-
dioaktive Isotop, Munchen, 1955; Living-
ston R. S. [a. o]., The cyclorator: a de-
vice for the separation of isotopes by time-
of-flight in a magnetic field, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Proceedings of the International
conference on the peaceful uses of atomic
energy, held in Geneva, August 8—20, 1955,
v. 15 — Applications of radioactive iso-
topes and fission products in research and
industry, N. Y., 1956; Electromagnetical-
ly enriched isotopes and mass spectrometry.
Proceedings of the conference held in the
Cockcroft Hall. Harwell, 13—16 Septem-
ber, 1955. Ed. by M. Smith, L., 1956;
S h e a d W. A., Radioisotopes, the wonder
tool, N. Y.— Washington, 1956; Indust-
rial utilization of radioisotopes August 2,
1946—February 9, 1956 ([Atomic Industrial]
Forum Survey), N. Y., 1956; В i e 1 a ws k i
С. A., H a r k u 1 i c h T. M. and Long
R. E., A study of hot pressing of beryllia
rocket nozzles, June 1956 through Nov.
1956, Cleveland, 1956; Fort D. M., A
linear programming model of the gaseous
diffusion isotope-separation process, [Santa
Monica (California)], 1956; Hollander
L. E., Research and development of photo-
conductive dose rate indicator for ionizing
radiations. Final progress report..., [Cle-
veland], 1956; A p e 1 С. T. and Svec
H. J., Kinetics of the reaction between cal-
cium and water vapor, Ames (Iowa), 1956;
Das Atom. Aussichten und Gefahren (Aus-
sagen internationaler Wissenschaftler). Eine
Vortragsreihe..., Hamburg, [1956]; Weiss
C. F., Radioaktive Standardpraparate, B.,
1956; Graul E. H., Aktuelle Probleme
der angewandten Radioisotopie, Lpz., 1956;
Brandt L., Staat und friedliche Atom-
forschung, Koln, 1956; De Vr i es A. F.,
The enrichment of radioactive isotopes by
thermal diffusion, [Amsterdam, 1956]; F e 1 -
b e r F. F., Nuclear decay schemes of some
of the isotopes of tantalum [Berkeley],
1956; Taylor D., The measurements of
radio isotopes, 2 ed., L.— N. Y., 1957;
Schmeiser K., Radioaktive Isotope.
Ihre Herstellung und Anwendung, B., 1957;
БИБЛИОГРАФИЯ
589
Fortschritte der Angewandten Radioisoto-
pie und Grenzgebiete, Bd 1—2, Heidelberg,
1957; К 1 i s T. van der, Radio isoto-
pen in de technick, Amsterdam, 1957; T e-
chetE.es VodrosD., Radioizotopok
gyakorlati felhasznalasa, Budapest, 1957;
Oak Ridge National Laboratory. Stable isoto-
pes division semiannual progress report for
period ending Nov. 30, 1956, [Oak Ridge],
1957; A basic manual of routines for the
650. Ed. E. M. Kidd, [Oak Ridge], 1957;
(J the P. M., Attainment of neutron flux-
spectra from foil activations, [Ohio], 1957;
Isotope index— the complete purchasing gui-
de to the isotopes, Indianopolis, 1957;
Klaus E. E. and Fenske M. R.,
Fluids, lubricants, fuels and related mate-
rials, [Pennsylvania], 1957; C a d у H. H.,
Aqueous chemistry of ruthenium in the-t-2,
4-3 and + 4 oxidation states: species, spect-
ra, and potentials, Berkeley, 1957; Tay-
lor D., Measurement of radio isotopes,
2 ed., L., 1957; Basic foundations of iso-
tope technique for technicians, ed. by
W. C. Smullen, Oxford, 1957; Jeffer-
son S., Radioisotopes, a new tool for in-
dustry, L., 1957; M о e к e n H. H. P.,
Production of radioisotopes with charged
particles, s’ Gravenhage, [1957]; В 1 о к J.,
Radioactieve besmetting van de biosfeer
in Nederland, Amsterdam, [1957]; К 1 i s T.
van der, Radio isotopen in de technik.
Praktische toepassingen van atoomenergie
in de bedrijven, Amsterdam, 1957; T e-
chetE. esVddrbsD., Radioizotdpok
gyakorlati. felhasznalasa, Budapest, 1957;
Sanielevici A., Introducere in ra-
dioactivitate, Bucure^ti, 1957.
2.	Применение в химическом анализе и
химической технологии
АлимаринИ. П., Применение радио-
активных изотопов в химическом анализе,
М., 1955 (Доклады, представленные СССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Владимирский К. В. [и др.],
О методах изотопного анализа тяжелой во-
ды, М., 1955 (Доклады, представленные
СССР на Международную конференцию
по мирному использованию атомной энер-
гии); Полуэктов Н. С., Применение
радиоактивных изотопов в исследованиях
по аналитической химии циркония и гаф-
ния, М., 1955 (Доклады, представленные
УССР на Международную конференцию
по мирному использованию атомной энер-
гии); Яковлев Ю. В., Количественное
определение примесей в металлах высокой
чистоты методом радиоактивационного
анализа, М., 1955 (Доклады, представлен-
ные СССР на Международную конферен-
цию по мирному использованию атомной
энергии); Применение меченых атомов
в аналитической химии, М., 1955; Севе-
рин С. Е., Применение радиоактивного
фосфора при изучении процессов фосфори-
лирования, М., 1955 (Доклады, представ-
ленные СССР на Международную конферен-
цию по мирному использованию атомной
энергии); Рогинский С. 3., Теоре-
тические основы изотопных методов изу-
чения химических реакций, М., 1956;
Всесоюзное совещание по применению
изотопов в катализе. Москва. 1956. Тезисы
докладов, М., 1956; Deulofeu A., La
energia atomica al servicio de la quimica,
Barcelona, 1953; Rubin S., Passell
T. O., Bailey L. E., Chemical analysis
of surfaces by nuclear methods, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy Com-
mission Reports).
3.	Применение в технике
Румянцев С. В. и Григоро-
вич Ю. А., Контроль качества металлов
гамма-лучами, М., 1954; Грозин Б. Д.,
Применение радиоактивных изотопов для
изучения износа деталей машин, М.,
1955 (Доклады, представленные УССР на
Международную конференцию по мирному
использованию атомной энергии); Иор-
дан Г. Г. [и др.], Применение радиоактив-
ных изотопов для контроля технологиче-
ских процессов, М., 1955 (Доклады, пред-
ставленные СССР на Международную кон-
ференцию по мирному использованию атом-
ной энергии); Кишкин С. Т., Бок-
штейн С. 3., Исследование распределе-
ния и диффузии компонентов в металличе-
ских сплавах методом авторадиографии.
М., 1955 (Доклады, представленные СССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Назаров С. Т., Применение радиоак-
тивных изотопов в дефектоскопии, М.,
1955 (Доклады, представленные СССР на
Международную конференцию по мирному
использованию атомной энергии); П р а в-
л ю к Н. Ф., Металловедческая «горячая»
лаборатория, М., 1955 (Доклады, представ-
ленные СССР на Международную конфе-
ренцию по мирному использованию атом-
ной энергии); Применение метода меченых
атомов в физике и технике, Сборник
статей, под ред. В. Васильева, М., 1955;
Баранов В. И., Радиометрия, 2 изд., М.»
1956; Валдман Э. Э., Чаплин-
ски й П. Ф., Радиоактивные контрольные
и регулирующие приборы, М., 1956;
Казаков Н. Ф., Использование ра-
диоактивных изотопов для изучения
износа режущего инструмента, М., 1956;
Масалов Г. И., Применение радиоак-
тивных изотопов для маркировки холодно-
катанной стальной ленты, М.,	1956;
Мовчан Б. А., Применение радиоак-
тивных изотопов в сварке, Л., 1956; При-
менение радиоактивных изотопов на элект-
ростанциях. Информ, сборник, Киев,Д956;
Надеинская Е. П., Методика ис-
следования износа режущего инструмента
при помощи радиоактивных изотопов, М.»
1957; Бакштейн С. 3., Применение
радиоактивных изотопов в металловедении,
М., 1957; Казаков Н. Ф., Радиоак-
тивные изотопы в исследовании износа
режущего инструмента, М., 1957; Crow-
ther J. A., Manuel de radiologie indust-
rielle, P., 1948; Y ago da H., Radio-
active measurements with nuclear emulsions,
N. Y., 1949; Hardung-HardungH.,
Die industrielle Anwendung radioaktiver
Isotopen, W., 1953; Berman A. I.,
Electron radiography, Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U.S. Atomic Energy Commission);
Industrial application of gross fission pro-
ducts. Quarterly progress report, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Broda E., Schonfeld
Th., Die technischen Anwendungen der
Radioaktivitat, B., 1956; Radioaktive Stof-
590
БИБЛИОГРАФИЯ
fe und Rontgenapparate in der Industrie,
Zurich, [ 195J6];W a a r d H.d e, Over model-
len van atomen en kernen, Groningen,
1957; L’industrie devant I’energie nucleai-
re. Compose des textes rediges par les
representents des commisariats a I’energie
atomique des pays de 1’0. E. С. E. et des
Etats-Unis, P., 1957.
4.	Применение в медицине и биологии
Камен И., Радиоактивные индикато-
ры в биологии, пер. с англ., М., 1948;
X е в е ш и Г., Радиоактивные индикато-
ры, их применение .в биохимии, нормаль-
ной физиологии и патологической физио-
логии человека и животных, пер. с англ.,
М.,	1950; Терапевтическое применение
радиоактивных изотопов. Сборник статей,
под ред. и с предисл. М. Н. Фотиевой,
вер. с англ., М., 1952; Радиоактивный рас-
пад и медицина, пер. с англ., 2 изд., М.,
1954; Гемпельман Л., Лиско Г.
и Гофман Д., Острый лучевой синд-
ром, пер. с англ., М., 1954; Тар усов
Б. Н., Основы биологического действия
радиоактивных излучений, М.,	1954;
Егоров А. П. и Б очка рев В. В.,
Кроветворение и ионизирующая радиация,
М., 1954; Биологическое действие излуче-
ний и клиника лучевой болезни [Сборник
статей], под ред. А. Игнатьева, М., 1954;
Побединский М. Н., Лучевые ос-
ложнения при рентгенорадиотерапии, М.,
1954; Радиационная медицина (Руковод-
ство для врачей и студентов), под ред.
А. В. Лебединского, М., 1955; Козлова
А. В., Опыт.лечебного применения некото-
рых радиоактивных изотопов, М., 1955
(Доклады, представленные СССР на Меж-
дународную конференцию по мирному ис-
пользованию атомной энергии); 3 а м ы ч-
к и н а К. С., Г р о з н е н с к и й Д. 3.,
Радиоактивные изотопы в исследованиях
в области физиологии и биохимии пищева-
рения, М., 1955 (Доклады, представленные
СССР на Международную конференцию по
мирному использованию атомной энергии);
Кузнецов С. И., Применение радиоак-
тивных изотопов к изучению процессов фо-
тосинтеза и хемосинтеза в водоемах, М.,
1955 (Доклады, представленные СССР на
Международную конференцию по мирному
использованию атомной энергии); Кур-
санов А. Л., Изучение передвижения
органических веществ в растениях с помо-
щью радиоактивных изотопов, М., 1955
(Доклады, представленные СССР на Меж-
дународную конференцию по мирному ис-
пользованию атомной энергии); Научная
конференция по применению радиоактив-
ных изотопов в эксперименте и клинике.
Одесса, 1954. Тезисы докладов, Киев, 1955;
Опыт применения радиоактивных изотопов
в медицине. Труды Киевского рентгено-
радиол. и онкол. ин-та и Респ. научн.
конференции по применению радиоактив-
ных изотопов в медицине 18—20 янв. 1954,
Киев, 1955; ГодневТ. Н., Ш л ы к А. А.,
С14 в изучении биосинтеза хлорофилла,
М., 1955 (Доклады, представленные БССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Палладии А. В., Владимиров
Г. Е., Применение радиоактивных изотопов
для исследований в области функциональ-
ной биохимии мозга, М., 1955 (Доклады,
представленные УССР на Международную
конференцию по мирному использованию
атомной энергии); И в а н о в И. И. [и др.],
Радиоактивные изотопы в медицине и био-
логии. Практическое руководство, М., 1955;
Труды по применению радиоактивных изо-
топов в медицине, под общ. ред. А. Игна-
тьева, 2 изд., М., 1955; Фатеева М. Н.,
Опыт клинико-диагностического примене-
ния некоторых радиоактивных изотопов
в СССР, М., 1955 (Доклады, представленные
СССР на Международную конференцию
по мирному использованию атомной энер-
гии); Франк Г. М., О ранних реакциях
организма на облучение в зависимости
от локализации воздействия, М., 1955
(Доклады, представленные СССР на Меж-
дународную конференцию по мирному
использованию атомной энергии); А н д-
реев Е. [и др.], Атомната енергия в
мирно и военно време и значението и в ме-
дицината, София, 1955; Андреев Е.,
Николов И., Атомна енергия и
исползуването и в медицината, София,
1956; Краевский Н. А., Очерки
патологической анатомии лучевой болезни,
М., 1957; Рудерман А. И., Лучевое
лечение рака пищевода, М., 1957; К и-
селев П. Н., Рабинович Р. М.
и М е т е р И. Д., Изменение органов ды-
хания, особенности течения и возможности
лечения воспалительных процессов в лег-
ких при лучевой болезни, Л., 1957; Ки-
селев П. Н. и Б у з а н и П. А.,
Действие ионизирующей радиации на им-
мунитет, Л., 1957; Исследования в области
ионообменной хроматографии. Труды со-
вещания по применению ионообменной
хроматографии в медицине и пищевой
промышленности, М., 1957 (АН СССР.
Отдел, химич. наук); Клиника и терапия
лучевой болезни, под ред. А. В. Козловой,
М., 1957 (Труды Всесоюзн. конференции
по медицинской радиологии, Москва,
1956); Тезисы докладов Научной конфе-
ренции по радиобиологии, посвященной
•250-летию Ленинграда, 28—31 мая 1957 г.,
Л., 1957 (Акад. мед. наук СССР. Ин-т
Экспериментальн. медицины); Вопросы
рентгенологии и онкологии, [под ред. В. А.
Фанарджяна и др.], т. 2, Ереван, 1957;
Труды Центрального Научно-иссл. рент-
гено-радиологического ин-та Мин-ва
здравоохранения СССР, Л., 1957 (Вопросы
радиобиологии, т. 2); Радиобиология [сб.
статей], М., 1958 (АН СССР. Гл. упр. по
использованию атомной энергий при Сов.
Министров СССР. Труды Всес. научпо-тех-
нич. конференции по применению радиоак-
тивных и стабильных излучений в народ-
ном хозяйстве и науке. 4—12 апр. 1957 г.);
Н е v е s у G., Radioactive indicators.
Their application in biochemistry, animal
physiology, and pathology, N. Y., 1948;
Robertson J. K., Radiology physics,
2 ed., N. Y., 1948; V о e g t 1 i n С., H о d-
g e H. C., Pharmacology and toxicology of
uranium compounds, pt. 1—4, L., 1949—53;
Fink R. M., Biological studies with
polonium, radium and plutonium, L., 1949;
S i r i W. E., Isotopic tracers and nuclear
radiations; with application to biology and
medicine, N. Y., 1949; Bickel G.,
De la bombe atomique a la medicine, Ge-
neve, 1949; Beitrage zur Anwendung der
Isotopentechhik in Biologie, Klinik und
БИБЛИОГРАФИЯ
591
Therapie, Basel, 1950; Hamilton J.
G-., The role of cyclotron in medical research,
Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Atomic
Energy Commission); Bale W. F., Re-
lative effects of alpha, beta, gamma and
neutron radiation. The significance of these
differences in radiation therapy, Oak Rid-
ge (Tenn.), [1952] (U. S. Atomic Energy
Commission); Hurst W. M., K40 measu-
rements in body fluids, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);.
Long D. S. A., LongT. V., Analyses for
total and isotopic carbon in intermediary me-
tabolism studies, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U. S. Atomic Energy Commission); Hil-
ler J., Jakob A., Die Radio-Isotope.
Eine einfiihrende Darstellung ihrer biolo-
gischen und medizinischen Anwendung,
Munchen—B., 1952; Brucer M. [a. o.],
Teletherapy design problems. Cobalt-60
teletherapy unit. Quarterly progress report
for July 1 — September 30, 1953, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Conference on the use of isotopes
in plant and animal research held on June
12,13 and 14, 19^2, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
Cowing R. F., Warren Sh., Ra-
dioisotopes in the hospital, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Solon L. R., В 1 a t z H.,
Bounds on a half-value layer as a function
of ionization measurement precision, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy
Commission); Behrens Ch. F., Atomic
medicine, Baltimore, 1953; Kiinstliche ra-
dioaktive Isotope in Physiologie, Diagnos-
tik und Therapie, B., 1953; Medical division
quarterly progress report for January I —
March 31, 1954. Teletherapy design prob-
lems, Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Greenfield
M. A. [a. o. ],Radioargon effluent from tjie
stack of the medical research reactor, Oak
Ridge (Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy
Commission); Longmore Th. A.,
Medical photography. Radiographic and
clinical, L.— N. Y., 1955; Radiobiolo-
gical resurvey of Rongelap and Ailinginae
atolls, Marshall islands, October — Decem-
ber 1955, Washington, 1955; Quarterly prog-
ress report for period ending March, 31,
1956, [Los Angeles], 1956 (California Univer-
sity, Atomic Energy Project); H a h n P. F.,
Therapeutical use of artificial radioisoto-
pes, N. Y., 1956; KellyL. S., Hirsch
J. D., Beach Gr., Incorporation of
phosphorus-32 into DNA of regenerating
liver. The effect of irradiation, Oak Ridge
(Tenn.), [1956] (U. S. Atomic Energy Com-
mission Reports); Proceedings of the In-
ternational conference on the peaceful uses
of atomic energy, held in Geneva, August
8—20, 1955, v. 10 — Radioactive isotopes
and nuclear radiation in medicine, N. Y.,
1956; Progress in radiobiology. Proceedings
of the Fourth International conference on
radiobiology held in Cambridge on 14th to
17th August, 1955. Eds.: J. S. Mitchell,
В. E. Holmes C. L. Smith, L., 1956; Notes
on atomic energy for medical officers, N. Y.,
1956; Biological sciences. Ed. by J. C. Bu-
gher [a. o.], v. 1, N. Y.—L., 1956 (Progress
in nuclear energy. Ser. 6); Medical sciences.
Ed. by J. C. Bugher [a. o.], v. 1, N. Y.—L.,
1956 (Progress in nuclear energy. Ser. 7);
Biological and medical research division
[of the Argonne National Laboratory] qu-
arterly report, July, August, Sertember,
1956, [Lemont], 1956; Radioaktuve Iso-
tope in Klinik und Forschung, Red. K. Fel-
linger und H. Vetter, Bd 2,	B., 1956;
К 1 i e f о t h W., Sind wir bedroht? Ein
sachliches Wort zur Atomfrage,Mosbach [Ba-
den], 1956; Argonne National Laboratory,
Lemont, Ill. Biological and medical rese-
arch division quarterly report. Oct., Nov.,
Dec., 1956, [Lemont], 1957; Beierwal-
t e s W. H., Johnson Ph. C., S о 1 a-
r у A. J., Clinical use of radiosotopes, Phi-
ladelphia — L., 1957; Hainan К. E.,
Atomic energy in medicine, L., 1957;
В г у a n t F. J., C h a m ber 1 a i n A. C.,
M a r g a n A. and S p i с e r G. C., Ra-
diostrontium fallout in biological materi-
als in Britain, [2 ed.], Harwell,!957; Quar-
terly progress report № 23, [Chicago], 1957
(Chicago University. Air Force Radiation
Laboratory); Biology and medicine quar-
terly report [for] January, February, March
1957, [Berkeley], 1957 -(California Uni-
versity. Radiation laboratory); Beier-
w a 1 t e s W. II. [a.o.], Clinical use of
radioisotopes, Washington, 1957; L ear-
mo n t h J. R. and M c W h i r t e r R.,
Surface surgical and radiorgraphic anatomy,
Oxford, 1957; Clinical use of radioisotopes.
A manual of technique. Ed. by T. Fields
and L. Seed, Chicago, 1957; Stenstrom
K. W., Manual of radiation therapy, Ox-
ford, 1957; Schriftenreihe des Bundesmini-
sters fur Atomfragen, Strahlenschutz, Heft
2—4, Braunschweing, 1957; Schmidt
S., Bedrohen Atome unsere Gesundheit?
Ein Arzt zum Thema: Schutz vor radioak-
tiver Verseuchung, Dusseldorf, [1957]; S u-
t о w W. W., Summary of medical studies
on Hiroshima children exposed to the ato-
mic bomb 1951 — 1953, [Hiroshima, 1957].
5.	Применение в сельском хозяйстве
Виноградов А. П., Геохимия ред-
ких и рассеянных элементов в почвах,
М., 1950; Атомная энергия (Новые дан-
ные), пер. с англ., М., 1954; Сборник ра-
бот по радиобиологии, М., 1955 (АН СССР.
Ин-т генетики и ин-т биофизики); Мече-
ные атомы в исследованиях питания расте-
ний и применения удобрении. Труды со-
вещания [Отв. ред. В. М. Клечковский],
М., 1955; Применение изотопов при агро-
химических и почвенных исследованиях.
Сборник статей (Отв. ред. А. В. Соколов
и И. П. Сердобольский], М., 1955; Ант и-
пов-Каратаев И. Н., Примене-
ние изотопного метода к исследованию яв-
лений поглощения почвами электролитов
в связи с мелиорацией почв, М., 1955 (До-
клады, представленные СССР на Между-
народную конференцию по мирному ис-
пользованию атомной энергии); Г а р К. А.,
Кипиани Р. Я., Изучение с помощью
радиоактивных изотопов проникновения
и остатков фосфорноорганических инсек-
тисидов в растениях, М., 1955 (Доклады,
представленные СССР на Международ-
ную конференцию по мирному использо-
ванию атомной энергии); Кузин А. М.,
Об использовании ионизирующих излуче-
ний в сельском хозяйстве, М., 1955 (До-
клады, представленные СССР на Между-
народную конференцию по мирному не-
592
БИБЛИОГРАФИЯ
пользованию атомной энергии); Граев-
ск ий Э.’Я. и Ш а п и р о Н. И., Со-
временные вопросы радиобиологии, М.,
1957; Всесоюзная научно-техническая
конференция по применению радиоак-
тивных и стабильных изотопов и из-
лучений в народном хозяйстве и науке, Мо-
сква, 1957. Тезисы докладов, Биология,
медицина и сельское хозяйство, М.» 1957;
С о m а г С. L., Hood S. L., The role
of atomic energy in agricultural research,
Oak Ridge (Tenn.), 1953 (U. S. Ato-
mic Energy Commission); В г о wnell
L. E., Nehemias J.V., Bulmer J. J.,
The design of a gamma irradiation facility
for the control of insect infestation in flour,
meal, or grain, [Oak Ridge, Tenn.], 1955
(U. S. Atomic Energy Commission); Pro-
ceedings of the International Conference
on the peaceful uses of atomic energy, held
in Geneva, August 8—20, 1955, v. 12 —
Radioactive isotopes and ionizing radiations
in agriculture, and biochemistry, N. Y.,
1956; A Conference on radioactive isotopes
in agriculture held at Michigan State Uni-
versity on January 12, 13 and 14, 1956,
[East Lancing], 1956; D i c k W. E., Ato-
mic energy in agriculture, L., 1957; Nuc-
lear radiation in food and agriculture,
Toronto — N. Y. — L., 1958.
VIII.	ЯДЕРНАЯ ГЕОЛОГИЯ
СырокомскипВ. С. и Кдимен-
ко Ю. В., Ванадатометрия (Новый ме-
тод объем. Химич, анализа), Свердловск —
И., 1950; Изотопы в геологии. Сбор-
ник статей, пер. с англ, и нем., М., 195 4;
Академия наук СССР. Труды третьей сес-
сии комиссии по определению абсолютного
возраста геологических формаций (отв.
ред. И. Е. Старик), М., 1955; Ядерная
теория развития земной коры и вопросы
геологии и геофизики Средней Азии.
[Сборник статей. Ред. X. М. Абдуллаев
и др.], Ташкент, 1955; Баранов В. И.,
Поиски месторождений урана и тория аэро-
радиометрическими методами и гамма-ано-
малий, М., 1955 (Доклады, представленные
СССР на Международную конференцию
по мирному использованию атомной энер-
гии); Исследования в области геологии, хи-
мии и металлургии, М., 1955 (Доклады
Советской делегации на Международной
конференции по мирному использованию
атомной энергии); Палей П. Н., Ме-
тоды определения малых количеств урана
в рудах, М., 1955 (Доклады, представлен-
ные СССР на Международную конферен-
цию по мирному использованию атомной
энергии); ГольбекГ. Р., Матвеев
В. В. и Шляпников Р. С., Физиче-
ский метод определения содержания урана,
радия и тория в радиоактивных рудах, М.,
1955 (Доклады, представленные СССР
на Международную конференцию по мир-
ному использованию атомной энергии);
Ядерная геология, пер. с англ., под ред.
и с предисл. И. Е. Старика, М., 1956;
Котляр В. Н., К а б а н о в а Е. С.,
Кристальный Б. В., О состоянии
сырьевой базы урана в капиталистиче-
ских странах и методике поисковых работ
на уран, М., 1956; Д о м а р е в В. С.,
Геология урановых месторождений ка-
питалистических стран, М., 1956; Бе ус
А. А., Бериллий. Оценка месторождений
при поисках и разведках, М., 1956; Г е-
ц е в а Р. В. и Савельева К. Т.,
Руководство по определению урановых
минералов, М., 1956; Баранов В. И.,
Радиометрия, 2 изд., М., 1956; В о й т-
к е в и ч Г. В., Радиогеология и ее зна-
чение в познании истории Земли, М.,
1956; Комаров С. Г., Техника про-
мысловой геофизики, 2 изд., М., 1956;
.Аналитическая химия урана и тория, пер.
с англ., под ред. П. Н. Палея, М., 1956;
Токарев А. Н., Щербаков А. В.,
Радиогидрогеология, М., 1956; Геология
атомных сырьевых материалов, М., 1956
(Доклады иностранных ученых на Между-
народной конференции по мирному исполь-
зованию атомной энергии, Женева, 1955);
Радиометрические методы поисков и раз-
ведки, урановых руд [Отв. ред. В. В. Алек-
сеев], М., 1957; Мелков В. Г. и
П у х а л ь с к и й Л. Ч., Поиски место-
рождений урана, М., 1957; Б е у с А. А.,
Разведка месторождений бериллия и нио-
бия, М., 1957; Соболева М. В. и
Пудовкина И. А., Минералы урана.
Справочник, М.,	1^57; [Баранов
В. И., М о р о з о в а Н. Г. и др. сост.],
Справочник по радиометрии, М., 1957:
Вопросы геологии урана [СО. статей],
М., 1957; Редкометальные карбонаты [Сб.
статей], М., 1958 (Геология месторожде-
ний редких элементов, вып. 1); Котляр
В. Н. и К р и с т а л ь н ы й Б. В., Ме-
сторождения тория в капиталистических
странах, М., 1958; Методы определения
радиоактивных элементов в минеральном
сырье [Сб. статей], М., 1958; S a i п е
V.L., Brown К. В., Studies of reco-
very processes for Western uranium-
bearing ores, Oak Ridge (Tenn.), [1949]
(U. S. Atomic Energy Commission); Stern
T. W., A catalog of study material of radio-
active minerals, Oak Ridge (Tenn.), [1950]
(U. S. Atomic Energy Commission); Ever-
hart D. L., Geology of uranium deposits,
[Oak Ridge (Tenn.), 4951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Prospecting for ura-
nium, Washington, 1951; Digiovan-
ni H. J., G г a v e s о n R. T., Y о 1 i a n,
A drill hole scintillation loggina unit, ty-
pe Tu-5-A, Oak Ridge (Tenn.), [1952]
(U. S. Atomic Energy Commission); L o-
well J. D., Applications of cross strati-
fication studies to problems of uranium
exploration, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U.S.
Atomic Energy Commission); F a u 1 H.,
Nuclear geology: a symposium on nu-
clear phenomena in the earth sciences,
N. Y., 1954; Geologic investigations of
radioactive deposits. Semiannual progress
report. June 1 to November 30, 1954,
Oak Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic
Energy Commission); Kohl E., Uran,
Stuttgart, 1954; Ni n i ng er R. D.,
Minerals for atomic energy; a guide to explo-
ration for uranium, thorium and beryllium,
Nostrand, 1954; Proctor P. D., Hyatt
E. P., Bullock K. G., Uranium. Where
it is and how to find it, Salt Lake City,
1954; Ramsey R h. W., Facts you
should know about uranium, Salt Lake City,
1954; Uranium prospectors’ handbook, Den-
ver, 1954; Ballard Th. J., С о n k-
1 i n Q. E., The uranium prospector’s guide,
N. Y., 1955; KurshH., How to prospect
БИБЛИОГРАФИЯ
593
for uranium, [Greenwich, 1955]; Z op-
pis R., Sulla ricerca dei mineral! radioat-
tivi, Bolzano, 1955; Exploration for nuclear
raw materials. Ed. by R. D. Nininger, L.,
[1956]; Crawford J. E. and Pao-
ne J., Eacts concerning uranium explora-
tion and production, Washington, 1956;
Pusher E. S., Preparation of alpha ura-
nium single crystals, pt. 1—3, Oak Ridge
(Tenn.), [1956]; F r a n d e 1 C. [a. o.],
X-ray powder data for uranium and thorium
minerals, Washington, 1956; Page L. R.,
Stocking H. E . S m i t h H.B., Cont-
ributions to the geology of uranium and
thorium..., Washington, 1956; Love-
ring T. G., Radioactive deposits in New
Mexico, Washington, 1956; Peaceful uses
of atomic energy. Proceedings of the Interna-
tional Conference in Geneva, August 1955,
v. 6—Geology of uranium and thorium,N.Y.,
1956; Uranium and the atomic industry.
Forum report № 11. Ed. by O. Townsend,
J. Greena, N. Y., 1956; Geologic investiga-
tions of radioactive deposits. Semiannual
progress report June 1 to November 30,
1956, [s. 1.], 1956 (Geological Survey);
Nuclear progresses in geologic settings.
Proceedings of the second conference, held
at Pennsylvania state university Sept.
8—10, 1955. Nuclear science report № 19,
Washington, 1956 (National Academy of
Sciences, National Research „Council);
Zeschke G., Prospektion von Uran-
und Thoriumerzen, Stuttgart, 1956; Geo-
logical investigations of radioactive de-
posits. Semiannanal progress report [for]
Dec. 1, 1955 to May 31, 1956, [c. 1.], 1956;
Z u f f a r d i P., L’uranio... Guida elemen-
tare alia prospezione delle sostanze radioat-
tive natural!, Milano, 1957; Mihes K.,
Radiogeologia cs radiometria, Budapest,
1957.
IX.	АТОМНОЕ ВООРУЖЕНИЕ И
ПРОТИВОАТОМНАЯ ЗАЩИТА
Атомное оружие. Сборник статей [ред.
сост. И. Ф. Шипилов и Н. Г. Коньков],
2 изд., М., 1955; Атомный взрыв на море.
Сборник статей [ред. сост. Л. Д. Черно-
усько], М., 1955; Лоусон Д. И., Атом-
ная бомба и пожары, пер. с англ., М.,
1955; Михайлов В. А., Физические
основы получения атомной энергии, М.,
1955; Архипов М. П., Основы устрой-
ства атомного оружия и противоатомная
защита, М., 1956; Сыр н е в В. П. и
Петров Н. П., Радиоактивные излу-
чения и их измерения, М., 1956; Архи-
пов М. П., Световое излучение атомного
взрыва, М., 1956; Гвоздев М. М.,
Я к о в к и и В. А., Атомное оружие и
противоатомная защита, М., 1956; Ива-
нов А. И., Ядерные излучения атомного
взрыва, М.» 1956, Кузнецов Г. Ф.,
Поражающие свойства атомного оружия и
меры защиты, Куйбышев, 1956; М и к ш е
Ф. О., Атомное оружие и армии, пер.
с англ., М.. 1956; Неизмеримая опасность
(Анализ последствий испытаний атомного
и термоядерного оружия). Сборник мате-
риалов. Подгот. спец, ком-том Всемирной
федерации науч, работников, М., 1956;
Проблемы использования атомной энергии.
Сборник статей [ред. сост. В. П. Москов-
ский и П. I. Ащашенко], 2 изд., М., 1956-
Средства и способы защиты от атомного
оружия. Сборник статей [ред. сост. Н. Г.
Бочаров и И. С. Семиохин), 2 изд., М., 1956;
Науменко И. А., Петровский
И. Г., Ударная волна атомного взрыва,
М., 1956; Кокосов Б. В., Противо-
атомная, противохимическая, противо-
бактериологическая защита солдата в
бою, М., 1957; Кононенко А.,
Атомное оружие в военных планах США,
М., 1957; Быховский И. А., Атом-
ные подводные лодки, Л., 1957; Ас-
тахов К. В., Атомная энергия и пу-
ти ее практического использования, М.,
1957; Clark R. Е. D., The ato-
mic bomb, 2 ed., ъ., 1947; С о a 1 e A. J.,
The problem of reducing vulnerability to
atomic bombs, Princeton, 1947; Goud-
sm i t S. A., Alsos. The story of the Al-
sos Mission, which undertook to investigate
German efforts for the atomic bomb, N. Y.,
1947; Laurence W. L., Dawn over
zero. The story of the atomic bomb, N. Y.,
1947; Shurcliff W. A., Bombs at
Bikini. The official report of operation cross-
roads, N. Y., 1947; N a h m i a s M. E.,
Artillerie atomique, P.—Liege, 1947; Don-
worth A. B., Gravitation and atomic
bomb, N. Y., 1948; Dessauer F.,
Atomenergie und Atombombe, Frankfurt,
1948; Beer S.,L’atomo e la bomba atomica,
Firenze, 1949; Sernagiotto di Ca-
savecchia E., Dai miti alia bomba
atomica, Roma, 1948; Wendt G., Ato-
mic energy and the hydrogen bomb, N. Y.,
1950; G e n a u d P., L’arme atomique,
P., 1950; Les effets des armes atomiques.
[Document officiel du Secretariat a la de-
fense et de la Commission de 1’cnergie ato-
mique des Etats-Unis.], P., 1951; Radio-
logical development activities. Health and
safety unit semiannual progress report for
January—June 1952 (Knolls atomic po-
wer laboratory); К i n da 1 1 S.G., Total
atomic defense, N. Y., 1952; Dres-
sier U., Atombomben im Weltall!,
Wiesbaden, 1953; Dietz D., Atomic
science, bombs and power, N. Y., 1954;
Severud F. N., Merrill A. F.,
The bomb survival, and you. Protection
for people, buildings, equipment, N. Y.,
1954; Shepley J., Blair C., The
hydrogen bomb. The men, the menace, the
mechanism, N. Y., 1954; Jordan P.,
Atomkraft. Drohung und Versprechen, Mun-
chen, 1954; Labeyrie J., Mesure de
la concentration des aerosols radioactifs
emetteurs a- These № 3519, P.’, 1954;
Puig I., La energia nuclear. Las bombas
«А», «Н» у «Со», Barcelona, 1954; G о s-
m a n S., Atomovy vybuch a protiatomickd
ochrana, Praha, 1954; Radiological deconta-
mination in civil defence, Washington,
1955; Magnusson T., HedvallA.,
Atom-Bomben,— Staub,— Energie, Aachen,
1955; Bastin A.-J.- V., Conferences
sur les armes atomiques et leurs effets, P.,
1955; Nuclear weapons, L., 1956 (Home
office. Scottish home dep. Manual of civil
defence, v. 1. Pamphlet № 1); Bey-
er H., Atomkraft in Frieden und Krieg.
Einfiihrung in die Kernphysik. Atomkrieg
und Schutz im Atomkrieg. Atomenergie
zum Segen der Menschheit, Lahr, 1956;
Research in the effects and influences ot
the nuclear bomb test explosions, v. 1—2v
594
БИБЛИОГРАФИЯ
Tokyo, 1956. (Japan Society for the Promo-
tion of Sciences); Glasston S. [ed.],
The effects of nuclear weapons, Washington,
1957.
X.	КОНФЕРЕНЦИИ...
(См. также отдельные разделы)
Доклады, представленные СССР на Меж-
дународную конференцию по мирному ис-
пользованию атомной энергии, М., 1955
(Международная конференция по мир-
ному использованию атомной энергии.
Женева, 1955); Физические исследования,
М., 1955 (Доклады Советской делегации на
Международной конференции по мир-
ному использованию атомной энергии.
Женева, 1955); Доклады, представленные
УССР на Международную конференцию
во мирному использованию атомной энер-
гии, М., 1955 (Международная конферен-
ция по мирному использованию атомной
энергии. Женева, 1955); Доклады, пред-
ставленные БССР на Международную кон-
ференцию по мирному использованию атом-
ной энергии, М., 1955 (Международная кон-
ференция по мирному использованию атом-
ной энергии. Женева, 1955); Исследования
в области геологии, химии и металлургии.
Доклады советской делегации на Между-
народной конференции по мирному исполь-
зованию атомной энергии. Женева, 1955,
М., 1955; Материалы Международной кон-
ференции по мирному использованию атом-
ной энергии, состоявшейся в Женеве 8—
20 авг. 1955 г. [председ. редколлегии А. П.
Виноградов], т. 4, 13,15, [М., 1957—58];
Материалы Международной конферен-
ции по мирному использованию атомной
энергии, состоявшейся 8—20 авг. 1955 г.
[Председ. редколлегии А. 11. Виноградов],
т. 5— Физика реакторов, М., 1958; На-
учно-техническая выставка СССР (Опи-
сание), М., 1955 (Международная науч.-
техн. конференция по мирному использо-
ванию атомной энергии. Женева, 1955);
Кондратьев В. Н., Научные итоги
Международной конференции по мирному
использованию атомной энергии (Женева,
8—20 авг. 1955 г.), М., 1956; Сессия Ака-
демии наук СССР по мирному использо-
ванию атомной энергии 1—5 июля 1955.
Заседания отд. химических наук, М.,
1955; Сессия Академии наук СССР по мир-
ному использованию атомной энергии 1—
5 июля 1955 г. Заседания отд. физико-ма-
тем. наук, М., 1955; Сессия Академии наук
СССР пр мирному использованию атомной
энергии 1—5 июля 1955 г. Заседания отд.
технических наук, М., 1955; Сессия Ака-
демии наук СССР по мирному использова-
нию атомной энергии. 1—5 июля 1955.
Заседания отд. биологических наук, М.,
1955; Сессия Академии наук СССР по мир-
ному использованию атомной энергии
1—5 июля 1955 г; Пленарное заседание, М.,
1955; Сессия по мирному использованию
атомной энергии. Сборник докладов, т. 1—
4, М., 1955 (Акад, наук СССР); Сессия,
посвященная вопросам использования атом-
ной энергии в мирных целях. Тезисы док-
ладов, Киев, 1956 (Академия наук Украин-
ской ССР); Тезисы докладов VI ежегодного
совещания по ядерной спектроскопии в Мо-
скве. 26—30 янв. 1956, [М., 1956]; Всесоюз-
ное совещание по квантовой электродина-
мике и теории элементарных частиц.
Москва, 1955. Тезисы докладов и сообще-
ний, М., 1955; Всесоюзная конференция
по атомному ядру. 2-я. Москва. 1937.
Тезисы докладов, М.— Л., 1937; Всесоюз-
ная конференция по физике частиц высоких
энергий. Москва. 1956. Тезисы докладов
на Всесоюзной конференции по физике ча-
стиц высоких энергий. 14—22 мая 1956 г.,
М., 1956; Программа и тезисы докладов
VII ежегодного совещания по ядерной
спектроскопии в Ленинграде. 25—31 янв.
1957, М.— Л., 1957; Papers presented at
the Conference on atomic energy education,
University of New Mexico.October 17 and 18,
1952, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Proceedings of
the Kjeller conference on heavy water reac-
tors, held at Kjeller and Oslo, August 11
to 13, 1953. eds,J. A. Goedkoop and G. Jens-
sen,— Joint Establishment for nuclear
Energy Research (Norway), 1953; Procee-
dings,University research reactor conference,
Ed. by W.W. Grigorieff, Oak Ridge (Tenn.),
1954 (U. S. Atomic Energy Commission);
Proceedings of the International conference
on the peaceful uses of atomic energy, held
in Geneva, August 8—20, 1955, v.-1, The
world’s requirements for energy; the role
of nuclear energy, N. Y., 1956; Proceedings
of the International conference on the pea-
ceful uses of atomic energy, held in Geneva,
August 8—20, 1955, v. 16, Record of the
Conference, N. Y., 1956; Proceedings of the
applied nucleonics conference, 4th and 5th
December, 1954. Ed. by E. W. Pulsford,
Harwell, 1955 (Atomic Energy Research
Establishment); Geneve. Palais des expo-
sitions. L’atom pour la paix. 1-re exposition
Internationale des applications pacifiques de
l’energie atomique, 8—20 aout 1955, [v. 2],
Geneve, 1955; Annual meeting of accounta-
bility representatives. 1955. Papers presen-
ted at the statistical section annual meeting
of accountability representatives, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] e U. S. Atomic Energy Com-
mission); Commercial and international deve-
lopments in atomic energy. Proceedings of a
Meeting for members and guests. Sept. 27—
29, 1955, N. Y., 1956 (Atomic Industrial
Forum, inc.); A World to gain. The story
of the International conference on the peace-
ful uses of atomic energy at Geneva. 1955.
Prep, by Atomic sciences com. of the Asso-
ciation of scientific workers, L., 1956;
Cesckoslovenska licast na Mezinarodni kon-
ferenci о mirovem vyuziti atomove ener-
gie, Praha, 1956; Work conference on nuc-
lear energy, St. Petersburg, Florida. August
1—4, 1956, v. 1—2, Atlanta, [1957].
XI.	СПРАВОЧНИКИ И СЛОВАРИ
Русско-английский словарь по ядерной
физике и технике, [сост.] Н. Н. Ершов,
Ю. В. Семенов, А. И. Черный, М., 1955
(Ин-т научн.информации Акад, наук СССР);
Англо-русский словарь по ядерной физике
и технике,под ред. Э. В. Шпольского, М.»
1955 (Ин-т научн. информации Акад. Паук
СССР); Гусев Н. Г., Справочник по
радиоактивным излучениям, М., 1956;
Капланская К). М., Л и д в а н-
с к и й А. М., М а н у ш и н Н. Ф-, Крат-
кий немецко-русский словарь по ядерной
физике и ядерной технике, М., 1958; Го-
релик Я. М., Добровольский
БИБЛИОГРАФИЯ
595
М. Б., Рубин С. Б., Краткий словарь
некоторых терминов и определений по
атомной энергии, атомному оружию
и противоатомной защите, М., 1958;
Mattauch J., Fluegge S.,
Nuclear physics tables, N. Y., 1946; F r a n-
z i n i T., Ta vole di fisica nucleare, Firen-
ze, 1948; Atomic energy. A glossary and tech-
nical terms (English, French, Chinese,
Russian and Spanish), u. N. Department of
Conference and General Services. Terminolo-
gy section, [N. Y.], 1948; Rompp H.,
Atom-Lexicon, Stuttgart, 1949; Atomic
energy year book. Edited by John Tutin,
N. Y., 1949; Pocket encyclopedia of atomic
energy. Ed. by Frank Gaynor, N. Y., 1950;
Nuclear data. National Bureau of Standards
Circular 499. Superintendent of Documents,
Washington, 1950; A glossary of terms in
nuclear science and technoloy, N. Y., 1953
(American Society of Mechanical Engineers);
Martin Ch. N., Tables numeriques de
physique nucleaire, P., 1954; Broglie
L. de, Numerical tables in nuclear physics,
P., 1954; Schwenkhagen H. F.,
Atomkern-Energie in Stichworten. Ein
Beitrag zur Nomenklatur und Begriffsbes-
timmung, Karlsruhe, 1956; Glossary of
terms in nuclear science and technology,
N. Y., 1955 (American Society of Mechanical
Engineers); Reactor handbook, v. 1—3.
Technical Information Service [Oak Ridge
(Tenn.)], 1955 (U.S.Atomic Energy Commis-
sion); Catalogue of nuclear reactors. Pre-
pared by Atomic energy of Canada ltd. Chalk
riverproject with the co-operation of the
Atomic Energy Research Establishment,
Harwell, L., 1956; Atomic energy guide-
book. A non-technical sourcebook on pra-
ctical uses of nuclear energy. Ed. W. A.
Shead. [N. Y.], 1956; A r d e n n e M., Tabel-
len zur angewandten Kernphysik, B., 1956;
H u b b e 1 H. H., В i r k h о f f R. D. and
Johnson R. M., Pocket ion Chambers
for beta radiation dose, [Oak Ridge], 1957;
J а у n о r F. [ed.], Concise encyclopedia
of atomic energy, L., 1957; Russian-English
glossary of nuclear physics and engine-
ering [Расширенное изд. словаря H. Н. Ер-
шова и др.], [N. Y.], 1957.
XII.	НАУЧНО-ПОПУЛЯРНАЯ
ЛИТЕРАТУРА
Г о л ь д а н с к и й В. И., Ядерные
реакции и методы их осуществления, М.,
1955; Намиас М. Е., Ядерная энергия.
Освобождение и использование, пер. с
франц., М., 1955; Курчатов И. В.,
Некоторые вопросы развития атомной
энергии в СССР, М., 1956; Буянов А.,
Атомная энергия, М., 1956; Воскобой-
ник Д. И., Ядерная энергетика, М.,
1956; К ок ош Г. Д., Атомная энергия
в природе, Л., 1957; Мезенцев В. А.,
Атом и атомная энергия, 3 изд., М., 1957;
М ю н ц и н г е р Ф., Атомная энергия,
пер. с нем., М.— Л., 1957; Астахов
К. В., Атомная энергия и пути ее практи-
ческого использования, М., 1957; S о 1 о-
m о п А. К., Warum Atomzertrummerung?,
Gutersloh, 1947;Pincher, Chapman,
Into the atomic age, L., 1948; Lang D.,
Early tales of the atomic age, N. Y., 1948;
Harrison G. R.. Atoms in action, L.,
1948; Smith E. S. C. [a.o.j, Applied
atomic power, L., 1948; Ma 1 uquer J.,
El atom о у la energia atomica, Barcelona,
1948; S о d d у F., Story of atomic energy,
L., 1949; Oliphant M. L. [a. o.], The
atomic age, N. Y., 1949; Allen J. S.,
Atomic energy and society, N. Y., 1949;
T h i b a u d J., Puissance de 1’atome.
De 1’utilisation industrielle et du contrdle
de I’energie atomique au ,gouvernement
mondial, P., [1949]; Kahn F.JDas Atom,
Riischikon, 1949; Atom^ldern, Stockholm,
1949; Kugelmass J. A., J. Bobert
Oppenheimer and the atomic story, N. Y.,
1953; L e n i h a n J. M. A., Atomic ener-
gy and its applications, N. Y., 1954;
Hecht S., Explaining the atom, N. Y.,
1954; Atomic transmutation, the greatest
discovery ever made. From memoirs of
Frederick Soddy. Ed. by M. Howorth, N. Y.,
1954; Bobrowski L., Tajemnica gmd-
ki uranu, Warszawa, 1954; Meteorology and
atomic energy, Washington, [1955] (U. S.
Atomic Energy Commission); Thomson
G., The atom, L., 1955; Woo dbury D. O.,
Atoms for peace, H. Y., 1955; H у d e M. O.,
Atoms today and tomorrow, N. Y., 1955;
S c i о г a t i L., Das Atom und v seine
Krafte, Saluzzo, 1955; Simane C.,
Vyuziti atomove energic, Praha, 1955;
К u b a J., Mirove vyuziti atomove ener-
gie, Praha, 1955; Day L., New worlds
beyond the atom, L., [1956]; Sacks J.,
Atom at work, N. Y., 1956; Titterton
E. W., Facing the atomic future, L., 1956;
С о p e n B., What radiesthesia is and what
it can do, L., 1956; Lowenthal G.,
Hausen J., Wir werden durch Atorne
leben, B., [1956]; W о f c z e k O., Izotopy
w sfuzbie czlowieka, Warszawa, 1956;
S t о k 1 e у J., The new world of the atom,
N. Y., [1957]; L e n i h a n J. M. A., Ato-
mic energy and its applications, L., [1957],
В г о d a E., Atomkraft-Furcht und HoH-
nung. Das Wesen der Kernenergie und die
Moglichkeiten ihrer Verwendung, Lpz.—
Jena, [1957]; Grundlagen und Arbeitsme-
thoden der Kernphysik, Vortragsreihe.,., B.,
1957.
XIII.	БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЕ
УКАЗАТЕЛИ
Левченко П. М., Ядерная физика.
Указатель кн. и журн. литературы за
1936—45, М., 1947 (Гос. политехи, б-ка.
Информ, библиогр. отд.); Чиркова
Л. П., Атомная энергия, ее излучение и
перспективы использования в науке и
технике. Рекомендательный список лите-
ратуры, М., 1953 (Всес. об-во по распро-
странению политич. и научн. знаний);
Н а с е к и н а В. В., Атомная энергия
и ее применение. Указатель литературы,
Л., 1956 (Ленингр. Краснознам. воен.-возд.
инж. акад. им. А. Ф. Можайского); С о-
р о к и н а Л. И., Атомная энергия и ее
использование. Рекоменд. указатель лите-
ратуры, 2 изд., М., 1956 (Гос. библиотека
СССР им. В. И. Ленина); Работы по атом-
ной энергии. Справочно-библиографические
данные, пер. с англ., М., 1956 (Материалы
Комиссии по атомной энергии США);
Scienza е tecnica del]’energia atomica.
Informazioni scientifiche trasmesse alia
Commissione per 1 ’energia atomica delle
Nazioni Unite. A cura dell’ufficio di mr.
В. M. Baruch. Lavori di: R. F. Ba-
596
БИБЛИОГРАФИЯ
cher, R. P. Peynman, K. D. Nichols [e. a.].
Con note introd, di R. C. Tolman,
Roma, 1946 (1st. bibliogr. italiano); U. S.
Atomic Energy Commission. Abstracts of
declassified documents, v. 1, Washington,
1947 (№ 1—12); Light I., Annotated bib-
liography on atomic energy. 257 selected
references for schools and discussion groups,
N. Y.,1947;U.S. Atomic Energy Commission.
Abstracts of declassified documents,
v. 2, Washington, 1948 (№ 1—12); Selec-
ted bibliography on atomic energy. Comp,
by the Technical Information Division,
Washington, 1948; Banks Ch. V., Me
С 1 u r e J. H., Meek H. V., Bibliogra-
phy: the analytical chemistry of beryllium,
Oak Ridge (Tenn.), [1948], (U. S. Atomic
Energy Commission); Kimball A. H.,
Bibliography of research on heavy hydro-
gen compounds, N. Y., 1949; Industrial
uses of radioactive materials. Selected bib-
liography, Cambridge, 1949; W h i 11 e s-
ley E., Givens E., Radiation protec-
tion of personnel and radiochemical labo-
ratories; their design and operation. A bib-
liography, Oak Ridge (Tenm), [1950]
(U. S. Atomic Energy Commission); Wil-
liams О. C. [a. o.], Zirconium and haf-
nium; a bibliography, Oak Ridge (Tenn.),
[1950] (U. S. Atomic Energy Commission);
Shannon R. L., Radioactive waste
disposal; a bibliography of unclassified li-
terature, Oak Ridge (Tenn.), [1950] (U. S.
Atomic Energy Commission); S c h w i n d
S. В., С г о x t о n F. E., Radium. A bib-
liography of unclassified literature, Oak
Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Atomic Energy
Commission); Croxton F. E., S ch-
wind S. B., Tritium (H3); a bibliography
of unclassified literature, Oak Ridge (Tenn.),
[1950] (U. S. Atomic Energy Commission);
Croxton F. E., Bibliography of publis-
hed literature on the preparation and pro-
perties of radioactive neutron sources, Oak
Ridge (Tenn.), [1950] (U. S. Atomic Energy
Commission); S t rehl о w R. A., Bib-
liography on aerosols, Oak Ridge (Tenn.),
[1950] (U.S. Atomic Energy Commission);
Selected unclassified references on nuclear
reactors, Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S.
Atomic Energy Commission); S a c h s F. L.,
Literature search on neutron detectors,
Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic
Energy Commission); Design and constru-
ction of radiochemical laboratories. A se-
lected list of unclassified references, Oak
Ridge (Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Energy
Commission); Cushman В. E., Bib-
liography of particle accelerators. July
1948 to December 1950, Oak Ridge (Tenn.),
[1951] (U. S. Atomic Energy Commission);
Croxton F. E., Uranium and its com-
pounds. A bibliography of unclassified li-
terature, Oak Ridge (Tenn.), [1951] (U. S.
Atomic Energy Commission); Wilder
D. R., Sintering mechanism as applied to
refractory oxides. A bibliography. 1937—
1952, Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Ato-
mic Energy Commission); Shewchuck
S., Bibliography of particle accelerators —
for January to December 1951, Oak Ridge
(Tenn.), [1951] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); S c h w i n d S. B., Nuclear scien-
ce in engineering education. A selected list
of references for instructors, Oak Ridge
Tenn.), [1952] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); S c h w i n d S. B., Barium. A
bibliography of unclassified literature, Oak
Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Atomic Ener-
gy Commission); Sachs F. L., Skin de-
contamination. A literature search, Oak
Ridge (Tenn.), [1952] (U.S. Atomic Energy
Commission); Sachs F. L., The effect
of a-, 3-, Ь, and x-rays on organic compo-
unds; a literature search, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Morgan R. L., Scintillation detectors.
A selected list of unclassified reports, Oak
Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Atomic Energy
Commission); Morgan R. L., Lantha-
nide series rare earth; an annotated list of
unclassified reference, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Eng berg Ch. J., Radiation shields
and shielding; a bibliography of unclassi-
fied AEC report literature, Oak Ridge (Tenn.),
[1952] (U. S. Atomic Energy Commission);
Curtis С. E., Bibliography of hafnium
oxide, hafnium silicate and hafnium carbide,
Oak Ridge (Tenn.), [1952] (U. S. Atomic
Energy Commission); Voress H. E.,
Croxton F. E., Zirconium; a bibliog-
raphy of unclassified literature, Oak Ridge
(Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Voress H. E., Titanium metal-
lurgy. A bibliography of unclassified lite-
rature, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S.
Atomic Energy Commission); Stephens
S. V., Bo che R. D., Annotated bibliog-
raphy in radiobiology, Chicago, 1953;
Sachs F. L., Ballentine K. D.,
Beryllium toxicology, a literature search,
Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic
Energy Commission); McCormack R. S.
[a. o.], Bibliography on the corrosion of
aluminum in water, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
An international bibliography on atomic
energy, v. 1—2, N. Y., 1951—53 (Ato-
mic Energy Commission Group. Department
of Security Council Affairs); D a v i d L. R.,
Thorium. A bibliography of unclassified
literature, Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S.
Atomic Energy Commission); Curtis
R. L., Decontamination: a literature search,
Oak Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic
Energy Commission); A bibliography of
selected AEC reports of interest to industry,
pt. 1—9, Oak Ridge (Tenn.), 1953—54
(U. S. Atomic Energy Commission. Techni-
cal Information Servise); Allen R. E.,
Uranium and its compounds; a bibliography
of unclassified literature, Oak Ridge (Tenn.),
[1953] (U. S. Atomic Energy Commission);
Young G. A., Utilization of gross fis-
sion products. A bibliogiaphy of unclassi-
fied report literature, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission);
Was man von der Atomenergie wissen muss.
Eine Einfiihrung in die wichtigste Literalur
fiber Wesen und Anwendung der Atomener-
gie, Hrsg. vom Zentraiinstitut fur Bibliot-
hekwesen, B., 1954; Voress H. E.,
Radiation shields and shielding. A bibliog-
raphy of unclassified report literature, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U.S. Atomic Energy
Commission); U. S. Atomic Energy Commis-
sion. [Semiannual report of the Atomic
Energy Commission. Index], Washington,
1954; Selected readings on atomic energy,
Washington, 1954 (U. S Atomic Energy
Commission); Postell P. E., V о r e s s
БИБЛИОГРАФИЯ
597
Н. Е., Unclassified bibliographies of in-
terest to the atomic energy program, Oak
Ridge (Tenn.), [1953] (U. S. Atomic Energy
Commission); Nuclear engineering. A sele-
cted list of references, Oak Ridge (Tenn.),
[1954] (U. S. Atomic Energy Commission);
Nevenzel J. C. [a. o.], Bibliography
of synthesis with carbon isotopes, Was-
hington, 1954; David L. R., Biological
effects of neutrons, gamma radiation, and
neutron-gamma combinations. A selective
bibliography of unclassified literature, Oak
Ridge (Tenn.), [1954] (U. S. Atomic Energy
Commission); Begun G. M., Allen
R. E., Isotope separation and isotope ex-
change. Bibliography, Oak Ridge, (Tenn.),
1954 (Technical Information Service);
Allen R. E., Corrosion. A bibliography
of unclassified report literature, Oak Ridge
(Tenn.), 1954 (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Cumulated numerical list of avai-
lable unclassified U. S. Atomic Energy Com-
mission reports. Febr. 1955, Oak Ridge
(Tenn.), [1955] (U. S. Atomic Energy Com-
mission); Harris P. M., Jay K.E. B.,
A list oi reports and published papers by A.E.
R. E. staff. (Papers publ. mainly between
1952 and 1954), [L.], 1955; List of transla-
tions issued by the Library up to 30th Ap-
ril, 1955, [L.], 1955 (Great Britain. Atomic
Energy Research Establishment. Library);
Frost F. E., P u t n a m J. M., Partic-
le accelerators, [v.J 1—2,Oak Ridge (Tenn.),
[1955] (U. S. Atomic Energy Commis-
sion); Az Atomenergia bekes felhaszn^lfisa.
Bibliografia, Budapest, 1955 (A Magyar
tudomanyos akad. konyvtaranak kiadva-
nyai); Atomic energy, Washington, 1955
(U. S. Atomic Energy Commission); Selec-
ted readings on atomic energy. November
1955, Washington, 1956 (U. S. Atomic
Energy Commission^; Index to the twentieth
semiannual report to Congress of the U. S.
Atomic Energy Commission, Washington,
1956; The effects of radiation on materials.
A report bibliography, Washington, 1956
(Armed Services Technical Information
Agency Reference Center Library of Congress,
Washington); Clarke R. W., Selected
abstracts of atomic energy projects un-
classified report literature in the field
of radiation chemistry and bibliography
of the • published literature, t. 1—3.
Harwell (Berks), 1956; В a u m e M.,
Quelques aspects de la reactivite chimique
de Pisoniazide, Bordeaux, 1956; Young
G. A. [compositor], Teed materials. A
bibliography of unclassified report literatu-
re, [s. 1.], 1957; Nevenzel J. C.,
Howton D. R., Riley R. F. and
Steinberg G. [compositors], A bib-
liography of syntheses with carbon isoto-
pes, 1953—54, [Los Angeles (Calif.)], 1957;
Nuclear science. A bibliography of selected
unclassified literature. April 1955, Oak
Ridge (Tenn.), [195—] (U.S. Atomic Energy
Commission).
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА И НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ ТЕОРЕТИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ
Автоионизация
Альфа-лучи
Альфа-радиоактивность, см.
Радиоактивность
Альфа-распад
Альфа-частицы
Ангстрем
Аннигиляция
Антинейтрино
Антинейтрон
Антипротон
Античастицы
Атом
Атомная единица массы, см.
Массовая единица
Атомное ядро, см. Ядро
атомное
Атомные уровни, см. Уров-
ни энергии
Барн
Бета-лучи
Бета-радпоактивность, см.
Радиоактивность
Бета-распад
Бозе—Эйнштейна статистика
Больцмана постоянная
Брейта — Вигнера формула
Внутренняя конверсия
Внутренняя энергия
Возбуждённое состояние
Волновая механика, см.
Квантовая механика
Волновая функция
Вырожденные значения
Выход ядерных реакций, см.
Ядерные реакции
Гамма-лучи
Гамма-радиоактпвность, см.
Радиоактивность
Гейгера — Неттола закон
Гипероны
Гипер-ядра
Двойной бета-распад
Де Бройля соотношения
Дейтрон
Деление атомного ядра
Дельта-лучи
Дефект массы
Дискретные величины
Диффракция частиц
Диффузия
Естественная радиоактив-
ность
Запаздывающие нейтроны
Зеркальные ядра
Изобары
Изомерия атомных ядер
Изомерное состояние, см.
Изомерия атомных ядер
Изотопический спин
Изотопные индикаторы, см.
Меченые атомы
Изотопов разделение
Изотопы
Ионизационный потенциал
Ионизация
Ионизация удельная
Искусственная радиоактив-
ность
Квазистационарное состоя-
ние
Квант действия
Квант света, см. Фотон
Квант энергии
Квантование
Квантовая механика
Квантовая система
Квантовая статистика
Квантовые числа
К-захват
Кинетика реактора
К-мезоны
Комптона явление
Конверсионные электроны
Корпускула
Космические лучи
Критическая загрузка
Критическая масса
Кулоновское взаимодействие
Кулоновское поле, см. Ку-
лоновское взаимодействие
Кюри
Лавина электронная
Ливни частиц
Магические числа
Магнетон Бора
Макросистема
Масса покоя
Массовая единица
Массовое число
Масс-спектр
Мгновенные нейтроны
Мезоатом
Мезомолекула
Мезоний
Мезоны
Метастабильное состояние
атома
Метастабильное состояние
атомного ядра
Микрочастица
Мозли закон
Момент орбитальный
Моменты ядерные
Мю-мезоны
Нейтрино
Нейтрон
Нуклон
Нулевая энергия
Обменное взаимодействие
Образование пар
Оже эффект
Оппенгеймера — Филлипса
процесс
Ортоводород и параводо-
род
Ортогелий и парагелий
Осколки
Основное состояние
Осциллятор
Отбора правила
Относительности теория
Отравление реактора
Параводород, см. Ортово-
дород и параводород
Парагелий, см. Ортогелий
и парагелий
Параметр столкновения, см.
Прицельное расстояние
Паули принцип
Перезарядка
Период полураспада
Пи-мезоны
Плазма
Планка постоянная
Подкритический режим ре-
актора
Позитрон
Позитроний
Поляризация атома
Поляризованные частицы
Постоянная радиоактивного
распада
Потенциальная яма
Потенциальный барьер
Прицельное расстояние
Пробег
Промежуточное ядро
Протон
Радиационный захват
Радиоактивное равновесие
Радиоактивности единицы
Радиоактивности измере-
ния
Радиоактивность
Радиоактивные изотопы
Радиоактивные семейства
Радиоактивный распад, см.
Радиоактивность
Радиоспектроскопия
Распространённость изото-
пов
Рассеяние частиц
Рентгеновские лучи
Сверхкритпческий режим,
см. Надкритический режим
Свободного пробега длина
Система отсчёта
Смещения правило
Соотношение неопределён-
ностей
Состояние физической сис-
темы
Сохранение чётности
Сохранение электрического
заряда
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
599
Сохранения законы
Спин
Спонтанное деление
Срыва реакция
Статистическая физика
Стационарное состояние
Термодиффузия
Термоядерная реакция
Тормозное излучение
Тритон
Туннельный эффект
Удары второго рода
Упаковочный множитель
Уровни энергии
Уровни энергии атома, см.
Уровни энергии
Уровни энергии атомного
ядра, см. Уровни энер-
гии
Ферми — Дирака статисти-
ка
Физическая статистика, см.
Статистическая физика
Фотон
Характеристические лучи,
см. Рентгеновские лу-
чи
Цепные ядерные реакции
Черенкова — Вавилова излу-
чение
Чётность
Ширина уровня
Электрон
Электрон-вольт
Электронная масса
Электронно-позитронная па-
ра
Электронный захват
Элементарные частицы
Элементарный электриче-
ский заряд
Энергия покоя
Энергия связи
Эффективное поперечное се-
чение
Эффективное сечение, см.
Эффективное поперечное
сечение
Ядерная спектроскопия
Ядерная физика
Ядерная энергия
Ядерные модели
Ядерные оболочки, см. Ядер-
ные модели
Ядерные реакции
Ядерные силы
Ядерные уровни, см. Уров-
ни энергии
Ядерный магнетон
Ядерный магнитный резо-
нанс
Ядерный фотоэффект
Ядро атомное
ОБЩИЕ ВОПРОСЫ ХИМИИ. ХИМИЧЕСКИЕ ЭЛЕМЕНТЫ И ИЗОТОПЫ
Атомный вес	Заурановые элементы, см.	Протактиний
Атомный номер	Трансурановые элементы	Протий
Периодическая система эле-	Золото	Радий
ментов Д. И. Менделеева	Индий	Радий А
Периодический закон	Иод	Радий В
Д. И. Менделеева	Ионий	Радий С
Элемент химический	Иридий	Радий С'
Азот	Иттербий	Радий С"
Актиний	Иттрий	Радий D
Актиний А	Кадмий	Радий Е
Актиний В	Калий	Радий Е"
Актиний С	Калифорний	Радий F
Актиний С'	Кальций	Радий О
Актиний С"	Кислород	Радиоактиний
Актиний D	Кобальт	Радиоторпй
Актиний К	Кремний	Радон
Актиний X	Криптон	Редкие земли
Актиноиды	Ксенон	Редкоземельные элементы
Актинон, см. Эманация	Кюрий	Рений
Актиноуран	Лантан	Родий
Алюминий	Лантаноиды	Ртуть
Америций	Лёгкая вода, см. Вода	Рубидий
Аргон	Лёгкий водород	Рутений
Астатин	Литий	Самарий
Барий	Лютеций	Свинец
Бериллий	Магний	Селен
Бериллия окись	Марганец	Сера
Беркелий, см. Берклий	Медь	Серебро
Берклий	Мезоторий I	Скандий
Бор	Мезоторий II	Стронций
Бром	Менделевий	Сурьма
Ванадий	Молибден	Таллий
Висмут	Мышьяк	Тантал
Вода	Натрий	Теллур
Водород	Неодим	Тербий
Вольфрам	Неон	Технеций
Гадолиний	Нептуний	Титан
Галлий	Никель	Торий
1афний	Ниобии	Торий А
1 елий	Нобелий	Торий В
Германий	Олово	Торий С
Гольмий	Осмий	Торий С'
Дейтерий	Палладий	Торий С"
Дейтерия окись, см. Тяжё-	Платина	Торий D
лая вода	Плутоний	Торий X
Диспрозий	Полоний	Торон, см. Эманация
Европий	Празеодим	Транскалпфорниевые эл(
Железо	Прометий	менты
600
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
Трансплутониевые элемен-
ты
Трансураниды, см. Транс-
урановые элементы
Трансурановые элементы
Тритий
Тулий
Тяжёлый водород, см. Дей-
терий
Углерод
Уран
Уран I
Уран II
Уран Xt
Уран Х2
Уран Y
Уран Z
Фермий
Фосфор
Франций
Фтор
Хлор
Хром
Цезий
Церий
Цинк
Цирконий
Эйнштейний
Эманация
Эрбий
РАДИОХИМИЯ
Адсорбция
Активационный анализ
Активность
Активность удельная
Активные осадки
Активный налёт, см. Актив-
ные осадки
Активных осадков метод
Амберлит, см. Иониты
Анализ по отражению
^-частиц
Аниониты, см. Иониты
Атомы отдачи
Возгонка, см. Сублимация
Выделение радиоактивных
элементов и изотопов
Высаливатели
Выщелачивание
Горячая радиохимическая
лаборатория
Горячие атомы
Горячих атомов химия
Дауэкс, см. Иониты
Дезактивация
Дернера — Госкинса распре-
деление
Дестилляция
Диспропорционирования
реакция
Дозиметрия химическая
Идентификация радиоактив-
ного изотопа
Изодиморфизм
Изоморфизм
Изотопного разбавления ме-
тод
Изотопное равновесие, см.
Изотопный обмен
Изотопные индикаторы, см.
Меченые атомы
Изотопный метод, см. Ме-
ченых атомов метод
Изотопный носитель, см.
Носитель
Изотопный обмен
Изотопный эффект
Индикаторное количество
радиоэлемента
Индикаторный метод, см.
Меченых атомов метод
Иониты
Ионообменники, см. Иониты
Ионообменные колонны
Испарение, см. Дестилля-
ция
Катиониты, см. Иониты
«Клетки» эффект
Комплексообразование
Кристаллизации коэффици-
ент
Кристаллизация дробная
Макрокомпонент
Масс-спектрометрический
анализ
Материнский изотоп
Материнский элемент
Материнское вещество
Меченые атомы
Меченые соединения
Микрокомпонент
Микроманипуляторы, см.
У льтрамикрохимическая
методика
Микроэлемент
Мишень
Надтепловые реакции
Носитель
Обеднения коэффициент
Обогащение радиоактивно-
го изотопа
Обогащения коэффициент
Осаждение дробное
Панета правило, см. Фаян-
са — Панета правило
Период полуобмена, см.
Изотопный обмен
Радиоактивационный анализ,
см. Активационный ана-
лиз
Радиоактивное загрязнение
биосферы
Радиоактивные вещества
Радиоактивные загрязне-
ния
Радиоактивные индикаторы
Радиоактивные элементы
Радиоактивных элементов
химия
Радиографический метод
Радиоколлоиды
Радиометрический анализ
Радиометрическое титрова-
ние
Радиохимическая камера
Радиохимическая лаборато-
рия
Радиохимическая чистота
Радиохимический анализ
Радиохимическое загрязне-
ние
Радиохимия
Радиоэлементы
Распределения коэффициент
Реэкстракция
Соосаждёние
Сублимация
Сцилларда — Чалмерса эф-
фект
Тепловые реакции
Ультрамикровесы, см. Уль-
трамикрохимическая мето-
дика
Ультрамикрохимическая ме-
.тодика
Фаянса — Панета правило
Хана правило
Хлопина закон
Хранение радиоактивцых
изотопов
Хроматография
Экстрагирование
Экстракционные агенты
Электролиз• радиоактивных
элементов, см. Электрохи-
мическое выделение ра-
диоактивных элементов
Электрохимическое выделе-
ние радиоактивных эле-
ментов
Элюирование
Элюция, см. Элюирование
Эманационный метол
Эманирование
Эманирующие источники
Ядерная химия, см. Ядер-
ных реакций химия
Ядерного горючего химия
Ядерных изомеров разделе-
ние
Ядерных реакций химия
РАДИАЦИОННАЯ ХИМИЯ
Авторадиолиз
Акцептор радикалов
Вторичные радиационно-хи-
мические реакции, см. Ра-
диационно-химические ре-
акции
Горячие частицы
Доза
Защитное действие
Ионный выход
Источники ядерных излуче-
ний-
Косвенное действие
Лёгкое излучение
Молекулярные продукты
Мощность дозы облучения
Первичные радиационно-хи-
мические реакции, см.
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
601
Радиационно-химические
реакции
Передача энергии линейная
Плотность ионизации линей-
ная
Послерадиационное действие
Потеря энергии линейная
Прямое действие
Рад
Радиационная вулканизация
Радиационная деструкция
Радиационная полимериза-
ция
Радиационная устойчивость
Радиационная химия
Радиационно-гальваниче-
ский эффект
Радиационное инициирова-
ние
Радиационно-химические
реакции
Радиационно-химический
выход
Радиационно-химическое
равновесие
Радикалы свободные
Радикальные продукты
Радиолиз
Радиолиз воды
Радиолиз органических со-
единений
Рентген
Рентген-эквивалент физи-
ческий, см. Физический
эквивалент рентгена
Самозащита
Сенсибилизация
Трек
Тяжёлое излучение
Ферросульфатный дозиметр
Физический эквивалент
рентгена
«Шпора»
Электронная доля
Абсолютный возраст
Автогамма-радиометр
Автор адиометрическая съём-
ка
Аквамарин
Альфа-ионизационный ме-
тод
Ампангабеит
Аномалии радиоактивные
Апатит
Асфальтит
Атомная геология
Аэрог амма-поиски
Аэрогеофизическая стан-
ция
Аэрорадиогеологические ис-
следования
Аэрорадиометрическая съём-
ка, см. Аэрорадиогеологи-
ческие исследования
Аэрорадиометрия, см. Аэро-
радиогеологические иссле-
дования
Бадделеит
Берилл
Бета-съёмка
Бетауранотил
Бетафит
Битум (урансодержащий)
Брагит, см. Фергюсонит
Браннерит
Брёггерит
Вакуумный метод определе-
ния радона в водах, см.
Радон в водах
Ванадатометрия
Везувиан
Весовое определение тория
в рудах
Весовой пероксидный метод
определения урана
ВНИКИТ
Возраст геологический
Воробьевит
Газовая съёмка
Гамма-излучение земной по-
верхности
Гамма-кароттаж -
Гамма-кароттажный радио-
метр
Гамма-радиометр
Гамма-съёмка
Гелиодор
Геоботаническая съёмка
Геоботанические поиски
Геологическое летосчисление
ЯДЕРНАЯ ГЕОЛОГИЯ
Гидрогеохимический метод
поисков
Гидронастуран
Гидросульфитно-фосфатный
объёмный метод определе-
ния урана
Гидроторит
Гилпинит, см. Иоганнит
Графит
Гуммит
Давидит
Джилппнит, см. Иоганнит
Иоганнит
Иттротанталит
Карбонатит
Карбуран
Карнотит
Клевеит
Колориметрический щёлоч-
но-карбонатный пероксид-
ный метод определения
урана
Колориметрическое опреде-
ление тория
Кольм
Коффинит
Ксенотим
Кюрит
Ламбертит, см. Уранофан
Либигит, см. Ураноталит
Люминесцентная съёмка
Люминесцентный метод оп-
ределения урана
Люминоскоп
Малакон
Мезодиалит
Менделеевит
Метаторбернит
Метацейнерит
Молу ранит
Монацит
Настуран
Ненадкевит
Нивенит, см. Клевеит
Обогащение руд урана и то-
рия, см. Металлургия ура-
на и тория
Оранжит, см. Торит
Органическое вещество
Ортит
Отенпт
Отунит, см. Отенпт
Пирохлор
Плеохроичные кольца
Поиски радиоактивных руд
Поликраз
Радиационные методы пои-
сков и разведки
Радий в водах
Радийсодержащие минералы
Радио активность земной ко-
ры
Радиоактивные воды
Радиоактивные минералы
Радиоактивные руды
Радиоактивный кароттаж
Радиогенное тепло
Р адиогидрогеологическая
съёмка
Р адпогпдрогеол огия
Радиографический метод оп-
ределения радиоактивных
элементов
Радиометр
Радиометрический метод оп-
ределения радиоактивных
элементов
Радиометрическое опробова-
ние
Радон в водах
Радон в урановых рудниках
Радоно-радиевые воды, см.
Радиоактивные воды
Разведка урановых место-
рождений
Разработка месторождений
(урановых и ториевых руд)
Рандит, см. Ураноталит
Рентгеноспектральный ана-
лиз
Самарскит
Склодовскит
Смоляная обманка, см. На-
стуран
Согренпт
Спектральный метод опре-
деления урана и тория
Торбернит
Торианит
Торит
Трегерпт
Трплоно-фосфатный колори-
метрический метод опре-
деления урана
Тухолит
Тюямунит
Уванит
Углеродистое вещество
Ульрихит, см. Уранинит
уран в водах
602
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
Урана п тория минералы
Уранинит
Урановая смоляная обман-
на, см. Настуран
Урановая чернь
Урановые и ториевые ру-
ды
Урановые месторождения
Уранометричесная съёмка
Уранопилит
Урано-радпевые воды
Урано-радоновые воды
Урано-радоно-радпевые во-
ды
Ураноспинит
Ураноталит
Уранотил, см. Уранофан
Ураноторпанит
Ураноторит
Уранофан
Ураноцирцит
Урансодержащие воды
Фенакит
Фергюсонит
Физические методы опреде-
ления урана, тория и ра-
дия (в рудах)
Флютерит, см. Ураноталит
Фосфатное вещество
Фосфорит (урансодержащий)
Фотоколориметрическое оп-
ределение урана (по кос-
венной реакции с а-, а'-
дипирпдилом)
Фторидный метод определе-
ния урана
Химические методы определе-
ния урана, тория и радия
(в рудах и горных поро-
дах)
Хлоппнпт
Хризоберилл
Цейнерит
Циппеит
Циркон
Циркон-фавас
Циркуляционный метод оп-
ределения радона в водах,
см. Радон в водах
Циртолит
Шинколобвит
Шрёкингерит
Эвдиалит
Эвксенит
Экономика промышленно-
сти атомного сырья
Эльсвортит
Эманационная съёмка
Эманационные определения
радия (и его изотопов)
Эманометр
Эталонирование приборов
Эталонные и стандартные
образцы
Ядерная геология
РЕАКТОРОСТРОЕНИЕ II ЭНЕРГЕТИКА
Аварийная защита реактора
Аварийная остановка реак-
тора
Аварийно-компенсирующий
стержень
Аварийный напорный бак
Аварийный стержень
Авиационный атомный дви-
гатель, см. Атомный само-
лёт
Автоматическая система ава-
рийной защиты
Активная зона
Активная решетка, см. Ре-
шетка реактора
Амортизатор стержня
Атомная подводная лодка
Атомная ракета
Атомная силовая установка,
см. Ядерная силовая уста-
новка
Атомная энергия
Атомный авианосец
Атомный двигатель, см.
Ядерная силовая установ-
ка
Атомный котёл, см. Ядер-
ный реактор
Атомный ледокол
Атомный реактор, см. Ядер-
ный реактор
Атомный самолёт
Бак реактора
Бассейновый реактор
Бериллиевый реактор
Блок ядерного топлива, см.
Тепловыделяющий элемент
Блокировка
Бридер, см. Реактор-раз-
множитель
Быстрые нейтроны
Внешняя зона воспроизвод-
ства
Внутренняя зона воспроиз-
водства
Водный гомогенный реактор
Водо-водяной реактор
Водоиодогреватель
Водяной пар
Возраст нейтронов
Воспроизводство ядерного
топлива
Временной режим реактора,
см. Переходный режим
реактора
Время замедления нейтро-
нов
Вторичное ядерпое топливо
Вторичный контур энерге-
тического реактора
Выгорание ядерного горю-
чего
Выгорающий поглотитель
Выключение реактора, см.
Остановка реактора
Выключение реактора по
периоду
Выработка энергии в реакто-
ре
Высокотемпературный реак-
тор
Газовая система реактора
Газодиффузпонный завод
Газодувка
Газонепроницаемое здание
реактора
Г азоотделитель
Газотурбинный цикл ядер-
ной электростанции
Гелиевая система обнару-
жения утечек
Генерация пара
Гетерогенный реактор
«Голый» реактор
Гомогенный реактор
Графитовая кладка
Графитовая колонна, см.
Тепловая колонна
Графито-водяной реактор
Графитовый блок
Графитовый реактор
Графито-натриевый реактор
Грубое регулирование реак-
тора
Двухзональный реактор
Дейтерий-натриевый реактор
Делящееся вещество, см.Де-
ление атомного ядра,
Ядерное топливо
Дифенил
Диффузионный поток
Длина диффузии
Длина замедления
Длина миграции
Жидкое ядерное топливо
Загрузочная машина
Загрузочное устройство
Задатчик мощности
Закупорка топливных ка-
налов
Замедление нейтронов
Замедления коэффициент
Замедлитель
Замедляющая способность •
Замена топлива в реакторе
Замкнутый контур тепло-
носителя
Замкнутый цикл теплоноси-
теля
Запальная зона реактора
Запорная арматура
Зона воспроизводства
Избыточная реактивность,
см. Реактивность
Измеритель периода
Измеритель реактивности
Изодозограф
Индикатор включения
Испаритель
Испытательный реактор
Исследовательский реактор
Калибровка регулирующих
стержней
Кампания реактора
Канал для вывода пучка
нейтронов
Канал реактора
Квазигомогенный реактор
Керамический реактор
Керамическое ядерное топ-
ливо
Кипящий реактор
Кожух реактора
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
603
Компенсаторы объёма
Компенсирующий стержень
Конденсатный насос
Конденсатор аварийный
Контактный аппарат
Контур теплоносителя
Корабельный реактор
Корпус реактора
Корректировочный стержень,
см. Компенсирующий стер-
жень
Космическая ракета с атом-
ным двигателем
Критическая сборка
Критический размер реакто-
ра
Критический режим реакто-
ра
Легководяной реактор
Летаргия
Линейный индукционный
насос, см. Насос
Ловушка для паров жидко-
го металла
Медленные нейтроны
Мощность реактора
Надкритический режим
Накопление продуктов де-
ления
Насос
Натриевый реактор
Нейтрон деления
Нейтронное окно
Нейтронный поток
Нестационарный режим ре-
актора
Низкотемпературный реак-
тор
Облучение топлива
Остановка реактора
Остаточное тепловыделение
Отбор проб
Отвод тепла от реактора
Отражатель
Охлаждение реактора
Парогенератор
Пароперегреватель
Паросиловой цикл атомной
электро ста нци и
Первая атомная электростан-
ция АН СССР
Первичное ядерное топли-
во
Первичный контур энергети-
ческого реактора
Перегрузка топлива
Переходный режим реакто-
ра
Период реактора
Питательный насос
Плавающий реактор, см.
Бассейновый реактор
Плутониевый завод
Плутониевый реактор
Пневмопочта
Повреждения тепловыделя-
ющих элементов
Поглотитель нейтронов
Поглощение нейтрона
Погруженный реактор, см.
Бассейновый реактор
Подвижная активная зона
реактора
Подвижное топливо
Подогреватель
Подпиточная вода
Привод управляющих стер-
жней
Промежуточные нейтроны
Прямоточный реактор
Пуск реактора
Пусковая аппаратура
Пусковой режим реактора
Пусковой стержень
Рабочая загрузка реактора
Рабочий канал реактора
Радиоактивность теплоноси-
теля
Разгон реактора
Размножение нейтронов
Размножения на быстрых
нейтронах коэффициент
Разомкнутый цикл теплоно-
сителя
Растворный реактор
Расхолаживание реактора
Расчет реактора
Расчет системы охлаждения
Реактивность
Реактор двойного назначе-
ния; см. Двухзональный
реактор
Реактор для подводной лод-
ки, см. Атомная подводная
лодка, Ядерный реактор
Реактор на быстрых нейтро-
нах
Реактор на жидком топливе
Реактор на жидкометалли-
ческом топливе
Реактор на керамическом
ядерном топливе
Реактор на медленных ней-
тронах, см. Реактор на
тепловых нейтронах
Реактор на надтепловых ней-
тронах, см. Реактор на
промежуточных нейтронах
Реактор па обогащенном ура-
не
Реактор на промежуточных
нейтронах
Реактор на тепловых нейтро-
нах
Реактор нулевой мощности
Реактор РФТ
Реактор с водяным охлаж-
дением
Реактор с воздушным ох-
лаждением
Реактор с газовым охлажде-
нием
Реактор с жидкометаллпче-
ским охлаждением
Реактор с органическим за-
медлителем и теплоноси-
телем
Реактор с разветвлённым
потоком
Реактор с тяжёлой водой
Реактор с циркулирующим
горючим, см. Реактор па
жидком топливе
Реактор ядерный, см. Ядер-
ный реактор
Реактора оборудование
Реактор-конвертер
Реакторный осциллятор
Реактор-размножитель
Регенеративный подогрева-
тель
Регенерация ядерного топ-
лива
Регулирующий стержень
Режим работы реактора
Резонансные нейтроны
Рекомбинационная камера
Рефлектор, см. Отражатель
Рециркуляция топлива
Решётка реактора
С аморегулпрованпе
Саморегулирующийся реак-
тор
Сервоусилитель
Слив топлива из реактора,
см. Аварийная зашита
Стабильность реактора
Стержень реактора, см. Уп-
равляющий стержень
Стержень ручного управле-
ния
Стержни управления, см.
Управляющий стержень
Стоп-стержень, см. Аварий-
ный стержень
Судовая ядерная силовая
установка
Температурный коэффици-
ент реактивности
Температурный коэффициент
регулирующего стерж-
ня
Тепловая колонна
Тепловая мощность
Тепловая нестабильность ре-
актора
Тепловая призма, см. Теп-
ловая колонна
Тепловой расчет реактора
Тепловой реактор, см. Ре-
актор на тепловых нейтро-
нах
Тепловой цикл ядерной уста-
новки
Тепловой экран
Тепловыделяющая сборка
Тепловыделяющий элемент
Тепловые нейтроны
Тепломер
Теплоноситель
Теплообменник
Теплофикационная ядерная
установка
Теплофикационный реактор
Термическое напряжение
Термоизоляция реактора
Технологическая схема ядер-
ной электростанции
Технологический канал, см.
Канал реактора
Течеискатель
Топливные циклы
Топливный раствор
Топливный элемент, см. Теп-
ловыделяющий элемент
Ториевый реактор
Точное регулирование реак-
тора
Тяжёлая вода
Тяжеловодный реактор, см.
Реактор с тяжёлой водой
Удаление замедлителя из
активной зоны, см. Управ-
ление реактором
604
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
Удаление топлива из актив-
ной зоны, см. Перегрузка
топлива
Удельный теплосъём в реак-
торе
Удерживающий электромаг-
нит
Указатель периода
Уплотнение
Управление реактором
Управляющий стержень
Уран-графитовый реактор
Урановый котёл, см. Ядер-
ный реактор
Урановый реактор, см. Ядер-
ный реактор
Уровень мощности останов-
ленного реактора
Усилитель аварийной защи-
ты
Установка для поддержания
давления (в реакторе),
см. Компенсаторы объёма
Утечка нейтронов
Физические характеристики
реактора
Хладоагент, см. Теплоноси-
тель
Циркуляционный насос
Циркуляция ядерного горю-
чего
Шлаки в реакторе
Шламовый реактор
Экономайзер
Экспериментальная петля
реактора
Экспериментальный реактор,
см. Исследовательский
реактор
Экспоненциальная призма
Экспоненциальный реактор
Электрическая мощность
реактора, см. Мощность
реактора
Электромагнитный насос, см.
Насос
Электронная модель реактора
Энергетический реактор
Эффективный коэффициент
размножения
Ядерная силовая установка
Ядерная техника
Ядерная электростанция
Ядерное топливо
Ядерный двигатель, см.
Ядерная силовая установ-
ка
Ядерный котёл, см. Ядерный
реактор
Ядерный реактор
КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ РЕАКТОРОВ И ИХ СВОЙСТВА
Алюминиевые сплавы
Анизотропия механических
свойств
Внутренние напряжения
Жаропрочность
Жидкие металлы
Жидкометаллический тепло-
носитель
Излом
Кермет
Конструкционные материа-
лы (реакторов)
Коррозионностойкие метал-
лы
Магниевые сплавы
Металлический теплоноси-
тель, см. Жидкометалли-
ческий теплоноситель
Металлургия урана и то-
рия
Механические свойства облу-
чённых металлов
Микромеханические испы-
тания
Минералометаллокерамика,
см. Кермет
Натриекалиевые сплавы
Нержавеющая сталь
Никелевая сталь, см. Жа-
ропрочные сплавы, Кор-
розионностойкие металлы,
Нержавеющая сталь
Оболочка тепловыделяющего
элемента
Предел прочности
Предел текучести
Твёрдость
Температурные напряжения
Тепловая хрупкость
Тепловой удар
Термическая усталость
Ториевые сплавы
Удлинение
Упругости модули
Упругости несовершенства
Урановые сплавы
Хладноломкость
Хромистая сталь, см. Жаро-
прочные сплавы, Корро-
зионностойкие металлы,
Нержавеющая сталь
Хромомолибденовая сталь,
см. Жаропрочные сплавы
Хромоникелевая сталь, см.
Жаропрочные сплавы,Кор-
розионностойкие металлы,
Нержавеющая сталь
Циркаллой-2
Циркониевые сплавы
Чистые металлы
ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЕ, РЕГУЛИРУЮЩИЕ И УПРАВЛЯЮЩИЕ
ПРИБОРЫ И УСТРОЙСТВА
Автоматический регулятор
мощности реактора
Автоматическое регулирова-
ние мощности реактора
Амплитудный анализатор
импульсов
Амплитудный дискримина-
тор
Амплитудный компаратор
Амплитудный спектр им-
пульсов
Анализатор временной
Антисовпадений схема.
Блокинг-генератор
Визуализация бетатронного
гамма-изображения
Вильсона камера
Высокочастотный масс-спек-
трометр
Вычислитель мощности
Гальванометр
I енератор высокочастотный
Генератор двойных импуль-
сов
Генератор меток времени
Гидравлический сервоусили-
тель
Датчик
Датчик положения стержней
Двухпозиционное регулиро-
вание
Динамический конденсатор
Динамический электрометр
Дистанционное управление
Дифференцирующая схема
Жидководородная камера
Игнитронный преобразова-
тель
Измеритель времени удво-
ения, см. Измеритель пе-
риода
Измеритель скорости счёта
Измерительный усилитель,
см. Электрометрический
усилитель
Импульсный усилитель
Индикатор положения стер-
жня, см. Указатель поло-
жения стержней
Интегратор импульсов, см.
Интегрирующая схема
Интегрирующая схема
Интенсиметр, см. Измери-
тель скорости счета
Интенсифицирующий экран,
см. Усиливающий экран
Исполнительный двигатель
Катодный повторитель
Квадрантный электрометр
Кварцевый генератор
Коллиматор
Конфигурационное управле-
ние
Корректирующий четырёх-
полюсник
Ламповый измерительный
прибор
Ламповый усилитель
Ламповый электрометр
Линия задержки
Логарифмический измери-
тель скорости счёта
Логарифмический усилитель
Магнитная линза
Масс-спектрограф
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
605
Масс-спектрометр
Микромикроамперметр
Мультивибратор
Нейтронная дефектоскопия,
см. Нейтронная радиогра-
фия
Нейтронная радиография
Нейтронная термобатарея
Нейтронная термопара
Нейтронный генератор
Нейтронный датчик
Нейтронный термодатчпк,см.
Нейтронная термопара.’
Нейтронная термобатарея
Нейтронография
Ограничивающая схема
Очищающее поле
Пересчётная схема
Пересчётное устройство
Плато счётчика
Предварительный усилитель
Пропорциональная область
счётчика
Пропускания схема
Пропускающая схема, см.
Пропускания схема
Пузырьковая камера
Пульт управления реактором
Пусковой, источник нейтро-
нов
Пусковой счётчик
Радиочастотный масс-спек-
трометр, см. Высокочастот-
ный масс-спектрометр
Расширение камеры Вильсо-
на
Реактиметр
Регулирование мощности ре-
актора
Релейный сервоусилитель
Светосила бета-спектрометра
Сельсин
След частицы
След частицы (в фотоэмуль-
сии)
Следящая система
Совпадений схема
Сравнивающее устройство
Струнный электрометр
Тахогенератор
Тормозная способность
Трек
Триггер
Трохоидальный масс-спект-
рометр
Трохотрон, см. Трохоидаль-
ный масс-спектрометр
Указатель положения стерж-
ней
k Усилитель
Усилитель бегущей волны
Усилитель импульсов, см
Импульсный усилитель
Усилитель постоянного тока
Фотоанализатор
Фотозвезда
Фотонейтроны в реакторе
Фотоэлектронный умножи-
тель
Хронотрон
Щит управления реактором
Электрет
Электромагнитный манометр
Электромагнитный расходо-
мер
Электрометр
Электрометрическая лампа
Электрометрический усили-
тель
Электромеханический счёт-
чик
Электронный интегратор,
см. Интегрирующая схе-
ма
Электронный микросекундо-
мер
Электронный сервоусили-
тель
Электростатическая линза
Элотрон
Автофазировка
Беватрон
Безжелезный магнит уско-
рителя
Бетатрон
Бетатронные колебания
Бетатронный режим уско-
рения
Вакуумная камера ускори-
теля
Ван-де-Граафа электроста-
тический генератор, см.
Генератор Ван-де-Граафа
Впускное устройство уско-
рителя, см. Инжектор
Вывод частиц из ускорителя
Высокочастотная система
ускорителя
Генератор Ван-де-Граафа
Генератор Кокрофта—Уолто-
на, см. Ускоритель Кок-
рофта и Уолтона
Дефлектор
Дуант
Индукционный ускоритель,
см. Бетатрон
Инжектор
Инжекция частиц в ускори-
теле
Инфлектор
Камера ускорителя, см. Ва-
куумная камера ускори-
теля
Каскадный генератор
Кольцевой фазотрон
Космотрон
УСКОРИТЕЛИ
Критическая энергия
Линейно-циклический уско-
ритель
Линейный резонансный
ускоритель
Линейный ускоритель
Магнит ускорителя
Магнитная фокусировка
частиц в ускорителе
Микротрон
Мишень ускорителя
Направляющее поле ускори-
теля, см. Магнит ускори-
теля
Орбита частицы
Питание магнита ускорителя
Питание ускорителя (высоко-
частотное)
Протонный синхротрон, см.
Синхрофазотрон
Радиально-фазовое движение
Резонансный метод ускоре-
ния частиц
Рейстрек
Сильнофокусирующий уско-
ритель
Синхротрон
Синхрофазотрон
Синхроциклотрон, см. Фа-
зотрон
Ускорение заряженных ча-
стиц
Ускоритель заряженных ча-
стиц
Ускоритель ионов, см. Уско-
ритель заряженных частиц
Ускоритель Кокрофта и Уол-
тона
Ускоритель с жёсткой фоку-
сировкой, см. Сильнофоку-
сирующий ускоритель
Ускоритель с переменным
полем
Ускоритель с постоянным}
полем
Ускоритель-инжектор, см.
Инжектор
Ускоряющая трубка, см. Ус-
коряющее устройство ус-
корителя
Ускоряющее устройство ус-
корителя
Устойчивая орбита, см. Ор-
бита частицы
Фазотрон
Фокусировка частиц
Циклический резонансный
ускоритель
Циклотрон
Шиммирование
Электрическая фокусиров-
ка,см. Фокусировка ча-
стиц
Электронная пушка
Электронный линейный ус-
коритель, см. Линейный
ускоритель
Электронный циклический
ускоритель, см. Ускори-
тель заряженных частиц
Электростатический уско-
ритель
606
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
ДОЗИМЕТРЫ. СЧЁТЧИКИ ЧАСТИЦ. ИОНИЗАЦИОННЫЕ КАМЕРЫ.
СПЕКТРОМЕТРЫ
д льфа -спектрометр
Антисовпадение
Антрацен
Антраценовый детектор
Антраценовый дозиметр
Антраценовый счётчик
Апертура счётчика
Бета-спектрограф
Бета-спектрометр
Бета-спектроскопия
Бета-счёта абсолютного ме-
тод
Бета-счётчик, см. Счётчик
бета-частиц
Борный детектор
Борный счётчик
Воздушноэквивалентная ио-
низационная камера
Вольфрамат кальция
Восстановление счётчика ча-
стиц
Высокоскоростной селектор
нейтронов
Газового усиления коэффи-
циент
Газовое усиление
Газовый счётчик
Гамма-дефектоскопическая
лаборатория
Гамма-спектрометр
Гамма-спектроскопия
гасящая схема
Гашение
Гейгера счётчик
Гейгера — Мюллера счётчик
Гейгеровская область
Геометрический фактор
Геометрическое ослабление
излучения
Геометрия
Геометрия источников излу-
чения
Геофизическая самолётная
станция
Глубинная доза
Групповой дозиметр
Групповой дозиметрический
контроль
Делительная камера
Детектор
Детектор альфа-излучения
/Детектор бета-излучения
Детектор быстрых нейтро-
нов
Детектор гамма-излучения
Детектор медленных нейтро-
нов
Детектор нейтронов
Детектор радиоактивных
аэрозолей
Дифференциальная иониза-
ционная камера
Доза
Доза смешанного облучения
Дозиметр
Дозиметрическая служба
Дозиметрические приборы
Дозиметрия
Запаздывания счётчика вре-
мя
Изодоза
Изотропный детектор
Импульсная ионизационная
камера
Импульсный счётчик
Индивидуальный дозиметр
Индивидуальный дозиметри-
ческий контроль
Интегральная доза
Интегральный рентгенметр
Интегрирующая ионизацион-
ная камера
Интегрирующий дозиметр
Йодистый литий
Йодистый натрий
Ионизационная доза, см.
Доза
Ионизационная камера
Ионизационного тока насы-
щение
Ионизационный дозиметр
Ионизационный индикатор
Ионизационный счётчик
Ионизационный ток
Искровой счётчик
Карманная ионизационная
камера
Карманный дозиметр
Колориметрический дози-
метр
Компенсационная иониза-
ционая камера
Конденсаторная ионизацион-
ная' камера
Конденсаторный дозиметр
Кристаллический гамма-
спектрометр
Кристаллический счётчик
Ложный импульс
Ложный отсчёт
Люминесцентный счётчик,
см. Сцинтилляционный
счётчик
Люминесценция
Магнитный бета-спектрометр
Магнитный гамма-спектро-
метр
Максимально-допустимая до-
за облучения
М алоскоростной селектор
нейтронов
Мёртвое время счётчика
Метановый счётчик
Механический регистратор
отсчётов
Мигающий циклотрон
Монитор
Монохроматор нейтронов,
см. Нейтронный селектор
Мощность дозы облучения
Напёрстковая ионизацион-
ная камера
Напёрстковый дозиметр
Направленный детектор
Нейтронная доза
Нейтронная спектроскопия
Нейтронный дозиметр
Нейтронный кристалличе-
ский монохроматор
Нейтронный селектор
Нейтронный спектрометр
Несамогасящийся счётчик
Нормальная ионизацион-
ная камера
Объёмная доза, см. Инте-
гральная доза
Ограниченной пропорцио-
нальности область
Острийный счётчик, см. Гей-
гера счётчик
Отсчёт
Охранное кольцо
Переносный дозиметр
Плёночная дозиметрия
Плёночный дозиметр
Плоская ионизационная ка-
мера
Поисковый радиометр
Полупроводниковый дози-
метр
Пороговая доза
Потенциал начальный
Пропорционального усиле-
ния область
Пропорциональный счётчик
Проточный счётчик
Радиометр
Радиометрический контроль
Разрешающая способность
спектрометра
Разрешающее время
Резерфорд
Рентгенметр
Рптрон
Самогасящийся счетчик
Световод
Селектор тепловых нейтронов
Селекция нейтронов
Сервоманипулятор
Сернистый цинк
Совпадение
Совпадений счёт
Спектрометр
Спектрометр Брэгга
Спинтарископ
Стационарные дозиметры
Стильбен
Суммарная доза
Суточная доза
Сцинтиллирующие растворы
Сцинтилляторы
Сцинтилляции
Сцинтилляционная спектро-
скопия
Сцинтилляционные кристал-
лы
Сцинтилляционный детектор,
см. Сцинтилляционный
счётчик
Сцинтилляционный дозиметр
Сцинтилляционный индика-
тор, см. Сцинтилляцион-
ный счётчик
Сцинтилляционный спектро-
метр
Сцинтилляционный счётчик
Счёта скорость
Счётная характеристика счёт-
чика
Счётчик
Счётчик альфа-частиц
Счётчик бета-частиц
Счётчик гамма-излучения
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
607
Счётчика фон
Счётчика эффективность
Счётчик-зонд
Телескоп счётчиков
Тканевая доза
Ток насыщения
Тонкостенный счётчик
Торцовый счётчик
Фантом
Физическая доза
Фон гамма-излучения
Фон счётчика, см. Счётчика
фон
Фоновый отсчёт
Фотодозиметр, см. Плёноч-
ный дозиметр
Химический дозиметр
Черенкова счётчик
Чувствительный объём счёт-
чика
Экспонометр
Экстраполяционная иони-
зационная камера
РАДИОАКТИВНЫЕ ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЕ ПРИБОРЫ. УСТРОЙСТВА
И МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ
Авторадиограф
Авторадиографическая пе-
чать
Авторадиография
Альфа-авторадпографпя
Альфа-понпзацпонный газо-
анализатор
Альфа-ионизационный ма-
нометр, см. Ионизацион-
ный манометр
Альфа-ионизационный сиг-
нализатор пожара
Атомная батарея
Бета-авторадиография
Бета-дефектоскопия
Бетатронная гамма-дефек-
тоскопия
Бетатронная радиография,
см. Бетатронная гамма-
дефектоскопия
Бета-электронпое реле
Веса бесконтактное измере-
ние
Весомер радиоактивный
Визуальная гамма-дефекто-
скопия, см. Гамма-дефек-
тоскопия
Влагомер
Водородосодержания изме-
рение
Вуаль
Газопроницаемости опреде-
ление
Гамма-авторадиография
Гаммаграмма
Гаммаграфия, см. Радиогра-
фия и Гамма-дефектоско-
пия
Гамма-грунтомер
Гамма-дефектоскоп
Гамма-дефектоскопия
Гамма-пульпомер, см. Гам-
ма-грунтомер
Гамма-снимок*, см. Гамма-
грамма
Гамма-электронное реле
Герметичности контроль
Денситометр
Дублетов метод
Жидкой эмульсии метод
Звёзды
Износа исследование
Изотопная метка
Ионизационная гамма-де-
фектоскопия, см. Гамма-
дефектоскопия
Ионизационный гамма-де-
фектоскоп, см. Гамма-
дефектоскоп
Ионизационный манометр
Количественная радиоавто-
графия
Контроль химической очист-
ки
Концентрометр серы
Крекинг-процесса контроль
Макрорадпография
Микроавторадпограф
Микроавторадиография
Микрография
Микрорадиография, см. Ми-
кроавторадиография
Негатоскоп
Облучатель промышленный
Оптическая плотность по-
чернения
Плотностемер грунта
Плотностемер жидкости
Плотности бесконтактное
измерение
Поверхностных загрязнений
контроль
Просвечивание стали гамма-
лучами, см. Гамма-дефек-
тоскопия
Радиоавтограф, см. Авто-
радиограф
Радиоавтографпя, см. Авто-
радиография
Радиоактивная маркировка
металла
Радиоактивные изотопы
Радиоактивные индикаторы
Радиоактивные приборы
Радиоактивный определи-
тель неровноты
Радиографический снимок,
см. Авторадиограф
Радиография
Радиометрические приборы,
см. Радиоактивные приборы
Расходомер газа
Расходомер жидкости
Смешивания веществ конт-
роль
Снегомер
Сортировка нефтепродуктов
Сортировщик угля
Счётчик предметов
Съёмной эмульсии метод
Тахометр
Толстослойных фотопласти-
нок метод
Толщиномер радиоактив-
ный
Толщины бесконтактное
измерение
Толщины покрытия бескон-
тактное измерение
Уровня радиоактивное из-
мерение
Усиливающая фольга
Усиливающий экран
Фокусное расстояние
Фотоэмульсия, см. Ядерная
фотоэмульсия
Цезиевая «бомба», см. Це-
зиевая .пушка
Цезиевая пушка
Чувствительный элемент
Экономическая эффектив-
ность использования в
промышленности радиоак-
тивных изотопов и ядер-
ных излучений
Экспозиция просвечивания
Электронная печать, см.
Авторадиографическая пе-
чать
Элиминация электростати-
ческих зарядов
Ядерная фотоэмульсия
Ядерная эмульсия, см. Ядер-
ная фотоэмульсия
РАДИОБИОЛОГИЯ. БИОФИЗИКА. ПРИМЕНЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗЛУЧЕНИЙ
В СЕЛЬСКОМ ХОЗЯЙСТВЕ
Авторадиография
Агрохимия радиоактивных
продуктов деления
Аккумуляция радиоактив-
ных веществ (в продуктах
сельского хозяйства)
Активированная вода
Аппликатор
Аэрозоли радиоактивные
Биологическая защита
Биологический канал
Биологический эквивалент
рентгена
Биологическое действие
ионизирующего излучения
Биофизика
Боевые радиоактивные ве-
щества
Борьба с вредителя мн (с.-х.
растений и с.-х. продук-
ции при помощи ионизи-
рующих излучений)
Бэр, см.Биологический экви-
валент рентгена
6С8
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
Внешнее облучение
Внешние источники излу-
чения
Внутреннее облучение
Внутренние источники из-
лучения
Вторичное лучевое повреж-
дение
Выживаемость
Гамма-аппарат терапевти-
ческий
Гамма-поле
Гамма-терапия
Лейкопения лучевая
Лекарственные вещества ме-
ченые
Летальная доза
Летальное облучение
Листовое поглощение ра-
диоактивных веществ (с.-х.
растениями)
Локальное облучение
Лучевая болезнь
Лучевая реакция ранняя
Лучевой синдром острый, см.
Лучевая болезнь
Лучевые поражения
Медицинская радиология
Меченые удобрения
Меченых атомов метод
Миллиграмм-час
Мишени теория
Нейтронозахватывающая те-
рапия
Непрямое действие излуче-
ния
Облучение (биологических
объектов)
Обмен радиоактивных изо-
топов в почвах, сельско-
хозяйственных растениях
и животных
Ожог лучевой
Осадки радиоактивные, см.
Радиоактивное загрязне-
ние биосферы
Остеосаркома лучевая
Остеотропные радиоактив-
ные вещества
Отдалённые последствия об-
лучения
Относительная биологиче-
ская эффективность (иони-
зирующего облучения)
Пастеризация лучевая
Первая помощь при лучевых
поражениях
Период полувыведения био-
логический
Период полувыведения эф-
фективный
Поверхностная доза
Предельно допустимая доза
Профилактика лучевой бо-
лезни
Прямое действие излуче-
ния
Пушка кобальтовая, см. Ко-
бальтовая пушка
Рад
Радиационная безопасность
Радиационная генетика
Радиационная гигиена
Радиационная селекция
Радиационное поврежде-
ние
Радиоактивные микроудоб-
рения
Радиобиология
Радиомиметпческие вещества
Радиомиметическое действие
Радиомутация
Радиорезистентность
Радиосенсибилизация
Радиотерапия
Радиотерапия ротационная
Радиотоксикология
Радиофитопатология
Радиочувствительность
Радиоэкология сельскохо-
зяйственных растений и
животных
Разовая допустимая доза
Распределение радиоактив-
ных веществ (в организме),
см. Инкорпорация радио-
активных веществ
Рентгеногр афия
Рентгенодиагностика
Рентгеноскопия
Рентгенотерапия
Сверхлетальные дозы
Смерть под лучом
Соматическое действие из-
лучений
Сопротивляемость организ-
ма (облучению)
Стерилизация лучевая
Стерилизация пищевых про-
дуктов
Стерилизующая доза
Стимулирующее действие
облучения
«Стронциевая опасность»
Сублетальная доза
Сублетальное облучение
Суммарная доза
Телерадиотерапия
Терапевтическая доза
Терапия лучевая, см. Ра-
диотерапия, Рентгенотера-
пия
Тканевая доза
Тканеэквивалептная иониза-
ционная камера
Тканеэквивалентное вещест-
во
Токсемия лучевая
Токсическое действие излу-
чений, см. Токсемия лу-
чевая
Толерантная доза
Тотальное облучение
Тромбопения лучевая
Урановое отравление
Физический эквивалент
рентгена
Фон радиоактивный
Фракционирование облуче-
ния
Фэр, см. Физический экви-
валент рентгена
Хроническое облучение
Электронная терапия
Эпиляция лучевая
Эритема лучевая
Эритемная доза
ПРИМЕНЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗЛУЧЕНИЙ В МЕДИЦИНЕ
Аппликатор
Биологическое действие
ионизирующего излучения
Внешнее облучение
Внешние источники излуче-
ния
Внутреннее облучение
Внутренние источники излу-
чения
Вторичное лучевое повре-
ждение
Гамма-терапия
Геморрагический синдром
Генетич. действие излучений
Гистаминовая теория
Глубинная доза
Диагностическая доза
Доза радиоактивного облу-
чения
Дозиметрия биологическая
Дозиметрия рентгеновских
лучей
Допустимая доза
Допустимый уровень излу-
чения
Игла радиоактивная
Индикаторная доза
Инкорпорация радиоактив-
ных веществ
Канцерогенное действие из-
лучений
Катаракта лучевая
Концентрация предельно
допустимая
Критический орган
Лейкоз лучевой
Лекопения лучевая
Лекарственные вещества ме-
ченые
Локальное облучение
Лучевая болезнь
Лучевая реакция ранняя
Лучевой синдром острый,
см. Лучевая болезнь
Лучевые поражения
Максимально допустимая
доза облучения
Медицинская радиология
Нейтронозахватывающая
терапия
Непрямое действие излуче-
ния
Облучение
Ожог лучевой
Остеосаркома лучевая
Остеотропные радиоактив-
ные вещества
Отдалённые последствия
облучения
Первая помощь при луче-
вых поражениях
Поверхностная доза
Предельно допустимая до-
за
Профилактика лучевой бо-
лезни
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
609
Прямое действие излучения
Радиационная генетика
Радиационная гигиена
Радиационные влияния
Радиомутацпи
Радиорезистентность
Радиосен сибплпзацпя
Радиотерапия
Радиотерапия ротационная
Радиото ксикология
Радиочувствительность
Разовая допустимая доза
Рентгенодиагностика
Рентгенотерапия
Соматическое действие из-
лучений
Сопротивляемость организ-
ма (облучению)
Стерилизация лучевая
Стерилизующая доза
Стимулирующее действие
облучения
«Стронциевая опасность»
Сублетальная доза
Сублетальное облучение
Телерадиотерапия
Терапевтическая доза
Терапия лучевая, см. Ра-
диотерапия, Рентгенотера-
пия
Тканевая доза
Токсемия лучевая
Токсическое действие излу-
чений, см. Токсемия луче-
вая
Толерантная доза
Тотальное облучение
Тромбопения лучевая
Урановое отравление
Фракционирование облуче-
ния
Хроническое облучение
Электронная терапия
Эпиляция лучевая
Эритема лучевая
Эритемная доза
Активация теплоносителя
Активность сбросных вод
Активность сбросных газов
Альбедо
Биологическая вредность
Биологическая защита
Биологический экран
Бораль
Борная сталь
Бороскоп
Вея — Вигнера формула,
см. Тепловыделения оста-
точного формулы
Вторичная защита
Гамма-излучатели
Гамма-лучи продуктов деле-
ния, см. Излучение оста-
новленного реактора
Герметическая камера
Головка манипулятора
Горячая камера
Горячая лаборатория
Допустимый уровень излуче-
ния
Захватное излучение
Защита от излучения
Защита от нейтронов
Защита раздельная
Защита реактора, см. Био-
логическая защита
Защита теневая
Защита частичная
Защитное стекло
Защитные материалы
Защитный вытяжной шкаф
Защитный костюм, см. Пнев-
мокостюм
Защитный экран
Защиты испытание
Защиты расчёт изодозный
Излучатель косинусоидаль-
ный, см. Гамма-излучатели
Излучение остановленного
реактора
ЗАЩИТА ОТ ИЗЛУЧЕНИЙ
Излучение работающего
реактора
Излучение рассеянное
Изолирующая камера
Камера для облучения
Каналовьш эффект, см. Про-
стрел излучения
Коленчатый перископ
Контейнер
Костюм со сжатым возду-
хом, см. Пневмокостюм
Ловушка нейтронов
Манипулятор
Мгновенные гамма-лучи
Металловодородная защита
«Механическая рука»
Микроскоп-перископ
Моментов метод
Монте-Карло метод
Мощность источника излу-
чения
Наведённая радиоактивность
Накопления фактор
Оптимальная защита
Ослабления длина
Ослабления источника функ-
ция
Остаточное излучение, см.
Излучение остановленно-
го реактора
Очистка (сбросных газов и
вод)
Панорамный перископ
Первичная защита
Первичное излучение
Передвижная защитная стен-
ка
Передвижной защитный эк-
ран, см. Передвижная за-
щитная стенка
Перископ
Перчаточный бокс
Пневмокостюм
Поглощения коэффициент
Полостей эффект
Поток излучения
Приведенных толщин метод
Пробоотборник дистанцион-
ный
Прострел излучения
Прямолинейный манипуля-
тор
Радиационная безопасность
Радиационное повреждение
Расстояния эффект, см. Гео-
метрическое ослабление
излучения
Расчёт защиты от излучения
Релаксации длина
Респираторные средства за-
щиты
Самопоглощение излучения
Свинцовое стекло, см. За-
щитное стекло
Свинцовый контейнер, см.
Контейнер
Свинцовый эквивалент
Сечение выведения нейтронов
Смотровые окна
Ступенчатая пробка
Сухая камера
Тепловая защита
Тепловыделение (в защите)
Тепловыделения остаточно-
го формулы
Тормозное излучение
Узкий пучок
Ферми излучатель, см. Гам-
ма-излучатели
Фильтр
Хранение радиоактивных
деталей
Хранилище кратковремен-
ной выдержки
Шибер
Широкий пучок
Элеваторный перископ
Эффективный конус
ЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ И ПРОТИВОЯДЕРНАЯ ЗАЩИТА
Атомная артиллерия
Атомная бомба
Атомное оружие
Атомный взрыв
Атомный заряд
Базисная волна
Ближняя зона
Взрывная сила
Водородная бомба
Воздушный взрыв (ядер-
ной бомбы)
Гипоцентр ядерного взрыва
Головная ударная волна
Граница радиоактивного за-
ражения
Дальность поражающего
действия (ядерного ору-
жия)
610
УКАЗАТЕЛЬ СТАТЕЙ
Дальняя зона
Дезактивационная техника
Дезактивация
Дейтериевая бомба
Дейтеро-тритиевая бомба
Детонатор термоядерной
бомбы
Дозиметрический контроль
Докритическая часть атом-
ного заряда
Заражение по следу радио-
активного облака
Зона разрежения
Зона сжатия
Излучение ядерного взры-
ва
Измерения дозиметрические
Индикатор радиоактивности
Испытания ядерного оружия
Комплект индивидуального
контроля облучения
Ликвидация последствий
атомного нападения
Надводный взрыв
Наземный взрыв
Нейтронное излучение
Ослабление действия свето-
вого излучения
Ослабление проникающей
радиации
Ослабления коэффициент
Отражённая ударная волна
Плутониевая бомба
Подводный ядерный взрыв
Поражающее действие про-
никающей радиации
Поражающее действие ра-
диоактивного заражения
Поражающее действие све-
тового излучения
Поражающее действие удар-
ной волны ядерного взры-
ва
Проникающая радиация
атомного и термоядерного
взрыва
Пункт специальной обра-
ботки
Радиационная разведка
Радиационное наблюдение
Радиоактивного заражения
степень
Радиоактивное заражение
(местности при ядерпом
взрыве)
Радиоактивное облако
Радиоактивный дождь
Световое излучение
Световой импульс
Скользящая ударная волна,
см. Головная ударная вол-
на
Скорость распространения
ударной волны
Слой половинного ослабле-
ния
Тепловое излучение (ядерно-
го взрыва)
Термоядерная бомба
Термоядерное оружие
Тройная точка
Тротиловый эквивалент
Ударная волна (ядерного
взрыва)
Урановая бомба
Уровень радиации, см. Мощ-
ность дозы облучения
Фронт ударной волны
Эквивалент тротиловый, см.
Тротиловый эквивалент
Эпицентр ядерного взрыва
Ядерное оружие
Ядерные боеприпасы
Ядерный взрыв
МЕЖДУНАРОДНЫЕ СОГЛАШЕНИЯ II ОРГАНИЗАЦИИ
«Атомная техника за рубе-
жом»
«Атомная энергия»
Атомное законодательство
США
Двусторонние соглашения
США по атомной энергии
Евратом, см. Европейское
сообщество по атомной
энергии
Европейская организация
ядерных исследований
Европейское агентство по
ядерной энергии
Европейское общество по
атомной энергии
Европейское сообщество по
атомной энергии
Комиссариат по атомной
энергии (Франции)
Консультативный комитет
при генеральном секрета-
риате ООН по мирному
использованию атомной
энергии
Международная комиссия по
радиологическим единицам
и измерениям (МКРЕ)
Международная комиссия по
радиологической защите
(МКРЗ)
Международное агентство по
атомной энергии
Научный комитет ООН по
действию атомной радиа-
ции
Объединённый институт ядер-
ных исследований
Объединённый норвежско-
голландский центр ядер-
ных исследований
Скандинавский институт
ядерных исследований и
совместный комитет север-
ных стран по вопросам
атомной энергии
Соглашения Англии по атом-
ному вопросу
Сотрудничество СССР с дру-
гими странами по исполь-
зованию атомной энергии
в мирных целях
Управление по вопросам
атомной энергии соединен-
ного Королевства
АВТОРЫ И РЕДАКТОРЫ СТАТЕЙ
Г. М. Агаханян, Р. Я. Адлпванкпна, А. И. Алексеев, В. А. Алексеев, Ю.Н. Алексенко,
М. Н. Альтгаузен, Е. П. Ананьев, И. Н. Антипов-Каратаев, Е. В. Армейский,
И. М. Арутюнова, А. П. Ахматов, В. И. Барановский, И. Я. Барит, Е. М. Беркович,
Н. М. Бескоровайный, П. П. Благоволив, Е. А. Борисов, А. X. Брегер, Л. П. Бресла-
вец, А. И. Бродский, С. А. Брусенцева, Л. Т. Бугаенко, Н. В. Бударова, Ю. Ф. Бычков,
Л. Л. Ванников, И. В. Верещи некий, В. П. Воробьев, Д. И. Воскобойник, Л. И. Геде-
онов, 10. Г. Годин, А. Б. Голант, А. Г. Головинцов, В. П. Горбунов, И. П. Горбунов,
В. П. Горлов, Ю. М. Грашин, А. П. Григорьев, А. С. Давыдов, Ю. П. Добрецов»
Г. Г. Дорошенко, А. А. Дробков, М. С. Дунин, А. И. Евстюхин, Н. Н. Ершов,
В. И. Ефременко, В. А. Жарков, Е. И. Железнова, А. А. Жигарев, Б. М. Жиряков,
К. Б. Заборенко, А. Л. Заев, Ц. И. Залкинд, Ф. В. Захарова, В. М. Зезюлинский,
В. С. Зив, Ю. М. Иванов, Г. Ф. Иванова, А. Д. Искандерова, В. А. Ишипа,
К. Д. Калантаров, В. Н. Канунников, Г. Е. Каплан, П. А. Карташов, Л. Р. Кимель,
В. Г. Кириллов-Угрюмов, В. М. Клечковский, Е. Е. Ковалев, В. В. Ковальский,
В. М. Колобашкин, А. С. Компапеец, Б. Н. Кононов, И. Е. Константинов,
В. И. Коробков, В. В. Королев, Ю. И. Корякин, М. Ф. Кособокова, А. Н. Косо-
брюхов, А. Я. Крамеров, А. Н. Кремлянский, А. С. Кривохатский, Л. М. Крижап-
ский, В. А. Кронгауз, А. Е. Крутецкий, С. П. Куриленко, О. В. Ларионов,
А. В. Ларичев, В. И. Лебедев, С. В. Левинский, В. С. Лопатин, М. А. Лядов,
В.С. Ляшенко, Л. Л. Макаров, Ю. Б. Мандельцвайг, Е. А. Масленников, А. В. Маттес,
И. В. Мелихов, В. Н. Мельников, М. Д. Миллионщиков, С. Л. Миркина, Л. Е. Ми-
хайлов, Г. Ф. Михеев, А. Н. Мосевич, А. Д. Москалев, А. М. Москвичев, Н. П. Мосто-
венко, Г. А. Мурина, В. А. Наумов, В. И. Наумов, Н. Н. Наумова, А. Н. Несмеянов,
В. Д. Нефедов, Д. Д. Никаноров, В. П. Никитин, М. К. Никитин, Т. С. Никитина,
А. А. Ничипорович, Л. Б. Окунь, А. Н. Орехов, В. Д. Орехов,Ю. И. Орехов, Д. П. Оса-
нов, А. Л. Падучева, А. М. Панченко, К. С. Панюхина, С. Н. Пенин, А. А. Передель-
ский, Ю. В. Перфилов, Л. И. Петренко, Н. Н. Петров, Т. Е. Петрова, В.И. Петровичев,
О. Н. Писаржевский, Н. И. Полевая, А. А. Поляков, Г. Н. Попов, М. А. Проскур-
нин, В. И. Просянов, И. С. Радовский, Е. И. Ратнер, Б. Н. Ревякин, А. Н. Розанов,
И. Л. Розенталь, Н. П. Руденко, М. И. Рязанов, А. А. Сазыкин, И. П. Селипов,
К. Н. Семененко, Г. А. Сидоренко, В. П. Сидорин, В. И. Синицын, Е. Н. Синотова,
П. М. Смирнов, И. Н. Соболев, А. И. Соколик, А. В. Соколов, В. Г. Сочеванов,
В. Д. Спринцсон, С. Б. Степанов, С. М. Степанов, Е. Л. Столярова, Р. П. Строга-
нова, В. И. Тихомиров, И. Я. Тихонин, Э. П. Топоркова, М. А. Торопова,
Ю. С. Трелин, И. А. Троицкий, В. Б. Троянский, В. М. Федосеев, А. И. Фесенко,
В. Ю. Филиновский, А. Г. Филиппов, Е. В. Фплипчук, К. Г. Финогенов, С. В. Фор-
стен, Я. Б. Фридман, В. В. Фролов, Е. М. Хабахпашева, В. В. Хвостова, В. А. Хво-
щинский, В. Г. Хитров,П.Е.Хорошилов, В. В. Хромов, М. Н. Царегородцев, С. П. Це-
лищев, И. А. Церковницкая, Т. А. Цыганова, Н. Н. Чернова, Н. Д. Черняев,
А. Д. Чесноков, В. С. Чиркин, И. Г. Шарабрин, Я. В. Шевелев, Е. В. Юдинцева,
И. А. Ютландов, С. Л. Якубович, В. А. Яштолд-Говорко.
СОТРУДНИКИ БСЭ, ПРИНИМАВШИЕ УЧАСТИЕ В ПОДГОТОВКЕ
И ВЫПУСКЕ ЭНЦИКЛОПЕДИИ «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ»
Научные редакторы
Г. Я. Бахаровский, Д. М. Беркович, Н. Ф. Дановский, Н. Н. Делоне, М. А. Коп,
В. Н. Копылов, Ю.Б. Мандельцвайг, Б.М. Миловидов, Н. П. Мостовенко, П. А. Мури-
нов, И. А. Поляков, 3. П. Преображенская, А. М. Рабинович, С. М. Симкин,
И. М. Скворцов, П. В. Сысоев, Н. А. Шорин, Г. Л. Шрейберг, Р. Я. Штейнман.
Литературный редактор Л. С. Ковальская.
Составитель библиографии В. М. Пименова.
Художественные редакторы:
Н. И. Куликова, Е. А. Миронова, Г. В. Соболевский.
Технический редактор С. Д. Кости.
Зав. корректорской Е. А. Понишевская.
ПЕРЕЧЕНЬ СТАТЕЙ, ИЛЛЮСТРИРУЕМЫХ ТАБЛИЦАМИ-
НА ОТДЕЛЬНЫХ ЛИСТАХ
№№ таблиц	| Наименование статей	I №№ таблиц	Наименование статей
Таблица I, П (к стр. 12—13) Таблица III (к стр. 46) Таблица IV (к стр. 47) Таблица V (к стр. 132) Таблица- VI (к стр. 13 3)	Авторадиография Альфа-авторадиография Бета-авторадиография Гамма-авторадиография Атомный взрыв Воздушный взрыв Головная ударная волна Отражённая ударная волна Радиоактивное облако Световое излучение Ударная волна Фронт ударной волны Эпицентр ядерного взрыва Ядерный взрыв Атомный ледокол Рис. 1,2. Карманная иони- зационная камера Рис. 3. Групповой дози- метр. Стационарные дози- метры Рис. 4. Переносный дози- метр Рис. 5. Пересчётная схема Рис. 6. Сцинтилляционный спектрометр Рис. 7. Электронный микро- секундомер Рис. 1. Пересчётная схема Рис. 2. Автогамма-радио- метр. Поисковый радио- метр. Радиометр Рис. 3. Аэрогеофизическая станция. Геофизическая самолётная станция Рис. 4. Гамма-кароттаж. Гамма-кароттажный ра- диометр. Гамма-съёмка Рис. 5. Эманометр	Таблица VIII (к стр, 225) Таблица IX (к стр. 384) Таблица X (к стр. 385) Таблица XI (к стр. 460) Таблица XII (к стр. 461) Таблица XIII, XIV (к стр. 544—45)	Рис. 1. Толщины покрытия бесконтактное измере- ние Рис. 2. Радиоактивная мар- кировка металла Рис. 3. Уровня радиоак- тивное измерение Рис. 4. Веса бесконтакт- ное измерение Рис. 5. Радиоактивный оп- ределитель неровноть.. Толщины бесконтактное измерение Рис. 6. Расходомер газа Рис. 7. Счётчик предме- тов а — Реактор с газовым ох- лаждением б — Реактор с водяным охлаждением в — Кипящий реактор г — Реактор с тяжёлой во- дой Регенерация ядерного топ- лива Рис. 1. Линейный резо- нансный ускоритель Рис. 2. Синхротрон Рис. 3. Циклотрон Рис. 4. Фазотрон Синхрофазотрон Ядерная электростанция
Таблица VII (к стр. 224)	Рис. 6, 7. Анализатор вре- менной Рис. 1,2. Бетатрон. Ускори- тель заряженных частиц Рис. 3, 4, 5. Гамма-апиа' рат терапевтический	Таблица изо- топов и Пе- риодическая система Мен- делеева (от- дельная тет- радь)	Изотопы Все химические элементы Периодическая система химических элементов Д. И. Менделеева
Адрес Главной редакции Большой Советской Энциклопедии и Государственного
научного издательства «Большая Советская Энциклопедия»:
Москва, Покровский бульвар, д. 8.
Сдано в набор 27 марта 1958 г. Подписано к печати И сентября 1958 г. Т08860.
Тираж 50 тыс. экз. Заказ № 1643. Формат 60x^2%. 20,32 бум. л. 38,25 физич. л.-,
-38,25 усл. печ. л.-f-2,38 п. л. вклеек и вкладок. 66,11 учетно-изд. л. Цена 24 руб.
Первая Образцовая типография им. А. А. Жданова. Москва, Валовая ул., д. № 28.