Г.Чоппин, Я. Ридберг
ЯДЕРНАЯ ХИМИЯ
ОСНОВЫ ТЕОРИИ И ПРИМЕНЕНИЯ
Сокращенный перевод с английского М. С. ГОРБУНОВОЙ
й
МОСКВА ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ 1984
УДК 541.28
Чоппин Г., Ридберг Я. Ядерная химия. Основы теории и применения: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1984. 304 с.
Книга написана известными специалистами в области теории и практики ядерной химии. Рассмотрены вопросы взаимодействия ядср-ных излучений с веществом, эффекты, вызываемые излучениями в веществе, основы современных методов измерения ядерных излучений, производство изотопов, применение радиоактивных индикаторов. Изложены химические основы ядерной энергетики, вопросы переработки отработавшего ядерного топлива. Кратко обсуждаются основные проблемы и перспективы ядерно-химических аспектов развития ядерной энергетики.
Для научных работников.
Табл. 37. Ил. 142. Библиогр. 316.
Рецензент: В. И. Землянухин
Nuclear Chemistry
Theory and Applications
by	and
GREGORY R. CHOPPIN	JAN RYDBERG
Department of Chemistry, Department of Nuclear Chemistry, Florida State University, Chalmers University of Technology. Tallahassee, Florida 32306, USA	S 41296 Goteborg. Sweden
PLRGAMON PRESS
Oxford • New York • Toronto • Sidney • Paris • 1 rankfurt
Г. ЧОППИН, я. РИДБЕРГ
ЯДЕРНАЯ ХИМИЯ, ОСНОВЫ ТЕОРИИ И ПРИМЕНЕНИЯ
Редактор С. С. Родин
Редактор издательства Е. А. Путилова Художественный редактор А. Т. Кирьянов Переплет художника А. С. Александрова Технический редактор Н. Н. Хотулева Корректор М. Г. Гулина
ИБ № 1142___________________________
Сдано в набор 14.12.83. Подписано в печать 13.03.84. Формат GOXOO'/is Бумага типографская X? 1. Гарнитура литературная. Печать высокая Усл. печ. л. 19,0. Усл. кр.-отт. 19,0. Уч.-изд. л. 23,86. Тираж 1850 экз. Заказ 1J4J Цена 3 р. 90 к.	________________
________Энергоатомиздат, 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10_
Московская типография № 4 Союзполиграфпрома при Государственном комитете СССР по делам издательств, полиграфии и книжной торговли.
129041, Москва, Б. Переяславская ул., 4G
1802000000-386	© Pergamon Press, 1981
“ 051(01)-84	© Перевод	на русский
язык, Энергоатомиздат,
Copied by StuffAlex 1984
Source: Chemical Department Library SPBGU
ПРЕДИСЛОВИЕ К РУССКОМУ ИЗДАНИЮ
Несмотря на то что термин «ядерная химия» давно и широко используется в литературе, до сих пор нет достаточно четкого и общепринятого определения. Часто круг задач ядерной химии определяют как совокупность двух направлений: традиционного — исследование свойств и превращение атомных ядер с применением химических методов, и нового, расширяющего пределы ядерной химии, — применение методов и представлений ядерной физики к изучению химических свойств и превращений.
На базе таких представлений и создавались почти все ранее опубликованные монографии, сборники и учебные пособия. Авторы рецензируемой книги, всемирно известные специалисты в области физической химии, ядерной химии и ядерной физики, подошли к созданию данного курса ядерной химии как междисциплинарного обобщенного предмета, а именно направления науки и техники, базирующегося на последних достижениях физики, химии и даже биологии, с определенной практической направленностью.
Такой подход весьма правилен и соответствует современному состоянию и практическим достижениям в области быстро развивающихся комплексов атомной энергетики, включая все стадии ядерного топливного цикла (извлечение урана, разделение изотопов, производство и переработка ядерного топлива, захоронение отходов, действие излучений на реакторные материалы) и такие важные прикладные направления, как производство изотопов, радиационная технология, в том числе обработка продуктов питания и вопросы радиационной безопасности.
Авторам на базе классических монографий, периодических изданий и статей, изданных в разных странах, удалось на высоком и современном уровне создать весьма интересный и полезный курс ядерной химии, в простой и лаконичной форме изложить основы теории и достаточно широко представить сведения промышленного и технологического характера.
Нашло отражение в книге и то положение, что представления и методы ядерной химии являются важным инструментом для з
выполнения исследований и разработок во многих областях химии и технологии (метод меченых атомов, активационный анализ, контрольно-измерительные технологические приборы с использованием излучений), в медицине (радиофармацевтика, ядерная медицина, радиоиммунологический анализ), геологии, археологии (радиоактивное датирование).
В предлагаемом читателям сокращенном переводе книги исключены главы, посвященные краткому историческому введению, основным характеристикам атомных ядер, радиоактивному распаду, ядерным реакциям, космическим излучениям, элементарным частицам, вопросам нуклеогенезиса, синтезу элементов и радиационной биологии, которые подробно, обстоятельно и неоднократно освещались в отечественной и переводной литературе. Поэтому в конце книги в виде приложения помещен систематизированный список дополнительной литературы, опубликованной на русском языке, который позволит читателю в случае необходимости ознакомиться с интересующими его вопросами.
В книге с четкой практической ориентацией изложены вопросы взаимодействия ядерных излучений с веществом, эффекты, вызываемые излучениями в веществе, методы измерения ядерных излучений, производство изотопов, применение радиоактивных индикаторов. Подробно в простой и доступной форме изложены химические основы ядерной энергетики, вопросы переработки отработавшего ядерного топлива.
Представляет интерес и заключительная глава, посвященная проблемам и перспективам ядерной энергетики.
Простое и четкое изложение дополнительно обеспечивается большим количеством хороших иллюстраций, графиков, схем и таблиц.	/ <
Данная книга будет служить полезным пособием как для научных сотрудников, так и для широкого круга лаборантов, техников, инженеров-технологов, занятых в атомно-энергетических и других смежных производствах.
Академик И. В. Тананаев Канд. хим. наук С. С. Родин
Глава 1
ПРОХОЖДЕНИЕ ЯДЕРНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ ЧЕРЕЗ ВЕЩЕСТВО
Наше понимание природы ядерных частиц основано на форме их взаимодействия с веществом. Знание характера этого взаимодействия важно для различных областей ядерной науки, таких, как само использование излучений, конструирование приборов для обнаружения и измерения излучений, проектирование радиационной защиты, применение в медицине и биологии, радиохимический синтез и др.
Терминядерное излучение используется применительно ко всем элементарным (включая фон) и заряженным частицам, имеющим скорости свыше 100 эВ, когда они образуются в ядерных реакциях (спонтанных или искусственных) или получают энергию в электростатических ускорителях. Указанный нижний предел энергии довольно велик по сравнению с энергиями ионизации, которые обычно менее 15 эВ, и энергиями химических связей, составляющими 1—5 эВ. Поэтому ядерное излучение может вызывать ионизацию при прохождении через вещество, что и отражается в общем названии ионизирующее излучение. Нейтроны с энергией < 100 эВ также включены в рассмотрение, поскольку их поглощение (захват) ядрами сопровождается эмиссией ядерного излучения энергией > 100 эВ.
Прохождение излучения такой высокой энергии через вещество приводит к передаче энергии от излучения к атомам и молекулам поглощающего материала. Эта передача энергии продолжается до тех пор, пока средняя кинетическая энергия сталкивающейся частицы не достигнет такого значения, которое имеют атомы, входящие в состав поглощающего материала, т. е. до наступления теплового равновесия.
При рассмотрении прохождения ядерного излучения рассматривают: 1) процессы, происходящие с ядерными частицами, когда их энергии уменьшаются до энергий, соответствующих тепловому равновесию; такие процессы поглощения рассмотрены в данной главе; 2) процессы поглощения, связанные с передачей энергии, приводящей первоначально к возбуждению молекул, а затем и к ионизации, которая сопровождается физическими и химическими изменениями. Изучение таких эффектов относится к радиационной химии, они будут рассмотрены в следующей главе.
1.1. ОБЗОР ПРОЦЕССОВ ПОГЛОЩЕНИЯ
Уменьшение интенсивности потока ионизирующих частиц может быть вызвано взаимодействием либо с ядром поглощающего материала (ядерные реакции), либо с электронами атома (электронное 5
Взаимодействующие частицы и поля
Таблица 1.1. Процессы поглощения ядерного излучения. Сечения реакций о даны только для Z«20 и энергии 1 МэВ
Тип реакции
б
Название процесса
Протоны и тяжелые ионы взаимодействуют:
а) с орбитальными электронами
6)1
в) I
' ? с атомным ядром
г) J
Электроны (е~, 0_, 0+) взаимодействуют:
б) j с орбитальными электронами
Энергия частицы расходуется на возбуждение и ионизацию
Частица рассеивается упруго
Частица рассеивается непруго
Частица захватывается с образованием ком-паунд-ядра [ЕР>ЕС (min)]
Энергия частицы расходуется на возбуждение и ионизацию
Аннигиляция р+ с образованием 2—3 фотонов
>105
<10
<1
<0,1
Ионизация, возбуждение атомов Ядерное рассеяние Ядерное (кулоновское) возбуждение Ядерное превращение
с) с электрическим полем ядра
Фотоны (у) взаимодействуют:
а)	с полем орбитальных электронов
б)	с свободными (внешними) электронами
в)	с связанными (внутренними) электронами
г)	с полем ядра
Д) 1
е) > с атомным ядром ж)]
Нейтроны взаимодействуют:
с ядрами атомов
Частица рассеивается с эмиссией hv, (Ее»МэВ)
у-Кванты рассеиваются без потери энергии
у-Кванты рассеиваются с потерей энергии, ионизация
у-Кванты полностью поглощаются с вылетом одного электрона
у-Кванты аннигилируются с образованием пары позитрон-электрон (негатрон) (Е > > 1,02 МэВ)
у-Кванты рассеиваются без потери энергии
у-Кванты рассеиваются с потерей энергии у-Кванты поглощаются ядром, ядерное превращение (E’v>5 МэВ)
п рассеиваются с потерей энергии
п захватывается, ядерное превращение
Ионизация, возбуждение атомов Электронно-позитронная аннигиляция Тормозное излучение
Когерентное рассеяние Комптон-эффект
Фотоэффект
Образование пары
Эффект Мёссбауэра Возбуждение ядра Ядсрный фотоэффект
<Я0 Замедление нейтрона < 104 Захват нейтрона
соударение). В табл. 1.1 приведены наиболее важные процессы погло. щения ядерного излучения в веществе вместе с вероятностью каждого процесса. Из сравнения видно, что вероятность взаимодействия с электронами значительно больше, чем вероятность ядерной реакции, исключение составляет только поглощение нейтрона. Фактически основной формой взаимодействия частицы с атомами поглощающего материала являются электромагнитные поля частицы и электроны атомов. Так как нейтроны являются нейтральными частицами, то в этом случае электромагнитное взаимодействие не имеет места, а чтобы нейтроны передали энергию, они должны столкнуться с ядром. Следовательно, для всех частиц, кроме нейтронов, при рассмотрении процессов, связанных с уменьшением интенсивности потока частиц, ядерны-ми реакциями можно пренебречь.
При прохождении через вещество ядерное излучение может передать атомам поглотителя часть своей энергии. Если количество переданной энергии достаточно, происходит ионизация. Образующиеся при этом положительный ион и электрон называют ионной парой. Часто электроны первичной ионизации имеют достаточно высокую кинетическую энергию, чтобы вызвать вторичную ионизацию других атомов. Число электронов, образующихся при вторичной ионизации, может быть больше, чем при первичной ионизации, но средняя кинетическая энергия вторичных электронов меньше энергии первичных электронов. При многих взаимодействиях первичное излучение передает энергию, недостаточную для ионизации, вместо этого электрон занимает более высокий уровень энергии возбуждения атома. Эти возбужденные атомы быстро возвращаются на более низкие энергетические уровни путем эмиссии электромагнитного излучения,например, рентгеновского или видимого света и др. В случае поглощения нейтронов захват нейтрона может завершиться передачей энергии отдачи достаточной, чтобы вызвать ионизацию или возбуждение.
1.2. КРИВЫЕ ПОГЛОЩЕНИЯ
Для изучения прохождения ядерного излучения через вещество эксперименты необходимо выполнять таким образом, чтобы по-воз-можности исключить большую часть факторов, вносящих помехи. Это положение показано на рис. 1.1 для точечного радиоактивного источника. Зависимость между скоростью распада А и скоростью счета R можно представить в виде уравнения:
R = фЛ.
Эффективность счета ф включает несколько факторов:
Ф = ФобрФпоглФдетФгеом-	0‘1)
При идеальных условиях, когда в образце отсутствует самопоглоще-ние и рассеяние (фОбр = 0» поглощения излучения в пространстве между образцом и окошком детектора происходить не будет (фПОгл = = 1) и детектор будет иметь 100%-ную эффективность (чувствитель-
7
ность) с точки зрения регистрации каждой частицы, достигшей детектора ('фдет = 1).
Геометрическая эффективность фгеоМ, соответствующая ^-геометрии, соблюдается, когда сферический детектор имеет угол охвата 3606 вокруг образца. Хотя такие детекторы существуют, однако чаще используют детекторы, находящиеся на расстоянии г от измеряемого образца (см. рис. 1.1). Если окошку детектора соответствует сфера
Рис. 1.1. Геометрическое размещение устройств для измерения кривых поглощения:
/ — обратное рассеяние; 2 — источник; 3 — коллиматор; 4 — слой поглотителя; 5 — детектор
5Дет» перпендикулярная потоку излучения, геометрическая эффективность приблизительно выражается (для небольших значений фгеом) уравнением:
Фгеом ~ 5дет (4ЛГ2) \	(1*2)
Измеренная радиоактивность пропорциональна потоку частиц ф, достигших детектора:
R = k<f>,	(1.3)
ГДе k = 5детФдет>
Ф =Фпогл^0’	(Г4)
фо = фобрлЛМлг2,	(1.5)
где фо — поток частиц от источника, част./(м2-с); п — число частиц, испущенных в одном распаде (и > 1 только для у-квантов, испускаемых при некоторых а- и 0-распадах).Таким образом, если при каждом 0-распаде образуется 2у-кванта (в каскаде), то ит=2 и фо = пр/4лгу квант/(м2-с). При разветвленном распаде п не будет равно удельному числу.
Уравнение (1.5) называется законом квадрата обратной пропорциональности, т. е. измеряемый поток изменяется обратно пропорционально квадрату расстояния до источника. Эти уравнения применимы в том случае, когда источник и детектор находятся на расстоянии г. Если между источником и детектором помещается поглотитель, то Фпогл зависит от толщины слоя поглотителя х, выражаемой в единицах м”1. Для слоя поглотителя толщиной х = 0 фП0Гл =1- В реальных условиях, когда счет выполняется не в вакууме, происходит небольшое поглощение в воздухе, в пространстве между образцом и детектором.
8
Кривые поглощения отражают изменение R или ф в зависимости от толщины слоя поглотителя. На рис. 1.2 представлена зависимость относительного прохождения ф! фо от толщины слоя поглотителя для различных видов излучения. Для заряженных частиц (электронов*
Рис. 1.2. Кривые поглощения, характеризующие относительное прохождение ф / ф0 (или R/Ro) в зависимости от толщины слоя поглотителя х.
Сх в G — средние пробеги; Ci и С, — максимальные (экстраполированные) пробеги;
1 — тяжелые ноны (а. р, d и др.); 2 — нейтроны, v-нзлученне; 3 — моноэнергетическне электроны; 4 — ^-излучение
Толщина слоя поглотителя
протонов и тяжелых ионов) при определенных значениях х (хтах) ф / ф о становится равным 0; такое значение Л принято называть максимальным пробегом частиц. Пробег может быть выражен либо средним пробегом (х = Сг для тяжелых ионов или С3 для электронов), либо максимальным (или экстраполированным) пробегом (С2 и С4 соответст-
Рис. 1.3. Кривая поглощения 0-излучения 32Р, С3 — средний пробег, С* — экстраполированный пробег. Пунктирный отрезок кривой получен вычитанием фона из измеренной кривой. Толщина слоя поглотителя измерена в единицах линейной плотности рх
венно на рис. 1.2). Потери энергии происходят при столкновениях с электронами атома, причем потери энергии на одно или несколько столкновений меняются для различных ионизирующих частиц, приводя к некоторому разбросу пробегов. Целесообразно использовать средний пробег.
На рис. 1.3 изображена кривая поглощения излучения 32Р. Радиоактивность измеряли в зависимости от толщины алюминиевой мишени, выраженной в виде линейной плотности (в единицах килограмм на
9
квадратный метр или, как более принято, в единицах миллиграмм на квадратный сантиметр. Слабая активность в виде «хвоста» (см. рис. 1.3, С4) является фоновой активностью 7?фОн> которую вычитают из измеренного значения /?изМ для получения действительного значения величины излучения: 7? = 7?изм— 7?фон. Экстраполяция до значения, равного 7?фон, Дает пробег.
Если для заряженных частиц удается получить максимальные пробеги в не слишком толстом слое поглотителя, то для нейтральных частиц, например нейтронов и у-квантов, кривая поглощения имеет экспоненциальную форму и описывается уравнением:
ф = фо ехр (— цх),	(1.6)
где р. — полный коэффициент ослабления.
Таким образом, для нейтронов и у-квантов мы имеем
фпогл (х) = ехр (— рх).	(1.7)
Ослабление интенсивности потока может протекать по двум механизмам. Один заключается в отклонении или рассеивании частиц от прямой линии между источником и детектором и описывается коэффициентом рассеивания ррас. Вторая форма ослабления потока связана с передачей энергии падающей частицы поглотителю (в случае частиц происходит захват частиц) и выражается коэффициентом поглощения Р-погл- Полный коэффициент ослабления равен сумме двух указанных коэффициентов, т. е.
И = Прае “Ь Рпогл*	(1-®)
Ррас и рпогл можно измерять независимо. Полный коэффициент ослабления представляет интерес в первую очередь при расчете радиационной защиты, а коэффициент поглощения имеет значение при рассмотрении радиационных эффектов, возникающих при взаимодействии излучений с веществом.
1.3.	ПРОХОЖДЕНИЕ ПРОТОНОВ И ТЯЖЕЛЫХ ИОНОВ ЧЕРЕЗ ВЕЩЕСТВО
Формы взаимодействия протонов и тяжелых заряженных частиц с атомами поглощающего вещества можно рассмотреть на примере поглощения а-частиц. Как правило, а-частицы, испущенные радио- активными ядрами, имеют энергии в интервале 4—9 МэВ. Поскольку ' а-частицы намного тяжелее электронов, они весьма мало отклоняются от своего пути при кулоновских столкновениях с атомами или молекулами с образованием ионных пар. В результате при прохождении через вещество а-частицы перемещаются по прямой линии, что подтверждается прямыми треками, наблюдавшимися для а-частиц на фотографиях в камере Вильсона (рис. 1.4). В отличие от а-частиц вторичные электроны, испускаемые при образовании ионной пары, имеют сильно искривленные треки. Для а-частиц с энергией 5 МэВ максимальная энергия вторичных электронов составляет 2,7 кэВ. Однако только не-10
большая доля вторичных электронов действительно приобретает такую высокую энергию, средняя энергия вторичных электронов не превышает 100 эВ.
В твердых телах и жидкостях общая длина пробега а-частиц, образующихся в результате а-распада, весьма невелика. Однако в газах при стандартных температуре и давлении пробеги достигают нескольких сантиметров (табл. 1.2).
Пробег в воздухе, мг/см2, а-частиц с начальной энергией Eat МэВ, рассчитывают по следующему эмпирическому уравнению (рВозд = = 1,293 кг/м3):
7?ВОЗД = 0,31Е’/2=0>40Е’/2.	(1.9)
Пробеги Rz в других веществах, мг/см2, можно приближенно выразить уравнением:
Яг = 0,173£3/24/3,	(1.10)
где Az — атомная масса поглотителя.
На рис. 1.5 приведены пробеги различных заряженных частиц в алюминии.Пробег а-частиц с энергией 5 МэВ составляет 6 мг/см2; таким образом, Rai = = 6-10~3/pAi см = 0,002 мм. При радиоактивном распаде а-частицы легко тормозятся даже тонким листом бумаги.
Число пар ионов, образующихся на каждый мил-
Рис. 1.4. Треки а-, р, (е~) и у-из-лучения в камере Вильсона при 1 бар в воздухе (а, б, в) ив метане (г). На всех рисунках показаны вторичные электроны; б — быстрый электрон образовал прямую линию дополнительно к двум трекам; в—на некотором расстоянии от основного трека показаны также треки вторичных электронов, образовавшиеся при поглощении слабопроникающего рентгеновского излучения, связанного с поглощением первичных электронов; г — соударение электрона (56 кэВ) привело к возникновению двух излучений, образующих кластеры ионов в конце их треков
f I >^T,  ..Г I I . I.H.I_I I I 11 nd
1 J 5 10 30 50 100 300
Пробег 6 алюминиевой мишениt мг/см2
лиметр пробега а-частиц, протонов и электронов, представлено на рис. 1.6, а.
Большее значение величины удельной ионизации а-частиц по сравнению с протонами объясняется тем, что первые имеют заряд, равный двум. В общем удельная ионизация возрастает с увеличением заряда иона частицы при одной и той же кинетической энергии.
Рис. 1.5. Пробеги частиц ‘Не, 3Н, Осколки деления, которые перво-2Н, ‘Н в алюминиевой мишени начально имеют очень большие энергии, имеют также очень большие заряды ионов, ведущие к высокой удельной ионизации при их поглощении в веществе; их пробег в воздухе составляет 2—3 см, а в алюминии 2—3 мг/см2.
Таблица 1.2. Пробеги в воздухе и воде, средняя линейная передача энергии (ЛПЭ) для различных излучений [Верхняя половина таблицы 1 для моноэнергетических (ускоренных) частиц. Для p-распада £аос = у FmaI]
Излучение	Энергия, МэВ	Максимальный пробег		Средняя ЛЭП в воде, кэВ/мкм
		в воздухе, см	в воде, мм	
Электрон	1	405	4,1	0,24
	3	1400	15	0,20
	10	4200	52	0,19
Протон	1	2,3	0,023	43
	3	14	0,014	21
	10	115	1,2	8,3
Дейтрон	1	1,7	—	—
	3	8,8	0,088	34
	10	68	0,72	14
а-Частицы	1	0,57	0,0053	190
	3	1,7	0,017	180
	10	10,5	0,11	92
Осколки деления	100	2,5	0,025	3300
226Ra (а)	£ = 4,80	3,3	0,033	145
*'°Ро (а)	£=5,30	3,8	0,039	136
^Rn (а)	£=5,49	4,0	0,041	134
3Т(р)	£max =0,018	0,65	0,0055	1,1
36S (р)	£тах = 0,167	31	0,32	0,17
“Sr (р)	£тах = 0,544	185	1,8	0,10
32Р (Р)	£тах = 1,71	770	7,9	0,07
“I (Р)	£щ а х = 2,25	1,020	11	0,07
,87Cs (у)	£=0,66	*1/2 = 8,!	см Н2О	0,39
“Со (у)	£=1,20-1,30	*1/2= 11,1	см Н2О	0,27
12
При прохождении через поглотитель заряженные частицы теряют свою энергию и скорость их снижается. В результате они все большее время оказываются вблизи какого-либо данного атома и, как следствие, вероятность их- взаимодействия с атомом возрастает. В итоге наблюдается постоянное увеличение числа ионных пар, образующихся вдоль трека частицы, и, следовательно, плотность их образования не является постоянной.В конце пробега тяжелых заряженных частиц наблюдается образование максимального числа пар ионов на единицу длины
Рис. 1.6. Зависимость средней удельной ионизации от максимальной энергии частицы (а) и удельной ионизации от остаточной энергии частицы (б) при стандартных температуре и давлении:
1 — а-частнца; 2 — протон; 3 — электрон; 4 — типичный осколок деления
пробега (так называемый пик Брэгга) (рис. 1.6, б). В интервале максимума пика Брэгга кинетическая энергия частиц сопоставима с энергией орбитальных электронов поглотителя. В конечном итоге частица может приобрести электроны и стать незаряженной, что приводит к потере ее ионизирующей способности.
1.4.	ПРОХОЖДЕНИЕ ЭЛЕКТРОНОВ ЧЕРЕЗ ВЕЩЕСТВО
Поглощение потоков электронов высокой энергии протекает в результате взаимодействия с орбитальными электронами и электромагнитным полем атома (см. табл. 1.1 и рис. 1.7). Чтобы отличить электроны, генерируемые ускорителями или образующиеся при 0-распаде, от орбитальных, будем обозначать первые как ^-частицы.
Ионизация. Бета-частицы теряют энергию по такому же механизму, что и а-частицы (см. рис. 1.7, а, б), однако имеется несколько важных отличий. Массы 0-частиц и орбитальных электронов одинаковы при нерелятивистских скоростях, поэтому р-частицы могут терять значительную часть энергии в результате одиночного столкновения. При таких взаимодействиях 0-частицы от-’ клоняются от своего пути на разные углы и по мере пробега рассеиваются. Вторичные электроны, вылетающие из атомов при ионизации, имеют достаточно высокие энергии, чтобы вызвать интенсивную вторичную ионизацию, которая составляет 70—80% полной ионизации в процессах поглощения 0-частиц (см. рис. 1.4, б). Приблизительно одна половина полной энергии 0-частицы расходуется на ионизацию, а другая — на возбуждение.
13- -
Из рис. 1.6, а следует, что удельная ионизация, характеризующая прохождение через вещество Р-частицы, намного меньше удельной ионизации при прохождении через вещество тяжелых ионов. Это обусловлено тем, что при одинаковой энергии Р-частицы имеют значительно большую скорость, чем а-частицы или протоны, так как их масса намного меньше массы тяжелых частиц. Большая скорость Р-частиц приводит соответственно к меньшей ионизации и к значитель-
Л. Ионизация fl
Рассеянная fl-частица Вторичный электрон
Р, возбуждение
Возбужденная орбита
\ электрона
/ fl Рассеянная fl-частица
В. Тормозное излучение ”
Тормозное излучение ((ротоны)
Рассеянная fl-частица
Г, Аннигиляция позитрона и электрона
Д. Излучение Вавилова-Черенкова
Показатель преломления п=1
Быстрая^ fl-частица
Рис. 1.7. Схематическое описание пяти процессов поглощения ,р-частиц
но большему их пробегу. Неупорядоченный пробег, наблюдаемый для Р-частиЦ (см. рис. 1.4, в), является результатом передачи большого количества энергии и, как следствие, больших отклонений при взаимодействии с орбитальными электронами. Однако при очень больших энергиях Р-частицы имеют прямые треки, поскольку в этом случае момент количества движения Р-частиц значительно превышает момент орбитального электрона.
Тормозное излучение. По мере приближения Р-частицы к атомному ядру она притягивается его положительным полем и отклоняется, т. е. приобретает некоторое ускорение, что, согласно классической электродинамике, сопровождается электромагнитным излучением (см. рис. 1.7, в). Поэтому при взаимодей-
14
СТвии с Положительным зарйдом поля ядра энергия 0-частицы уменьшается точно на величину, равную количеству энергии электромагнитного излучения. Это излучение называется тормозным излучением. Потери энергии на тормозное излучение растут с увеличением энергии 0-частиц и атомной массы поглотителя (рис. 1.8). Например, в алюминии для электрона с энергией 1 МэВ приблизительно 1% энергии расходуется на тормозное излучение и 99% на ионизацию, а в
Энергия электрона^
Рис. 1.9. Спектр (/) и спектр тормозного излучения (2) для И7Рт в алюминии. Ордината для спектра тормозного излучения увеличена в 100 раз
Рис. 1.8. Потери энергии быстрыми электронами на ионизацию (/) и тормозное излучение (2)
свинце потери энергии на тормозное излучение составляют около 10%. Для электронов с энергией более 10 МэВ потери на тормозное излучение являются основными при поглощении в свинце. Однако для значений энергий, наблюдаемых при радиоактивном распаде, тормозное излучение обычно весьма невелико, особенно в поглотителях с низкой атомной массой. Отношение удельной потери энергии на тормозное излучение к полной потере энергии в результате столкновений (т. е. всех других процессов) выражается следующим эмпирическим отношением:
(d Е/dx)TopjA, иэл_________________%	, j j j.
{d Е/dx)CT0JiKH	800
где Ее — кинетическая энергия электрона, МэВ; Z— атомный номер поглотителя.
На рис. 1.9 представлен спектр тормозного излучения для 0-частиц, испускаемых U7Pm при поглощении в алюминии.
В этом случае только очень небольшая часть энергии 0-частиц превращается в излучение (см. рис. 1.8). Энергия спектра тормозного излучения всегда намного меньше энергии спектра 0-частиц. Источники тормозного излучения нашли широкое практическое применение, их используют главным образом для аналитических определений и медицинских целей.
Излучение Вавилова—Черенкова. Скорость света в веществе с' зависит от I показателя преломления п:
с' = сп-1.	(1-12)
Для воды п = 1,33, для плексигласа 1,5. Скорость 0-частиц с энергией больше 0,6 МэВ больше скорости света в воде. Когда скорость частицы vr > с', электромагнитное излучение испускается когерентно в конусе, ось которого совпадает с направлением движения частицы (см. рис. 1.7). Значение угла конуса 0 дается уравнением:
sin 0 = с7иг.	(1.13)
15
Излучение Вавилова—Черенкова представляет собой голубоватое свечение, наблюдаемое в высокоактивных растворах (рис. 1.10) и вокруг тепловыделяющих сборок реактора, погруженных в воду. Для быстрых электронов потери энергии на излучение Вавилова—Черенкова составляют менее 0,1% потерь энергии на все другие процессы. Детекторы излучения Вавилова—Черепкова описаны в гл. 3.
Электронно-позитронная аннигиляция. Позитроны взаимодействуют с веществом в результате ионизации, возбуждения, испускания тормозного излучения л излучения Вавилова—Черенкова таким же образом, как и отрицательные
Рис. 1.10. Бутылочки, содержащие высокоактивные растворы, испускают свет в темноте за счет излучения Вавилова — Черенкова дочернего 90У (Бтах = 2,3 МэВ)
электроны. Кинетическая энергия позитрона в поглотителе уменьшается, поэтому вероятность прямого взаимодействия между позитроном и электроном, при котором позитрон и электрон аннигилируют с испусканием фотонов, возрастает (см. рис. 1.7, г). Энергия, соответствующая массе двух элек-
Рис. 1.11. Эмпирическое отношение для максимального пробега ^-частиц в алюминии
тронов, превращается в электромагнитное излучение. Этот процесс известен как аннигиляция позитронов и электронов и используется для идентификации излучения позитронов. Масса электрона эквивалентна энергии, равной 0,51 МэВ, а кинетическая энергия частиц при аннигиляции по существу равна нулю, поэтому полная энергия процесса аннигиляции составляет 1,02 МэВ. Чтобы со-
1G
12	3	4
Максимальная энергия fl-частиц, МэВ
Рис. 1.12. Зависимость толщины слоя раз- 11 личных материалов, необходимой для пол- 10 ного торможения 0-частиц, от максималь- у. ной энергии 0-частиц:	9
/ — биологическая ткань или вода; 2 — люсит	* 8
(плексиглас); 3 — стекло пирекс; 4 — медь	£
§ 7 I f хранить момент, должны испускаться по крайней 5 мере два фотон a v с равной энергией. Наличие в $ 4 электромагнитном спектре радионуклида у-кван-	j
тов с энергией 0,51 МэВ служит надежным сви- 5 детельством присутствия в нем позитронного	%
излучения, испускаемого данным нуклидом. Д 1
Кривые поглощения и раассеяния 0-частиц.
Кривая поглощения 0-частиц имеет совершенно О иную форму, чем кривая поглощения а-частиц (см. рис. 1.2). Непрерывный спектр энергий при радиоактивном 0-распаде, а также значительное
рассеяние 0-частиц на большие углы атомами поглотителя объясняют тот факт, что «кривые пробегов» 0-частиц постоянно уменьшаются. Даже в случае потока первоначально моноэнергетических электронов непрерывное удаление электронов из потока по мере их пробега и рассеяния на большие углы приводит к непрерывному уменьшению числа электронов по мере рассеяния, причем приблизительно 95% вылетающих 0-частиц тормозится в первой половине их пробега. Принято говорить о толщине слоя поглотителя, которая требуется для поглощения 50% частиц, а не о длине пробега. Следует вспомнить, что энергия полного поглощения 0-частиц составляет приблизительно третью часть максимальной, т. е. £погл ~ з £тах-
Кривые поглощения 0-частиц, образующихся при радиоактивном распаде, приблизительно описываются соотношением (1.6). В связи с непрерывным характером энергетического спектра это соотношение выражается экспоненциальной функцией. Для Е тах, равной 0,7—3 МэВ, в алюминии пробег описывается следующим отношением (правило Физера):
R = 0,543£тах — 0,160 (гА1/см2)
(1-14)
см. рис. 1.3, кривая С3).
На рис. 1.11 представлено эмпирическое соотношение между максимальной (энергией 0-частиц и экстраполированным пробегом в алюминии. По сравнению с a-излучением 0-излучение имеет намного больший пробег. Например, пробег а-частиц с энергией 5 МэВ в воздухе равен 3,6 см, тогда как пробег 0-частиц той же энергии в воздухе составляет 17 м. Сопоставление пробега в воздухе и воде для электронов и тяжелых частиц представлено в табл. 1.2. Данные рис. 1.12 можно использовать для быстрой оценки
О 10 20 30 40 50 60 70 80 90100 Атомный номер материала подложки
Рис. 1.13. Зависимость обратного рассеяния 0-частиц различной энергии от атомного номера материала подложки
толщины слоя поглотителя, необходимого для защиты от 0-частиц.
Дополнительные трудности в экспериментах по измерению кривых поглощения 0-частиц обусловлены тем, что некоторая доля 0-частиц, первоначально не испущенных в направлении детектора, затем может попасть в детектор в результате отражения на большой угол. Этот процесс известен как обратное рассеяние, поскольку подложка (обратная сторона) радиоактийного образца может вызывать обратное рассеяние некоторой части 0-частиц на 180°. Доля обратно отраженного 0-излучения зави-
17
еиТ ot геометрии измерительной системы, энергии 0-частиЦ, Толщины и электронной плотности материала подложки. На рис. 1.13 представлена зависимость доли обратно отраженного излучения от атомного номера материала подложки для четырех значений энергии 0-частиц (£тах); радиоактивный образец рассматривали как бесконечно тонкий (т. е. не имеющий самопоглощения). На кривой для 32Р на платине (Z = 78) видно, что 40% измеренного излучения относится к обратно отраженному излучению [0,8/(1,0 + + 0,8) = 0,4]. Обратное отражение возрастает с толщиной подложки до величины насыщения, которая достигается, когда толщина подложки равна приблизительно одной пятой экстраполированного значения величины пробега 0-частиц в этом веществе.
1.5. ПРОХОЖДЕНИЕ ^-ИЗЛУЧЕНИЯ ЧЕРЕЗ ВЕЩЕСТВО
Отсутствие заряда и массы покоя у у-излучения допускает слабое взаимодействие с атомами поглотителя и длинные пробеги в нем. Число пар ионов, образующихся при пробеге у-квантов, составляет лишь 1—10% того числа пар ионов, которое создают 0-частицы той же энергии (см. рис. 1.4); например, у-из-лучение с энергией 1 МэВ образует приблизительно одну пару ионов на каждый сантиметр пробега в воздухе.
Коэффициент ослабления. В отличие от тяжелых частиц и электронов, которые теряют свою энергию в результате многих столкновений, у-излучение полностью тормозится в результате одного или, в крайнем случае, нескольких взаимодействий. Для тонких поглотителей ослабление у-излучения подчиняется уравнению (1.6), где ф — число фотонов/(м2-с). Коэффициент пропорциональности р принято называть коэффициентом полного ослабления.
Рис. 1.14. Зависимость толщины свинца (--------) и бетона (------),
необходимой для 10-кратного ослабления потока у-излучения, от энергии. Эти кривые получены для толстых слоев поглотителей и включают факторы накопления
Если его размерность м-1, а толщина х выражена в м, в этом случае р называют коэффициентом линейного ослабления. Коэффициент ослабления можно выразить и по-другому:
= р/р = aaNA/M = eeZNA!M,	(1.15)
где р — плотность; М — средняя атомная масса; Z — средний атомный номер поглотителя; NA р/М можно заменить на р>т — (в см2/г, когда х в см) — массовый коэффициент ослабления', оа — вероятность взаимодействия между у-излучением и электронным облаком атома поглотителя (сечение реакции с атомом, м2/число атомов); ае — вероятность взаимодействия у-излучения с единичным электроном поглотителя (сечение реакции с электроном, м2/число электронов); иа и сге — аналогичны сечениям ядерных реакций. В табл. 1.1 приведены только эквивалентные ядерные и атомные сечения.
18
Гамма-квант может выбыть из потока на пути в несколько ангстрем при его вхождении в поглотитель или проникнуть на несколько сантиметров вообще без взаимодействия и затем выбыть из потока, поэтому нельзя применить концепцию пробега к у-излучению в том виде, в каком она применяется к тяжелым частицам. Однако экспериментально легко измерить толщину слоя поглотителя, необходимую для поглощения половины первоначального потока у-излучения (слой половинного ослабления) или ослабить поток в 10, 100 и т. д. раз. На рис. 1.14 показана толщина слоя бетона или свинца, требующаяся для ослабления у-излучения различных энергий в 10 раз. Величину слоя половинного ослабления можно рассчитать согласно уравнениям для половинного ослабления
Хд/2 = In 2/|Х	(1.16а)
и для 10-кратного ослабления
х1/10 = 1п 10/р.	(1-166)
Виды взаимодействия у-излучения с веществом. Поглощение у-излучения веществом происходит вследствие четырех различных процессов: когерентного рассеяния, фотоэффекта, комптон-эффекта и образования электронно-позитронных пар (рис. 1.15). Каждому процессу соответствует свой коэффициент поглощения, а полный коэффициент поглощения равен сумме коэффициентов поглощения для указанных механизмов:
Iх — Р-когер “Ь Р-фотоэф “Ь Нкомпт + Нпар-
(1-17)
Из сравнения с (1.7) следует, что Мфотоэф и Нпар относятся к процессам поглощения, р-когер — к процессу рассеяния, Нкомпт связан с процессами как поглощения, так и рассеяния. На рис. 1.16 представлены полные коэффициенты ослабления и поглощения, коэффициенты поглощения для различных механизмов для воды, алюминия и свинца в зависимости от энергии у-квантов. Соответствующие линейные коэффициенты поглощения получают умножением на р (для алюминия р = 2,7 г/см3, для свинца р = 11,3 г/см3). Следует отметить, что кривые для алюминия можно также использовать для поглощения в бетоне.
В случае когерентного рассеяния (также называемого брэгговским или рэ-
леевским рассеянием; на рис. вновь испускается атомом без Когерентно рассеянное излучение может давать интерференционные картины, поэтому этот процесс, как и рентгеновское излучение, используют для структурного анализа поглощающего материала. Ве-
1.16 ор) у-изучение поглощается и немедленно изменения энергии, но в другом направлении.
роятность когерентного рассеяния увеличивается пропорционально квадрату атомного номера поглотителя и уменьшается с ростом энергии у-квантов. Например, в свинце доля когерентного рассения
Фотоэлектрон
Внутренняя электронная орбита
Рис. 1.15. Схематическое описание четырех основных процессов, связанных с взаимодействием и поглощением у-излучения; представлена также зависимость вероятности поглощения ст от Еу и Z поглотителя
3. Эффект (пмптона
Испущенный электрон
Рассеянный у-квант
Г. Образование	я Позитрон
электронно - позитР°^/^Р\ ной паР^2.^~^\^^^\.0трии,ательнь1й ар**-	* электрон
19
составляет около 20% полного поглощения у-излучения с энергией 0,1 МэВ и снижается с увеличением энергии.
При поглощении у-излучения в результате фотоэффекта (на рис. 1.16 т) фотоны поглощаются атомом полностью. Это поглощение завершается возбуждением атома до энергии выше энергии связи нескольких его орбитальных электронов, в результате чего испускается электрон и образуется пара ионов. Энергия испущенных фотоэлектронов Еэ равна разности между энергией у-излучения и энергией связи данного электрона в атоме:
^эс-	(1.18)
Если фотоэлектрон испускается с внутренней электронной оболочки, то на нее переходит электрон с более высокой оболочки и заполняет вакансию. Различие энергии связи электронов в этих двух оболочках является причиной испускания рентгеновского излучения и электронов Оже, имеющих невысокую энергию. Процесс электронного каскада, сопровождаемый испусканием рентгеновского излучения и электронов Оже, продолжается до тех пор, пока атом не вернется в свое основное энергетическое состояние. Фотоэлектрон, как электроны Оже и рентгеновское излучение, вызывает интенсивную вторичную ионизацию при взаимодействии с атомами поглотителя. Вероятность процесса фотоэффекта возрастает с увеличением энергии у-излучения. Фотоэффект наиболее интенсивен в случае наиболее прочно связанных электронов, и, таким образом, коэффициент
Рис. 1.16. Зависимость полных и частичных массовых коэффициентов поглощения и ослабления у-излучения в воде (а), алюминии (б) и свинце (в) от энергии у-квантов
21
поглощения за счет фотоэффекта убывает в ряду электронных оболочек К > L > > М и т. п. Из рис. 1.16 видно, что фотоэффект — преобладающий механизм поглощения до энергии ~ 0,7 МэВ. Скачки поглощения, наблюдаемые на графике зависимости р от Еу, обусловлены разными энергиями связи электронов в различных оболочках, так как с ростом энергии у-излучения могут испускаться более прочно связанные электроны. Эти скачки поглощения совпадают с полосами К, £ и др., наблюдаемыми при поглощении рентгеновского излучения.
у-Излучение более высокой энергии взаимодействует скорее не с полем всего атома (как в случае фотоэффекта), а с полем одного электрона.Такой механизм взаимодействия назван эффектом Комптона в честь открывшего его физика А. Г. Комптона. При эффекте Комптона электрон испускается атомом, а у-квант рассеивается, передавая часть энергии электрону. Энергия рассеянного у-излучения Е^ выражается уравнением:
=	—^компт»	(1.19)
где £Компт — кинетическая энергия комптоновского электрона. Вероятность комптоновского рассеяния растет с увеличением атомного номера /{мишени и уменьшается с повышением Комптон-эффект происходит только^на наиболее слабо связанных электронах и при высокой энергии у-излучении, поэтому энергия связи электрона пренебрежимо мала по сравнению с Еу. Энергию и углы рассеяния комптоновских электронов и рассеянных у-квантов можно рассчитать согласно принципу сохранения момента движения и энергии с поправкой на релятивистскую массу электрона для соответствующих значений кинетических энергий. Рассеянный у-квант может иметь энергию, достаточную, чтобы в дальнейшем взаимодействовать по типу комптон-эффекта, фотоэффекта или образования пары. И в этом случае комптоновское рассеяние обычно сопровождается испусканием рентгеновского излучения и электронов Оже и имеет место интенсивная вторичная ионизация. Поскольку комптоновский электрон имеет энер-
Рис. 1.17. Треки электронных пар (меньшая спираль принадлежит е+), образовавшиеся в водородной пузырьковой камере в сильном магнитном поле, перпендикулярном плоскости треков. Показан также третий электрон (испущенный между парой), выбитый из атома водорода
гию в широком интервале значений, то и рассеянное у-излучение отличается широким спектром. Комптоновские электроны, как и’фотоэлектроны, в конечном итоге останавливаются по механизмам, описанным для 0-частиц.
На рис. 1.16 представлено распределение энергии между рассеянным за счет комптон-эффекта у-квантом и комптоновским электроном в зависимости от энергии у-кванта. При поглощении энергии комптоновские электроны вносят вклад в коэффициент поглощения рпОгл» а рассеянные у-кванты — в полный коэффициент поглощения р через коэффициент рассеяния ррас в уравнении (1.7).
Четвертый вид взаимодействия у-излучения с поглотителем заключается в превращении у-квантов в кулоновском поле ядра в электрон и позитрон (рис. 1.17). Этот процесс принято называть образованием пары, поскольку в данном случае образуется пара электронов: положительного и отрицательного. Процесс можно рассматривать как явление, обратное аннигиляции позитрона и электрона. Масса покоя электрона соответствует 0,51 МэВ и, чтобы поглощение происходило по механизму образования пары, у-излучение должно иметь минимальную величину энергии 1,02 МэВ. Когда энергия у-излучения превышает это значе-22
кие, вероятность образования пар увеличивается (см. рис. 1.16, где |1пар обоэна-чей А). Избыток энергии (по сравнению с величиной 1,02 МэВ) проявляется в виде кинетической энергии электронов пары
Ev=l,02 + Fe_+Ee+.
(1.20)
Процесс поглощения пары электронов аналогичен описанному выше процессу поглощения электрона; при электронно-позитронной аннигиляции образуется у-квант с энергией 0,51 МэВ, который поглощается за счет процессов, описанных ранее.
1.6. ЭФФЕКТ МЁССБАУЭРА
При взаимодействии спина ядра со спином орбитальных электронов появляется возможность изменения ядерного магнитного момента в различных химических соединениях, что позволяет получать информацию о химической связи (метод ЯМР).Таким образом, слабое взаимодействие между электронами внутренних оболочек и энергетическими уровнями ядра можно использовать для химических исследований.
Согласно квантовой механике, электроны внутренних оболочек, наиболее близко лежащих к ядру, имеют определенную вероятность нахождения и внутри ядра. Эти электроны взаимодействуют с зарядом ядра. Влияние, оказываемое на ядерные уровни, зависит от свойств
7Усут
WWW
0.13 пс
12$ КЭВ
Рис. 1.18. Схема распада i9‘Os
Рис. 1.19. Принципиальная схема эксперимента Мёссбауэра:
/ — движущийся источник (в криостате);
2 — образец поглотителя (в криостате);
3 — детекторы с коллиматорами (в свинцовой защите)
взаимодействующих электронных оболочек, которые присущи различным химическим соединениям. Поэтому у-квант, испущенный из изомерного состояния атома, присутствующего в одном химическом соединении (например, металлическом железе), может иметь несколько другую энергию, чем тот же атом, связанный в другом соединении. Эта разность, называемая изомерным сдвигом (по энергии), чрезвычайно мала и составляет около 10“10 энергии испущенного у-кванта. Тем не менее ее можно измерить с помощью метода, разработанного Р. Мёссбауэром. В учебниках по физике этот метод обычно иллюстрируется оригинальным экспериментом, выполненным Мёссбауэром. Источник 19lOs (рис. 1.18) помещали на расстоянии около 0,5 м от детектора у-излучения (рис. 1.19). Поглотитель в виде иридиевой фольги располагался между источником и детектором таким образом, чтобы часть
фотонов с анергией 129 кэВ, испускаемых при переходе ядра 1911г из первого возбужденного состояния в основное, поглощалась атомными ядрами иридия в фольге, возбуждая эти ядра от основного состояния 3/2+ до состояния 5/2+. Вследствие короткого периода жизни послед-
нее состояние почти немедленно распадалось, испуская при этом в направлении к детектору изотропное у-излучение. В результате наблю-
далось уменьшение интенсивности излучения, измеряемое детектором А, и повышение скорости счета в детекторе Б. Условия такого ядер-ного резонансного поглощения очень строгие. С помощью отношения не-
Рис. 1.20. Мёссбауэровский спектр металлического 19,1г
сильно отличается от энергии
определенностей Гейзенберга ширина на полувысоте пика 129 кэВ оценивается равной 5-10~° эВ. Можно также рассчитать энергию отдачи ядра иридия, которая равна 46-10-3 эВ. Таким образом, у-излучение, испущенное источником, имеет энергию от 129- 103 до 46-10_3эВ, а чтобы Р-излучение с энергией 129 кэВ поглотилось в 1в11г, оно должно иметь избыток энергии, равный 46-10-3 эВ, необходимый для сохранения момента движения ядра поглотителя. Таким образом, имеется дефицит энергии, равный 2-46-10-3 эВ, который очень узкой ширины у-излучения.
Следовательно, никакого резонансного поглощения не должно быть.
Однако атомы из ближайшего окружения могут внести ограничение за счет явления отдачи. Если атомы источника и поглотителя закреплены в кристаллической решетке, энергия отдачи может оказаться недостаточной для разрыва связи. Энергия поглощается подобно поглощению колебания атома в кристалле, если квантование колебательных состояний точно согласуется с энергией отдачи. Когда атом поглоти-
теля жестко закреплен в решетке, энергия отдачи может восприниматься кристаллом в целом. В этом случае следует учитывать массу всего кристалла, а не массу единичного атома; при этом условии энергия отдачи становится бесконечно малой как для излучающего, так и для поглощающего атома; такая форма носит название поглощение без отдачи. Вероятность поглощения без отдачи значительно возрастает при охлаждении источника и поглотителя до низкой температуры.
На рис. 1.20 представлены данные, полученные при поглощении без отдачи в металлическом осмии, содержащем 191Os (источник) и металлический иридий (37,4%) 1911г, охлажденные в криостатах. При медленном перемещении источника (со скоростью у) в направлении к поглотителю и обратно, к энергии источника Ev, добавлялась или вычиталась некоторая кинетическая энергия ДЕv, которая проявлялась согласно эффекту Доплера. Соотношение между энергией и скоростью представлено уравнением Доплера
ДЕ?/ЕТ = vic.
(1.21)
24
Рис. 1.21. Изомерные сдвиги для ряда сое-цнненнй нептуния. Плотность электронов увеличивается сверху вниз
MM/C -+40r
-+J/7
NpCd —
NpCd6—’
NpAl2 Г+^
aNp(i) -1 Np№Щ
aNp(lI) “
 NpClj — NpF,
-+2/7
[ММ
______Xp014
~-NPF4
Представленное на рис. 1.20 значение скорости у, равное 1 см/с, соответствует энергии 4,3-10_в эВ. Величина полуширины у-пика, равная 20- 10-в эВ, оказалась в 4 раза больше значения, рассчитанного из соотношения Гейзенберга. Это объясняется доплеровским уширением пика, возникающим вследствие небольших колебаний атомов. Метод Мёссбауэра можно использовать для измерений ширины у-пиков, однако получаемые результаты будут отличаться значи-
tyfrj —XpOzC204K"2H20
RbNpO^(NO3)3NpF
--4/7
Np(VI)
—50
----K3NpO2F5
--60
—70
---------------VpFe
tilp(VU)~L~^(NH3)BNpOs-xl{zO /////
тельной погрешностью.
Одно из наиболее поразительных применений высокого разрешения по энергии, полученное с помощью эффекта Мёссбауэра, было достигнуто в эксперименте Паунда и Ребки, которые измеряли эмиссию фотонов в направлении к центру земли и в обратном направлении. Они обнаружили, что энергия фотона возрастает на одну часть от 1016 при падении на каждый метр в гравитационном поле земли. Это также мо
жет быть косвенным доказательством, что фотон с энергией Ehv > 0
имеет массу.
Для «мёссбауэровских пар», т. е. для источника и поглотителя, находящихся в различных химических состояниях (например, 1910s/Ir, 67Co/Se, 119mSn/Sn, 169 Ег/Тш), ядерные энергетические уровни отличаются для двух мёссбауэровских ядер на величину AEV. С помощью методики, представленной на рис. 1.20, можно достичь резонансного поглощения путем перемещения источника со скоростью, соответствующей ДЕ v.Таким образом получают мёссбауэровский спектр, характерный для исследуемого соединения (по сравнению со стандартным соединением); положение пиков (т. е. максимумов поглощения) по отношению к неподвижному источнику принято называть изомерным сдвигом (его значение обычно дается в миллиметрах на секунду).
На рис. 1.21 показаны изомерные сдвиги, полученные для нескольких соединений нептуния. Изомерные сдвиги, изображенные на рисунке справа, показывают влияние валентных состояний за счет различной заселенности 5/-оболочек в нептунии. Различные сдвиги, полученные для соединений одного и того же валентного состояния, являются мерой изменения ковалентности связи. Слева на рис. 1.21 представлены изомерные сдвиги металлических сплавов нептуния. Эти сдвиги отражают вклад электронов проводимости в электронную
плотность ядра нептуния.
25
Мёссбауэровская спектроскопия* ограничена лишь доступностью подходящих источников, причем в настоящее время насчитывается окаю 70 «мёссбауэровских пар». Этот метод успешно используют для исследования химических соединений в твердом состоянии, особенно в тех случаях,когда соединения непрозрачны для света и химически и радиоактивно неустойчивы.
1.7. ПРИМЕНЕНИЕ ЭЛЕКТРОННОЙ СПЕКТРОСКОПИИ ДЛЯ ХИМИЧЕСКИХ АНАЛИЗОВ (ЭСХА)
3 хэ
Рис. 1.22. Принципиальная схема прибора ЭСХА:
1 — источник рентгеновского излучения;
2 — образец; 3 — электрическое поле; 4 — вакуумный сосуд; 5 — детектор
Как было впервые показано Хагстремом, Нордлингом и Зигбаном, для изучения химических свойств соединения можно использовать Р-спектроскопию высокого разрешения. На рис. 1.22 изображена принципиальная схема экспериментальной установки для анализа с использованием рассеяния электронов (ЭСХА) или фотоэлектронной спектроскопии.Образец после облучения моноэнергетическим потоком фотонов Ehv испускает с поверхности фотоэлектроны. Соответствующее уравнение имеет вид:
•f/i'v -С эс (X, У) -|- Е э, (1.22) где Еэ — кинетическая энергия испускаемых электронов, которую можно очень точно (до ~ 0,01 эВ) определить магнитным спектрографом, причем чувствительность метода намного выше энергий химической связи Еэс (X, У), где индекс X относится к атому соединения У. Вероятность испускания фотоэлектронов возрастает с уменьшением энергии фотона (см.
рис. 1.16), поэтому в качестве источника излучения можно использовать низкоэнергетическое рентгеновское излучение.
Несмотря на то что валентные оболочки соединения образуются внешними (или наиболее слабо связанными электронами), внутренние электроны не остаются при этом незатронутыми. Внешний электрон обозначим его ej атома Xlt который принимает участие в образовании связи с другим атомом Х?> уменьшает свой потенциал, что более прочно связывает внутренние’ электроны (ек) с таким образом, энергия связи Еэс (ек) возрастает да величины, зависящей от Еэс (ej. Хотя представленная здесь картина несколько упрощена, она позволяет получить практический вывод о том, что энергия связи ек, которая изменяется в интервале 100—1000 эВ, зависит от химической связи, даже если эта оболочка не принимает непосредственного участия в образовании связи. На рис. 1.23 представлен спектр двух со-
♦ В отечественной литературе также широко используется термин «ядериая гамма-резонансная (ЯГР) спектроскопия». — Прим. peQ.
26
Рис. 1.23
Рис. 1.24
Рис. 1.23. Спектр ЭСХА для гипонитрита натрия Na2N2O2 (/) и нитрата аммония NH4NO3 (2)
Рис. 1.24. Спектр ЭСХА для чистого свинца (нижняя кривая) при окислении его на воздухе до образования (сначала) РЬО и (затем) РЬО2 (верхняя кривая): / — испаренный РЬ; 2 — образец, выставленный на воздух при 20 °C на 4 с; 3 — образец, выставленный при 20 °C на 8 мин; 4 — образец, выставленный при 100 °C на 5 мин; 5 — образец, выставленный при 100 °C на 24 ч
единений азота. Две линии в NH4NO3 (одна для степени окисления —3 и другая для +5) указывают на неэквивалентность двух атомов азота. В спектре Na2N2O2 две линии относятся к двум различным атомам азота; точный заряд этих атомов азота неизвестен. Для всех наблюдаемых пиков величины Еос различны. О возможности исследования реакций на поверхности свидетельствует рис. 1.24, где показано окисление РЬ до РЬО2. Пики 136,8 и 141,8 эВ относятся к паре 4/-электро-нов, энергии которых повышаются приблизительно на 2,7 эВ вследствие образования РЬО2. Связь РЬ—О влючает бр-оболочки в свинце, что указывает на косвенное влияние связи на энергию 4/-электронов.
1.8.	РЕНТГЕНОФЛУОРЕСЦЕНТНЫЙ АНАЛИЗ
Когда образец, содержащий атомы определенного элемента, например Ag, облучают фотонами энергии, достаточно высокой для возбуждения внутренней электронной оболочки (например, Ка-оболочки для Ag при 22,1 кэВ), при снятии возбуждения испускается рентгеновское излучение. Если источник фотонов представляет собой рентгеновскую трубку с мишенью, изготовленной из какого-либо элемента (в нашем случае Ag), велика вероятность, что Ка-излучение, испущенное рентгеновским источником, будет поглощаться атомами образца с последующим высвечиванием флуоресцентного излучения. (Это так
27
называемое «электронно-оболочечное резонансное поглощение» в какой-то степени подобно мёссбауэровскому эффекту, хотя «ширина» линии рентгеновского излучения намного больше, так что эффектом отдачи можно пренебречь.) Отраженное рентгеновское излучение (или, точнее, фотонное излучение, испускаемое образцом) принято называть рентгенофлуоресцентным излучением, а соответствующий спектр — спектром рентгенофлуоресценции. Этот спектр содержит излучение более низкой энергии, включая ^-излучение, испускаемое атомами с меньшим атомным номером. Высота этих пиков меньше, в соответствии с сечениями реакций (рис. 1.25).
Рис. 1.25. Зависимость коэффициентов поглощения фотоэлектронов для у-излучения энергией 15 (/) и 30 кэВ (2) и различных поглотителей от энергии связи электрона. Фотоэффект является доминирующей формой поглощения
В последнее десятилетие рентгенофлуоресцентный анализ с применением вакуумных источников стал общепринятым аналитическим методом. В качестве источника для возбуждения рентгеновской флуоресценции в образце можно использовать ядерные излучения. Такие источники в зависимости от способа получения рентгеновского излучения делятся на следующие группы:
1)	у-источники: распад между близко расположенными уровнями энергии ядра, например у-излучение с энергией 59,5 кэВ при распаде М1Ат;
2)	рентгеновские источники: а) излучение, испускаемое при перестройке электронных оболочек, после а- или Р-распада, например L-излучение с энергией 11,6—21,7 кэВ от 238U, образовавшегося при а-распаде 242Ри, или К-излучение с энергией 41,3—47,3 кэВ при fl-распаде 163Gd; б) облучение мишени а-, р- или у-излучением, приводящее к ионизации или возбуждению атомов мишени и снятию их возбуждения в результате рентгеновского излучения. На рис. 1.26 показано устройство, где кольцевой источник 241 Am облучает несколько мишеней из разных материалов, которые затем испускают свое характеристическое рентгеновское излучение;
3)	источники тормозного излучения, например Т в титане или И7Рт в алюминии (см. рис. 1.9);
28
4)	потоки заряженных частиц (р, а и др.) ускорителя, бомбардирующие источник. В этом случае энергия ускорения может быть ниже кулоновского порога ядерного превращения.
В частности, метод PIXE* (основанный на рентгеновском излучении, возбуждаемом протонами) используют при изучении очень малых образцов.
Важное преимущество рентгенофлуоресцентных источников заключается в том, что приборы, основанные на их использовании, име-
Рис. 1.26. Промышленный источник вторичного рентгеновского излучения на основе 24,Ат (60 кэВ) с устройством для шести мишеней (Си, Rb, Mo, Ag, Ва, ТЬ). Энергия рентгеновского излучения, испускаемого металлическими фольгами, изменяется от 8 (для меди) до 50 кэВ (для тербия). Выход составляет для меди 80 и для тербия 1750 фотон/(с ср мКи 241Ат):
I — отверстия для у-излучеиия; 2 — герметичный кольцевой первичный источник излучения; 3 — вращающийся держатель мишеней (6 мишеней); 4 — мишень
ют небольшие размеры и могут применяться в полевых условиях. Эти приборы используют в геологических исследованиях (бурении, поиске минералов и др.), при поточном анализе минералов (при флотации цинковых, медных и других руд), кальция при производстве цемента и др., для поточного анализа осадков, образующихся на поверхности (например, цинкана листах железа, серебра в фотографических эмульсиях и т. п.). На рис. 1.27 представлены спектры флуоресценции, полученные при анализе бычьей печени с помощью трех различных источников возбуждения: обычной рентгеновской трубкой (с мишенью из молибдена), радиоактивным 66Fe и протонами с энергией 4 МэВ. Непрерывно расширяется применение источников последнего типа для медицинских целей и исследования окружающей среды.
♦ PIXE — Proton Induced X-Ray Emission. — Прим. ped.
29
1.9.	ПОГЛОЩЕНИЕ НЕЙТРОНОВ
Поток коллимированных нейтронов ослабляется тонким поглотителем при рассеянии и поглощении подобно ослаблению у-излучения. В толстом поглотителе нейтроны замедляются до величины порядка тепловой энергии, если толщина поглотителя достаточная. Окончательно нейтрон захватывается атомом поглотителя. Вследствие разброса энергии нейтронов в зависимости сечений захвата от энергии ослабление потока нейтронов нельзя описать простым отношением.
Рис. 1.27. Рентгеновские спектры элементов, содержащихся в бычьей печени, с мишенью из молибдена (б), радиоизотопным
а — источник возбуждения: протоны с энергией 4 МэВ, скорость счета ~ 4000 нмп./с, ин рость счета 5000 имп./с, интервал счета 5 мин; в — источник возбуждения: 100 мКп Ге, дсгектора
30
1.10.	ЗАЩИТА ОТ ИЗЛУЧЕНИИ
Особенности поглощения ядерных излучений материалами необходимо знать для расчета защиты, чтобы избежать нежелательных радиационных воздействий вблизи источников ядерных излучений.
Для заряженных частиц защита бывает значительно толще, чем требуется, если исходить из их максимального пробега в материале. Толщина поглотителя, равная 0,2 мм, соответствует полному поглощению частиц, образующихся при а-распаде. Однако для поглощения P-излучения при радиоактивном распаде материалом с малым атомным номером (например, водой, пластмассами и др.) требуется толщина, равная 15 мм. Для радиационной защиты из материалов с более высоким атомным номером требуется соответственно меньшая толщина. В табл. 1.2 и на рис. 1.1, 1.5, 1.11 и 1.12 представлены данные о толщине материала поглотителя, необходимой для различных видов излучения.
В связи с тем что у-излучение и нейтроны не имеют определенного пробега, а зависимость между толщиной материала и их интенсивностью имеет логарифмический характер, достигается лишь частичное ослабление излучения.
Измерение проводили с протонами энергией 4 МэВ (а), рентгеновской трубкой источником 66Fe (100 мКи) (в) :
тервал счета 10 мин; б — источник возбуждения: трубка с молибденовым катодом, ско-скоросгь,счета 1500 имп ^с* н,,тсРвал «чета 20 мин, площадь коллиматора 80 мм2, размеры
01
Объединив уравнения (1.5) и (1.6), получим
* = т£"ехр(_>1х)-
(1.23)
Из данного уравнения следует, что интенсивность точечного источника может уменьшаться при увеличении или расстояния от источника г, или толщины х поглотителя. Для уменьшения необходимой тол-
Рис. 1.28. Факторы накопления в свинце для точечного изотропного источника. Для верхних кривых масштаб указан слева, для нижних — справа
щины защиты можно также взять поглотитель с большим коэффициентом поглощения.
Уравнение (1.23) действительно только для точечных источников с идеальной геометрией, например, когда отсутствует обратное или многократное рассеяние и т. п.
Рис. 1.29. Толщина защиты, необходимая для ослабления потоков нейтронов в воде (—) и бетоне (---------). Линии
6 Мэв можно использовать для нейтронов деления
В случае у-излучения чем больше толщина поглотителя, тем больше доля обратно отраженного излучения за счет вторичного (в основном комптоновского) рассеяния. Влияние геометрии и толщины поглотителя можно учесть, включив в уравнение для поглощения константу В:
ф = В фо ехр (— рх).	(1.24)
Фактор накопления В не только учитывает многократное комптоновское и рэлеевское рассеяние, но и включает поправку на образование при высоких энергиях у-излучения и последующую аннигиляцию позитрона, Поскольку в случае радиационной защиты большой толщины и высоких значений энергии у-излучения фактор накопления В может достичь величины нескольких порядков, то при проектировании весьма важно предусматривать биологическую защиту от излучения. Расчет фактора В труден, поэтому обычно используют эмпирические данные. На рис. 1.28 приведены значения для свинцовой защиты. Толщина защиты дана в длинах релаксации (рх). Эти величины полу-32
чают из диаграмм, подобных приведенной на рис. 1.16. Например, для у-излучения с энергией 3 МэВ величина р равна 0,046 см2/г. Если толщина поглотителя равна 0,1 м, то линейная плотность соответствует Юррь, что равно 113 г/см2, а длина релаксации равна 5,2. На рис. 1.28 для у-линии 3 МэВ фактор накопления В равен 3. Таким образом, свинцовая защита пропускает в 3 раза больше излучений, чем можно ожидать из расчета по уравнению (1.23). В значениях ослабления потоков для защиты из бетона и свинца, представленных на рис. 1.14, учтен фактор В.
Уравнение (1.24) непосредственно применять для нейтронов нельзя. Для оценки толщины требующейся защиты можно использовать диаграммы, подобные изображенным на рис. 1.29, на которых показано ослабление нейтронов при трех различных энергиях в бетоне и воде (материалах, наиболее широко применяемых для нейтронной защиты). Необходимо также принимать во внимание у-излучение, испускаемое при захвате нейтронов, которое приводит к увеличению требующейся толщины защиты.
1.11.	ПРИМЕНЕНИЕ ИСТОЧНИКОВ ИЗЛУЧЕНИЯ
В ТЕХНИКЕ
Методы поглощения ядерных излучений находят широкое применение в технике. Их не следует путать с методами радиоактивных индикаторов, хотя радиоизотопы можно использовать в качестве источников излучения. В основе метода радиоактивных индикаторов лежат химические свойства радионуклида, в то время как в областях применения, обсуждаемых в данном разделе, важны лишь вид и энергия излучения.
В качестве источника излучений в такого рода областях применения могут быть использованы как ускорители, так и радионуклиды (изотопные источники). Источники излучений с легко заменяемыми радионуклидами имеют преимущество над ускорителями, поскольку они значительно проще могут охватывать большой интервал энергии: от высокой энергии у-излучения до низкой энергии 0-излучения. Это обстоятельство позволяет выбирать вид и энергию излучения, наиболее выгодные для данного случая. Дополнительное преимущество радионуклидов состоит в том, что изготавливаемые на их основе источники имеют значительно меньшие размеры по сравнению с рентгеновскими источниками, что позволяет их размещать в местах, где более крупное оборудование неудобно или невозможно разместить. В связи с тем что радионуклиды не требуют ни электрической энергии, ни охлаждающей воды, они весьма удобны для применений в полевых условиях. Кроме того, их независимость от температуры, давления и многих других факторов делает их более надежными по сравнению с генераторами рентгеновского излучения. И наконец, что, возможно, является столь же важным, как и другие факторы, — намного дешевле ускорителей.
Наряду с перечисленными преимуществами для изотопных источ. ников характерен недостаток, связанный с тем, что излучение радио. 2 Зак. 1943	33
нуклидов нельзя прервать или «выключить». Это обстоятельство требует, чтобы источник излучения был хорошо защищен, что приводит к увеличению массы и стоимости источника. Еще один недостаток связан с тем, что радионуклиды приходится заменять через несколько периодов полураспада, правда, это не имеет значения в тех случаях, когда в качестве источников излучения используют долгоживущие нуклиды.
Радиоизотопные измерители. Радиоизотопные измерители представляют собой измерительную систему, состоящую из двух частей: радиоактивного источника и детектора, закрепленных в определенной геометрии относительно друг друга. Используют их главным образом для контроля промышленных процессов, а также для специальных анализов. В практике нашли применение два типа измерителей. В одном из них источник излучения и детектор размещены с противоположных сторон измеряемого технического устройства; приборы такого типа измеряют поглощенное излучение. Приборы второго типа измеряют отраженное излучение, и в этом случае источник и детектор размещены с одной стороны устройства. Приборы также классифицируют по виду измеряемого излучения, например приборы, основанные на поглощении у-излучения, обратном рассеянии P-излучения, вторичном рентгеновском излучении и др. Такие радиоизотопные измерительные приборы применяют для измерения толщины, плотности и т. п.
На рис. 1.30 представлены схемы приборов, основанных на поглощении излучения. На рис. а—в показаны приборы для контроля и измерения уровней. Прибор, изображенный на рис. а, можно использовать только для жидкостей, в то время как изображенные на рис. бив применяют для всех видов материалов. Приборы последнего типа особенно удобны для замеров в больших контейнерах, наполненных зерном, деревянными опилками, нефтью, песком, цементом и т. п., и для материалов в экстремальных условиях (например, расплавленного стекла или металлов, взрывчатых веществ и др.). Измерители уровня используют в промышленности, а также для контроля заполнения ящиков, бочек и других контейнеров (см. рис. 1.30, г).
Рассмотрим несколько необычное применение прибора такого типа. При производстве титана важно, чтобы жидкий TiCl4 находился в сосуде при определенных высоких температуре и давлении. TiCl4 имеет тройную точку (т. е. температуру и давление, при которых все три фазы — твердая, жидкая и газообразная — находятся в равновесии), близкую к техническим условиям. С помощью у-плотномера можно обнаружить переход тройной точки по исчезновению поверхности раздела фаз пар—жидкость. Такой простой метод позволяет контролировать условия режима в сосуде.
Применение радиоизотопных приборов по измерению плотности основано на зависимости коэффициента поглощения от плотности [т. е. зависимости от среднего атомного состава поглотителя, см. уравнение (1.23), где г и х —постоянные величины]. Устройство, с помощью которого измеряют плотность среды в трубопроводе, представлено на рис. 1.30, д. Такой средой может быть смесь газа и жидкости, например воды и водяного пара, жидкости различных составов и с различным содержанием растворенных веществ — нефть, соли или кислоты в воде, технонологические растворы или шламы и эмульсии, например фруктовые соки, латексы. По измерению плотности можно определять концентрацию и состав. Такие плотномеры используют также для контроля заполнения сигарет и для измерения глубины и толщины слоя ила на дне рек и озер. Измерители плотности применяют в производстве автомобильных покрышек и при упаковке сигарет.
Толщиномеры — наиболее известные приборы, основанные на поглощении излучения. В этом случае х в уравнении (1.23) является переменной величиной. Измерения можно проводить для всех видов материалов с толщиной, равной или меньшей 100 г/см2, причем измерения не зависят как от температуры, так и от того, перемещается материал или нет. На рис. 1.30, е, ж представлено применение толщиномера при производстве проката; толщину получаемого материал? 34
контролируют с помощью сигнала от детектора. Толщиномеры используют и производстве стекла, металлов, бумаги, пластмасс, каучука, леденцов и т. п. Применяют для измерения толщины покрова снега в северных районах, обледенения крыльев самолетов и в других случаях, в которых необходимо дистанционное управление.
Для измерения очень тонких слоев материала, таких, как покрытия краской, воском и полимерной пленкой на бумаге или другом материале, используют два толщиномера, соединенных дифференциально таким образом, что один детек
Рис. 1.30. Радиоизотопные приборы для измерения уровня в емкостях (а—в), контроля полноты заполнения упаковки (г); измерения плотности потока жидкости (<?); контроля толщины проката (е); исследования материалов стенок труб и скважин (ж)

тор измеряет непокрытую часть материала, а другой — покрытую или обработанную часть. Толщиномеры применяют также в промышленном машиностроении для определения степени износа. Для измерения поверхностей толщиной < 0,8 г/сма используют толщиномеры с 0-источниками, а для толщин 0,8—5 г/см2 наиболее подходящими являются источники с тормозным излучением. Для более толстых материалов используют у-излучатели.
Применение приборов, в которых используется рассеяние излучения, основано на измерении отраженного излучения,которое в условиях постоянной геометрии определяется толщиной отражающего материала и его электронной плотностью (когда применяются 0- или у-источники). Если используют нейтроны, то наиболее важным является массовое число отражающего материала. Электронная плотность отраженного материала зависит от элемента и химического состава. Часто можно определять толщину и характер поверхностного слоя по рассеянию 0-излучения. Приборы, основанные на отражении, применяют для авто-2*	35
Магического контроля в проЦесбё производства жести (покрытие оловом), при покрытии пластмасс металлом, окраске и для измерения защитных покрытий внутри трубопроводов (см. рис. 1.30, ою). В некоторых случаях у-источники более предпочтительны, чем Р-излучатели, например для измерения материала через стенки большой толщины, особенно когда невозможны измерения на основе поглощения излучения. Толщину стали от 1 до 20 см измеряли с погрешностью 5% с помощью обратного отражения от в0Со или 137Сз-источников активностью 20 мКи.
Рассеяние и отражение зависят от электронной плотности поглотителя, которая приблизительно пропорциональна величине Z/A. Поэтому обратное рассеяние Р-частиц от органических соединений сильно зависит от концентрации водорода (Z/Д = 1) и не зависит от концентрации С, N и О (Z/A — 0,5). Это обстоятельство позволило разработать чувствительные приборы для анализа водорода в различных органических и водородсодержащих материалах. С помощью прибора с источником из 80 Sr активностью 10 мКи концентрацию водорода в образце объемом 10 мл определяют за 20 мин с погрешностью 0,03%, что значительно превосходит другие известные аналитические методы. Следует отметить, что этот метод относится к методам неразрушающего контроля.
Наиболее эффективно нейтроны замедляются легкими элементами. В связи с этим рассеяние нейтронов можно использовать для анализа легких элементов, особенно водорода. В одном из таких приборов источником излучений является 252С1, который испускает быстрые нейтроны (при спонтанном делении), в то время как детектор чувствителен только к медленным (тепловым) нейтронам. Такую систему используют для поиска и изучения подземных вод и анализа стенок скважин (см. рис. 1.30, гм.). Подобные анализы обычно комбинируют с определением плотностей с помощью у-источника, что позволяет идентифицировать слои воды, нефти, угля и т. п.
В последнее время привлекает внимание анализ, основанный на применении ядерного излучения для возбуждения рентгенофлуоресценции. Если выбрать энергию первичного излучения немного больше энергии рентгенофлуоресценции, то избирательность данного вида анализа будет очень высокой. Например, с помощью “3"‘Хе, который испускает у-излучение с энергией 81 кэВ, можно возбудить Д'-уровень (80,7 кэВ) в золоте; разработан прибор для работы в полевых условиях, который при обнаружении золота издает свистящий звук, причем высота звука пропорциональна количеству золота.Разработаны приборы для работы в полевых условиях для избирательного анализа других металлов, например меди, вольфрама, серебра и др. Метод неразрушающего контроля, основанный на возбуждении рентгенофлуоресценции с применением твердотельных детекторов, обладает чрезвычайно высокими разрешением и точностью. Некоторые характеристики и области применения промышленных радиоизотопных приборов приведены в табл. 1.3.
Радиография. Радиография представляет собой фотографический метод, в котором вместо света используется ядерное излучение (р-частицы, рентгеновское излучение, у-излучение и нейтроны). Наиболее важными областями применения радиографии с использованием рентгеновского излучения, генерируемого вакуумными трубками, являются медицина и промышленные испытания без разрушения образцов. Ряд источников радиоактивных нуклидов для получения радиограмм приведен в табл. 1.3.
р-Радиография, являющаяся единственно подходящей для тонких объектов, не нашла широкого применения. у-Радиография является общеизвестным методом нсразрушающего контроля, в котором обычно используют 137Cs и °°Со. На рис. 1.31 проиллюстрировано одно из применений у-радиографип и отмечено специфическое свойство этого метода — возможность использования для чувствительных объектов. Источник излучения, изображенный на рис. 1.31, представляет собой 0ОСо активностью 1,3 Ки, который обычно содержится в портативной радиационной защите из свинца массой 60 кг. Источник закреплен на конце стержня, так что для экспозиции источник можно выдвинуть из защиты. Фотографическая пленка помещена в кассету с усиливающими экранами.
у-Радиографию используют для определения числа железных балок в железобетонных конструкциях, пустых полостей в различного рода литье (взрывчатых веществ, пластмасс и металлов), трещин или других дефектов лопаток са-36
Таблица 1.3. Некоторые радиоизотопные изМерителй и у-источнйки для радиографии (выпускаемые французской промышленностью)
Излучение	Источник	Период полураспада	Применение
а	U или Ra	Длительный	Контроль толщины, при производстве бумаги, алюминия <60 г/м2
Р (1слабопроникаю-щее)	U7Pm (0,2 МэВ)	2,6 года	Контроль толщины <400 г/м2
Р, у (слабопроникающее)	204Т1 (0,8 МэВ)	3,8 года	Толщина стали 1—10 мм, стекла 3—50 мм; 8— 100 кг/м2
Р (проникающее)	‘“Се (3 МэВ)	0,78 года	Толщина стали <1 мм; <10 кг/м2
Рентгеновское	l09Cd (88 КэВ)	1,24 года	Определение содержания серы в углеводородах
Ъ Y		30 лет	Влагометры в строительстве и сельском хозяйстве
Y	60Со (1,3 МэВ)	5,3 года	Источник активностью 0,1 мКи для прибора, основанного на отражении сталью толщиной <20 мм
Y	60Со (1,3 МэВ)	5,3 года	Дистанционный уровнемер с источником активностью 0,01-1 Ки
у (слабопроникающее)	1921г (0,3 МэВ)	74 сут	Источник активностью 10 Ки, 26 кг; радиография стали толщиной <40 мм
у (среднепроникающее)	l37Cs (0,7 МэВ)	30 лет	Источник	активностью 10 Ки, 45 кг; радиография стальных труб толщиной <70 мм
у (проникающее)	60Со (1,3 МэВ)	5,3 года	Источник	активностью 250 Ки, 900 кг: радиография стали толщиной <180 мм
молетных турбин, крыльев самолетов, детонаторов в неразорвавшихся бомбах сварных соединений в корпусах давления, дистилляционных колоннах и трубах, коррозии внутри труб и печей, а также в медицине. у-Радиография используется во всем мирё'для контроля продукции, улучшая безопасность работы и экономику.
В связи с тем что поглощение у-излучения происходит в результате взаимодействия с электронами, объекты с высокими атомными номерами отличаются наиболее сильным поглощением. При использовании вместо у-излучения нейтронов достигается противоположный эффект, т. е. объекты с низким значением Z являются наиболее эффективными при удалении нейтронов из потока. На этом свойстве основана нейтронная радиография, в которой используются как реакторные нейтроны, так и нейтроны 262СЬисточников. Благодаря более сильному Потоку нейтронов в реакторе по сравнению с 262СЬисточниками обычного размера (т. е. < 1 мг) время облучения в реакторе намного меньше. В то же время малые размеры 252СЬисточника имеют другие преимущества.
В нейтронной радиографии нужно использовать коллимированный поток нейтронов. Это легко достигается применением тонкостенных концентрических цилиндров, материал стенок которых представляет комбинацию замедлителя и поглотителя, например смесь парафина и борной кислоты. Из-за возможности возникновения в коллиматоре у-излучения должна быть также предусмотрена защита от у-излучения.
37
Рвднояэотопыие источники энергии. Поглощение излучения приводит к повышению температуры поглотителя. Таким примером является поглощение кинетической энергии продуктов деления в твэлах ядерного реактора, которое служит основным источником тепла, образующегося в реакторах. Поглощение энергии распада радиоактивных нуклидов соответствующим поглотителем можно также использовать в качестве источника энергии.
На рис. 1.32 представлена принципиальная схема радоизотопного генератора энергии мощностью около 60 Вт. Изотопный источник тепла состоит из 15 стержней в оболочке из хастеллоя и содержит приблизительно 7 кг SrTiO3 активностью около 325 к Ки MSr. Этот источник окружен 120 парами термоэлсмс*нтов из
теллурида свинца и радиационной защитой толщиной 8 см из обедненного урана. Все устройство помещается в стальной кожух с охлаждающими ребрами, Масса генератора 2,3 т, длина 0,85 м, диаметр 0,55 м. По расчетам, продолжительность работы такого источника энергии не менее 5 лет, однако период полураспада MSr, равный 30 годам, предпо-агает более длительный срок.
Рис. 1.31. у-Радиографическая установка для получения изображения детонатора бомбы
Рис. 1.32. Радиоизотопный источник мощностью 60 Вт типа SXAP-7:
/ — стержни из «SrTiO,; 2 — термоэлементы; 3 — радиационная защита из обедненного урана
Радиоизотопные генераторы для автоматических маяков, навигационных буев и автоматических метеостанций мощностью около 100 Вт уже более 15 лет используются в ряде стран, например в Японии, Щвеции, Великобритании, США и др. Поскольку никаких движущихся частей эти генераторы не имеют, они требуют минимального технического обслуживания. Надежность их позволяет устанавливать эти генераторы в труднодоступных районах, подобных арктическим.
Для наземных применений используется предпочтительно 90Sr. Его удельная мощность, равная 0,93 Вт/г, относительно высока по сравнению с удельной мощностью 137Cs (0,26 Вт/г) и 238Ри (0,55 Вт/г), но меньше удельной мощности ^Сгп (2,8 Вт/ г) и 242С'п (121 Вт/г). Недавно начали применять с0Со, тепло у которого выделяется в результате поглощения у-излучения в урановой защите.
288 Р и использовали в качестве источника энергии на некоторых спутниках. Например, спутник «Транзит-4А», который был запущен в 1962 г. и безотказно функционировал в течение многих лет, имел источник энергии 238Ри размером 38
с грейпфрут и выдавал мощность, равную 3 Вт. Более поздние варианты систем вспомогательных ядерных источников энергии (SNAP)* имели более высокую эффективность и еще меньшие размеры.В космосе находилось несколько спутников с радиоизотопными генераторами мощностью 25 Вт; в проекте «Аполлон» применяли генератор (SNAP-27), содержащий 238Ри общей массой 14 кг и мощностью 50 Вт. На спутниках «Викинг», запущенных к планете Марс, в качестве основного источника энергии использован 233Pu .238Ри применяли в качестве источника энергии на спутниках «Пионер», с помощью которых получены первые снимки планеты Юпитер. Для полетов космического летательного аппарата типа «Вояджер» к планетам юпитеровой группы будет использоваться а38Ри в качестве источника энергии мощностью 400 Вт.
Рис. 1.33. Сердечный стимулятор на основе 238Ри:
1 — генератор импульсов; 2 — электрический преобразователь; 3 — разъемы; 4 — топливная капсула; 5 — термоэлемент; 6 — герметичный кожух; 7 — изотопный генератор
Для медицинских целей были разработаны миниатюрные генераторы для применения в качестве стимуляторов сердца. Это устройство помещают в грудную клетку пациента и соединяют его с сердечной мышцей; устройство регулярно вырабатывает небольшой электрический импульс (< 10 мВт), который заставляет мышцу сокращаться. Обычные стимуляторы с химическими батареями работают до подзарядки только около 24 месяцев. Продолжительность работы ядерного стимулятора превышает срок работы обычного по меньшей мере в 5 раз. Стандартный ядерный стимулятор содержит около 160 мг 238Ри в Та — 1г — Pt-капсуле и весит около 170 г (рис. 1.33). В 1976 г. было использовано почти 2000 стимуляторов более чем в 30 странах.
Глава 2
ДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЙ НА ВЕЩЕСТВО
Вскоре после открытия рентгеновского излучения и радиоактивности было установлено, что излучение может вызывать изменения в веществе. В 1901 г. П. Кюри обнаружил, что когда он помещал источник радия на свою кожу, то образовывались раны, которые с трудом поддавались лечению. В 1902 г. было установлено, что рак кожи вызывается радиоактивностью радия, а пятью годами позднее выяснилось, что для лечения этой болезни можно применять радиотерапию (с использованием радия). Было установлено, что большие дозы облу-
• SNAP — Space Nuclear Auxiliary Power — ядерные вспомогательные источники энергии для использования в космосе. — Прим. ред.
39
чения убивают грибки и микроорганизмы, а также вызывают мутации у растений.
Стеклянные ампулы, содержавшие миллиграммовые количества радия, через несколько месяцев темнели и имели значительные трещины, через которые происходила утечка газа радона. В первые годы исследования радиоактивности, когда главное внимание уделялось радию, загрязнение лабораторий радоном и продуктами его распада было обычным явлением и затрудняло точное измерение радиоактивности. В ранних исследованиях действия излучения изучали флуоресценцию, наблюдавшуюся в различных солях, и изменение их кристаллографической формы. Было обнаружено, что металлы теряют упругость и становятся хрупкими. Было также установлено, что излучение оказывает сильное воздействие на химический состав растворов и газов. Соединения, например вода, аммиак и простые органические вещества, разлагались в более сложные полимерные продукты. При радиационном разложении (радиолизе) воды образовывались газообразные водород и кислород, а также перекись водорода. И наоборот, можно синтезировать воду, облучая смесь Н2 и О2.
В 1911 г. Линд установил, что 1 г радия, находясь в воздухе, образует 0,7 г озона в 1 ч. Связав этот радиационно-химический выход с числом ионов, образующихся при определенном облучении, Линд первым произвел количественную обработку изменений, вызываемых излучением. Радиационно-химические выходы измеряются величиной G, которая равна числу молекул, претерпевших разложение, или числу молекул, ионов или радикалов, образовавшихся на 100 эВ поглощенной энергии излучения. Например, величина G при облучении воды равна ~ 0,5 для образования Н2 и ~0,7 для Н2О2.
2.1. ЭНЕРГИЯ ПЕРЕНОСА И ДОЗА ОБЛУЧЕНИЯ
Действие излучения зависит от состава вещества и количества энергии, которая передается ему излучением. В этом разделе будет рассмотрена только передача энергии. Для этой цели целесообразно разделить ядерное излучение на:
1) непосредственно ионизирующие частицы, к которым отвосятс® все заряженные частицы (е~, а и др.);
2) косвенно ионизирующие частицы, которые вызывают выделение ионизирующих частиц или могут инициировать ядерпые реакшп. (п, у и др.).
Количество энергии, передаваемое веществу, равно
£пер = £вх+ SQ-^вых.	С2 11
где Евх — сумма энергий всех ядерных частиц, которые находятся в данном объеме; ЕВЬ1Х— сумма энергии частиц, которые покинули данный объем; SQ — сумма всех значений Q д,ля ядерных превращений, происходящих в данном объеме. Для потока заряженных частик £вх = £кин; в случае у-излучения оно равно Еу. Если ядерпые превращения не имеют места, 2Q = 0. Для нейтронов, которые подвор* 40
гаютсй Захвату, й для радиойуклидов, которые распадаются в ПоТЛО* тителе, SQ>0; в последнем случае Евх = 0.
Количество поглощенной энергии излучения на единицу массы называется поглощенной дозой D. D определяется в произвольной точке пространства по уравнению:
D = йЕП0ГЛ1(1пг,	(2.2)
где т — масса поглотителя. Для практических целей можно принять
^погл ~ ^пер«
Доза измеряется в джоулях на килограмм (Дж/кг). Эта единица называется грэй (Гр):
1Гр = 1 Дж/кг.	(2.3)
Обычно используют единицу рад:
1 рад — 0,01 Дж/кг,	(2.4)
т. е. 1 Гр = 100 рад. Первоначально 1 рад определялся как поглощение 100 эрг в 1 г вещества. Мощность дозы dD/dt равна дозе, накапливаемой в интервале времени, например Гр/с или рад/ч.
Непосредственно ионизирующие частицы. В предыдущей главе было показано (см. также табл. 1.2), что энергия заряженных частиц поглощается главным образом в результате ионизации и возбуждения атомов. В случае позитронов (при Екин « 0) следует учитывать процесс аннигиляции, а в случае электронов большой кинетической энергии — тормозное излучение. Однако в целях упрощения далее процессы аннигиляции и тормозного излучения не принимаются во внимание. Поправку на тормозное излучение можно получить из рис. 1.8, на котором даны средние удельные потери энергии электронов за счет ионизации и тормозного излучения.
Установлено, что средняя энергия образования пары ионов в газе w заряженными частицами равна 25—40 эВ. Для одного и того же поглотителя она в известной степени не зависит от типа излучения и энергии. В табл. 2.1 приведены значения w для некоторых газов. Поскольку ионизационные потенциалы j газов меньше значений w для них, то остаток энергии, w — j, можно использовать для возбуждения. Поскольку энергия возбуждения одного атома 5 эВ, то на каждую образующуюся пару ионов образуются несколько возбужденных атомов. Если w довольно легко измерить в газе, надежное значение для жидкости и твердых тел получить намного труднее. Эти величины также различаются более значительно; например, для гексана (в случае электронов высокой энергии) w равно 1300 эВ для одной пары ионов, а для пары ионов неорганических Твердых соединений ~ 5 эВ.
Удельная потер я энергии частицы в веществе называется тормозной способностью S (Дж/м):
S = £ПОтерь/^-* >	(2.5)
где х — расстояние, пройденное частицей. Тормозная способность является функцией величины о», которая зависит от материала, но относительно мало зависит от вида частицы и ее энергии и удельной ионизации. Удельная ионизация J (пар ионов/м) равна числу пар ионов, образующихся на единицу длины пробега:
J = dNjldx.	(2.6)
Величина J зависит от вида частицы и ее энергии (см. рис. 1.6). Зависимость между S и J выражается уравнением:
S = wJ.	(2.7)
41
Таблица 2.1. Энергия образований пар ионов для Заряженных час+1ц (w — средняя энергия, затрачиваемая непосредственно на ионизацию каждой образующейся пары ионов; у — ионизационный потенциал газа)
Поглотитель	w, эВ	V. эВ	w—1. >В
Не	43	24,5	18.5
н2	36	15,6	20.4
о2	31,5	12,5	19
Воздух	34	15	19
Н2О (пар или жидкость.)	38	13	25
Аг	26	15,7	10,3
Аг, а, 5 МэВ	26,4		
Аг р, 340 МэВ	25,5		
Аг е~, 10 кэВ	26,4		
Аг е~, 1 МэВ	25,5		
Тормозная способность обычно выражается в единицах мегаэлектронвольт грамм на квадратный сантиметр.
Другим важным понятием является линейная передача энергии (сокращенно ЛПЭ) заряженных частиц. Она определяется как энергия заряженной частты, поглощенная веществом на единицу длины пробега:
ЛПЭ = d EnorJI/dx.	(2.8)
Значения ЛПЭ в воде для различных частиц и энергий приведены в табл. 1.2. Для одной и той же энергии и одного и того же поглотителя значения ЛПЭ возрастают в следующем порядке: электроны высокой энергии (а также у-нзлучение); р-частицы (также слабопроникающее рентгеновское излучение); протоны; дейтроны; а-частицы; тяжелые ионы (ионы азота, кислорода и др.); осколки деления.
Соотношение между ЛПЭ, которая связана с энергией, поглощенной в веществе, и тормозной способностью, которая связана с потерей энергии взаимодействующей частицы, выражается уравнением
d ^иотеръ/dx = d Eaorn/dx-\-Eх.	(2.9)
Разница между этими двумя энергиями, выраженная величиной £х, см-Зана с потерей энергии за счет электромагнитного излучения, т. е. в случае поглощения заряженной частицы, тормозного излучения. Для частиц, образующихся при радиоактивном распаде, Ех « 0.
Доза, полученная в интервале t от радионуклида внутри тела человека, выражается уравнением
D (Гр) = 1,44D0 ,эф [1 - ехр (—0,693///эф)],	(2.10)
где /ЭФ — эффективный период полураспада радионуклида в теле человека; Do — первоначальная мощность дозы при t = 0.
Мощность дозы для времени t равна
D (Гр/с) = 6-10"3 Ао ехр (—0,693£//эф) ЕпогЛ 1Г-1,	(2.11)
где Ао — радиоактивность внутри тела человека при' времени t — 0, Ки; ЕпОГЛ — средняя поглощенная энергия распада на каждый акт распада, МэВ, W — масса тела человека, кг. Для а-распаДа Епо ч « Еа; Для р-распаи ^погл ~ I ^тах-
Косвенно ионизирующие частицы. Если поглощаются косвенно ионизирующие частицы, имеющие при взаимодействии энергию £ВЭаим» то определенная дола энергии Епер переходит в кинетическую энергию заряженных частиц при про-42
хождении расстояния dx. Тогда коэффициент передачи энергии, м-1, можно представить в виде уравнения
1	dE пеп
Роер=~7-----------Г*--	(2.12)
свзаим	«х
Если пренебречь тормозным излучением, связанным с поглощением вторичных заряженных частиц, образующихся в первичных процессах поглощения, то £пер равна поглощенной энергии Еп0Гл и уравнение (2.12) можно записать в следующей форме:
Аналогично определению поглощенной дозы для непосредственно ионизирующих частиц для косвенно ионизирующих частиц определяется величина, называемая керма, следующим образом: «керма представляет собой частное от деления </Епер на dm, где dEnfip — сумма первоначальных кинетических энергий всех заряженных частиц, выделившихся под действием косвенно ионизирующих частиц в элементарном объеме данного вещества, dm — масса вещества в этом элементарном объеме»:
K^dE^/dm.	(2.14)
Керму можно выражать как в единицах рад, так и в джоулях на килограмм. Мощность кермы dKldt можно выразить в единицах рад/час. В случае моно-энергетического излучения
К— ®взаим Нпер Р г»	(2.15)
где 0 — плотность потока энергии всех поглощенных частиц, Дж/(м2-с). Если плотность потока у-излучения с энергией Еу обозначить ф0, то 0 = фЕу.
Используя уравнение (2.13), получаем:
К = ф о Еу |1ПОгл t Р	(2.16)
где t — время экспозиции. При использовании этого уравнения следует иметь в виду, что оно будет справедливо только для тонких поглотителей (в которых ф уменьшается лишь назначительно). При радиоактивном распаде t заменяется множителем [1 — ехр (— А/)] Л-1.
Несмотря на то что сказанное выше относилось к у-излучению, из соотношения
и = роМдМ-1	(2.17)
следует, что уравнения (2.12), (2.13) и (2.15) можно также использовать и для нейтронов.
2.2.	ЕДИНИЦЫ ДОЗЫ ИЗЛУЧЕНИЯ
Наиболее старой еще применяемой единицей излучения является рентген (Р). Применять ее можно только для фотонов, определяется она как экспозиционная доза фотонного излучения, которое образуют в воздухе пары ионов с общим зарядом dqи электроны которого полностью поглощаются в данном элементарном объеме воздуха, имеющем массу dm. Таким образом, экспозиционная доза равна dqtdm и единица рентген определяется следующим выражением:
1 Р = 2,58-10-4 Ки/кг.	(2.18)
.43
Эго значение соответствует 1,61 • 101Б парам ионов, образующимся на 1 кг воздуха, или поглощенной энергии, равной 8,8-10~3 Дж/кг (или 0,88 рад, или 88 эрг/г) при расходе энергии 34 эВ на каждую образующуюся пару ионов. Единица рентген используется уже свыше 50 лет и все еще является общепринятой в медицине. Преимущество ее заключается в том, что ее можно легко измерить ионизационными
камерами с воздухом; недостатком является то, что она относится толь-
10
’ 0,001	0,01	0,1	1,0 ю
Энергия у-излучения, МэВ
Рис. 2.1. Зависимость мощности дозы от энергии у-излучения (точечный изотопный у-источник тивностью 1 Ки расположен расстоянии 1 м в воздухе)
ко к воздуху. Однако в интервале значений Ev 0,2—10 МэВ излучение, которое образует 1 Р в воздухе, дает поглощенную дозу (или керму) в воде или ткани тела, соответствующую 0,93 рад. Наиболее широко применяемой единицей поглощенной дозы излучения является рад. Если единица рентген выражает интенсивность поля излучения (экспозиционную дозу), а не дозу, поглощенную материалом в этом поле, то единица рад является мерой поглощенной дозы. Удельная мощность дозы у-излучения является практической мерой оценки опасности облучения человека нуклидами, испускающими у-излучение. Единица, используемая на рис. 2.1, соответствует числу рентгенов на 1 Ки активности в 1 ч на
ак-на
расстоянии 1 м от источника излучения (иногда ее называют удельным у-излучением). Приблизительное соотношение для расчета мощности дозы, получаемой от точечного у-источника активностью А (Ки), имеет следующий вид:
Dy = 0,6ASn. ЕуГ
(2.19)
где — доля распадов, образующих у-кванты с энергией Е?..Это уравнение наиболее верно для Еу в интервале 0,1—3 МэВ.
2.3.	ДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЙ НА МЕТАЛЛЫ
Металлы представляют собой жесткие кристаллические решетки атомов, чьи валентные электроны принадлежат не какому-то определенному атому, а скорее частично заполненной энергетической зоне (называемой зоной проводимости). Взаимодействие излучения с металлом может вызывать возбуждение связанных электронов в атомах и их переход в зону проводимости. При снятии возбуждения электроны возвращаются на первоначальные энергетические уровни, что приводит лишь к незначительному изменению температуры металла.
Если облучение у-квантами и электронами слабо влияет на свойства металла, то тяжелые частицы вызывают серьезные повреждения при взаимодействии с атомами металла кристаллической решетки, что приводит к выбиванию атомов из решетки. Число смещений (лсм) зависит 44
от количества энергии, передаваемой при каждом столкновении (Еиер) атому отдачи (мишени), и энергии, необходимой для выбивания этого атома из решетки. Эта так называемая энергия смещения (Есм) равна 10—30 эВ для большинства металлов. Согласно правилу Кинчина— Пизе:
Лсм Еnep/2fCM.	(2.20)
Максимальную передаваемую энергию можно рассчитать исходя из предположения чисто упругого взаимодействия между твердыми шарами. Так, для нейтрона деления энергией 1,5 МэВ £Пеп(тах) равна 425 кэВ в углероде, 104 кэВ в железе и 25 кэВ в уране. С « « 25 эВ указанный нейтрон в этих металлах вызовет 8500, 2080 и 500 смещений соответственно (при исключении из рассмотрения ядер-ных реакций). На практике число смещений несколько меньше, особенно при больших значениях Е11ер (оно может составлять около одной трети рассчитанной величины).
Смещение атомов вызывают многочисленные изменения свойств металла. Обычно возрастают электрическое сопротивление, объем, твердость и предел прочности на растяжение или разрыв и уменьшаются плотность и упругость. Например, сопротивление меди возрастает на 9% после облучения нейтронами с флюенсом 6-Ю20 нейтр./сма, а упругость углеродистой стали снижается на 50% после облучения нейтронами с энергией 1 МэВ и флюенсом 5-Ю19 нейтр./сма.
Микрокристаллические свойства металлов под действием облучения частично изменяются. Если стальные сплавы, используемые для корпусов современных реакторов, достаточно устойчивы к облучению (когда они не содержат примесей Си, Р и S), то нержавеющая сталь (например, содержащая 18% Сг, 8%Ni) становится при облучении хрупкой вследствие образования микроскопических гелиевых пузырьков в результате реакций (гг, а) в 54Fe и примесях легких элементов (N, В и др.). Это явление еще больше усиливается при облучении металлического урана в реакторах вследствие образования газообразных продуктов деления. В результате такого радиационного эффекта металлический уран невозможно использовать в современных энергетических реакторах, в которых достигаются высокие дозы излучения. Поэтому тепловыделяющие элементы (твэлы) для энергетических реакторов изготовляют из неметаллических соединений урана.
Смещенные атомы могут возвратиться на свои первоначальные Места в решетке вследствие диффузии, если не попадут в потенциальную энергетическую яму, для освобождения из которой требуется некоторая энергия активации. Такую энергию можно обеспечить нагреванием или облучением электронами или у-квантами (они не вызывают новых смещений). Это «залечивание» дефектов, вызванных облучением частицами, обычно называют отжигом. Скорость теплового отжига возрастает с ростом температуры, а скорость радиационного отжига — с ростом дозы излучения. Для достижения заметного эффекта обычно требуются дозы в интервале мегарад.
В реакторах-размножителях на быстрых нейтронах суммарный поток нейтронов намного больше, чем в тепловых реакторах с водяным
45
охлаждением, энергетический спектр нейтронов имеет более высокие значения энергий. Поэтому в быстрых реакторах повреждения, связанные со смещением атомов, намного интенсивнее. Это обстоятельство представляет собой одну из наиболее сложных технических проблем, связанных с разработкой реакторов-размножителей на быстрых нейтронах.
В термоядерных реакторах энергия нейтронов, испускаемых в реакции Т—D, равна 14 МэВ, и, как полагают, потоки нейтронов в них превысят потоки в быстрых реакторах. Поэтому требуются интенсивные исследования по радиационной устойчивости возможных конструкционных материалов.
2.4.	НЕОРГАНИЧЕСКИЕ СОЕДИНЕНИЯ
Время пролета ядерной частицы высокой энергии в атоме равно около 10_1в с. За это время атом может перейти в возбужденное состояние или ионизироваться, но этого времени недостаточно для перемещения (принцип Франка—Кондона), если не происходит прямого соударения. С возбужденных атомов возбуждение снимается испусканием флуоресцентного излучения обычно в пределах около К)-8 с. Ионизация может завершаться просто захватом электронов или образованием «электронных дырок» в решетке, чаще в положениях, занимаемых атомами примесей. Возникающий в результате локальный избыток (или недостаток) заряда приводит к электронным состояниям с полосами поглощения в видимой и ультрафиолетовой областях спектра. Например, облучение LiCl приводит к изменению цвета соединения от белого к желтому. Аналогично LiF становится черным, КС1 — голубым и т. п. Облучение ионных кристалов приводит также к изменению и других физических свойств: проводимости, твердости, прочности и др. Часто при нагреве возвращаются первоначальные (или близкие к ним) свойства и цвет, что сопровождается эмиссией света; такое явление лежит в основе метода измерения дозы излучения, называемого термолюминесцентной дозиметрией.
Вслед за соударением между тяжелой бомбардирующей частицей (гг, р и др.) и атомом поглотителя в кристаллическом веществе ион отдачи образует вакансии в решетке, а после торможения может занимать неравновесное междоузлие (рис. 2.2). Локализованное распределение энергии обусловливает колебания решетки, которые могут завершиться некоторой переориентацией отдельных зон в кристаллической решетке. Такие кристаллические дефекты повышают энергию кристалла. При облучении полупроводников, у которых концентрация носителей заряда очень мала, может уменьшиться проводимость в результате образования дефектов решетки. Внедрение атомов в междоузлия делает графитовый замедлитель в ядерных реакторах более твердым и хрупким. Поскольку эти смещенные атомы имеют большую энергию, чем атомы решетки, то дислокации позволяют хранить довольно значительную часть энергии в облученном материале (эффект Вигнера). В случае реакторного графита при 30 °C и флюенсе 2-10’1 46
Йейтр./см* эта запасейная Эйергйя может достигать такой большой ве* личины, как 2000 кДж/кг. При комнатной температуре внедренные атомы возвращаются в свои обычные положения очень быстро (отжиг), но эта скорость сильно зависит от температуры. Если возвращение произойдет слишком быстро, то выделение энергии, связанной с эффектом Вигнера, может вызвать нагревание материала до температуры воспламенения. Это явление было причиной пожара на реакторе
4----1---1— 4-
---1_-|----1— Промехуточ----р _-----атом
—h г- 4----И —
+ -/4- - + - +
Катионная
вакансия а)
+-+-+-+
---1--1—
+ Q 4	Ь	I- Катионная
--Д---1-----вакансия
4—-----1---Ь
Анионная вакансия 5)
Рис. 2J2. Облученный кристалл с решеткой типа NaCl с дефектом по Френкелю (а) и Шоттки (б) (указаны вакансии отрицательных и положительных ионов)
с графитовым замедлителем в Великобритании в 1957 г., с выделением в окружающую среду большого количества радиоактивных продуктов деления.
Неорганические соединения под действием больших потоков нейтронов и у-излучений в ядерных реакторах разлагаются. Например:
KNO3->KNO2+y О2.	(2.21)
При высоких флюенсах давление кислорода в KNO3 вызывает растрескивание кристалла. Однако некоторые кристаллы довольно стойки, хотя могут окрашиваться, например Li2SO4, K2SO4, КСгО4, СаСО3.
Пока еще теория не разработана до такой степени, чтобы можно было количественно рассчитать радиационную чувствительность соединений. Обычно ковалентные бинарные соединения наиболее стойки к действию излучения. Примерами таких соединений являются UO2 и UC, стойкость которых к воздействию излучения позволяет использовать их в качестве реакторного топлива. В твэлах энергетических водо-водяных реакторов UO2 используется в форме небольших спеченных таблеток объемом около 1 см3. Под действием давления, создаваемого образующимися газообразными продуктами деления, эти таблетки при высоких флюенсах 1022 нейтр./см2) растрескиваются. Еще одно бинарное соединение, СО2, используется в некоторых реакторах в качестве теплоносителя; при облучении СО2 разлагается, образуя графит и полимерные соединения.
В смесях неорганических соединений могут протекать многие неожиданные и даже нежелательные реакции. Например, при радиолизе жидкого воздуха (часто используемого в исследованиях с излучениями) образуется озон, а при облучении влажного воздуха — HNO3.
47
Твердые неорганические соединения, в которых образуются радиационные дефекты, часто могут полностью восстанавливаться при нагревании. Такой термический отжиг может быть заметным даже при комнатной температуре. При облучении нейтронами перманганата калия при температуре жидкого воздуха образуется лишь 3% изотопа БвМп в облучаемом соединении, а при комнатной температуре — 22%. Это показывает, что уже во время облучения происходит определенный отжиг вследствие тепловых и радиационных эффектов.
Одно из первых наблюдаемых изменений, вызванных излучением, было потемнение стекла. Стекло часто содержит железо, марганец или другие металлы, которые имеют несколько состояний окисления с различной окраской. В результате облучения состояние окисления может измениться, что приводит к изменению окраски. Дислокации и свободные электроны также вносят вклад в изменение цвета стекла.
При химических и металлургических работах с высокоактивными веществами за ходом эксперимента необходимо следить через толстое стеклянное окошко, которое обеспечивает защиту от излучения.Чтобы избежать окраски стекла, в него добавляют небольшое количество (1—2%) элемента, который может служить улавливателем электронов, например СеО2, участвующего в реакции Се4++	Се3+. После
облучения дозой 106 рад прозрачность для света обычного стекла снижается до 44%, в то время как для стекла с добавкой СеО2 она составляет 89%.
Стекло отличается очень высокой стойкостью к повреждающему действию излучения благодаря своей некристаллической структуре «твердой жидкости». Поэтому дислокация в такой усредненной структуре поглощается практически в любом месте. Это обстоятельство обусловило выбор стекла в качестве матрицы для фиксации высокоактивных отходов, содержащих продукты деления и актиноиды, т. е. примерно 40 различных элементов. В частности стекла состава Li2O: В2О3: SiO2 были изготовлены для захоронения отходов, содержащих свыше 30% продуктов деления, хотя они рекомендуются для фиксации отходов с меньшим содержанием продуктов деления. При радиоактивном распаде актиноидов образуются а-частицы и атомы отдачи. Такие большие дозы, как 109 Гр (10й рад), соответствующие ~ 1018 а-распадам на 1 г стекла, приводят лишь к ничтожным изменениям в стекле. Образующийся газобразный гелий растворяется в стекле без образования пузырьков. Запасенная энергия при таких высоких дозах может достигать ~ 5 Дж/г, но при отжиге она выделяется медленно. Скорость выщелачивания стекла в воде, являющаяся важным фактором при хранении высокоактивных отходов, по-видимому, изменяется под действием таких высоких доз a-излучений незначительно.
2.5.	КОВАЛЕНТНЫЕ СОЕДИНЕНИЯ
При попытке установить связь между фотохимией и радиационной химией считают, что общим для них состоянием возбуждения является ионизация. Однако широкий интервал значений энергии и типа облу-48
Чающей частицы и приблизительно равное распределение энергии между ионизацией и возбуждением делают радиолиз намного более сложным явлением. Часто сходство результатов фотолиза и радиолиза является лишь внешним.
Общее представление. Общее действие излучения на ковалентные соединения можно разделить на несколько стадий (рис. 2.3). При прохождении через вещество излучение вызывает ионизацию вдоль трека частицы. Электроны от первичной ионизации часто имеет кинетическую энергию, достаточную, чтобы вызвать вторичную ионизацию. Количество случаев вторичной ионизации намного больше случаев первичной ионизации, но кинетические энергии вторичных элек-
Тормозное излучение
Шпора от вторичного электрона с энергией 10-100 эВ (на 501 опины трека образуются 1-3 пары ионов и 3-10 возбужденных атомов)
Рис. 2.3. Трек, образованный ионизирующей частицей в конденсированном веществе. Расстояние между ионными парами, образованными вдоль трека, равно около 104 А для у-квантов, (1—5) -103 А для быстрых электродов и около 10 А для медленных электронов (~100 эВ) и а-частиц. На каждую пару ионов образуется также несколько возбужденных атомов
тронов в среднем меньше. Вторичные электроны при столкновении с молекулами вызывают возбуждение более высоких электронных и вибрационных состояний с последующим снятием возбуждения путем флуоресценции, передачи энергии при соударениях и различные формы молекулярной дислокации. В результате этих процессов образуются различные молекулярные фрагменты, существующие в виде ионов и радикалов. Существование неспаренного электрона на одной из внешних орбит обусловливает чрезвычайную активность этих радикалов. Естественно, плотность продуктов реакции больше в конденсированном веществе, чем в газе, и ее можно оценить по величине ЛПЭ. Приблизительная шкала времени для различных событий приведена в табл. 2.2.
Ко второй стадии процесса эти фрагменты соединений взаимодействуют с образованием нейтральных молекул, новых ионов и радикалов.
В общем протекают ионно-молекулярные реакции типа
АВ+ + CD АС+ 4- BD.	(2.22)
Электроны, образующиеся при ионизации, рекомбинируют либо с положительными ионами, либо с фрагментами с высоким сродством к электрону. Процесс рекомбинации часто достаточно экзотермичен и приводит к разрыву связи с образованием новых ионов и радикалов. Плотность ионизации в газе относительно ниже, чем в конденсированной системе, поэтому ионы и радикалы диффундируют и рекомбинируют на некотором расстоянии от мест образования. В конденсированной среде повышенная частота соударений и «эффект клетки»
49
Таблица 2.2. Шкала времени для радиолиза ковалентных соединений
Событие	Приблизительно» время, с
Прохождение электрона с энергией 1 МэВ через молекулу Возбуждение молекулы Молекулярная вибрация Молекулярное вращение Время соударения в газе при 1 бар Время соударения в жидкости Период полураспада излучения возбужденной молекулы Достижение химического равновесия в облученных системах	ю-1» ю-15 ю-14 ю-1’ 10-ю ю-9 ю-8 ю-в
окружающих молекул приводят к значительно более быстрому поглощению энергии и, как следствие, большей вероятности рекомбинации в локальном объеме (эффект Франка—Рабиновича)» Концентрация ионов и радикалов в этом локальном объеме представляет собой функцию плотности ионизации, и поэтому она больше для а-частиц, чем для у-излучения. Полные эффекты в конденсирован* ных средах больше зависят от энергии и типа излучения, чем в газах. В разбавленных растворах молекулы растворителя поглощают энергию излучения, подвергаясь радиолизу. Влияние растворенного вещества можно установить при рассмотрении вероятных реакций с продуктами, образующимися при облучении растворителя.
Приблизительно через 10~17 с трек растворяется и продукты реакции диффундируют в окружающее вещество. Можно считать, что химическое равновесие достигается в пределах 10~6 с, хотя конечные продукты могут содержать долгоживущие метастабильные радикалы.
Экспериментальные методы. Исследования в радиационной химии развивались в двух направлениях. Изучали либо стадии первичной реакции до наступления химического равновесия, либо конечные продукты. Последнее исправление имеет важное практическое значение (для реакторной технологии, биологического действия излучения и т. п.), первое обеспечивает понимание основ радиационных процессов.
Много сведений о радиационных процессах было получено с помощью метода импульсного радиолиза, в котором образец облучается импульсным пучком частиц от ускорителя. При длительности импульса ~1 мкс и частоте 200 Гц с электронами 5—10 МэВ удается получить интенсивность излучения 200 000 рад в импульсе. Импульсы длительностью около 0,3-10~12 с можпо получать с регистрацией эмиссионного спектра от облученного образца, начиная с 10-8 с после конца импульса облучения. Обычно спектр поглощения продуктов регистрируется при освещении образца внутренней вспышкой или непрерывным монохроматическим источником света. Спектр поглощения даст информацию о первых образовавшихся продуктах, а временная зависимость спектра обеспечивает данными о периоде полураспада продуктов облучения. С помощью этого метода можно достичь разрешения порядка 10~13 с.
Продукты радиолиза исследуют методом масс-спектрометрии, часто в сочетании с газовой хроматографией. Метод масс-спектрометрии можно также применять для непосредственного исследования продуктов радиолиза в том случае когда удается осуществить радиационный процесс в ионном источнике масс-спектрометра.
В радиационной химии наиболее часто при исследовании образования свободных радикалов применяется метод электронного парамагнитного резонанса (ЭПР), с помощью которого измеряют число неспаренных электронов и определяют их положение в молекуле. Для этой цели необходимо «ловить» свободные радикалы перед их последующим взаимодействием, что выполняется либо про* ведением облучения в матрице, содержащей молекулы, реагирующие с радикалами, либо при очень низкой температуре, при которой радикалы замораживаются 50
и их можно исследовать соответствующим методом после завершения облучения. «Ловушками» для свободных радикалов служат NO, О2, галогены и некоторые органические ненасыщенные соединения.
Возбуждение молекул. На рис. 2.4 представлена диаграмма потенциальной энергии двухатомной молекулы, ее электронное основное, первое и второе возбужденные состояния, А, А* и А** соответственно. Основное состояние обычно бывает синглетным (антипараллельный спин валентных электронов), а возбужденные состояния могут быть синглетными или триплетными (параллельный спин внешних электронов). Горизонтальные линии диаграммы связаны с вибрацион-
ными подуровнями энергии электронного состояния с самым низким подуровнем для каждого электронного состояния. Если вибрационная энергия, присоединенная к молекуле при взаимодействии с другим фрагментом, например частицей, обладающей достаточной энергией, имеет величину, равную Gn (см. рис. 2.4), то результирующая вибрация приводит к дислокации молекулы. Такое событие протекает за время около 10~18 с.
Стрелка, проходящая от уровня G1 до уровня Еа, показывает возбуждение молекулы от основного до нового состояния, в котором у молекулы как электронное, так и вибрационное состояния являются возбужденными. Такое двойное состояние возбуждения обозначается А*.
Вибрационная энергия может быть израсходована в результате взаимодействия с окружающими атомами по следующей схеме:
А; + В->-АЧ-Вкин. (2.23)
л'А
Межатомное расстояние
Рис. 2.4. Диаграмма потенциальной энергии двухатомной молекулы для различных возбужденных состояний
Этот процесс протекает также довольно быстро (в пределах 10~п с). При следующем взаимодействии молекула может испустить фотон, который приведет к переходу с уровня Ех на G2. Продолжительность этого процесса зависит от того состояния А*, в котором находится молекула, — является оно синглетным или триплетным. При синглетном состоянии снятие возбуждения происходит в пределах 10~8 с флуоресценцией, а при триплетном состоянии время значительно больше и составляет 10~6—10 с (высвечивается путем фосфоресценции). Вслед за этой эмиссией молекула может перейти с уровня Ga на уровень Gx после потери вибрационной энергии в процессе последующего соударения:
Ав Н- С —> А + СКии.
(2.24)
Символы Вкин и СК1Ш показывают, что молекулы (или атомы) В и С получили при соударении некоторую кинетическую энергию. Изображенное на рис. 2.4 второе возбужденное электронное состояние А** является состоянием отталкивания. Если молекула возбуждается до этого состояния, что может легко произойти в результате взаимодействия с бомбардирующей частицей высокой энергии, то она при этом немедленно диссоциирует (в пределах времени Ю-^з с).
Реакции продуктов облучения. Первоначальными продуктами при облучении являются возбужденные молекулы, радикалы и ионы. Возбуждение с них может сниматься в результате реакций с соседними соединениями, эмиссии фотонов, дислокаций или внутренних преобразований. Первоначально молекула возбуждается локально в определенной химической связи. Однако энергия возбуждения быстро распространяется по всей молекуле. Если энергия возбуждения превышает энергию какой-либо связи в молекуле, эта связь разрывается. Вследствие различий в энергиях связи вероятность диссоциации насыщенных
51
органических соединений больше вероятности диссоциации ненасыщенных. Реакция
СН3ССН3 -> СН3СО • + СН3 •	(2.25)
II
О
является примером образования радикалов при разрыве слабейшей связи в мо* лекуле, хотя первичное возбуждение имело место для связи С = О. Все факторы» которые повышают время жизни возбужденной молекулы, способствуют уменьшению выхода продуктов разложения, поскольку молекула имеет больше времени для рассеяния энергии возбуждения при соударениях.
Возбужденные атомы при соударениях могут образовывать ионы следующим образом:
A*+D^[A+]* + D’.	(2.26)
Время протекания этого процесса приблизительно 10~7 с, называется он переносом электрона (или переносом заряда). Этот процесс является обычным при облучении водных растворов, содержащих ионы металлов, имеющих несколько валентных состояний. Например:
[Fea+ . . . НаО]*-> [Fe3+ . . . HaO’J* -> Fe3+ + H. + ОН~.	(2.27)
В этой реакции электрон переносится от Fea+ к Н2О, в то время как Н2О диссоциирует на анион гидроксила и водородный радикал. Подобным образом часто взаимодействуют возбужденные молекулы и радикалы. Возбужденные молекулы имеют короткие времена жизни, и путем соударений и диссоциации образуют свободные радикалы, которые имеют намного большие времена жизни.
2.6.	РАДИОЛИЗ ОРГАНИЧЕСКИХ СОЕДИНЕНИЙ
Радикалы, образующиеся в органических растворителях, могут быстро вступать в реакцию с соседними молекулами. Поскольку концентрация радикалов невелика, то реакции радикал—радикал не известны. Выход продукта относится к реакции радикал—молекула и почти не зависит от величины ЛПЭ.
Выход продукта в органическом веществе обычно меньше зависит от присутствия кислорода, чем радиационно-химические выходы в воде. Однако присутствие небольших количеств посторонних веществ может значительно влиять на радиационно-химический выход основного компонента; если выход возрастает, этот процесс называется сенсибилизацией. Например, небольшие количества СС14 в стироле повышают при облучении выход полимера. Установлено также, что при сорбции на силикагеле углеводородов возрастает примерно в 10 раз (радиационный катализ).
Органические молекулы в общем имеют сложное строение, поэтому при радиолизе следует ожидать образования большого числа соединений. В случае радиолиза систем, содержащих Н, С и О, помимо молекул, больших или меньших, чем первоначальные, образуютсяхН2, СО и СО2. В углеводородах 'обе связи С—С и С—Н разрываются. 52
Ниже приведены значения G для главных продуктов радиолиза метана СН4:
б(Н,)-5.7	6(//=С4Н,о) =0,11
G (С,Н<) = 2.2	G (изо = С4Н|0) =0,04
б(С.Н4) =0,7	G(C5Hl2) =0,001
G(C3He) =0,36	G(CeHl4) =0,001
G(C3H<)=0.04	G[полимер (СН2) п]-2,1
Образование таких простых молекул, как С3Н8, нельзя объяснить простыми радикальными комбинациями, но они, вероятно, образуются по ионно-молекулярным реакциям.
В присутствии воздуха первичные спирты образуют альдегиды, а вторичные — кетоны в небольшом количестве. Карбоновые кислоты подвергаются декарбоксилированию, причем основными продуктами являются СО2 и углеводороды. Обычно считают, что облучение приводит к разрыву связи углеродной цепочки у функциональной группы, однако это наблюдается не всегда, например в случае ацетона. Этот разрыв, возможно, происходит не в первичном процессе, а может быть результатом вторичных реакций; кроме того, методы экспериментального определения наиболее чувствительны при исследовании функциональных групп. Алифатические галогенозамещенные соединения весьма чувствительны к облучению, поскольку связь углерод—галоген относительно слабая. В этом случае образуются Н2, НХ, Х2 (где X — галоген) и галогенозамещенные углеводороды.
Полимеризация возрастает при повышении степени ненасыщенности и увеличении длины углеродной цепи. Если в случае простых алифатических соединений с низкой молекулярной массой полимеризация невелика (G = 2), то она намного больше в случае олефинов и еще значительно больше для соединений ацетиленового ряда (G < 70). При облучении полимеров, например, полиэтилена между цепочками образуются поперечные связи; разрушение основной цепи или боковых цепочек является также основным эффектом облучения в других полимерах. Для электронов с энергией 2 МэВ величина G для превращения протеина (например, боковой цепи аминокислот альбумина бычьей сыворотки) равна 5—10, но она значительно меньше для ферментов, например 0,1 для инактивации РНК.
При облучении у-излучением в0Со-источника выход водорода из циклогексана в 150 раз больше выхода из бензола, что объясняется значительно большей устойчивостью возбужденных состояний ароматических систем. Присутствие л-электронов уменьшает вероятность локализации энергии возбуждения в специфической связи. В результате энергия возбуждения распределяется по всему углеродному кольцу и возбуждение в значительно большей степени снимается передачей энергии при соударениях, чем диссоциацией. Из известных соединений наиболее стойкими к действию излучения являются соединения, содержащие ароматические кольца (полифенилы) и системы с конденсированными кольцами (например, нафталин и др.). Их радиационная стойкость позволила изучать возможность использования подобных жидких ароматических углеводородов в качестве теплоносителей в
53
Таблица 2.3. Действие у-излучений на органические соединения, имеющие техническое применение (все значения приведены в Мрад)
Соединение	Изменение наблюдалось при	Непригодно для использования	Соединение	Уменьшение основного свойства на 25%
Олефины	0,5	1	Тефлон	0,01
Силиконы	0,5 1	5	Ацетатцеллюлоза	0,2
Минеральные масла		10	Полиэтилен Поливинилхлорид	0,9 1
Алкизамсщенные ароматические углеводороды	10	50	Полистирол	40
Полифенилы	50	500	Неопрен, силоксановый каучук Натуральный каучук	0,06 0,25
ядерных реакторах. Радиационная стойкость этих соединений уменьшается с увеличением размера алифатических боковых цепочек, но никогда не достигает таких высоких значений G, как в случае чисто алифатического соединения. Первичным продуктом радиолиза ароматических соединений являются полимеры. Значения G для большого числа систем были систематизированы Гайсинским.
В табл. 2.3 приведены эффекты воздействия у-излучения на некоторые практически важные органические соединения. При действии на масла наблюдались изменения вязкости и кислотности, в пластмассах обнаружены разрывы поперечных связей, у эластомеров, например каучука, изменялась эластичность. В случае полиэтилена наблюдались следующие эффекты: при 1—ЮМрад предел прочности при растяжении возрастал, в интервале 10—200 Мрад облученное вещество становилось резино- или железоподобным, при 200—500 Мрад делалось твердым и при дозе более 500 Мрад превращалось в стеклоподобное, но с большой эластичностью.
Переработка облученного ядерного топлива включает процессы экстракции органическими растворителями. В этих процессах растворители подвергаются сильному облучению с последующим разложением. При проектировании заводов по переработке ядерного топлива необходимо учитывать влияние продуктов радиолиза.
Меченые соединения подвергаются радиолизу в результате радиоактивного распада.Степень радиационного эффекта зависит от периода полураспада, энергии распада, удельной активности образца и значения G для разложения. Присутствие других соединений может оказывать сильное влияние на степень их разложения. Ароматические соединения, например бензол, используемый в качестве растворителя, могут служить защитной средой для уменьшения радиационного «саморазложения», в то же время вода или кислород ускоряют разложение.
Дозы излучения 107 рад могут вызвать разложение до величины порядка 1%. Образцы, удельная активность которых превышает 1 Ки/мольдля 14С или 10 Ки/моль для 3Н, могут получать указанную 54
ДоЗу да Перйод брешей и около года. Образцы можно хранить в растворе бензола в вакууме или при низкой температуре, чтобы максимально уменьшить возможность их разложения под действием собственного излучения, если продукты разложения являются нежелательными в проводимых экспериментах, образцы следует очищать перед использованием.
2.7.	РАДИОЛИЗ ВОДЫ
При радиолизе воды образуются Н2, Н2О2, Н+, ОН- и промежуточные продукты Н- и НО- в различных количествах в зависимости от ЛПЭ, pH и содержания растворенных газов (особенно OJ (рис. 2.5). Эти реакции играют важную роль в технологии реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода.
Первую стадию радиолиза воды можно представить следующим образом:
Н2О — НаО+ + е-,	(2.28)1
где символ обозначает действие излучения. В нейтральных и основных растворах электроны при взаимодействии становятся: гидратированными:
ег + лН2О — еГндр,	(2.29)
где вгидр — гидратированный электрон.
Рис. 2.5. Зависимость G от ЛПЭ при радиолизе воды для 0,4 М H2SO4 (а) и нейтрального раствора (б)
55
Время этой реакции составляет около 0,2 пс. (В органических растворителях сольватация протекает намного медленнее: 2 пс в метаноле и 10 пс в этаноле.)
Гидратированный электрон, как было показано, является одной из главных восстановительных форм в облученных водных растворах:
ег-ндр + Н2О-> ОНгйдр + Н. k = 1,6 м-^с-1,	(2.30)
где k — константа скорости реакции.
В кислых растворах электрон взаимодействует с протоном чрезвычайно быстро и образует радикал водорода:
еГидр + Н3О+->НГндр б = 2-1010 м-^с-1.	(2.31)
После 10~8 с в облученной воде содержатся Н2, Н2О2, НГИДр, НОгндр, е™ДР, ОН- и Н3О+. Их выходы, полученные в воде, охлаждающей реактор, представлены в табл. 2.4. Однако необходимо провести значительные исследования, чтобы установить, каким образом первоначально образуются некоторые из этих форм.
Таблица 2.4. Значения Л ПЭ и (/при облучении в реакторе
Энергия источника	Первоначальная величина ЛПЭ, эВ/А	Выход, число на 100 эВ							
		Н,0	Н,	н+егидр|	н 1	егидр	Н,О,	ОН	НО,
3. У	0,02	3,74	0,44	2,86	0,55	2,31	0,70	2,34	0,00
Нейтроны	4,0	2,79	1,12	0,72	0,36	0,36	1,00	0,47	0,17
(п, a)7 Li * Расчетные 31	24 качения.	3,30	1,70	0,20	0,16*	0,04*	1,30	0,10	0,30 .J
При облучении воды тяжелыми частицами плотность ионизации высока и эффект «клетки» служит причиной локального соединения радикалов с образованием Н2 и Н2О2. При облучении электронами и у-квантами более низкая плотность ионизации допускает значительно большую диффузию радикалов в пределах локального объема; в аэрированных растворах образуются НО2«, Н+ и О-.
В очень чистой воде по существу не происходит разложения под действием у- и рентгеновского излучения, поскольку достигается устойчивое состояние, при котором скорость диссоциации равна скорости рекомбинации согласно следующим реакциям:
Н2 + НО-->Н- +Н2О;	(2.32)
Н- + НА-* НО- + Н2О;	(2.33)
Н- + НО- Н2О.	(2.34)
Присутствие даже небольшого количества примеси (если эта примесь имеет большое сродство к радикалам) приводит к разложению в результате конкуренции с указанными ранее реакциями:
х- + НО- -> X + он-;	(2.35)
X + Н--*Х" + Н+.	(2.36)
66
Такие примеси называют акцепторами', они повышают концентрацию продуктов радиолиза Н2 и Н2О2.
В ядерных реакторах, когда вода используется в качестве теплоносителя и замедлителя, необходимо использовать как можно более чистую воду, чтобы уменьшить ее диссоциацию во время пребывания в реакторе. Во избежание аварий необходимо принимать тщательные меры по предотвращению образования взрывоопасных смесей На и О2 во всех реакторах. Кроме того, продукты разложения воды могут повысить коррозию твэлов, конструкционных материалов и др. Во многих реакторах используется Na в качестве защитного газа. В этом случае радиолиз может приводить к образованию HNO3, однако ее образование можно подавить избытком Н2, который приводит к преимущественному образованию NH3. Значение pH воды можно регулировать давлением газообразного На.
2.8.	РАДИОЛИЗ ВОДНЫХ РАСТВОРОВ
В разбавленных водных растворах отношение растворенного вещества к растворителю настолько мало, что поглощение энергии наблюдается практически только для молекул воды. Химические изменения, наблюдаемые в растворах, являются результатом взаимодействия с возбужденными молекулами воды и с продуктами радиолиза воды. Наиболее часто наблюдаемые реакции — это реакции окисления с радикалами ОН и восстановления с радикалами водорода и гидратированными электронами.
Радиационно-химические выходы для окисления Fe2+ и восстановления Се4+ в слабокислых растворах показаны на рис. 2.6.
Линейная передача энергии является определяющим фактором радиационного эффекта, но мощность дозы влияет на радиационнохимический выход таким образом, что при очень высоких мощностях дозы у-облучения выходы приблизительно такие же, как и при высоких значениях ЛПЭ. Присутствие воздуха сильно влияет на выход Fe3+. Установлено, что
G (Fes+)Do3nyx = Ж (Н2О2) + 3G (Н-) + G (НО-).	(2.37)
На выход Fe3+ влияют реакции с О2, препятствующие образованию Н2О2 и радикалов. Другие вещества могут повышать значение G (Fe3b) еще более, чем воздух, например добавление деаэрированного этанола увеличивает G (Fe3+) по сравнению с воздухом в 75 раз, а муравьиная кислота — в 250 раз.
Восстановление Се4+ протекает независимо от растворенного воздуха; суммарная величина G может быть представлена следующим образом:
G (Се3+) - 2G (НаО2) + G (Н-) - G (НО-).	(2.38)
Обе описанные системы используют для определения доз.
Когда концентрация водных растворов превышает 0,1 м, растворы подвергаются прямому радиолизу. В результате продукты радио-
лиза раствора могут сами реагировать с водой или с продуктами радиолиза воды.
При облучении растворов, содержащих сульфат, сульфит или суль-фид-ионы, быстрыми нейтронами образуется радиоактивный фосфор по реакции saS (л, р) заР почти исключительно в форме ортофосфата. Однако в зависимости от окислительно-восстановительных условий раствора можно наблюдать в чрезвычайно небольших количествах восстановленные частицы фосфора. В отличие от этого при облучении
Рис. 2.6. Зависимость радиационно-химического выхода при окислении Fe2+ и восстановлении Се4+ в слабокислом растворе (H2SO4) от величины ЛПЭ (кривые получены на основании результатов исследований различных авторов, проведенных с рентгеновским, у-излучением, а-частицами, а также с ускоренными дейтронами и ионами гелия)
растворов NaHPOi медленными нейтронами фосфор образуется в различных состояниях окисления, таким образом, Р (+1), Р (4-3) и Р (+5) появляются в таких формах, как гипофосфит, фосфит и ортофосфат. Поскольку все эти формы довольно устойчивы в водных растворах, их можно определять методом электрофореза на бумаге. В общем можно считать, что при облучении растворов кислородсодержащих анионов медленными нейтронами центральный атом переходит в другое валентное состояние (обычно более восстановленное) в результате (п, у)-реакций. Например, марганец в состоянии Мп (+7) в МпОг при захвате нейтрона переходит в БвМп2+. Однако, если валентное состояние продукта неустойчиво в условиях, существующих в раст-53
воре, оно может немедленно окислиться до более устойчивого валентного состояния.
При радиолизе раствора могут образоваться продукты, которые изменяют химическое равновесие компонентов раствора. Например, а-распад плутония вызывает разложение воды; в растворе, содержащем 1 моль аз9Ри, образуется около 0,01 моля Н2О2 в 1 сут. Полученная перекись водорода реагирует с плутонием с выпадением в осадок пероксида плутония. Чтобы избежать образования осадка, в раствор добавляют нитрит-ионы, которые вступают в реакцию с образующимися при радиолизе радикалами ОН и исключают образование Н2О2.
В теле человека содержится около 65% воды и с радиационной точки зрения его можно рассматривать как водный раствор. В общем считают, что радикалы ОН, образующиеся при радиолизе, являются преимущественно ответственными за биологические эффекты. Некоторые вещества, которые легко вступают в реакцию с радикалами ОН, при введении в биологические системы уменьшают степень их радиационного повреждения. Такими биологическими защитными реагентами, например, являются нитрат, пропиламин, бензойная кислота, цистеин [HS-CH2*CH (NH2)-COOH) и тиолы (RSH). Последние при облучении окисляются до RSSR. Установлено, что летальная доза (LD50) (см. гл. 3) возрастает в 5 раз при введении RSH.
2.9.	ИЗМЕРЕНИЕ ДОЗ ИЗЛУЧЕНИЯ
Количество энергии излучения, поглощенное веществом, измеряется дозиметрами. Их действие основано на различных эффектах и процессах, включая: 1) количество ионов, образующихся в газе; 2) химические изменения в жидкостях или фотографических эмульсиях; 3) возбуждение атомов стекла или кристаллов; 4) тепло, выделяемое в калориметре.
Важным и точным прибором для измерения ионизирующего излучения является ионизационная камера, представляющая собой небольшой заполненный газом объем с двумя заряженными электродами. Когда излучение ионизирует газ, находящийся между двумя электродами, катионы перемещаются к катоду, а электроны к аноду, что предотвращает их рекомбинацию. Измерение разряда обеспечивает определение ионизации и соответствующую дозу. Такие дозиметры могут быть изготовлены довольно небольшими с очень тонкими стенками, так чтобы вторичные электроны, образующиеся при взаимодействии излучения со стенками камеры, не вызывали дальнейшей ионизации в объеме газа. Универсальность и точность этого типа дозиметра позволили широко использовать его для точного измерения мощностей доз у-излучения. Наиболее известной формой такого дозиметра является дозиметр типа «карандаш» (рис. 2.7, б), который изготавливается как для прямого измерения поглощенной дозы, так и в форме, используемой с дополнительным измерительным устройством. Измеряемые дозы находятся в интервале от 0,02 до 1000 рад. Правилами Комиссии по ядерному контролю США предусмотрено прямое измерение дозы кар-
59
манным дозиметром а Интервале от нулй До, по крайней мере, 200 мбэр.
Фотографические эмульсии, чувствительные к ионизирующему излучению, при последующем проявлении темнеют. Они используются в пленочных дозиметрах для измерения доз 0-, у- или нейтронного излучения (рис. 2.7, а). Для дискриминации различных видов излучений пленки покрываются фильтрами или экранами. Несмотря на то что можно использовать пленки любого типа, были разработаны специальные ядерные эмульсии. Получаемая доза прямо пропорциональна оптической плотности экспонированной пленки. Пленочные дозиметры с успехом используют в таком же интервале доз, как и карманные дозиметры; оба типа дозиметров применяют для индивидуальных измерений. Если карманный дозиметр позволяет непосредственно измерять дозу, то при использовании пленочного требуется проявление пленки.
Наиболее широко применяемый стеклянный дозиметр изготавливают из фосфатного стекла, содержащего 5—10% полимера (AgPO3). Небольшой кусочек стекла объемом несколько кубических сантиметров защищают от света непрозрачным покрытием. При облучении стекла в нем образуются свободные электроны, которые после удаления защитного покрытия испускают ультрафиолетовое излучение. Испускаемое флуоресцентное излучение можно измерять фотометрически, причем количество этого излучения пропорционально полученной дозе до 1000 рад.
113 4 56 7546 3 219
Рис. 2.7. Типы дозиметров:
а — пленочный дозиметр (/ — тонкая пластмассовая пленка. 2 — толстая пластмассовая пленка, 3 — окошко, 4 — пластинка из кадмия и свинцовая пластинка, 5 — пластинка из дюраля, 6 — пластинка из олова и свинца, / — краевая защита из свинца, 8 — полоска из индия, 9 — фотографическая пленка); б — карманный дозиметр для непосредственного определения дозы (/ — стеклянное окошко, 2— разрядная трубка, 3 — изолятор, 4 — алюминиевая трубка, 5 — металлическая опора, 6 — закрепленная металлическая пластинка, покрытая кварцем, 7 — перемещающаяся металлическая проволока, покрытая кварцем, 8 — металлический цилиндр, 9 — линза, 10 — прозрачная шкала, // — смотровое окошко)
1	k
60
Последней разработкой является термолюминесцентный дозиметр (ТЛД), который используется в широком интервале значений от 0,0001 до 1000 рад. Детектором такого дозиметра является либо кристаллический порошок CaFj, LiF или подобного соединения, либо чистый или содержащий добавки пластмассовый диск состава, подобного тефлону. Облучение приводит к ионизации и образованию свободных электронов в кристаллической решетке. При нагревании происходит рекомбинация с испусканием света, который измеряют фотометрически. Свободные электроны находятся на разных энергетических уровнях или при медленном нагревании высвечиваются в порядке возрастания энергии уровней. Следовательно, можно вначале измерять дозу по рекомбинации электронов, находящихся на самых низких энергетических уровнях, а при более высокой температуре измерять дозу, соответствующую образовавшимся электронам, находящимся на более высоких уровнях. Конструкция ТЛД подобна конструкции карманных дозиметров с экранами для различных видов излучения; образец такого дозиметра изображен на рис. 2.7, б. С помощью свинцового фильтра таким дозиметром можно измерять независимо от энергии рентгеновское и у-излучение с энергией 0,02—20 МэВ.
Последней модификацией приборов такого типа является термотоковый дозиметр. Детектором в нем служит тонкий диск (диаметром 10 мм и толщиной 1 мм) из синтетического кристаллического сапфира, заключенного между тонкими металлическими электродами. При нагревании кристалла, получившего определенную дозу излучения, выделяются свободные электроны, которые дают ток между электродами. Пиковое значение или суммарный ток является мерой поглощенной дозы, Этот метод измерения называется ТТ (термотоковой)-дозиметри-ей. В связи с тем что измерение электрического тока проще измерения света, со временем ТТ-дозиметры, возможно, заменят ТЛД.
Было предложено большое число химических дозиметров, основанных на радиолизе химических соединений как органических, так и неорганических. В качестве примера можно привести дозиметр с СНС13. Он представляет собой двухфазную водно-органическую систему. При облучении образующийся НС1 меняет pH почти нейтральной водной фазы. Интенсивность окраски индикатора pH соответствует дозе. Такой дозиметр пригоден только для очень больших доз (104—107 рад).
Действие наиболее широко применяемого химического дозиметра основано на окислении Fe2+ до Fe3+. «Железный дозиметр» (дозиметр Фрике) представляет собой водный раствор приблизительно следующего состава: 0,001 М Fe (NH4)2 (SO4)2, 0,001 М NaCl и 0,4 М H2SO4.
Количество Fe3+, образующегося при облучении, определяют спектрофотометрически, поглощенную дозу в радах рассчитывают по уравнению:	_ _
р = гбо.ю-^р-5,) ,	(2 39)
1000-expG (Fe3+)
где D и Dq — оптические плотности облученного и необлученного образцов при молярной экстинкции е = 2174 при 300 ммк; х — длина ячейки (кюветы), см; р — плотность раствора (1,024 г/см3 при 15—
61
25 йС). Значение б зависит отчасти от ЛПЭ, как зто следует из зависимости, представленной на рис. 2.6. Дозиметр Фрике надежно работает до мощностей доз около 108 рад/с и может использоваться в интервале 100—50 000 рад. В одной из известных модификаций такого дозиметра раствор содержит NaSCN, который при облучении приводит к образованию интенсивно красного комплексного иона Fe (SCN)J+.
В 1925 г. Еллис и Уортер, используя RaE (210Bi), получили путем калориметрических измерений первое доказательство, что максимальная и средняя энергии 0-излучений различны. Точность измерений с погрешностью около 1 % может быть получена при интенсивности поглощения энергии p-излучения в калориметре 10-6 Дж/с, что соответствует приблизительно 0,7 МэВ средней энергии для образца с активностью 1 мКи. Если средняя энергия а- или р-излучающего нуклида известна, калориметрическое измерение интенсивности испускания энергии можно использовать для расчета удельной активности.
Если можно измерить или рассчитать число, энергию и тип ядерных частиц, поглощенных веществом, то можно рассчитать поглощенную дозу. Такие расчеты являются весьма важными, особенно в области радиационной защиты.
2.10.	РАДИАЦИОННО-ХИМИЧЕСКИЙ СИНТЕЗ
Радиационные эффекты находят практическое применение в производстве некоторых органических соединений. Начиная с 1963 г. бромистый этил (анестетик) производится в промышленном масштабе облучением газожидкостных смесей этилена и бромистого водорода в бромистом этиле у-квантами б0Со.
Стадии реакции следующие:
НВг —Н- + Вг-;	(2.40а)
Вг- +С2Н4->ВгС2Нг.	(2.406)
Этот продукт реагирует с НВг:
ВгС2Н4 • + НВг ВгС2Н5 + Вг-.	(2.41)
Образование нового радикала бромида приводит к цепной реакции с выходом G, равным 105. При использовании источника 60Со активностью 1800 Ки выход составляет 500 т/год.
Полимеризацию органических соединений, протекающую по радикальному механизму, можно ускорить с помощью ядерного излучения. Излучение можно также использовать для улучшения свойств полимеров. Облучение вызывает образование радикалов и сшивание длинных углеродных цепочек. В обычном полиэтилене только несколько процентов молекул являются сшитыми. Облучение дозой 107 рад повышает долю сшивок до 60%. Полученный таким способом полиэтилен более термостоек, прочен и менее подвержен растрескиванию. Обычный полиэтилен размягчается при 90 °C, а облученный дозой 2-106 рад имеет температуру размягчения около 150 °C. В результате улучшения свойств под действием излучения становится возможным изготовление 62
очень тонких полиэтиленовых пленок. В настоящее время путем облучения электронами производят в год несколько тысяч тонн таких пленок, которые используются в качестве покрытий, изоляционных материалов и термоусадочных упаковочных материалов.
Сшивание в случае смеси двух или более мономеров приводит к образованию смешанных полимеров со свойствами, отличными от свойств исходных материалов. Новые типы материалов были получены сополимеризацией синтетических и природных полимеров, например древесины, бумаги, хлопка и др. с винилпроизводными, стиролом и др. Один из процессов состоит в пропитке древесины мономером с последующей полимеризацией и сополимеризацией под действием у-излучения. Получаемый материал (привитой сополимер) менее эластичен, но отличается большей твердостью и очень высокой прочностью, что позволяет использовать его в качестве паркета для полов. Значительное улучшение наблюдается при облучении пенополиэтилена также в результате сшивания; облученный материал имеет более гладкую поверхность и поры, которые равномерно закрываются даже после тридцатикратного увеличения объема.
На полимер можно воздействовать излучением очень низкой энергии, что обусловливает только изменение свойств поверхности материала. В результате свойства поверхности могут отличаться от свойств основной массы материала, что позволяет его окрашивать, делать устойчивым к статическим зарядам, к действию масел и др.
Радиационно-химический синтез имеет некоторые преимущества перед фотохимическими или каталитическими процессами:
1)	распределение энергии в материале более однородно, даже в конденсированных системах;
2)	реакция может протекать при обычных давлении и температуре;
3)	скорость образования можно регулировать и не требуется дорогостоящий катализатор;
4)	для радиационной обработки необходимо меньше энергии (особенно при у-облучении), чем при использовании тепла и давления;
5)	можно использовать внешние источники, излучение которых проникает в реакционный сосуд;
6)	реакции можно иницировать даже в твердых телах.
Главный недостаток радиационно-химических процессов — относительно высокая стоимость облучения при получении продуктов с малыми G.
В указанных примерах используется излучение от ускорителя или у-излучение в0Со. При обработке высокоактивных отходов энергетических реакторов можно извлечь большие количества 137Cs для использования в качестве источника излучения.
2.11.	СПЕЦИАЛЬНЫЕ ПРИМЕНЕНИЯ
В ряде областей используется явление ионизации газов под дейст-Ьием ядерных излучений. Образование статического электричества можно исключить установкой ос- или 0-источников в аналитических
63
весах. Аналогично, но в гораздо большем масштабе проводится борьба с образованием статического электричества в бумажной, текстильной и лакокрасочной промышленности.
Для анализа газа в потоке разработан ионизационный прибор с небольшим радиоактивным источником. Для источника с постоянным излучением число ионов, образующихся в газе , зависит от скорости по-тока газа, его температуры, давления и состава атомов. Зависимость ионизации от состава атомов является следствием различия ионизационных потенциалов атомов газа и различий вероятности электронного захвата и соударения. Ток ионов собирается на электроде и измеряется. Этот ток зависит от давления и скорости протекания газа. Чем выше давление, тем больше образуется ионов, но чем выше скорость, тем меньше ионов собирается на электроде, так как больше ионов уносится газом. Такие ионизационные приборы используются в газовой хроматографии, а также в системах для обнаружения дыма. В приборах для обнаружения дыма в качестве источника обычно используют ^Аш активностью < 1 мкКи; вторичные электроны собираются на частичках дыма, что приводит к меньшей подвижности электронов, вследствие чего ток уменьшается.
В люминесцентных красках используют как а-, так и 0-излучате-ли. Люминофором обычно служит ZnS. Из излучателей предпочтение отдают 3Н и 14С, поскольку энергии их 0-распада меньше, чем у 35Кг, ®°Sr и 147Рт, которые также используются. Количество радиоактивного вещества зависит от назначения (часы, самолетные приборы и др.), но обычно активность его меньше 10 мКи, однако для больших световых панелей требуется активность около нескольких кюри. В этом случае применимы только 3Н или 35Кг вследствие их летучести и относительно низкой радиотоксичности.
Глава 3
ОБНАРУЖЕНИЕ И ИЗМЕРЕНИЕ ЯДЕРНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Несмотря на то что у животных неизвестны органы чувств для об-' наружения ядерного излучения, установлено, что пе летальные, но большие радиационные поля оказывают на животных различное действие, например, нарушают сон у собак, а муравьев заставляют следовать по новому пути,чтобы избежать спрятанный источник излучения. Космонавты при полете по программе «Аполлон» наблюдали в глазах вспышки (сцинтилляции), когда их космический корабль пересекал очень интенсивные потоки космического излучения высокой энергии. Люди, попадавшие в аварийные ситуации во время экспериментов с высокоинтенсивным нейтронным и у-излучением, замечали флуоресценцию своими глазами и воспринимали тепловой удар телом.
Тем не менее мы не располагаем физиологическим механизмом предупреждения и определения обычных, нормальных радиационных по-64
лей окружающей среды. В таких низких полях необходимо полностью полагаться на приборы, устройство некоторых из них очень просто. Например, счетчик Гейгера—Мюллера может быть построен умелым студентом из доступных материалов менее чем за один день.
Ионизованные или возбужденные атомы и молекулы, образующиеся при поглощении энергии ядерных частиц веществом, служат основой для обнаружения отдельных частиц. Макроскопические коллективные эффекты, такие, как химические изменения и выделение тепла, также можно использовать. Наиболее важные из последних были описаны ранее ввиду их важности при определении доз [см. гл. 2, например, почернение фотографических пленок, химические реакции, возбуждение кристаллов (термолюминесценция) и выделение тепла в калориметрах].
В этой главе будут рассмотрены только общие методы, используемые для обнаружения и количественного измерения отдельных ядерных частиц, а также вопросы приготовления образцов для измерения и аспекты статистики счета, необходимые для определения погрешно’ сти измеряемых величин.
3.1. ИЗМЕРЕНИЕ ТРЕКОВ
Наиболее поразительные данные о существовании атомов появились при наблюдении треков, образуемых ядерными частицами в ионизационных камерах и фотографических эмульсиях. Треки относятся к отдельным ядерным реакциям и процессам радиоактивного распада. Путем детального изучения треков можно определять массу, заряд и энергию частицы.
Треки, образующиеся в ионизационной камере Вильсона и пузырьковой камере, можно наблюдать визуально, но треки существуют только несколько секунд, поэтому для долговременной регистрации нужно использовать фотографические методы. В твердотельных детекторах ядерных треков, представляющих разновидность обычных фотоэмульсий, треки сохраняются гораздо дольше.Благодаря значительно большей плотности поглотителя треки становятся намного короче и часто визуально их наблюдать не удается. Поэтому необходимым прибором для исследования треков в твердотельных материалах является микроскоп.
Камера Вильсона и пузырьковая камера. О принципе работы камеры Вильсона дает представление рис. 3.1. Насыщенный пар, содержащийся в сосуде, превращается в пересыщенный при быстром адиабатическом расширении. Когда ионизирующее излучение проходит через такой пересыщенный пар, в газе возникает ионизация и образующиеся ионы являются ядрами конденсации пара. В результате вдоль трека ионизирующей частицы наблюдаются небольшие капельки жидкости. Такие конденсационные треки имеют время жизни около нескольких секунд и их можно фотографировать через окошко камеры. Плотность конденсации зависит от ионизирующей способности частицы и от со-3 Зак. 1943	65
става пара (часто используется смесь этанола с водой). Фотогр1фии, выполненные с помощью камеры Вильсона, представлены на рис. 1.4.
Подобным образом работают пузырьковые камеры с перегретыми жидкостями, в которых при прохождении ионизирующего излучения образуются пузырьки газа. В пузырьковых камерах в качестве жидкости чаще применяют водород, поэтому камеру следует использовать при довольно низких температурах (23 К для Н2). Жидкая среда пузырьковой камеры намного плотнее паровой среды камеры Вильсона, поэтому пузырьковые камеры более пригодны для исследования реак-
Рис. 3.1. Принципиальная схема камеры Вильсона:
/ — поток света; 2 — стеклянная крышка; 3 — фотографическая камера; 4 — трек; 5 — перфорированное дно; 6 — резиновая диафрагма; 7 — вакуумная линия; 8 — клапан
ций с частицами высоких энергий. В качестве примера фотографии, сделанной с помощью пузырьковой камеры, можно указать треки образования электронной пары на рис. 1.17.
Твердотельные детекторы ядерных треков (ТТДЯТ). Основным типом ТТДЯТ (или ДДТ — диэлектрический детектор треков) являются фотографические эмульсии, кристаллы, стекла и пластмассы. В силу высокой плотности этих веществ (намного большей, чем у рассмотренной раньше группы детекторов) ядерные частицы теряют всю свою кинетическую энергию в этих детекторах, что способствует лучшей идентификации частиц. Поскольку ТТДЯТ фиксируют трек частиц, их можно использовать для регистрации реакций в течение длительного периода времени. Такие преимущества делают ТТДЯТ особенно ценными при использовании в физике космических излучений, в радиохимии и науках о земле.
Ядерные эмульсии сходны с оптическими фотографическими эмульсиями. Они содержат кристаллический AgBr, распределенный в желатине, к которой добавлены небольшие количества сенсибилизаторов. Содержание AgBr (около 80%) в 4 раза больше, чем в оптических пленках. Применяемые в ядерных эмульсиях кристаллические частицы (зерна) AgBr намного мельче оптических (проявленные зерна имеют размер 0,1—0,6 мкм) и хорошо отделены друг от друга. Эмульсии выпускаются толщиной от нескольких микрометров до 1 мм. Ядерное излучение при прохождении через эмульсию вызывает ионизацию и возбуждение, которые активизируют кристаллы AgBr, образуя скрытое изображение трека частицы. При проявлении активизированные
кристаллы служат центрами кристаллизации для дальнейшего восстановления серебра, в результате чего зерна становятся видимыми. Считают, что по крайней мере три атома серебра должны быть активированы, чтобы образовалось видимое зерно, в то время как для образования нормального почернения необходимо около 30 атомов. Для активизации каждого зерна требуется в среднем около 2,5 эВ поглощенной энергии.
Несмотря на то что эффект запоминания в пленке почти неограничен во времени, скрытое изображение может медленно исчезать в зависимости от числа первоначально активированных атомов серебра, типа пленки и внешних условий: температуры, влажности и др. При хранении в нормальных условиях около 80% скрытого изображения исчезает в течение половины года.
Проявленные зерна образуют прерывистый трек вдоль первоначального пути частицы высокой энергии (рис. 3.2,а). Удельная потеря энергии частицы dEtdx (т. е. тормозная способность поглотителя) зависит от массы, заряда,
скорости частицы и состава поглотителя. Исходя из длины трека, плотности зерен (т. е. числа зерен на длину трека) и длины просвета между зернами можно определить вид частицы и ее энергию (см. разд. 1.3 и 2.1). Для данной частицы пробег R пропорционален энергии (табл. 3.1). Пробег убываете увеличением мас-
Рис. 3.2. Треки сильно ионизирующих частиц в твердых поглотителях:
а — а-трски, выходящие из одной точки в ядерной эмульсин; б — па авторадиограмме легких показаны частицы плутония, попавшего с вдыхаемым воздухом; в — треки деления в облученном нейтронами апатите, содержащем равномерно распределенный уран; г — треки деления в мусковите, облученном нейтронами; д — треки деления в облученном нейтронами вулканическом стекле, найденном средп глубоких морских осадков; <? —треки деления в минерале рудника в Окло; ж — треки деления ai2Cf в лсксапском поликарбонате
67
3»
Таблица 3.1. Пробеги ионйзируюЩих чйстйц высокой энергий в различных твердых веществах
Частица	Энергия, МэВ	Поглотитель (плотность)	Пробег, мкм
>Н	10	Илфорд С2 (3,8)*	540
3Н	10	Илфорд С2 (3,8) *	230
«Не	10	Илфорд С2 (3,8) *	57
«Не (RaC')	7,7	Истмэн NTa (3,6)	38
		Слюда (3,1)	36
		Стекло (2,5)	41
		Вода (1,0)	60
«Не (UI)	4,2	Слюда (3,1)	13
«Не (ряд U)		Урановая смолка (7,0)	23”
		Карнотит (4,1)	32**
Легкие фрагменты деле- А		Истмэн NTC ( — 3,4)	14
пня 235U	1 Тяжелые фрагменты де-1	-150	Истмэн NTC (-3,4)	10,5
ления 23&U	1 Фрагменты деления 238U	-150	Леорольдит ( — 4)	~20
• Плотность AgBr 6,47; плотность желатины 1,31.
•• Пробег преимущественно а-частиц.
сы частиц и плотности поглотителя. Плотность зерен зависит от удельной ионизации частицы, которая, как видно из рис. 1.6, меняется нелинейно с энергией частицы (или ее скоростью); таким образом, плотность зерен изменяется вдоль трека, становясь наибольшей в его конце.
Вместо AgBr в эмульсиях в качестве ТТДЯТ могут использоваться другие твердые вещества: пластики (нитрат целлюлозы или поли-карбонатные пленки), стекло, кристаллы и др. Чтобы сделать треки видимыми в микроскоп, поверхность ТТДЯТ следует полировать и травить (обычно щелочью). Метод требует очень большого искусства, и каждая лаборатория использует собственные рецепты и приемы.
Благодаря излучению естественного фона каждый ТТДЯТ сохраняет память о прошлых я дер ных событиях, которые следует по возможности стирать перед новой экспозицией. Нормальный фон «-излучения в эмульсиях составляет 20—60 треков/см2 в 1 сут. Метод стирания (исключения) фона перед экспозицией состоит в обработке эмульсии хромовой кислотой или в нагревании (отжиге) стеклянной пластинки. Так как с помощью этого метода легче удаляются слабые изображения, его можно также использовать после экспозиции, например, чтобы отделить слабые (бледные) треки а-частиц от треков более тяжелых осколков деления.
Рассмотрим некоторые примеры применения ТТДЯТ. Треки, полученные в разных условиях, показаны на рис. 3.2.
1.	Как уже упоминалось, ТТДЯТ используют в экспериментах с космическим излучением на больших высотах и в космических полетах. 68
В этих условиях эффект памяти и простота конструкции делают их наиболее пригодными для эксплуатации. С помощью этого метода были открыты многие элементарные частицы, например л- и р-ме-зоны.
2.	С помощью ТТДЯТ изучают ядерные реакции. Материалом мишени могут служить регулярно расположенные атомы детектора (Н, О, Ag, Si и др.) или вещества, введенные в матрицу, например тонкие нити металлических мишеней или атомы урана. Первые использовались в физике высоких энергий для изучения реакций, вызываемых адронами, а вторые — для исследования процессов деления. В экспериментах с ураном были определены частота спонтанного деления 238U, количество тройных делений и эмиссия а-частиц с длинным пробегом.
3.	При погружении эмульсий в раствор часть растворенного вещества впитывается или поглощается эмульсией. Например, если раствор содержал самарий, то в эмульсии появляются некоторые а-треки его спонтанного распада (активностью 127 расп./г) (см. рис. 3.2, а). Поскольку 147Sm имеет распространенность 15%, его рассчитанный период полураспада равен 1,1-1011 лет. Нижний предел обнаружения составляет около 500 трек/см2 в 1 сут. В связи с этим могут быть точно измерены невысокие скорости распада, что делает этот метод ценным для определения больших периодов полураспада.
4	. 222Rn, образующийся при распаде урановых минералов, выделяется с поверхности Земли. Его выделение зависит не только от содержания урана и типа минерала, но и от времени суток; изменения от 30 до 2000 пКи/л наблюдались в течение 24-часового периода. Чтобы исключить влияние суточных вариаций, чашки, содержащие кусочек пластмассового детектора треков, помещали вверх дном в пробуренные каналы на глубине 0,5—1,0 м на период времени около трех недель, после чего ТТДЯТ выщелачивали и подсчитывали a-треки радона. С помощью данного метода весьма детально и довольно быстро можно составлять карты залегания минералов на глубине до нескольких сотен метров. Геологическая служба США использует подобный метод для предсказания землетрясений; замечено, что перед землетрясением концентрация радона первоначально возрастает, затем внезапно падает, и минимум ее наблюдается примерно за неделю до начала землетрясения.
5.	Осколки деления оставляют плотные треки во всех твердых веществах. Их треки короткие и толстые, в кристаллах, подобных циркону (известный минерал состава ZrSiO4), они имеют диаметр до 10-2 мкм (100 А) и длину 10—20 мкм. Поэтому их невозможно различить даже с помощью лучших оптических микроскопов. С помощью электронного растрового микроскопа обнаружено, что образующаяся дырка сохраняет кристаллическую структуру или снова приобретает ее (рис. 3.2, г). В то же время если трек образуется в стекле, то вместо трека появляется газовый пузырек (рис. 3.2, д); эти слегка удлиненные пузырьки отличаются от других сферических пузырьков, образующихся в других процессах. Чтобы треки сделать видимыми, образец
69
Заделывают в смолу, затем одну поверхность шлифуют и тщательно полируют, после чего образец погружают в кислоту, например, HF. Благодаря дефектам в кристаллической структуре вдоль трека деления, трек и поверхность вблизи трека подвергаются воздействию кислоты, диаметр трека увеличивается в сотни раз и достигает размеров около микрометра. Такие треки становятся видимыми в микроскоп с увеличением от 500 до 1000.
Описанную методику используют в качестве аналитического метода для определения урана и плутония в геологических и других образцах. Согласно одной модификации этого метода, образец (минерал с отшлифованной или отполированной поверхностью или порошок, закрепленный на пленке) прочно спрессовывают с фотографической пленкой и полученный пакетик облучают медленными нейтронами. По числу треков деления на проявленной пленке рассчитывают содержание урана или плутония. Например, в шведском глинистом сланце обнаружено 4 ± 1-10~4% урана, а в осадке водяного резервуара в Нагасаки 12 ± 1-10~9Ки на кг осадка. В последнем случае соотношение между числом треков деления Мдел и числом a-треков Na от “’Ри таково:
^дел/^а ~ ^делф^а»	(3.1)
где Одел — сечение деления; ф—поток нейтронов; — константа а-распада. Этот метод весьма удобен для обычных измерений очень низких концентраций делящихся материалов. На рис. 3.2, в показаны треки деления урансодержащего минерала, облученного нейтронами.
3.2.	ИОНИЗАЦИОННЫЕ КАМЕРЫ
Ионизационная камера представляет собой заполненное газом пространство между двумя электродами. На рис. 3.3, а схематически изображена камера с электродами в виде двух параллельных пластин. Другой известной разновидностью камеры является устройство, в котором катодом служит внутренняя поверхность цилиндра, а анодом — тонкая проволочка в центре его, например трубка Гейгера—Мюллера
-о + Высокое' напряжение
Рис. 3.3. Принципиальная схема ионизационной камеры с параллельными пластинками (а) и ее измерительная схема (б):
/ — положительный электрод (апод); 2 — ядерная частица; 3 — отрицательный электрод (катод); 4 — изолятор
70
(см. рис. 3.9, а). В других камерах катодом служат стенки камеры, а анодом — петля из тонкой проволоки (см. рис. 3.9, б). Камера может быть сконструирована как для регистрации внешнего излучения, так и для измерения радиоактивных образцов, помещенных внутри ее. Некоторые камеры имеют дополнительные электроды, обычно в виде тонкой сетки, установленной в центре для улучшения условий измерения. На анод подается положительный потенциал 100—1000 В по отношению к катоду. Ионы, образующиеся в газе под действием ядерного излучения, перемещаются к электродам, где они разряжаются. Если газом является чистый аргон, образуются только Аг+ и е~. Электроны быстро движутся к аноду и согласно электрической цепи, изображенной на рис. 3.3, б, у катода, соединенного с сопротивлением R, происходит нейтрализация ионов аргона: Аг+ + е~ -> Аг. Поэтому газ не расходуется. Ток (, проходящий через камеру и сопротивление /?, вызывает напряжение V:
V = Ri,	(3.2)
которое можно непрерывно регистрировать чувствительным вольтметром. Если ток или разность потенциалов АV измерять в зависимости от напряжения, приложенного к электродам, то установлено, что ток или ДУ растет с напряжением Удо определенной величины насыщения. Обусловлено это тем, что при низких напряжениях некоторые положительные ионы, первоначально образующиеся под действием излучения, рекомбинируют с электронами, уменьшая собранный заряд. При более высоких напряжениях катионы и электроны разделяются значительно быстрее без рекомбинации и при насыщении рекомбинация, по существу, не происходит. Ионизационная камера всегда должна работать при напряжении насыщения.
Если образец с а-активностью 2,7 мкКи поместить внутрь камеры, заполненной аргоном, размеры которой достаточны для полного торможения в объеме газа а-частиц с энергией 5 МэВ , то ток насыщения можно рассчитать по следующей формуле:
i ~ 1,60* 10—19АЕПОтерь Л/геом^-\	(3-3)
где А—активность образца (расп./с) (2,7-10~°-3,7-1010 = 1,0-105 расп./с); Епотерь — полные потери энергии частицы до детектора; т] — эффективность сбора ионов; /геОм — эффективность геометрии (для тонкого твердого образца равна полусфере, т. е. 0,50); w — энергия, требующаяся для образования пары ионов в газе (для аргона 26 эВ); таким образом, i — 1,54-10-° А. Для сопротивления 10° Ом падение напряжения ДУ равно 1,5 В.
Известны два типа ионизационных камер.
1.	Простые, портативные приборы с сопротивлением < 1013 Ом. С их помощью можно измерять интенсивности > 103 0-частиц в 1 с и
10б у-квантов в 1 с. Обычно их калибруют в единицах мощности дозы (например, Р/ч), используют при измерениях радиационной защиты или в полевых условиях и называют дозиметрами.
71
2.	Усовершенствованные, более чувствительные приборы с очень высокими сопротивлениями (~1016 Ом) или специальной электрической схемой, как в вибрационном язычковом электрометре. Камера должна быть выполнена с учетом минимальных потерь тока от анода к катоду. Один из способов уменьшения таких потерь — заземление наружных стенок камеры, как это показано на рис. 3.3, б. В лучших образцах таких приборов можно измерять токи порядка 10~18 А, что соответствует счету менее одной а-част./ч, 10 0-част./мин или 10 у-квант/с. Такие приборы с успехом используют для измерения радиоактивных газов, например природных трития и радона.
В ядерной технологии находят применение твердотельные ионизационные камеры, ток в которых возникает в результате f-нзлучения продукта, образующегося при взаимодействии с нейтронами. Такая камера состоит из эмиттера, в котором происходит ядерпая реакция, приводящая к эмиссии первичных Р”-частиц (например, по реакции 103Rh (п, у) 104Rh 4^eK104Pd) или вторичных электронов (путем поглощения у-квантов, испущенных при захвате нейтрона). Эти электроны образуют ток, который собирается коллектором. Детекторы типа радиоактивного распада имеют время разрешения, которое зависит от периода полураспада продукта. Эти детекторы имеют ограниченный срок работы, который зависит от величины onv (37 б для ь0Со и 149 б для *03Ru).
3.3.	СЧЕТ ИМПУЛЬСОВ
Попадание ядерной частицы в детектор приводит к возбуждению или ионизации, причем оба процесса могут быть использованы для детектирования. Когда возбуждение сопровождается флуоресценцией (см. гл. 2), испущенный свет может регистрироваться чувствительными к свету устройствами, например фотоэлектронным умножителем (ФЭУ), который преобразует свет в электрический ток. Подобный ток образуется, когда происходит ионизация между двумя заряженными электродами ионизационной камеры. Ионизация происходит в газе (пропорциональные или Гейгера—Мюллера счетчики) пли в полупроводниковых кристаллах.
Благодаря короткому времени процесса поглощения для одной частицы (10-4—10-9 с) образующийся ток принято называть импульсом заряда AQ:
i = kQ/kt.	(3.4)
Этот ток, проходя через сопротивление R, образует разность потенциалов импульса
Д1/=/?Д<Э/Д/.	(3.5)
Импульс обычно является пусковым сигналом для усилителя. Если сигнал от полупроводниковых детекторов является импульсом заряда, все другие детекторы образуют импульс напряжения. Импульсный счет не позволяет различать разные ядериые частицы (а, 0, у 72
и др.) или частицы различной энергии. Различить их удается путем подбора детекторов, чувствительных к определенным частицам. С такими детекторами дискриминация по энергии достигается с помощью дополнительных электронных устройств, поскольку импульсный заряд (AQ или ДУ) пропорционален энергии поглощенной частицы.
Основные системы счета. На блок-схеме (рис. 3.4) показана общепринятая схема измерения. Детектор А соединен с высоковольтным стабилизированным блоком питания Б, который обеспечивает разность потенциалов на детекторе, необходимую для работы. Величина и тип сигнала от детектора изменяются в зависимости от типа детектора
	Стандартные	Вспомогательные
Основная	выходные	устройства
схема	устройства	вывода данных
Блок детектора
Рис. 3.4. Широко применяемая блок-схема измерительных устройств установки для счета импульсов
(от нескольких сотых микровольта до нескольких вольт). Для небольших сигналов часто требуется использовать предусилитель, соединенный электрически и часто конструктивно непосредственно с детектором. Предусилитель увеличивает импульс до 1—10 В, необходимых для дальнейших преобразований с помощью других вспомогательных устройств системы. Это первоначальное усиление компенсирует понижение импульса, происходящее при его прохождении по соединительному кабелю до основного усилителя Г. Полное усиление в системе может меняться от 10 для счетчика Гейгера—Мюллера до 104 для полупроводниковых детекторов. Время разрешения должно быть лучше 1 мкс.
При работе усилителя возникают помехи, связанные с электронными шумами усилителя, действием паразитных полей, микрофонным эффектом и дефектными деталями. Эти шумы усиливаются одновременно с сигналом и маскируют выходные импульсы. Поэтому важно, что бы предусилитель давал импульсы, превышающие по величине сигналы, вызываемые внешними паразитными электромагнитными полями. Некоторые шумы могут исключаться самой конструкцией электронных цепей, но все же небольшой собственный (внутренний) шум всегда присутствует (рис. 3.5, а).
73
Время а)
Рис. 3.5. Идеализированный спектр импульсов, полученный от предусилителя (а) и многоканального анализатора (б) с помощью сцинтилляционного детектора. На рисунке показано влияние различных уставок дискриминатора
Отношение сигнал—шум — это отношение выходного импульса (для данного входного сигнала) к уровню шума на выходе. Шумовые импульсы могут исключаться дискриминатором Д, который служит фильтром, пропускающим только импульс определенной минимальной величины. На рис. 3.5, а показано, что дискриминатор устраняет все импульсы ниже пунктирной линии.Часто сигнал после усиления имеет достаточно большую величину, чтобы регистрироваться электронным или механическим счетчиком. В современных счетчиках число импульсов суммируется и непосредственно считывается с помощью светоизлучающих диодов.
Разработано большое число различных счетных систем. В последнее время выпускается оборудование, состоящее из отдельных блоков (ядерные приборные модули), которые собираются в стандартные ящики (рис. 3.6). Соединительные провода стандартизированы. В качестве выходных соединений обычно используются бинарные. Таким
образом, современные счетные устройства представляют комбинации усилителей, дискриминаторов, счетчиков и других электронных блоков, соединенных с вычислительными машинами, а также с различными визуальными устройствами отображения, такими, как графопостроители и дисплеи. ^Многие из этих устройств имеют свои блоки питания и усилители. Для измерения скорости счета
Рис. 3.6. Часть измерительной системы сцинтилляционного детектора. Буквами обозначены те же самые устройства, что па блок-схеме рис. 3.4
74
Рис. 3.7. Схема fa) и форма импульсов (б) при напряжении, подаваемом на счетчик
в линейном или логарифмическом масштабе используют самопишущие устройства.
Для анализа выходных импульсов по энергии они сортируются по каналам в зависимости от величины сигнала. Водноканальных анализаторах имеется только один канал, который служит своеобразным «окном» для пропускания импульсов определенного размера, соответствующего ограниченному интервалу энергий (см. рис. 3.5,6). Это окно может постепенно перемещаться по всему диапазону энергий, позволяя таким образом подсчитывать число частиц, имеющих различные энергии. На рисунке положение и ширина окна соответствуют только среднему пику. Изменяя ширину окна и перемещая его от нулевой до максимальной величины импульса, можно получить полный спектр частиц.
Используемые в настоящее время многоканальные анализаторы имеют до 16 000 каналов (т. е. энергетический спектр разбивается на такое число интервалов). В случае применения многоканальных анализаторов импульсы сортируются немедленно по амплитудам в различные каналы. В наиболее совершенных системах многоканальные спектрометры соединены с цифровыми вычислительными машинами для анализа энергетического спектра (см. рис. 5.4) в реальном масштабе времени. Амплитудные анализаторы импульсов являются наиболее универсальными приборами для детектирования ядерных частиц, поскольку они используются как для качественной идентификации, так и для количественного определения радиоактивных ядер. Практически все а- и p-спектры, помещенные в данной книге, получены с помощью этого метода.
Форма импульса и мертвое время. Назначение предусилителя состоит в том, чтобы получить импульс такой формы, которую можно было бы легко регистрировать. На рис. 3.7 представлена схема образования импульса напряжения. Детектор соединен между точками А и Б. Камера имеет внутреннее сопротивление Ri и емкость С\. На рис. 3.7, а не показана конструкция камеры, дана только электрическая
75
схема, что позволяет лучше понять его работу. Когда частица попадает в камеру, она вызывает ионизацию (что символично показано путем замыкания переключателя П) и сбор ионов на электродах приводит к возникновению тока и падению напряжения на Rf. Re — сопротивление между анодом камеры и положительным концом высоковольтного выпрямителя (напряжение +Уо); его другой конец заземлен. Сигнал у емкости Се имеет в точке Р потенциал Ур. В общем Re Rt (в условиях проводимости) и Се» С,-, обычно Re и Се имеют значения 108 Ом и 10 пФ соответственно.
Когда переключатель П разомкнут (ионизация в камере не происходит), потенциал в точке Р должен быть равен Vp= Уо (т. е. потенциалу высокого напряжения). Во время t = 0 П замыкается в камере при попадании частицы (происходит ионизация), и заряд Cf + Се проходит через R,. Потенциал в точка Р падает согласно соотношению
Vp = Vo ехр (— t/RC),	(3.6а)
где R = Ri и С = Ci 4- Св« Се. Для Rt- = 100 кОм и Се = 10 пФ RC = “10е с. RC называется постоянной времени системы (время разряда системы); во время RC напряжение падает до Vole. На рис. 3.7, б в виде пунктирной кривой I показана скорость разряда.
Когда все ионы в камере собраны, проводимость прерывается (переключатель П разомкнут), емкости начинают заряжаться током от высокого напряжения через сопротивление Re. Напряжение в точке Р возрастает согласно соотношению
Vp = Vo (1 - ехр (- t/RQ],	(3.66)
где R = Re и С = Се + С£. Если Re = 1 МОм (и Vp = 0 при t — 0), напряжение будет возрастать согласно кривой II рис. 3.7, б.
На практике, вскоре после того как Ур становится ниже Уо, ток начинает протекать через Re, но так как Re Rit то емкости разряжаются быстрее, чем заряжаются. Общее изменение напряжения в точке Р представлено кривой III на рис. 3.7, б.
Падение напряжения в точке Р действует как положительный сигнал от емкости Сг. На рисунке величина импульса составляет более половины величины высокого напряжения, что является грубым приближением, поскольку на практике импульс составляет только очень небольшую долю величин высокого напряжения. Это объясняется тем фактом, что ток связан только с ионами, образующимися в детекторе. Если число первично образованных ионов равно nit величина перенесенного заряда AQ, Кл, равна
kQ = 1,60 X 1О-10 nia,	(3.7)
где а—коэффициент умножения (равен 1 для полупроводниковых детекторов и намного больше единицы для газонаполненных детекторов). Когда a < 1, он имеет то же самое значение, что и эффективность т] в уравнении (3.3). Тогда максимальное падение напряжения равно
Д V = kQ/C.	(3.8)
76
Если число образовавшихся в детекторе пар ионов равно 105 и С = 10 пФ, тогда ДV = 1,6 мВ. На практике эффективное падение напряжения А1/Оф несколько меньше рассчитанной величины AIZ.
Из рис. 3.7, б следует, что для восстановления условий измерения требуется некоторое время. Такие условия будут созданы, когда потенциал Vp станет больше величины уровня дискриминатора. В течение этого времени, которое на рисунке соответствует примерно 15 мкс, детектор не может регистрировать никакие новые события, поскольку они будут перекрывать импульс предыдущего события. Это время нечувствительности принято называть «мертвым временем» или временем разрешения. Таким образом, детектор и измерительная схема требуют определенного времени для регистрации каждого отдельного импульса. Обычно измерительные схемы более быстродействующие, чем детектор, поэтому мертвое время зависит от детектора. Поскольку радиоактивный распад — статистически усредненный процесс, случайно распределенный во времени, то даже для относительно малых скоростей счета определенная доля событий может находиться в пределах времени разрешения счетной системы. Чтобы получить истинное значение скорости счета, необходимо знать поправку, которую нужно вводить для исключения потерь.
Простейший метод измерения времени разрешения tr счетной системы основан на применении способа равноценных образцов. Измерения активности двух одинаковых образцов при малой скорости счета, чтобы погрешности в измерениях были по возможности минимальными, проводятся сначала отдельно, а затем одновременно. Из разницы между скоростью счета при измерении активности двух образцов и суммы скоростей счета при отдельных измерениях рассчитывают время разрешения по формуле:
*ъ Rgb *о	(3 9)
Г ^ab-^a-^b	’
где Ra, Rb и Rab — скорости счета образцов а и b, измеренные отдельно и вместе; Ro — скорость счета фона для системы.
Поправка для времени разрешения выполняется согласно соотношению:
Якорр = R /(1 - trR),	(3.10)
где 7?корр — истинная активность для измеренного значения R.
3.4.	ГАЗОВЫЕ СЧЕТЧИКИ
Все наполненные газом счетчики являются ионизационными камерами (за исключением малоприменяемых газовых сцинтилляционных счетчиков). В одном из предыдущих разделов было указано, что ионизация, вызванная в ионизационной камере одной ядерной частицей (за исключением а-частиц), создает очень слабый ток, который трудно измерить. Однако ионизационные камеры конструируют таким 77
образом, чтобы число пар ионов, образующихся в каждом случае, значительно умножалось.
Рассмотрим ионизационную камеру с полым цилиндрическим катодом и тонким проволочным анодом, расположенным в центре (см. рис. 3.9, а). Пары ионов, образующихся в газе при прохождении ионизирующего излучения, отделяются друг от друга и перемещаются к электродам. Небольшие, очень подвижные электроны быстро собираются на аноде, на который подается высокий положительный потенциал
Ю00 В. Большой скачок напря-***	жения возникает на аноде под
влиянием положительных ионов, движущихся в непосредственной близости от анода. Эта стадия связана с нарастанием импульса во времени согласно кривой I на рис. 3.7, б. Падение потенциала происходит очень недолго, так как анод быстро заряжается от выпрямителя. Время, необходимое для восстановления первоначального потенциала, зависит от падения электрического поля около анода, образованного слоем медленно движущихся положительных о 250	500	750 юоо ионов, и постоянной времени схе-
мы (рис 3 7>б> кривая /Л
Рис. 3.8. Зависимость числа пар Напряженность электрического ионов, образующихся в газовой иони- поля обратно пропорциональна зационной камере с тонким прово- расстоянию хот анода. Если напря-лочным анодом от анодного напря- жение, приложенное к цилиндриче-жения	ской камере с радиусом I см, равно
1000 В, потенциал в непосредственной близости от центра проволоки диаметром 0,025 мм приблизительно равен 7* 104 В/см. Как только первичные электроны достигают пространства с таким высоким полем, их кинетическая энергия возрастает, и они вызывают вторичную ионизацию, которая приводит к возрастанию импульса, легко детектируемого на проволочном аноде. Собранный заряд рассчитывается по уравнению (3.7), где а — коэффициент газового усиления, » 1.
Коэффициент газового усиления меняется в зависимости от приложенного напряжения согласно зависимости, представленной на рис. 3.8. В области II кривая имеет плоское плато в относительно широком интервале напряжения. Во всем интервале плато направленного движения ионов скорость достаточна, чтобы сделать рекомбинацию незначительной, а поскольку вторичной ионизации не происходит, то а = 1. Ионизационная камера работает в этой области напряжения. В области III электроны первичных пар ионов получают ускорение, достаточное для дополнительной ионизации, а процесс газового усиления (а > 1) приводит к увеличению числа собираемых зарядов. Это — 78
область работы пропорционального счетчика, так как импульсы пропорциональны по величине энергии, получаемой детектором при прохождении первичного излучения. Область IV относится к области работы счетчика Гейгера—Мюллера. В этой области газовое усиление очень велико (а 10е) и величина импульса совершенно не зависит от первоначальной ионизации. За областью IV в детекторе происходит непрерывный разряд.
Пропорциональные счетчики. Значения а, равные 103—105, обычно достигаются в области работы пропорционального счетчика. Если а = 103, то весь процесс газового усиления протекает в пределах десяти средних свободных длин пробега электрона в газе от проволоки (210 = 1024). При давлении 1 атм средняя свободная длина пробега приблизительно равна 10-4 см, это означает, что газовое усиление имеет место в пределах 0,01 мм от проволоки.
Коэффициент газового усиления зависит от приложенного напряжения, но для данного напряжения достается постоянным, так что выходной импульс детектора прямо пропорционален первичной ионизации. В результате пропорциональный счетчик можно использовать для раздельного счета а- и Р-частиц и для счета идентичных частиц с различной энергией, поскольку в этих случаях первичная ионизация различна.
Выходной импульс в области пропорционального счетчика не зависит от сбора положительных ионов на катоде. Следовательно, скорость обнаружения зависит от времени, необходимого для дрейфа первичных электронов в области поля высокого напряжения около анодной проволочки. В результате этого пропорциональные счетчики имеют намного меньшее время разрешения, чем ионизационные камеры, работа которых зависит от медленно перемещающихся положительных ионов. Фактически трубка пропорционального счетчика может усиливать новый импульс, когда положительное ионное облако предыдущего импульса перемещается довольно далеко и новая ионизация происходит в другом месте у центра проволочки. Интервалы времени, необходимые для измерения двух последовательных легко различимых импульсов, могут быть довольно небольшими: 0,2—0,5 мкс. Поэтому часто измерительная аппаратура в большей степени определяет время размещения, чем детектор. Однако, когда пропорциональный счетчик используется для изменения энергий частиц, остаточное облако положительных ионов должно иметь время для перемещения на достаточное расстояние перед усилением нового импульса. В этом случае время разрешения достигает почти 100 мкс.
Газы, используемые для наполнения счетчиков, обычно состоят из смеси одного из инертных газов с небольшим количеством многоатомного газа. Добавка последних делает коэффициент газового усиления менее зависимым от напряжения и повышает скорость сбора электрона. Типичными газовыми смесями являются: 90% Аг — 10% СН4 и 96% Не +4% пзо-С4Н10. Не исключено применение и других смесей, но молекулы, легко присоединяющие электроны, не должны применяться. На рис. 3.9, б показан продольный разрез трубки пропорционального счетчика, наполненной чистым СН4, и характеристики трубки (т. е. скорости счета в зависимости от напряжения) для а-частиц 239Ри и р-частиц 4flSc, проходящих через тонкое алюминированное майларовое окошко.
Смесь газа и электроды камеры можно отделять от радиоактивного образца тонким окошком, но кроме таких счетчиков с окошком можно использовать счетчики и без окошек. При эксплуатации счетчика без окошка, после помещения в него образца, камеру счетчика следует промывать потоком газа для исключения кислорода и паров воды, так как эти молекулы легко присоединяют электроны, образуя отрицательные ионы, что может приводить к уменьшению размера импульса. Для а и Р*частиц, пробеги которых не превышают размеров камеры, счетчикам без окошек часто отдают предпочтение, поскольку они охватывают над образцом угол величиной 2л, повышая тем самым эффективность счета. В этом случае измеряемая скорость счета будет приближаться к 50%-ному значению истинной величины скорости распада. Подобные пропорциональные счетчики без окошка весьма удобны для измерения излучения низкой энергии
79
(например, P-излучения J4C н ’Н) и для абсолютного счета. На рис. 3.10 изображен 4л-пропорциональный счетчик, в котором образец помещается в середину между двумя полусферами, служащими катодами.
Пропорциональные счетчнки можно также использовать для счета нейтронов. В этом случае газом является BFt, обычно обогащенный 10В. Протекает следующая реакция:
10В 4- п -> 7Li 4- 4Не (Q = 2,78 МэВ).
Ионизация двух продуктов приводит к образованию мощных импульсов, легко дискриминируемых на фоне интенсивного у-нзлучения. Некоторые свойства нейтронного счетчика с BFS приведены в табл. 3.2. Счетчик с BFa имеет более высокую эффективность для тепловых нейтронов, чем для быстрых.
Для счета нейтронов используют также камеру деления. Такая камера содержит ряд чередующихся анодов и катодов, некоторые электроды покрыты тонким слоем урана, обогащенного 23fiU. Образующиеся осколки деления приводят к сильной ионизации, хотя газовое усиление невелико. Этот детектор более чувствителен к быстрым нейтронам, чем счетчик с BFS, и может быть использован для потоков быстрых нейтронов до 10внейтр./(см2-с) с фоном несколько распадов в секунду.
Счетчики Гейгера—Мюллера. В области IV (см. рис. 3.8) пропорциональность между первичной ионизацией и выходным импульсом не соблюдается и импульсы имеют одинаковый размер для всех случаев первичной ионизации, не-
1000	2000	3000	4000	5000
Анодное напряжение^ В
Рис. 3.9. Характеристики конструкции счетчика- Гейгера — Мюллера для измерения протекающих жидкостей (а) и пропорционального счетчика, используемого для счета потока газа (б):
о —счетчик Гейгера — Мюллера (смесь аргона н спирта, 0.1 атм); / — катод; 2 — анод; б — пропорциональный счетчик (метан, 1 атм): / — газ; 2 — прокладка; 3 — высоковольтный вывод; 4 — алюминированное майларовое окошко, 1 мг/см2; 5 — проволока из нержавеющей стали диаметром 0,02 мм; 6 — капиллярная трубка из нержавеющей стали
80
Рис. 3.10. 4л-Пропорциональпый счетчик для измерения абсолютных скоростей распада:
/ — кольцевая опора для образца; 2 — проволочка верхнего анода; 3 — ввод газа сверху; 4 — держатель и транспортер образца; 5 — высоковольтные выводы
зависимо, будет ли это а-частица с энергией 6 МэВ или рентгеновское излучение с энергией 50 кэВ. Счетчики Гейгера—Мюллера, используемые в этой области, обладают высокой чувствительностью ко всем видам излучений и большой величиной выходного импульса (от десятой вольта до вольта по сравнению с несколькими сотыми милливольта для ионизационных камер) и, как следствие, требуют намного меньшего внешнего усиления. Это обстоятельство значительно снижает сложность и стоимость дополнительного электронного оборудования. Трубки счетчиков Гейгера—Мюллера отличаются простотой и допускают большое разно-
Таблица 3.2. Характеристики некоторых счетных трубок
Параметр	Счетчики Гейгера — Мюллера		Пропорциональные счетчики	
Назначение	3. Y	а, 3 1,5 мг/см2	п	а, р
Толщина стенки	0,1 мм		1 ММ	0,3 мг/см2
	(стекло)	(слюда)	(сталь)	(фольга)
Газ	Ne+Аг+гало-ген	Аг+органиче-ское соединение	BF3, обогащенный по юВ	Чистый метан
Рабочее напряжение, В Длина плато, В	700	1250	2200	1900(a), 2600(3)
	>250	-300	>300	>800(а), 400(3)
Наклон плато, % на 100%	8	<4	< 2	<2
Скорость счета, имп	>3-109	3-108		Не ограничена
Мертвое время, мкс	140	300		3
Фон, имп./мин	20—30	80	1—2	0.1(a), 20-25(3)
Толщина защита, см	50(РЬ)	10(РЬ)		50(РЬ)
81
образие при выборе их конструкции. На рис. 3.9, 6 показана трубка с рубашкой для проточных жидкостей. В табл. 3.2 даны характеристики некоторых типовых трубок Гейгера—Мюллера. В общем счетчики Гейгера—Мюллера позволяют регистрировать меньшие скорости счета по сравнению с пропорциональными счетчиками.
В пропорциональных счетчиках первичные электроны ионизирующего излучения вызывают вторичную ионизацию около центрального проволочного анода. Эта лавина оканчивается, когда все очень подвижные электроны соберутся на аноде. Однако при нейтрализации этих электронов у проволоки образуются фотоны, которые при взаимодействии с газом испускают фотоэлектроны. Этот процесс инициирует последующую лавину, распространяющуюся вдоль всей длины центральной проволочки до тех пор, пока образующаяся оболочка положительных ионов не станет достаточной, чтобы ослабить напряженность поля до величины, необходимой для прекращения дальнейшей ионизации. Для достижения такого процесса требуется время порядка нескольких микросекунд. Поскольку время разрешения равно примерно 100 мкс, то для счета трубками Гейгера—Мюллера требуется вносить поправки на совпадение уже при скоростях счета, намного меньших, чем в случае пропорционального счета. Обычно поправки на совпадение вносятся для скоростей счета, превышающих 10 000 имп./мин.
Когда облако положительных ионов достигнет катода, оно может инициировать новые лавины с последующей эмиссией электронов. Чтобы избежать повторных импульсов, необходимо исключить дальнейшее образование лавин в указанном месте их гашением. Это обычно достигается добавлением к газу небольших количеств органических соединений, например этилового спирта или этилового эфира муравьиной кислоты. Ионизационный потенциал органической молекулы намного меньше потенциала аргона, поэтому в газе счетчика при движении положительного иона аргона к катоду с участием органической молекулы протекает следующая реакция:
Аг++ С2НВОН -> Аг + С2Н6ОН+.
В этой реакции заряд иона аргона переносится к органической молекуле, которая присоединяет электрон при соударении с катодом. Процесс нейтрализации с образованием незаряженных фрагментов энергетически предпочтительнее процесса образования фотона или эмиссии электрона. В связи с тем, что гасящий газ диссоциирует в процессе счета, срок службы таких трубок Гейгера— Мюллера обычно ограничен количеством разрядов, приблизительно равным 10е.
Трубки Гейгера—Мюллера, наполненные галогеном, в настоящее время более популярны, поскольку их срок службы неограничен и для их работы требуется более низкое напряжение. Другое их преимущество в том, что они в отличие от трубок с органическим гасителем не повреждаются при подаче избыточного напряжения или неверной полярности. Хлор и бром имеют сильные полосы поглощения ниже 2510 А для испускаемых фотонов при диссоциации. При рекомбинации молекула галогена возвращается в свое основное состояние через ряд низкоэнергетических возбужденных состояний.
Трубки Гейгера—Мюллера имеют самые разнообразные формы н размеры. Диаметр используемых трубок изменяется от 1 мм до нескольких сантиметров, а длина от 1 см почти до 1 м. Катоды изготовляют путем покрытия внутренней поверхности стеклянного цилиндра проводящим материалом — металлом или графитом, а анод представляет коаксиально закрепленную проволочку из вольфрама. Торцевое окошко трубки Гейгера—Мюллера выполняют из тонкой слюды, центральная проволочка имеет на конце стеклянную бусинку. Катод трубки всегда заземляется, а на анод подается высокое положительное напряжение.
При измерении интенсивности излучения в зависимости от потенциала электрода для трубок Гейгера—Мюллера (как и для пропорциональных счетчиков) установлено,что в определенном интервале напряжения интенсивность изменяется мало. Эта область напряжений называется плато (рис.3.9). Для трубок с органическим гашением плато обычно лежит в области между 1200—1500 В и наклон не превышает 5% на 100 В. Трубки с галогеновым гасителем эксплуатируют при более низком напряжении, но они имеют более высокий наклон (см. табл. 3.2). 82
3.5.	ТВЕРДОТЕЛЬНЫЕ ДЕТЕКТОРЫ (ТТД)*
Этот тип детектора применяют преимущественно в ядерной спектроскопии (т. е. для определения энергии ядерного излучения), но широко для простых измерений скоростей (интенсивностей) счета не используют. Твердотельный детектор подобен обычному полупроводниковому диоду р- или n-типа, изготовленному, например, из кремния.
Кристалл чистого кремния, помещенный между двумя электродами, является почти не проводящим ток материалом, электроны в нем почти все валентные', энергия связи электрона составляет 1,11 эВ. Если электрон получает такую или несколько большую энергию, то он перемещается в зону, перекрывающую уровни энергии, при которых электроны не связаны с атомом. Электрон в кристалле легко перемещается в эту так называемую «зону проводимости», что приводит к проводимости кристаллом электричества. При определенной температуре некоторые электроны согласно максвелловскому распределению энергии всегда имеют энергию, необходимую для нахождения в зоне проводимости. В чистом кремнии эти электроны обеспечивают очень небольшую проводимость, такую проводимость принято называть собственной проводимостью. У алмаза разность энергии между валентной зоной и зоной проводимости составляет 7 эВ; эта энергия настолько велика, что электроны по существу в зоне проводимости отсутствуют, и поэтому алмаз является изолятором.
Энергия, необходимая для переноса валентных электронов в зону проводимости, может обеспечиваться за счет ядерного излучения. Средняя энергия, необходимая для образования иона в кремнии, не равна 1,1 эВ, а составляет 3,5 эВ вследствие потерь энергии при возбуждении кристалла. Электрон, покидая валентную зону, оставляет вакансию или «дырку». Ионизация приводит к образованию пары электрон-дырка; при этом электроны движутся к аноду, а дырка в сторону катода.
Кремний имеет четыре валентных электрона, белый фосфор—пять и индий — три. Если ввести небольшое количество фосфора в кремний, атомы фосфора заместят кремний в кристаллической решетке. Каждый такой атом фосфора имеет один избыточный электрон. Эти электроны не свободные, но они очень слабо связаны, так что для перехода их в зону проводимости требуется только 0,04 эВ. Поскольку фосфор отдает избыточные электроны системе, его называют донорным материалом. Кремний, который содержит небольшое количество донорного материала (обычно называемого примесью), называется кремнием п-типа, так как он имеет избыток отрицательного заряда.
Если в кристаллической структуре кремния примесью является индий, достигается противоположный эффект. Такой материал содержит ряд энергетических уровней на 0, 06 эВ выше уровня валентной зоны; в результате в валентной зоне появляются дырки. Такой материал называют акцепторным. Кремний с акцепторной примесью называется кремнием p-типа, поскольку дырки считают положительно
* В отечественной литературе распространен более узкий термин «полупроводниковые детекторы» (ППД). — Прим. ред.
83
заряженными. Добавление контролируемых количеств атомов примеси обеспечивает введение носителей заряда (т. е. электронов и дырок) и получение требуемых свойств полупроводниковых материалов.
Наиболее интересный эффект достигается при соединении вместе двух кремниевых дисков: п- и p-типа (рис. 3.11, б). Поверхность таких соединенных дисков имеет переход типа р—п. В таком переходе некоторые положительные дырки перемещаются к материалу п-типа, и наоборот. В результате в области перехода образуется объединенный слой толщиной в несколько микрометров, в котором все дырки заполняются электронами, и понижается концентрация носителей заряда.
Расстояние
Рис. 3.11. Образование р—п-перехода:
а — слева показано образование в кристалле кремния, содержащего трехвалептную примесь, электронно-акцепторных положений (или «положительных дырок», О), справа — образование избытка электронно-донорных положений («отрицательных», —) для пятивалентной примеси; б — при соединении двух типов кремния образуется р—п-переход, при котором акцепторы и доноры нейтрализуют друг друга, образуя таким образом обедненный зарядами объем. Разность потенциалов в объеме составляет 0,6 эВ; в — когда прикладывается обратный по знаку потенциал к кристаллу, заряды перемещаются таким образом, что нейтрализованный (обедненный) объем увеличивается так же, как и потенциал вдоль обедненного слоя
Переход типа р—п можно получить в одном кремниевом кусочке (диске) добавлением соответствующей примеси с любой стороны кристалла или другими способами.
Если напряжение прикладывается к переходу таким образом, что отрицательный конец соединяется с областью p-типа, а положительной — с областью n-типа, такой переход называется смещенным в обратном направлении. При таком обратном смещении увеличиваются потенциальный барьер и глубина обедненной области. В результате кристалл оказывает очень высокое сопротивление любому току. В противоположном направлении полупроводник представляет собой высокое сопротивление, шунтированное собственной емкостью устройства (см. рис. 3.7, а) благодаря диэлектрической природе барьерного слоя (подобно р-п-диоду).
Существует ряд различных вариантов этой основной конструкции. Важным моментом для полупроводников, используемых в качестве детекторов ядерного излучения, является образование большого пространственного заряда в обедненной области. Ядерная частица, проникая в эту область, образует электронно-дырочные пары, которые бы-84
стро перемещаются к электродам. После этого через кристалл переносится заряд и восстанавливаются начальные условия существования пространственного заряда.
Описанное явление указывает на полную аналогию функционирования твердотельного детектора и ионизационной камеры с параллельными электродами. При сравнении с ионизационной камерой следует отметить: 1) твердотельный детектор требует только около 3,5эВ для образования каждой пары ионов (для ионизационной камеры требуется около 35 эВ); 2) сбор заряда у ТТД происходит намного быстрее (нет медленных положительных ионов); 3) для ТТД на детектор тре-
Рис. 3.12. Схема поверхностно-барьерного детектора (а) (толщина слоя золота и p-слоя на рисунке для наглядности увеличена) и схема подключения его к полевому транзистору (б):
/ — электрод к /1-слою; 2 — изолятор (газ); 3 — обедненная зона (< 2 мм); 4 — золотое покрытие на тонком р-слое(~ 0,1 мм); 5 —защитная оболочка; 6 — высокое напряжение; 7 — детектор; 8 — полевой транзистор; 9 — цепочка обратной связи; 10 — вход
буется прилагать намного меньшее напряжение (обычно < 100 В);
4)	ТТД имеет намного большую тормозную способность; 5) однако ТТД не обладает способностью умножать ионы. Заряд через ТТД можно рассчитать по формуле
bQ= 1,60.Ю-10 ^потерь	(З.П)
где £Потсрь С ^кин ядерных частиц; г|—эффективность сбора, которая очень близка к 1; w равна 3,5 эВ для кремния и около 2 эВ для германия. Установлено, что сигнал прямо пропорционален энергии, поглощенной детектором, поскольку т] постоянна. Так как w в ТТД намного меньше по сравнению с газовыми и сцинтилляционными детекторами, то в первом случае выделяется больше первичных электронов при каждом поглощении, что приводит к лучшей «статистике» (см. разд. 3.11) и более высокому разрешению по энергии. Это обстоятельство делает ТТД более подходящими для ядерной спектроскопии, хотя в а- и 0-спектроскопии большая точность измерений достигается с магнитными отклоняющими устройствами.
Поверхностно-барьерные детекторы. Такого рода детекторы представляют собой кремниевые детекторы р—n-типа с довольно узкой обедненной областью (рис. 3.12, а). Они изготавливаются из кремния
85
n-типа, одну из поверхностей которого перед нанесением тонкого слоя золота выставляют на воздух, в результате образуется /7-слой, включая золото, толщиной <0,1 мкм. Поверхностно-барьерные детекторы используют главным образом в а- и p-спектроскопии и для измерения дисперсии энергии частиц высокой энергии, хотя эффективность сбора зарядов в них ограничена диаметром чувствительной поверхности
Ю мм.
Толщина чувствительной к излучениям обедненной области, приблизительно равная 2 мм, достаточна для торможения электронов с энергией < 1,5 МэВ, протонов 20 МэВ и а-частиц < 80 МэВ. Типичный кремниевый поверхностно-барьерный детектор может работать при обратном смещении 100 В и имеет чувствительность, равную 40 Ом-м, а емкость 100 пФ. Сопротивление рассчитывают по формуле д _ pjs-i, Где р — удельное сопротивление; d — расстояние между контактами и s— площадь проводящей поверхности. Существует простое соотношение между размерами, обедненной областью, приложенным напряжением и другими электрическими свойствами, которые обычно представляются изготовителем детектора в виде номограмм, что позволяет выбрать необходимую для его работы схему. Время разрешения детекторов такого типа составляет около 10~8 с. В а- и р-спек-троскопии используют устройства, которые позволяют создавать вакуум между детектором и источником излучения; в отсутствие вакуума потери энергии для a-излучения составляют около 1 кэВ на 0,001 атм на каждый сантиметр расстояния между источником и детектором. Поглощение в окне детектора для a-излучения с энергией 6 МэВ составляет менее 6 кэВ. Разрешение около 30 кэВ (полуширина пика) может быть получено для а-частиц с энергией 6 МэВ или для [3-частиц с энергией 0,6 МэВ.
Как правило, область чувствительности кремниевых поверхностнобарьерных детекторов с полностью обедненной областью распространяется по всей толщине кремния, который может иметь форму очень тонкой (около 20 мкм) пластины. Частица, проходя через такой детектор, теряет небольшую часть своей энергии, а затем может полностью затормозиться во втором более толстом детекторе с полной потерей всей остаточной энергии, которая по существу равна полной первоначальной энергии £кии. Частицы с массой А и зарядом Z идентифицируются с помощью следующего соотношения:
EdEldx~AZ2.	(3.12)
На рис. 3.13 представлено гипотетическое распределение зарегистрированных интенсивностей ТН, 2Н и 3Н в зависимости от Е dE/dx.
Частицы высокой энергии не только могут вызвать ионизацию в кристалле детектора, но и заместить некоторые атомы в кристаллической решетке детектора. Такого рода радиационное повреждение кристалла ограничивает срок эксплуатации детекторов до интегральной дозы около 10е рад.
Детекторы с диффузией лития. Вероятность взаимодействия у-излучения с узкой обедненной областью поверхностно-барьерного детектора настолько мала, что в у-спектроскопии детекторы этого типа не 86
используют. Широкие чувствительные области можно создавать диффузией атомов лития в кристалл кремния. Литий не занимает места в кристаллической решетке кремния, но он достаточно мал и внедряется в междоузлие. Возможность ионизации Li до Li+ делает его удачной примесью. Литий движется с одной стороны кристалла, поэтому его концентрация на стороне «входа» является наибольшей и затем постепенно уменьшается в направлении противоположной стороны кристалла. При приложении потенциала к такому кристаллу (положительного к стороне с высокой концентрацией лития) в нем образуются три области — одна p-типа, средняя — собственной проводимости и п-типа (р—i—п-детекторы). В области собственной проводимости электроны,
Рис. 3.13. Зависимость относительных интенсивностей И, D н Т от E-dE/dx, полученная с помощью двух телескопических детекторов. Первый детектор регистрировал dE/dx, а второй Е
отдаваемые литием, нейтрализуют любые первоначально присутствующие примеси, которые являются акцепторами p-типа. Область собственной проводимости чувствительна к ядерным излучениям. Промышленность изготавливает детекторы толщиной до 20 мм и диаметром до 50 мм. Из-за высокой подвижности атомов лития при комнатной температуре эти кристаллы следует держать при низких температурах (обычно при температуре жидкого азота, 77 К), даже когда они не установлены в счетную систему.
Детекторы с диффузией лития изготавливают либо из кремния [Si (ЬЦ-детекторы], либо из германия [Ge (Ь1')-детекторы]. Последний имеет более высокие атомный номер и плотность по сравнению с кремнием и поэтому предпочтительно используется в у-спектрометрии. Для рентгеновского излучения с энергией 50 кэВ эффективность Si (ВЦ-детектор а может достигать 5%, в то время как эффективность Ge (Li)-детектора составляет почти 100%. При более низких энергиях предпочтительно используется Si (ЬЦ-детектор, особенно если измерения проводятся на фоне мощногоу-излучения. Si (Ы)-детекторы широко применяют в рентгенофлуоресцентном анализе.
Оба типа детекторов дают отличное разрешение, равное для ширины пика на полувысоте около 1,71 эВ при 1,33 МэВ. Как видно из рис. 3.14, такое разрешение намного превосходит разрешение сцинтилляционного детектора.
Германиевые детекторы, обладающие собственной проводимостью. Одной из причин диффузии лития в кремнии и германии является необходимость компенсации некоторых акцепторных примесей р-типа, обычно присутствующих в чистых материалах. В настоящее время уда-
87
ется повысить чистоту кремния до 1 : Ю13 (по сравнению с ранее используемыми материалами с чистотой 1 : 1011), что делает диффузию лития ненужной. Кроме того, германиевые детекторы с собственной проводимостью не нуждаются в охлаждении (оно не требуется и при хранении кристаллов). Детекторы с собственной проводимостью вытесняют детекторы с диффузией лития, так как отличаются большей простотой при одинаковых стоимости, разрешении и чувствительности.
Рис. 3.14. Энергетические спемры 00Со, измеренные с помощью сцинтилляционного (/) и Ge/(Li)-детекторов (2):
1 — Nal(TI), 4-1.45X50,8 мм, 2 — G<-(1 i 10,5X5,2 мм	,L)
Предусилитель. Величина заряда, возникающего в детекторе, определяется по формуле (3.11). В случае у-излучения с энергией 0,5 МэВ, полностью поглощенного в кремнии, в нем возникнет заряд AQ = 0,2-10-13Кл. Если емкость равна 20 пФ, то соответетвующее напряжение импульса составит I мВ.
В пропорциональных камерах и сцинтилляционных детекторах, также используемых в ядерной спектроскопии, первичное событие усиливается в системе детектора, причем образуется намного больший импульс. В то время как коэффициент внутреннего усиления для пропорционального газового детектора при близительно составляет 103 и для сцинтилляционного детектора около 10*, твердотельные детекторы внутренним усилением не обладают. Основное назначение предусилителя для детекторов первых двух типов заключается в усилении мощности с целью подключения к простой последующей схеме с относительно невысоким уровнем шумов. Импульс заряда твердотельных детекторов намного меньше как по амплитуде, так и по продолжительности. В этом случае предусилитель должен обладать большим усилением и иметь очень низкий уровень шумов. Предусилители с полевыми транзисторами на входе удовлетворяют таким требованиям и находят широкое применение. Подобная схема изображена на рис. 3.12, в.
3.6.	СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫЕ СЧЕТЧИКИ
В 1908 г. Розерфорд и Гейгер предложили надежный метод счета а-частиц путем визуального наблюдения вспышек люминесценции, появляющихся в тонком слое ZnS под действием а-частиц. После разработки надежной конструкции фотоумножителя в 1946 г. метод сцинтилляционного счета стал играть важную роль в ядерной науке. Сцинтилляционный детектор состоит из сцинтиллятора или фосфора, оптически соединенного с фотоэлектронным умножителем, который выдает импульс электрического тока после прохождения света от сцинтиллятора до конца ФЭУ (см. рис. 3.6 и 3.15). В качестве сцинтиллятора применяют неорганические кристаллы, органические твердые и жидкие вещества и газы.
88
Рис. 3.15. Сцинтилляционный детектор типа «колодец» с цепью фотоумножителя:
/ — анод: 2 — трубка фотоумножителя; 3 — 10 динодов; 4 — фокусирующий электрод;
5 —фотокатод; б — прозрачная пластинка («окошко»); 7 — сцинтиллятор; 8 — пробирка с образцом; 9 — отражатель; 10 — оптический контакт; // — высокое напряжение; 12 — выходной сигнал
Счет сцинтилляций. В органических веществах при поглощении энергии молекула поднимается на один из колебательных уровней возбужденного электронного состояния. Часть энергии возбуждения в форме колебаний кристаллической решетки переходит в тепло, и молекула переходит на более низкие колебательные уровни возбужденного электронного состоя
ния. После нахождения в возбужденном состоянии в течение приблизительно 10-8 с (времени, достаточного для многих молекулярных колебаний) молекула возвращается в основное состояние, испуская при этом фотоны. Энергия возбуждения молекулы в общем больше испущенной энергии на любой стадии перехода в основное состояние, поэтому повторное поглощение испущенных фотонов маловероятно и кристалл, следовательно, прозрачен для испускаемых фотонов. Эта’прозрачность сцинтиллятора необходима для того, чтобы световые вспышки могли покинуть сцинтиллятор и достичь фотоумножитель. Ароматические углеводороды, например антрацен и стильбен, имеющие резонансные структуры, являются хорошими сцинтилляторами. В качестве сцинтилляторов также используют жидкие и твердые растворы n-терфенила. В указанных системах энергия поглощения при взаимодействии излучения с молекулами растворителя быстро переходит от растворителя к растворенному сцинтиллятору, который возбуждается и флуоресцирует по механизму, описанному ранее. Точный механизм переноса энергии от растворителя к растворенному сцинтиллятору до конца еще пе изучен.
Для люминесценции необходимо иметь небольшие количества примесей в неорганических кристаллах. В ионных кристаллах в основном состоянии все электроны находятся на нижнем энергетическом уровне. При возбуждении электроны попадают в зону проводимости, соответствующую более высокому энергетическому уровню. Присутствующие примеси способствуют созданию энергетических уровней между валентной зоной и зоной проводимости. Электрон, возбужденный в результате поглощения энергии, перемещается в зоне проводимости до тех пор, пока не достигнет положения, занимаемого атомом примеси. В этом месте он «распадается», занимая один из электронных уровней атома примеси. Снятие возбуждения с возвращением в валентную зону может сопровождаться фосфоресценцией с эмиссией фотона. А так как 89
этот фотон будет иметь энергию, несколько меньшую разности энергий между уровнями валентной зоны и зоны проводимости, то подобные кристаллы являются прозрачными для собственного излучения.
Вещество, которое предполагается использовать в качестве сцинтиллятора, должно обладать определенными свойствами. Во-первых, оно должно отличаться большой вероятностью поглощения энергии частиц, попадающих в него. Высокая плотность твердых и жидких сцинтилляторов отвечает этому условию. Затем вслед за поглощением в сцинтилляторе должно возникать эффективное люминесцентное излучение, и, как упоминалось ранее, кристалл должен быть прозрачным для собственного излучения. И наконец, это излучение должно иметь длину волны, которая соответствует спектральной области, наиболее чувствительной для фотоумножения. Поскольку последнее условие не всегда выполнимо, особенно в случае жидких сцинтилляторов, то для сдвига длины волны используют добавки, например дифенилоксазолил-бензол, к растворам n-терфенила в ксилоле. Далее должны отсутствовать «гасящие» вещества, которые поглощают свет, испускаемый сцинтиллятором. Эта проблема касается только жидкостного сцинтилляционного счета.
В табл 3.3 представлены свойства некоторых широко применяемых сцинтилляторов. Данные указывают, что чем выше плотность неорганических кристаллов, тем они более пригодны для у-счета. Время разрешения для органических систем как жидких, так и твердых меньше. Если необходимо использовать детектор большого объема, то система жидкого сцинтиллятора является наиболее простой и экономичной. Для получения высокой эффективности счета низкоэнергетических излучений трития широко используют жидкие сцинтилляторы. ZnS (Ag) является традиционным фосфором для a-счета; антрацен и стильбен применяют для счета р-частиц. Наиболее широко используемые фосфором для измерения у-излучения является иодид натрия с небольшим количеством примесного таллия, т. е. Nal (Т1). Иногда в качестве газовых сцинтилляторов используют ксенон и криптон.
Таблица 3.3. Свойства некоторых широко применяемых сцинтилляторов
Материал	Плотность, г /см3	Максимум спектра испускания, X	Время высвечивания. с	Конверсионная эффективность (для Р-частнц)
Неорганический: Nal (Т1) *				
	3,67	4100	2,5-10 7	210
ZnS (Ag)* Органический:	4,10	4500	110-г>	200
антрацен	1,25	4400	3,2-10-8	100
стильбен	1,16	4100	6-ю-9	60
пластики	1,06	3500—4500	(3—5) -10-9	28-48
жидкости	0,86	3550 - 4500	(2-8) -10-9	27-49
* В скобках указаны элементы-активаторы.
90
Сцинтиллятор должен оптически соединяться с фотоумножителем для обеспечения наибольшей эффективности перехода световых квантов от сцинтиллятора к фотоумножителю. Поскольку фотоумножители чувствительны к видимой части спектра, сцинтиллятор и фотоумножитель необходимо защищать от видимого света. На рис. 3.15 показано типичное устройство с кристаллическим фосфором и фотоумножителем. Чувствительная к свету поверхность фотоумножителя представляет собой полупрозрачный слойнзС53БЬ, который испускает электроны при попадании видимого света. Испущенные фотоэлектроны ускоряются рядом из 10—14 чередующихся электродов (называемых динодами), к которым прикладывается последовательно возрастающая разность потенциалов. При соударении фотоэлектронов с ближайшим динодом из него испускаются вторичные электроны, так как поверхность динодов также покрыта Cs3Sb. Следовательно, на каждом диноде происходит умножение электронов и на последнем диноде число электронов по сравнению с первоначальным возрастает в 10<! раз при общем напряжении, приложенном к фотоумножителю, составляющем 1000—2000 В. Электрический импульс фотоумножителя подается на счетную схему и там регистрируется.
Благодаря хорошей надежности сцинтилляционные счетчики широко используют для обычных измерений радиоактивности и особенно у-излучений. По сравнению со счетчиками Гейгера—Мюллера они отличаются более высокой эффективностью у-счета и небольшим временем разрешения, хотя для их питания требуется более стабильное высокое напряжение. Кристалл типа «колодец» (см. рис. 3.15) наиболее популярен вследствие высокой эффективности счета (> 0,9) для образцов, помещенных в колодец. Для счета очень больших объемов жидкости (например, образцов воды при изучении условий окружающей среды) используют специальную конструкцию сосуда для образца, в центре которого размещено цилиндрическое устройство детектора.
Сцинтилляционная спектрометрия. Импульс напряжения, получаемый в сцинтилляционных счетчиках, прямо пропорционален энергии, поглощенной в сцинтилляторе. Если вся энергия ядерной частицы поглощается в сцинтилляторе (что возможно для всех видов ядерных излучений), энергия частицы может быть определена по величине импульса напряжения. Сцинтилляционный счет является одним из основных методов измерения энергии ионизирующего излучения. Одноканальный спектрометр (см. рис. 3.6) — наиболее простая и дешевая система для определения энергии излучений, хотя многоканальные системы позволяют производить измерения намного быстрее.
Несмотря на то что твердотельные детекторы вытеснили сцинтилляционные счетчики в ядерной спектроскопии, сцинтилляционный у-спектрометр все еще остается ценным инструментом в исследованиях и поэтому целесообразно привести его подробное описание.
Как уже указывалось (см. гл. 1), захват у-излучения поглотителем, например кристаллом Nal (Т1), может происходить в любом из трех процессов: фотоэффекте, комптоновском рассеянии и образовании пар. При измерении энергии у-излучения желательны поглощение всей 91
5
Z Рентгеновское  излучение ,л,Ва
•Ротопак j- излу-
чения
h
В X
Спектр комптоновского
рассеяния >4
Рис. 3.16. у-Спсктр ,s’Cs. измеренный «идеальным» сцинтилляционным дотек юром (uj  -г~ ально наблюдаемая кривая (б)
б: /—рентгеновское излучение l|JBa; 2 — плж м w обратного отражения; 3 — спектр комп .	.
рассеяния; 4— фотопик V ихлучеа**
энергии и снижение до минимума потерь энергии, происходящих вследст-вие комптоновского рассеяния у-излучения. Такое условие повышает
число случаев, вносящих вклад в фотопик, соответствующий полной энергии у-излучения. Кроме того, низко-энергетическое излучение может представлять собой фотопики, образованные вследствие комптоновского распределения при рассеянии у-нзлучь ния более высоких энергий. С кристаллами антрацена наблюдается не большое разрешение у-спектра, по-
скольку небольшая атомная масса поглотителя обусловливает преимущественное взаимодействие по комптоновскому механизму. Однако в кристаллах Nal (Т1) [и еще в большей степени ~ Ge (Ы)-ППД1 преимущественным становится фотоэффект. Увеличена
а)
И X £
О 100 200 JOO 500 500 600 700 800
6)
размера кристалла приводит к повышению вероятности захвата фото-на, и, как следствие, вероятность захвата у-излучения, рассеянного iv комптоновскому механизму, возрастает. В результате увеличение раз. мера кристалла приводит к большому захвату полной энергии излуче-ния, попадающего в детектор, что находит выражение в размере фот>
пиков.
Для идеального детектора из Nal (Т1) у-спектр 137Cs имеет форму, показанную на рис. 3.16, а, в то время как измеренный спектр соответствует изображенному на рис. 3.16, б. Уширение фотопика обусловлено многими причинами, в том числе неоднородностью кристаллов ? неравномерным отражением света. Однако причинами, вносящими основной вклад, являются неоднородности изготовления фотокатодов фотоумножителя, флуктуации высокого напряжения на каждом дн-ноде и статистические изменения небольшого числа фотоэлектронов образующихся на фотокатоде.
Разрешение является определяющим фактором возможностей измерительной системы при дифференциации фотопикову-излученн*-близких по величине энергий. Другими характеристиками спектр: (рис. 3.16, б) являются пики, связанные с обратным рассеянием, рентгеновским излучением и шумами. Пик обратного рассеяния возрастает при поглощении кристаллом рассеянных фотонов, образующихся при поглощении у-излучения по комптоновскому механизму в веществе материала, окружающего кристалл. Очевидно, величина этого пика зависит от расстояния от кристалла до этого вещества, а также от природы и его количества. Пик рентгеновского излучения связан с погло-
92
шепнем рентгеновского излучения, испущенного при перестройке электронной оболочки, сопровождающей распад ядра или следующей за внутренней конверсией. Небольшие пики электронов с очень малой энергией, непрерывно испускаемых фотокатодом, создают пики, относящиеся к шумам и наблюдаемые при очень низком уровне дискриминации. Пределы энергии фотонов составляют минимально несколько тысячных электронвольта.
3.7.	ДЕТЕКТОРЫ ВАВИЛОВА —ЧЕРЕНКОВА
Эффект Вавилова—Черенкова, описанный в гл. 1, можно использовать для определения у-излучения высокой энергии, поскольку скорость ядерной частицы должна превышать значение, включенное в соотношение с/п, где п — показатель преломления поглотителя. Нижний порог энергии при измерении p-излучения в люсите (и = 1,5) составляет 0,17 МэВ, поэтому люсит и подобные пластмассы часто используют в качестве поглотителей в счетчиках этого типа. Для обнаружения испускаемого света фотоумножитель помещают в направлении потока испускаемого света. Имеется много сходного в работе сцинтилляционных счетчиков и счетчиков Вавилова—Черенкова, однако световой импульс у последних формируется быстрее ( ~10-11 с), но он меньше, чем у сцинтилляционных счетчиков. Преимущество счетчика Вавилова—Черенкова состоит в том, что его можно использовать для водных (неокрашенных) растворов и что угол испущенного света характеризует скорость поглощенных частиц. При энергии менее 10 МэВ можно обнаруживать только р-частицы.
3.8.	СПЕЦИАЛЬНЫЕ СЧЕТНЫЕ СИСТЕМЫ
При измерении излучения малой интенсивности, когда уровень радиоактивности сопоставим с нормальным фоном излучения, используют специальные электронные схемы, включающие два детектора. Детекторы соединяют таким образом, чтобы сигнал регистрировался, когда оба детектора активируются одновременно {схема совпадений) или, наоборот, когда одновременно активируется только один (схема антисовпадений). С помощью таких устройств нормальный р-,у-фон детектора можно уменьшить более чем в 100 раз. В наиболее современных методах измерения по совпадению используют детекторы, чувствительные к определенным областям энергии, что позволяет получать информацию о виде измеряемого излучения. Например, при измерении Р—у-совпадения, используемого для абсолютного определения радиоактивности образцов, в которых p-распад немедленно сопровождается у-излучением.
Детекторы, чувствительные к направлению, первоначально были разработаны для использования в медицинской диагностике с использованием радиоизотопов. В простейшем варианте такое устройство представляет собой сцинтилляционный счетчик, окруженный свинцо
93
вой защитой с небольшим отверстием, через которое излучение попадает в детектор. Были разработаны скеннирующие приборы, которые позволяют проводить измерение радиоактивности как функцию двух координат. С помощью таких приборов легко обнаруживать накопление радиоактивного индикатора в каком-либо определенном органе тела.
Счетчики для всего тела первоначально были разработаны для исследования отправления радиоактивными веществами, например радием. В настоящее время они используются для диагностики и состоят из большого числа сцинтилляционных детекторов, расположенных вокруг пациента; вся система, включая пациента, размещается в комнате с надежной защитой.Чувствительность такой системы позволяет определить естественную радиоактивность в теле человека, обусловленную такими нуклидами, как 40К.
На ядерных предприятиях (например, на урановых рудниках, в ядерных реакторах, на заводах по переработке ядерного топлива и др.) необходимо непрерывно контролировать активность потоков газов и жидкостей. На рис. 3.17 показаны два устройства для мониторинга воздуха: первое (рис. 3.17, а) для чистых газов (например, 14СО2, Ru или Кг) и второе (рис. 3.17, б) для аэрозолей (например, Тс, Ru, актиноидов).
г
Рис. 3.17. Типы мониторов:
а — монитор для радиоактивных газов' / — измерительная камера; 2 — комнатный воздух (19 м3/ч); 3 — входной фильтр; 4 — главный фильтр; 5 — контрольная камера; 6 — контрольный воздух (1 м3/ч); 7 — входной и главный фильтры; 3 — записывающее устройство; б — монитор для радиоактивных аэрозолей с устройствами для измерения задержки времени: / — полоска фильтровальной бумаги; 2 —воздух; 3 — детекторы
94
Рис. 3.18. Устройство для непрерывного контроля радиоактивности воды:
/ — вход потока; 2 — выход потока; 3 — счетчик измерения потока; 4 — счетчик измерения фона;
6 — блок высоковольтного питания; 6 — усилитель; 7 — дифференциальный счетчик; в —указатель измерительного счетчика; 9 — измеряемый сигнал; 10 — аварийный сигнал; 1Г — дифференциальный указатель; /2 —сигнал фона; 13 — указатель счетчика фона
Во втором случае используют два детектора, так что некоторая часть активности (например, материнская или дочерняя активность) может распадаться между этими двумя детекторами. Задержка времени подбирается путем измерения длины полоски бумаги (на которую нанесена активность) между детекторами и скоростью перемещения этой полоски.
На рис. 3.18 схематически представлено измерительное устройство для мониторинга воды. В качестве детектора используют простой счетчик Гейгера—Мюллера, пропорциональный или сцинтилляционный
счетчик. В этом устройстве предусмотрена аварийная система сигнализации, включаемая в тот момент, когда измеряемая скорость счета превышает фон на определенную предварительно установленную величину. В другом устройстве детекторы (например, трубки Гейгера—Мюллера) погружаются в поток воды или вода обтекает детектор (см. рис. 3.18). Преимуществом устройства, изображенного на рисунке, является то, что активность не сорбируется на поверхности детектора.
3.9.	АБСОЛЮТНЫЕ СКОРОСТИ РАСПАДА
Определение абсолютных скоростей распада имеет важное значение во всех областях ядерной химии, в исследованиях с применением индикаторов, при определении возраста и т. п. Для решения этой задачи применяют многочисленные методы, многие из которых описаны ранее (счет треков, измерения с жидкими сцинтилляторами, 4 л-про-порциональные счетчики и др.). Если ядро распадается с испусканием Р- и у-излучений, абсолютную скорость распада можно измерять с помощью двух ППД, расположенных непосредственно у каждой из сторон тонкого образца; один из детекторов чувствителен к p-излучению, другой — к у-излучению.
При наличии одного детектора в обычном считающем устройстве абсолютные скорости счета можно получить путем сравнения неизвестных образцов со стандартами.
95
Когда стандартных образцов в распоряжении нет, можно приблизительно оценить абсолютную скорость распада путем учета различных факторов, влияющих на эффективность счета. Эффективность счета ф определяется как отношение измеренной скорости счета к абсолютной скорости распада. Эффективность счета является произведением всех факторов, влияющих на измеренную скорость света, и может быть выражена следующим образом:
Ф = Фдет Фразр Ф гспм ’I’oOp’l’c’l’ погл»	(3.13)
где фдет — эффективность счета детектора; фразР — поправка на время разрешения; фГеоМ — геометрический фактор; фобр — коэффициент обратного рассеяния; фс — коэффициент самопоглощения; фПОгл — коэффициент поглощения.
Эффективность детектора определяется отношением числа регистрируемых импульсов к числу частиц, входящих в чувствительную область детектора. Для большинства детекторов эффективность составляет приблизительно 100% для а-частиц и 6-частиц высокой энергии, но часто значительно меньше для -у-излучения. Поскольку довольно трудно применить простые геометрические представления для угла, образуемого между неточечным источником и детектором, то обычно факторы фдет и фГеом определяют экспериментально с помощью очень тонкого стандартного источника с поверхностью, приблизительно такой же, как у неизвестного образца.
Как уже отмечалось, в гл. 1, p-излучение обычно отклоняется на большой угол, в результате чего Р-частицы на пути от образца к детектору могут отклониться и вновь попасть в детектор после нескольких случаев отражения. Так как такое обратное отражение или рассеяние зависит от атомного номера материала, на котором размещен образец, фобр растет с ростом толщины материала подложки до величины насыщения, после чего остается постоянным. Счет обычно производится или с почти невесомой подложкой (фобр = 0 или с подложкой, толщина которой достаточна для достижения насыщения. Толщина насыщения соответствует приблизительно 1/5 длины пробега Р-частиц в материале подложки. Рассеяние может также происходить от степок держателя образца, но оно обычно вносит меньший вклад по сравнению с рассеянием от подложки образца.
Если толщина образца значительна, скорость счета может возрастать за счет внутреннего обратного рассеяния, однако снижение скорости счета благодаря самопоглощению внутри образца может иметь преимущественное значение. В таком образце самопоглощение обратно пропорционально энергии p-излучения и прямо пропорционально толщине образца. Например, для образца 32Р (1,72 МэВ) толщиной 15 мг/см2 самопоглощение невелико, а в случае 14С (0,15 МэВ) поглощение для образца толщиной даже 1 мг/см2 довольно существенно. Коэффициент поглощения можно определять путем просчета серии образцов различной толщины до набора одного и того же числа импульсов с последующей экстраполяцией массы образца до 0.
Коэффициент поглощения фПОгл связан с поглощением частиц после их выхода из образца в воздушном пространстве между образцом 96
и детектором и затем в окошке детектора. Обычно этот коэффициент также определяют экспериментально сравнением с образцом известной активности.
3.10.	ПРИГОТОВЛЕНИЕ ОБРАЗЦОВ
Из обсуждения факторов, влияющих на эффективность счета, следует, что приготовление образцов необходимо выполнять тщательно с хорошей воспроизводимостью для всей серии измеряемых образцов. Измерение а- и 0-излучателей в растворе успешно выполняется с помощью жидких сцинтилляторов. В этом методе излучатель входит в состав самой системы детектирования, поэтому эффективность и воспроизводимость очень высоки. а-Излучатели можно эффективно изме-
Рис. 3.19. Приготовление тонких образцов с определенной поверхностной плотностью:
а — устройство для фильтрования; б — ячейка для электролиза; в — центробежная пробирка; г— д — забор раствора млн взвеси пипеткой и перенос ее на тарелочку для испарения. Кольцо из алюминия следует нагревать до температуры, немного превышающей температуру кипения жидкости, с--правильное положение объема раствора, ж-з — неправильное положение
рять в виде твердых образцов, причем для очень тонких образцов са-мопоглощение минимально. При измерениях в а-спектрометрии плотность образца должна быть не более 0,1 мг/см2, используют преимущественно пропорциональные счетчики без окошек или внутренние ионизационные камеры. Измерение твердых образцов 0-излучателей сильно зависит от энергии 0-излучения; основными факторами являются однородность, толщина образца, обратное рассеяние и др. Применение детекторов, чувствительных к определенной области энергетического спектра, позволяет производить надежные измерения какого-то определенного радионуклида в присутствии других излучений.
4 Зак. 1943	97
Для приготовления твердых образцов используют различные методы (осаждение, испарение, электролиз). При изготовлении образцов с помощью метода осаждения их сопоставимость достигается применением одинаковых количеств носителей, что обеспечивает одинаковую плотность для всех образцов. Полученный осадок фильтруют, используя фильтровальную пластинку или бумагу с воспроизводимой геометрией (рис. 3.19, а). Если фильтрование трудновыполнимо, применяют центрифугирование в специальной пробирке (рис. 3.19, в) или такой прием, когда осадок, полученный после центрифугирования, смешивают со спиртом и взвесь пипеткой переносят на счетный диск определенной геометрии. После испарения спирта или другой органической жидкости остается однородный тонкий слой осадка (рис. 3.19, г—з). Во время испарения раствора возникают большие трудности при олу-чении тонкого однородного слоя осадка. Однако устройство, изображенное на рис. 3.19, д, позволяет путем медленного испарения небольшого количества твердого носителя получить довольно однородный образец. Более однородные образцы можно получить электроосаждением образца из водного раствора (рис. 3.19, б). Этот метод можно также использовать и для неводных растворов при условии, что органические растворители содержат следы воды и применяется потенциал порядка нескольких сотен вольт на сантиметр.
3.11.	СТАТИСТИКА СЧЕТА И ОШИБКИ
Даже в тех случаях, когда экспериментальная измерительная установка и измеряемые образцы совершенны по конструкции и изготовлению, измерения всегда имеют ошибки, обусловленные статистической природой радиоактивного распада. Каждый радиоактивный атом имеет определенную вероятность распада в пределах некоторого интервала времени. Следовательно, поскольку вероятность допускает случайный характер явлений в любом интервале времени, число распадов может быть больше или меньше для любого определенного интервала времени для одного и того же образца. Поэтому необходимо при измерении образца рассчитать вероятность, при которой измеренная скорость счета будет соответствовать близкой к истинной (средней) скорости счета. Закон биномиального распределения точно выражает эту вероятность, но в повседневной практике используется пуассоново или гауссово распределение, так как оба приблизительно соответствуют первому, но они значительно проще. Если среднее число импульсов больше 100, можно с успехом применить гауссово распределение. Вероятность наблюдения измеренного значения полного счета V равна
P(W)=r7J=“p[-(A?-A/)72W].	(3.14)
V 2л N
Стандартное отклонение а в этих случаях может быть выражено в виде
а=У?У.	(3.15)
В этом уравнении Р (N) — вероятность нахождения величины W; W — среднеарифметическое значение всех измеренных величин; N — измеренное значение. На рис. 3.20 представлены пуассоново и гауссово распределения для W = 20 имп. Стандартное отклонение («статистическая ошибка»), согласно теории ошибок, означает, что с вероятностью 68% величина_измереиного значения лежит в пределах i о от средней «истинной» величины N. Для 100 измеренных импульсов выражение 100 ± 10 означает, что в вероятностью 68% истинное.зна-98
чение будет находиться в интервале между 90 и НО имп. Если предел ошибок соответствует 2а, вероятность того, что истинное число импульсов будет находиться в этих пределах, составляет 95,5%; для За вероятность равна 99,7%.
На рис. 3.21 представлено соотношение между К (числом стандартных отклонений) и вероятностью того, что истинная величина лежит вне пределов, выраженных К. Например, при К = 1 (т. е. ошибка равна ± 1а) эта величина указывает, что вероятность истинного значения, находящаяся вне пределов /У± а, равна 0,32 (или 32%). Это согласуется с наблюдаемой вероятностью, равной 68%, т. е. истинное значение лежит в пределах ± 1а. Зависимость, изображенную’ на рис. 3.21, можно использовать для применения эмпирического правила отбора представительных данных. Есл^ какое-либо измеренное значение отличается от
Рис. 3.20. Пуассоново (/) и гауссово (2) распределения для Л/= 20
Рис. 3.21. Вероятность ошибки большей, чем Ка, для различных значений К
средней величины более чем в 5 раз, вероятную ошибку можно отбросить, поскольку вероятность в этом случае меньше одной тысячной. Вероятность ошибки равна 50%-ной вероятности, что соответствует 0,67а.
Из соотношения а и N следует, что чем больше число набранных импульсов, тем меньше неопределенность. Очевидно, для большой точности необходимо регистрировать большое число импульсов, используя образцы с высокой радиоактивностью или увеличивая время счета.
Для получения более точного значения радиоактивности образца нужно вводить поправки на активность фона. Если число импульсов образца равно Л/ ± а, а число импульсов фона Л£>+ о, то значение с учетом поправки рассчитывают по следующему уравнению:
поправкой = (N—/V о) ± "|/а2-|- а о.	(3.16)
Если образец измеряют в течение времени Д/ и фон в течение времени Д/о, то измеренная скорость радиоактивного распада равна
При измерении радиоактивности всегда чрезвычайно важно иметь в виду статистическую природу скорости счета. Каждое измерение имеет неопределенность, и соответствие между двумя измерениями можно выразить вероятностью с помощью стандартного отклонения а.
В экспериментальной работе с радионуклидами кроме статистической ошибки при определении скорости счета могут встречаться и другие ошибки, например при взвешивании или измерении объема, определении pH и др. Эти ошибки могут также присутствовать в конечных результатах. Для подобных сложных ошибок нужно применить закон распределения ошибок:
// rfF V ( dF V
а’'^- V	+ • • •	(318)
4*
99
где (JF — ошибка п дартными ошибкам! чаем:	ри определении F, зависящая от величин А, В... со ст»* 1 (JAt и др. Для произведения А В и отношения Л/В ииу
и	F = (4-B)(l±«)	(31* F = (Л/S) (1 ± s).	(3 Ц
где	s~V (-£)’’
Для функций Ах	и 1g Л применяют следующие выражения: F— Ах ± х Лх"1 ол;	(3.2.’. F-'g4± 2,3034 •
Полезным мет< ву распределению X2 рассчитывают	эдом для проверки соответствия измеряемых ошибок riser©-является так называемая проверка по «х-квадрату». Беличику по уравнению: м ^F-F,? 2	»	и А F(k-l)
где М — число и: применима. Значе пределению превы независимых пере: стых систем счета тервалов времени	змерений (т. е. точек на кривой), для которых фунте F ние х2 будет равно 0,5—1,0, когда соответствие гауссову рк-сит 50%, k равно числу степеней свободы, т. е. М плюс числе менных. Это соотношение применимо в общем виде; для гро-F заменяется на N, число импульсов берется для взятых ри-и k = М.
Глава 4
ПРОИЗВОДСТВО радионуклидов
Производство радионуклидов может быть рассмотрено на трех различных уровнях: 1) около и менее 1 Ки для исследовательских рабст. 2) в масштабе единиц килокюри для биологических и промышленных применений и 3) порядка мегакюри в реакторах АЭС. Основные принципы производства сходны: главными стадиями являются приготовление мишени, облучение и связанные с ним вторичные э4)фекты, переработка мишени, выделение и очистка. Работа с радиоактивными образцами, особенно с высокими уровнями радиоактивности, требует применения специальных методов и большой осторожности.
В этой главе основное внимание уделено принципам получения чистых радионуклидов различными методами без специальной ориентации на масштабы производства.
Ежегодный объем производства радионуклидов, выпускаемых дл« использования в исследованиях и других применений, превышает 100 млн. долл., что отражает важность этого производства.
100
4.1.	ОБЩИЕ ПРЕДСТАВЛЕНИЯ
Радиоактивные нуклиды получают в разнообразных ядерных реакциях с применением различных ускорителей частиц, однако только циклотроны и реакторы с умеренным потоком нейтронов позволяют получать источники достаточно высокой удельной активности, представляющие практический интерес. Эти два метода производства дополняют один другой, поскольку с помощью каждого из них можно получить изотопы одного и того же элемента.
В циклотронах заряженные частицы (протоны, дейтроны, а-части-цы) бомбардируют ядра мишени, после эмиссии одной или нескольких частиц для снятия избытка энергии возбуждения образуется радиоактивный продукт — радионуклид. Захват положительно заряженных частиц с последующей эмиссией нейтронов приводит к образованию изотопов с недостатком нейтронов по сравнению со стабильными изотопами элемента. Другой важной особенностью облучения на циклотроне является образование продукта, не изотопного с мишенью. В результате после химических разделений и очистки получается продукт высокой удельной активности, так как он не разбавлен материалом мишени. В отличие от этого при производстве в ядерных реакторах получаемый продукт и мишень обычно являются изотопами одного элемента. Получение радионуклидов с помощью циклотрона предпочтительнее, если для данного эксперимента необходима более высокая удельная активность. Примером, иллюстрирующим важность циклотронного облучения, является образование радионуклида 22Na по реакции:
^Mg+fH^fNa + Же.
Цепные реакции, протекающие в ядерных реакторах, приводят к образованию нейтронов. Если в реактор вводятся другие материалы, то нейтроны будут ими поглощаться с образованием изотопов с избытком нейтронов, часто радиоактивных. Типичным примером служит следующая реакция:
23Na (и, у) 24Na.
Другой формой получения радионуклидов в реакторе является процесс деления, в котором образуется большое число радиоактивных продуктов деления, занимающих широкий интервал атомных номеров с различной распространенностью. В противоположность продуктам, образующимся при захвате нейтронов, эти продукты деления можно выделять с высокой удельной активностью. Однако выделение какого-нибудь определенного радиоактивного элемента из смеси продуктов деления, состоящей из большого числа радионуклидов, является очень сложным, длительным и трудоемким процессом.
Радиоактивные нуклиды можно также получать как дочерние продукты распада материнских изотопов, которые были первоначально произведены облучением в циклотроне или реакторе.
Выбор способа получения радионуклида зависит от нескольких факторов: от расстояния до места производства и времени доставки, 101
Продолжительность времени процессов разделения и очистки, периода полураспада радионуклида и типа эксперимента, в котором предполагается его использовать. Тип эксперимента и доступное оборудование для работы с радиоактивными продуктами определяют, какой именно радионуклид может быть использован. Например, если в соответствии с экспериментом необходимо использовать в качестве индикатора натрий в течение по крайней мере нескольких недель, то применение полученного в реакторе 24Na (7\/2 = 15 ч) исключено и требуется радио-
Рис. 4.1. Участок карты изотопов, демонстрирующий образование элемента X под действием различных излучений и при радиоактивном распаде
нуклид, получаемый облучением в циклотроне, 22Na (7\/2 =2,6 года). Если для выполнения эксперимента требуется применять очень высокие удельные активности, то необходимы продукты, получаемые в циклотроне или выделяемые из продуктов деления. Радионуклиды реакторного происхождения обычно намного дешевле, потому что в реакторе одновременно можно облучать большое число мишеней, в то время как в циклотроне бомбардировать только одну мишень.
Несмотря на то что эти соображения важны для выбора радионуклида, требуемого для определенной цели, возможности производства могут быть ограничены отсутствием установок для облучения (реакторов, различных ускорителей) или сечением реакции. На рис. 4.1 представлена небольшая часть таблицы (карты) изотопов, на которой показано ядро-продукт jX и пути его образования. Например, ядро-продукт можно получать по (/?, у)-или (d, р)-реакции из z~lX или по (dy а)-реакции из z±iX и т. д. Выбор реакции зависит от доступности определенного нуклида, энергии бомбардирующей частицы и сечения образования (указаны в таблицах ядерных данных). Одна и та же бомбардирующая частица может образовывать несколько различных продуктов; например, на рис. 4.1 показано пять различных продуктов, образующихся в реакциях под действием дейтронов.
Следует также иметь в виду, что вслед за индуцированной ядерной реакцией может последовать быстрый радиоактивный распад, приводящий к образованию требуемого радионуклида. Так, (п, 2н)-реакция может привести к образованию продукта z^, который быстро распадается до z-i*, испуская при этом р~-частицу, например 238U (л, 2л) “’U, а затем “’U 6 сут 237Np; получаемый 237Np используется для исследования химических свойств нептуния.
102
4.2.	ВЫХОДЫ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ
Получение радионуклида при облучении в реакторе или ускорителе можно представить так:
ХЧ4~ХМ —► Xj —> Х2 —* Х3«	(4.1)
В уравнении главный интерес представляет продукт Х± (образующийся со скоростью k), который является радиоактивным и, распадаясь в одной стадии или цепочке, переходит в стабильный нуклид. Количество атомов радиоактивного продукта Xlt присутствующее в определенное время t, представляет разность между общим числом образующихся атомов продукта и числом радио
активно распадающихся за время t, что выражается дифференциальным уравнением
dNi = kdt—	(4.2)
Интегрирование при пределах Nt=Q (что указывает на отсутствие ядер радиоактивного продукта Xj в начале облучения) и соответствующем времени облучения /Обл Дает:
k
= —(1—ехР ( —Мобл))-	(4-3)
Рис. 4.2. Изменение относительного числа атомов продуктов во время облучения и последующего охлаждения
растет экспоненциально до максимального значения, которое достигает-ся, когда /облм » 1 (т. е. » Т1/2):
<тах)=*М1-	(4.4)
Однако для ^ОбЛ«Л/2 ПРИ применении ряда Маклорена и допущении, что ехр (— Х^обл) « 1 — Мобл» из уравнения (4.3) получим
Л^ —Л/Обл Ообл ^1/2)-
(4.5)
Если время облучения измерять в периодах полураспада а = /об,1/Т’1/2 то

(4.6)
Это уравнение показывает, что при облучении в течение одного периода полураспада (а= 1) образуется 50% максимально возможного количества, облучение в течение двух периодов полураспада приводит к оборазованию 75% и т. д.
После завершения облучения ядра радиоактивного продукта продолжают распадаться в соответствии со своим периодом полураспада. Обозначим время распада после окончания облучения как /пыд (называется временем выдержки). Число ядер продукта, которое является функцией времени облучения /Обл и времени выдержки /выд» выражается следующим уравнением:
k
N1 —	[1 СХР (^i ^обл)| exp ( ^выд) •	(4-7)
На рис. 4.2 на примере двух нуклидов показано влияние времени выдержки. Скорость образования k может быть выражена: для тонкой мишени в потоке нейтронов
k —	(4.8а)
для тонкой мишени в ускорителе
k = 6,24-1018io^xz-\	(4.86)
1Q3
где Nt — общее число ядер мишени с сечением о; Nvx — число атомов мишени на единицу поверхности. Если выделяемый продукт является продуктом деления, то его выход может увеличиваться за счет деления.
Уравнение (4.8) выполняется при условии, когда энергия бомбардирующих частиц поддерживается постоянной, чтобы сечения реакции образования также оставались постоянными. Кроме того, число ядерных реакций должно оставаться небольшим по сравнению с общим числом атомов мишени, что позволит принимать постоянным Nt или Nv. И наконец, при использовании уравнения (4.8) нужно иметь в виду, что поток при прохождении через мишень не должен уменьшаться (условие выполнимо только для тонкой мишени).
Обычно измеряют скорость радиоактивного распада Лх, а не число атомов
Считая А = &N/&t, из уравнения (4.8а) получаем:
Л1 = Л(1—ехр ( — X г/0бл)) ехр (— Хх ^в1>1д).	(4.9)
Это уравнение — основное выражение для расчета производимых радионуклидов; для реакторных облучений k рассчитывают по (4.8а), при облучении в ускорителе применяется (4.86).
В качестве примеров использования этих уравнений рассмотрим получение радиоактивного натрия облучением в реакторе и циклотроне. Na2CO3(M = 106) облучается в реакторе для получения 24Na, который имеет период полураспада, равный 15,0 ч, и испускает |3- и у-излучения. Сечение образования 23Na (100% в природном натрии) для тепловых нейтронов равно 0,53 б. Если масса образца 5 г, время облучения 60 ч и поток тепловых нейтронов 1012 нейтр./(см2-с), то в конце облучения получим:
2-5
Л= 1012-0,53-Ю"24- ------6,02-Ю23 X
X р — ехр^ —0,693-—Ц = 2,8-Ю10 расп./с.
24Na можно получить облучением магния в ускорителе по 2(iMg (d, a) 24Na-реакции. Для нейтронов с энергией 22 МэВ сечение образования равно 25 мб. В магниевой фольге толщиной 0,1 мм (Л4 = 24,3, р = 1,74 г/см3) и площадью фольги несколько большей сечения бомбардирующего потока за 2 ч облучения при токе 100 мкА полученная активность 24Na (при 11,0% содержании 2CMg в природной смеси изотопов магния) в конце облучения составит:
А = 6,24 * Ю18-100- 10-е-25- Ю“27 (о, 11	6,02-Ю23 0,01) X
X [ 1 —ехр ( — 0,693 —-'jI =6,53• 107 расп./с.
4.3.	РЕАКЦИИ ВТОРОГО ПОРЯДКА
При больших сечениях образований, коротких периодах полураспадам про* должительном облучении в результате захвата становится возможным образование продуктов второго порядка. Если продукт первого порядка — радиоактивный, то его концентрация в любое время зависит от постоянной распада, сечения образования продукта второго порядка и, конечно, его собственного сечения образования. Получение ядер при многократном последовательном захвате нейтронов показано на схеме (рис. 4.3). Для упрощения будем считать, что ядер-ные превращения включают только один захват нейтрона, и он сопровождается только Р-распадом. Однако представленная схема применима ко всем видам ядерного превращения и формам распада.
В случае п, у-реакции с последующим Р~-распадом верхний горизонтальный ряд на рис. 4.3 представляет образование наиболее тяжелых изотопов элемента 104
Мишени (цепочка с постоянным Z), и вертикальные ряды являются изобарными цепочками распада каждого из этих изотопов (цепочки с постоянным Л). Первые ряды показаны толстыми стрелками. Цепочки, включающие как ядерпые превращения, так и радиоактивные распады, играют важную роль в теории образования элементов во Вселенной, в термоядерных реакциях, происходящих в звездах, и в синтезе трансурановых элементов.
Для каждого нуклида, изображенного на рис. 4.3, можно написать дифференциальное уравнение изменения концентрации со временем в зависимости от облучения и распада:
Хи : dNjdt = - (фаи + Хп) = - An^l(	(4.10а)
: dN2\Jdt = Хц А/ц (ф O21	^21) ^21 = ^*1^11 — ^21^21» (4.106)
Xз! : dN31/dt — ^21^21 — (Ф ^31 “Ь ^31) 31 — ^-21^21 — А Э1М31;	(4. Юв)
Xj2 • dNtildt = Ф ^ц^/ц — (Ф ^12	^12) ^12 —	— ^12^12» (4.10г)
Х±э : dNl3/dt — ф 0^2^12 — (Ф з “Ь ^13) э = Л*2 Л\2 — ^13^1 з> (4- Юд)
Х22 : dN-22 /dt —	12 ф ^21^21	( Ф &22	^22) N22-	(4.1 Ое)
Теперь рассмотрим три различных случая.
Случай 1. Последовательный радиоактивный распад. Он происходит после образования первого радиоактивного (материнского) ядра Хп. Таким образом,
рассмотрим только левую вертикальную цепочку, предполагая, что oru, сг2 и т. д. равно 0. В данном случае вто-
рой индекс цепочки А + 1 является
постоянным и его можно опустить.	А+1-и,епэчка А+2-и,епочка А+З-цепочка
Такие условия соблюдаются для всех	I	'	I
природных цепочек распада и для	v	v	v
цепочек распада продуктов деления. Для каждого члена цепочки распада можно написать дифференциальное уравнение
= (<•>!)•
dt
(4.Н)
Такое уравнение уже рассмотрено выше при образовании материнского продукта Xv
Общее решение в случае со многими последовательными распадами обычно связано с решением уравнений Батемана (Г. Батеман, 1910 г.):
Nn (0 = ХА ^2 ...
Рис. 4.3. Образование тяжелых нуклидов при многократном захвате нейтро-
нов п связанные с ними цепочки рас-
^jCjexp ( —0, (4.12а) 1
где /Vn (/) — число атомов n-го элемента после времени t\ /VJ — число атомов Xt при t — 0, t — время распада и
/ = п
С1= П (A.J — Х1)-1 для /#.(,	(4.126)
/ = 1
При i = 1 получим выражение N — No exp (— X/) для простого радиоактивного распада. Предположим, что /V? = 0 для i > 1. Для цепочек, у которых 105
Afj > 0, применив ряды уравнений Батемана и сложив их вместе для i — 3 и N® = Л/о = 0 при t = 0, получим:
tf3(/) = А^Л^ [Cj exp (-AjO + Ca exp (- Aa/) + C3exp (- X30), (4.13) где С = (Aa -XJ-i (Ц-Aj)-1; Ca = (Xx - Aa)-1 (A3 - A2)-i; C3 = (Ax -
Ag)~ (^2—„	q.
Случай 2. Последовательный захват нейтронов, спот случаи представлен верхним горизонтальным рядом на рис. 4.3 (цепочка с постоянным Z). Поскольку первый индекс в этой цепочке является постоянным, его в данном случае можно также опустить. Будем считать, что Ац, А^ и т. д. равны 0. Такие условия часто соблюдаются при образовании трансурановых элементов в ядерном реакторе, которые являются долгоживущими по сравнению со временем облучения. Образование каждого члена цепочки можно представить
= ф CTi «М 1—ф<У1^. dt
Заменив в этом уравнении ^CTj на Ai, получим уравнение, идентичное (4.11). Таким образом, решение случая 2 получено с применением уравнения Батемана (4.12). Следует также отметить, что в этом случае t называется временем облучения (/обл)-
Случай 3. Сочетание ядерного превращения с Такие комбинированные эффекты можно описать с фикации уравнений Батемана, разработанной У.
Введем следующие сокращения:
Л = А, Л* = фа* + А*,
(4.14)
радиоактивным распадом. помощью небольшой моди-Рабинсоном.
(4.1 Б)
(4.16)
Л1 — константа убывания нуклида i, а Л* — парциальная константа образования, ст* и А* — парциальное сечение образования и константа распада для нуклида; в некоторых случаях сть ст*, А и А* могут быть равны нулю. Вводя принятые сокращения для образования продукта Хц цепочки с постоянным А + ] (второй индекс равен единице для левого вертикального ряда), получаем уравнение
dN<
~~dt - =	Ai	/Vi.!—Aj/Vt	(4.17)
Аналогично для образования продукта Хц (цепочки с постоянной Z) получим:
dN, dt
(4.18)
где первый индекс, равный 1, опущен для упрощения. Эти оба уравнения становятся тождественными, если парциальная константа образования Л* (4.1G) для каждого нуклида используется с поправкой ст* и А*; в уравнении (4.17) ст* = 0 и в уравнении (4.18) А* = 0. Выполнив преобразование с применением уравнений Батемана, получим:
Л'п(0 = Л1Л? ... AJ_! № iXiMp (—Л,. t),	(4.19a)
1
где i=n
СГ- П (Aj-Aj)-! (j #= i).	(4.196)
/ = 1
Время t в данном случае есть время облучения /Обл-
Применение этого выражения и Л* лучше всего проиллюстрировать на практическом примере.
106
Если 1,0 мг ТЬ.1О3 (М = 366) облучается 30 сут при плотности потока тепловых нейтронов 1014 нейтр./(сма-с), то происходят следующие процессы:
(«. V)	(л, у)
16»ТЬ---------------► юо ТЬ
Oiet25 >56
Qi во 52 56
ioiTb
72,1 сут
’1/2 6,90 сут.
i6°Dy (стабильный)
Соответствующее уравнение образования (4.18), имеет следующий вид:
itiiDy (стабильный)
ШТЬ, производное уравнение
ехр( —Л1вор	ехр( —Л161р	\
(Also А100) (Л1в1 — Л1в0) (Ajgg — А101) (Л100— Л101) / (Л1-):Л1бв= ф а159 = Ю14-25,5-10“24-~-2,55 • IO-0 c"i;
(4.20)
0 693
(Аа —): Л1в0= фо1с0+ Х1в0= 1014 • 25- io-**-]- ——— = 1,64-10’’ с’4;
72,1-24-3600
0,693
(Лэ	. ЛМ1 = *„,= е 9.24.3600 - 1.162-10-» с-ь
(Л* = ):Л{00 =tpо1С0= Ю14-525-Ю-24 = 5,25-Ю-8 c"i.
6,02 • 102з
(Л<?)  М°59 = 2----—------ • 10-3 = 3,28 • 1013 атомов.
366
(/ = ) : / = /обл=30 • 24 • 3600-2,59 - Ю« с-1
Заметим, что Л£Б9 —скорость образования 100ТЬ; Л|оо —скорость образования 1в1ТЬ, в то время как Л1б9, Л10) и Л161 — скорости убывания 159ТЬ, 1в0ТЬ и 1в1ТЬ соответственно. Подставив экспериментальные значения, получим выход /Viei =5,68-Ю14 атомов. Радиоактивность А101 = Х1в1-Л/161 = 1,162-10~в -5,68-1014 = 6,60-108 расп./с или 4-Ю10 расп./мин.
4.4.	УСЛОВИЯ ВЫБОРА МИШЕНИ
Успех эксперимента по облучению в большой степени зависит от правильного выбора и подготовки мишени. Во многих ядерных экспериментах время, затрачиваемое на приготовление мишени, значительно превышает время эксперимента. Если цель заключается в получении радионуклида для простых экспериментов с мечеными атомами, то сведения, приведенные в этом разделе, будут достаточными. Однако если продукт должен иметь особо высокую чистоту, удельную активность или очень короткий период полураспада, то необходимо применять специальные методы, которые рассмотрены далее.
Физические свойства. В тонких мишенях поток и энергия бомбардирующих частиц не изменяются при прохождении через мишень. Когда энергия бомбардирующей частицы (в толстой мишени) значительно изменяется, то простого способа рассчитать выход продукта не имеется. Точное представление о толщине мишени зависит от условий эксперимента; в большинстве случаев тонкой мишенью считают та-
107
кую, у которой масса относительно поверхности не более нескольких миллиграмм на квадратный сантиметр или толщина не превышает нескольких микрометров. Тонкие мишени обычно используют для облучения в ускорителе и изготавливают из твердого материала — металла или неорганического соединения. Чтобы мишень имела достаточную механическую прочность, ее обычно закрепляют на подложке, например алюминии. Подложка может быть частью твердого держателя мишени, который снабжен устройством для отвода тепла, выделяющегося при облучении мишени. Тонкие мишени закрепляют на подложке электролитическим осаждением, вакуумным напылением или сбором в масс-спектрометре (для изотопно-чистых мишеней) или с помощью других методов.
При облучении в реакторе для получения более высоких выходов чаще применяют толстые мишени. Ослабление эффективного потока нейтронов (фо) в мишени происходит не так быстро, как потока заряженных частиц, поэтому толстые мишени при облучении нейтронами можно рассматривать как «тонкие». Однако если произведение сгМ велико, то нейтронный поток может заметно уменьшаться в центре мишени, хотя изменение энергии тепловых нейтронов при этом незначительно.
Материал мишени может быть твердым, жидким и газообразным. При облучении в реакторе мишень или несколько мишеней обычно помещают в полиэтиленовый или металлический контейнер с относительно малым сечением захвата нейтрона. Стекло типа пирекс и стекло, содержащее натрий, не являются хорошими материалами для контейнера, так как вследствие реакций 10В (/?, a) 7Li и 23Na (п, у) 24Na происходит большой захват нейтронов или образуется долгоживущий у-активный продукт соответственно. В кварцевом стекле образуется некоторое количество у-активного 31Si (Т\/2 = 2,64, сечение захвата для тепловых нейтронов озахп = 0,11 б). При использовании алюминиевого или магниевого держателя также образуется небольшая у-активность, однако сечения образования 24А1 и 27Mg малы, и эти радионуклиды быстро распадаются (Ti/2 равен 2,3 и 9,5 мин соответственно). Первоочередным требованием, предъявляемым к контейнеру, является его герметичность и способность отводить тепло от облучаемых мишеней со скоростью, необходимой для предотвращения их расплавления.
Иногда более важным требованием является не толщина мишени, а ее выгорание при облучении. Если число атомов мишени в начале облучения составляет а после облучения в течение времени /оСл оно равно AfM, это выгорание можно определить по следующей формуле:
Км = Кмв -СТпол.^/обз),	(4.21)
где Ополи включает сечения всех процессов, в которых число атомов мишени убывает. Когда ещолн Ф ^обл < К то выгорание невелико.
Например, в случае облучения золотой фольги толщиной 0,3 мм ослабление потока составляет 17%, для фольги толщиной 0,01 мм оно равно 0,62%, а для фольги толщиной 1 мм — 44%. Толщина мишени не входит в уравнение для расчета выгорания (4.21). При облучении потоком нейтронов 1013 нейтр./(см2-с) в течение 10 мин выгорание пренебрежимо мало. Однако при облучении таким же потоком в тече-108
ние 1 мес выгорание составит 0,26%, а при облучении в течение 1 мес потоком 1016 нейтр./(см2-с) оно достигнет 20% .
Химические свойства. Существуют два способа получения чистых радионуклидов, не загрязненных другими нуклидами. Следует применять чрезвычайно чистую уникальную мишень или очищать радиоактивные продукты после облучения. Например, при облучении в течение одной недели 10 г образца цинка потоком 1013 нейтр./(см2-с) образуется e6Zn (Tl/2 = 244 сут) с активностью 7,1 - 10е расп./с. Однако если в цинковой мишени содержится около 0,1 % меди, то дополнительно к цинку образуется 64Cu (Ti/2 = 12,7 ч) с активностью 3,0 X X 10е расп./с. В качестве другого примера можно привести бомбардировку кюриевой мишени ионами углерода, когда полагали, что был открыт 102No. Однако наблюдавшаяся активность, как было установлено позднее, была обусловлена продуктами, которые образовались за счет присутствия в мишени небольших количеств свинца. Аналогично при активационном анализе самария образцы не должны содержать примесей европия из-за его большого сечения образования. Справочники по активационному анализу часто содержат информацию относительно образования мешающих анализу радионуклидов, обусловленного присутствующими в образце примесями.
Даже в химически чистой мишени образуются радионуклиды нескольких элементов, особенно при облучении в циклотроне, когда возможны разные пути протекания реакций. Например, при облучении магния дейтронами протекают следующие реакции: 24Mg (79%) (d,a) 22Na (TI/2 = 2,6 года); 26Mg(10%) (d, n) 26A1 (T1/2 = 7-105 лет); 2eMg(ll%) (d, a) 24Na (TI/2 = 15 ч).
Вскоре после облучения доминирующим радионуклидом является 22Na; после более длительного выдерживания 22Na всегда загрязнен 26А1. В таком случае после облучения необходима химическая очистка для получения чистого продукта.
Подходящий для мишени материал может вообще отсутствовать или иметь очень высокую стоимость вследствие низкой распространенности в природной смеси. 45Са (7"1/г = 163 сут), наиболее полезный радиоизотоп кальция, образуется из 44Са по (и, у)-реакции; к сожалению, содержание 44Са в природной смеси изотопов составляет только 2,1%. При облучении природного кальция образуется 45Са с удельной активностью 5—10 мКи/г, в то время как при облучении изотопно обогащенного, по существу, чистого 44Са удельная активность получаемого изотопа 45Са достигает 500 мКи/г.
При облучении мишеней, представляющих собой химическое соединение, важное значение имеет радиационная устойчивость этого соединения. В общем органические соединения неустойчивы при облучении как нейтронами, так и заряженными частицами. Однако с нейтронами может протекать весьма специфическая и полезная реакция, известная как реакция Сциларда—Чалмерса (подробнее см. далее). Простые неорганические соединения, подобные NaCl, устойчивы, а в случае некоторых неорганических соединений, например Na2CO3, разложение под действием излучения на Na2O и СО2 не имеет большого значения.
109
4.5.	ХАРАКТЕРИСТИКИ ВЫПУСКАЕМЫХ ПРОМЫШЛЕННОСТЬЮ РАДИОНУКЛИДОВ
Промышленность выпускает радиоактивные продукты в виде различных химических соединений. В публикуемых каталогах указаны типы радиоактивных источников и перечни выпускаемых соединений, чистота продуктов, максимальная и удельная активности, характеристики излучений, точность стандартных образцов, положения меток.
Радиохимическая очистка. Процессы, выполняемые после облучения мишени для получения радиохимически чистого соединения, трудоемки и продолжительны по времени. Процессы радиохимического разделения и очистки одинаковы как для индикаторных уровней, используемых в лаборатории, так и для уровней порядка тысяч кюри, имеющих место при переработке топлива ядерных реакторов. В этих процессах используется большинство известных химических методов: осаждение, ионный обмен, экстракция, электролиз, электрофорез, дистилляция и др. Основная цель процессов — очистка от радиоактивных примесей и предотвращения разбавления радионуклида стабильными изотопами. Процесс очистки проводится за свинцовой или бетонной защитой. Если радионуклид или радиохимический продукт используется в медицине или биологии, он должен быть стерильным. Некоторые наиболее важные источники, в которых описаны методы радиохимического разделения, приведены в конце дайной главы.
Удельная активность. Удельная активность или концентрация радионуклида, выраженная радиоактивностью, относящейся к грамму, грамм-молекуле или объему, является важнейшей характеристикой при проведении работ с радионуклидами (химические исследования с малорастворимыми веществами, микробиология и др.).
Максимальная удельная активность достигается в том случае, когда радиоактивный нуклид является единственным изотопом элемента. Радионуклиды высокой удельной активности образуются при облучении в ускорителе или реакторе путем вторичных реакций в мишени. При обычном облучении в реакторе по (и, у)-реакцип высокой удельной активности достигнуть не удается. Например, 2lNa, полученный в реакторе, имеет удельную активность 5 Ки/ч, в то время как удельная активность 24Na, полученного в ускорителе, может превышать 103 Ки/ч. Однако большое число радионуклидов все же получают при облучении в реакторе.
Радиоактивные образцы, свободные от носителей, обычно представляют собой образцы, в которых радионуклид не разбавлен изотопными атомами. При получении в реакторе из мишени 23Na каждый радионуклид 24Na разбавляется большим числом атомов 23Na. Получить в реакторе 24Na, свободный от носителя, не удается. Например, если при облучении образуется свободный от носителя радионуклид, который затем нужно очистить, то его концентрация настолько мала, что он не всегда подчиняется нормальным химическим правилам и закономерностям. Поэтому часто, чтобы провести радионуклид по всем'стадиям химической очистки, к нему добавляют макроскопическое количество носителя как изотопного, так и неизотопного.
ПО
Введение м^ток. Радиоактивно меченное соединение — это такое соединение, в котором один из атомов радиоактивный. Меченые соединения получают химическим синтезом, причем исходными продуктами являются радиоактивные нуклиды в элементарной форме или в виде простых соединений.
Большинство синтезов органических соединений и соединений, используемых в биохимии, меченных 14С, выполняется обычными методами с соответствующими поправками на содержание радиоактивности. Обычно начальной точкой этих синтезов является выделение газообразного СО2 под действием кислоты на меченый ВаСО3. Три примера иллюстрируют, каким образом можно вводить метку в различные положения молекулы.
1.	Уксусная кислота-2-14С:
НС1	н,	Р/з
Ва14СО3 —> 14СО2------------> 14СН3ОН
катализатор
KCN	Н,0
->14СН31------->14CH3CN------->14СН3СО,Н.
2.	Уксусная кислота-1-14С:
НС1	СН3 Mg Вг
Ва14СО3 —>14СО2------------->СН314СО2Н.
3.	Уксусная кислота-1,2-14С:
Mg	HSO	HSO	[OJ
a)	Ba14CO3------>Ba14C2------> 14C2H2 -----------> 14СН314СНО
тепло	катализатор
-> 14СН314СО2Н,
“СН31	нго
б)	K14CN-----------> 14CH314CN -----> 14СН314СО2Н.
В указанных примерах метка является специфической, так как только одно положение в соединении содержит радиоактивный нуклид. Метка может быть общей, когда метится несколько положений.
В очень сложных органических соединениях например пенициллине, метка вводится биосинтезом. Например, если пенициллин выращивают в субстрате, содержащем простое соединение, меченное 35S, то получаемый пенициллин, также меченный 35S, следует очищать, например, с помощью экстракции или бумажной хроматографии, так как в этом случае могут также образовываться другие 35Б-содержащие продукты. Промышленность выпускает тысячи меченых органических соединений, которые можно приобрести у торгующих организаций по заказу*.
Радиохимическая чистота. Важным условием применения радионуклидов служит их радиохимическая чистота, так как присутствие нескольких радионуклидов различных элементов в следовых количествах в образце, используемом в эксперименте, может привести к ошибкам и неясным результатам. В радиохимически чистом образце вся радиоактивность относится к единственному радиоактивному элементу.
♦В СССР такой организацией является Всесоюзное объединение «Изотоп». — Прим, ред.
111
Если радиоактивность образца связана с единственным изотопом, от такой образец называют радиоизотопно чистым.
Радиоизотопную чистоту образца можно определять по измерениям периода полураспада. Очевидно, этот метод применим только для радионуклидов, периоды полураспада которых можно с достаточной точностью рассчитать в пределах времени наблюдения. В случае радионуклидов с большими периодами полураспада радиоизотопную чистоту можно контролировать измерением типа и энергии испускаемых излучений или радиохимическим методом с использованием изотопа в качестве меченого. Например, при использовании 90Sr (Т1/2 = 28 лет) радиоактивный изотоп можно провести через ряд реакций, типичных для стронция. Если химическое поведение этого изотопа соответствует ожидаемому, то экспериментатор может быть уверен, что он имеет дело со стронцием. Эта химическая проверка не исключает возможности присутствия в образце нескольких изотопных нуклидов. Однако присутствие нескольких изотопов не является препятствием для проведения исследований с индикатором, представляющим характерные свойства какого-либо определенного элемента.
Если соединение, меченное радиоактивным нуклидом, используется для исследования молекулярных свойств, то необходимо удостовериться в радиохимической чистоте соединения, а не только в чистоте радиоактивного изотопа. Это означает, что нужно быть уверенным, что радиоактивность обусловлена только определенным элементом, а не определенным соединением, содержащим этот элемент. Радиохимическая чистота соединения может быть установлена с помощью избирательных химических операций, при проведении которых соединение не должно разрушаться. Для таких целей используется препаративная газовая хроматография, тонкослойная хроматография, бумажная хроматография, диализ, ионный обмен и экстракция. Контроль радиохимической чистоты элемента или соединения имеет важное значение не только для источников образцов, приготавливаемых в лаборатории, но также и для промышленных образцов. Например, выпускаемые в промышленном масштабе органические соединения, меченные 14С, могут быть приготовлены в разное время перед их поставкой потребителю. Часто разложение образца в результате радиолиза, сопровождающего радиоактивный распад, приводит к накоплению продуктов, осложняющему эксперименты с меченым соединением.
В некоторых случаях радиоактивный продукт после определенного периода хранения и накопления в нем значительного количества дочернего радиоактивного продукта должен подвергаться радиохимической очистке. Например, 90Y, обычно присутствующий в образце "Sr, следует выделять, если раствор этого индикатора применяется для изучения химии стронция.
4.6. РАЗДЕЛЕНИЕ ПУТЕМ ОТДАЧИ
Продукты отдачи. Когда бомбардирующая частица высокой энергии взаимодействует с атомами мишени, продукты реакции вылетают в направлении бомбардирующей частицы. Для описания этого явления 112
применяется термин отдача. Продукты, кинетическая Энергия которых может быть рассчитана по закону сохранения энергии, замедляются и тормозятся при соударении с другими атомами. Следовательно, если мишень относительно тонкая, то существует определенная вероятность, что интервал пробега ядер отдачи превысит толщину мишени и поэтому атомы мишени смогут покинуть мишень. В таких случаях продукты отдачи улавливаются специальными фольгами («ловителями»), расположенными за мишенью. Такие фольги можно закреплять неподвижно или перемещать в виде металлической и пластмассовой ленты или даже газового потока.
Метод отдачи использовался при открытии первого трансплутониевого элемента нептуния Макмилланом и Абельсоном в 1939 г. Соль урана, (NH4)2 U2O7, завернутую в бумажный пакетик, окружали слоями тонкой бумаги, и такой «сандвич» облучали тепловыми нейтронами. Во время деления продукты деления с высокой кинетической энергией отделялись и улавливались в слоях бумаги. По числу слоев бумаги можно было рассчитать энергию и массу отдельных продуктов деления, оказавшихся после вылета в различных слоях бумаги. В первом слое бумаги была обнаружена сильная p-активность, что указывало на ее относительно небольшую энергию отдачи. С помощью химических экспериментов было установлено, что активность относится пе к продукту деления, а связана с 230U, который при распаде превращается в e30Np:
Р-238U (и, у) 230U230Np.
Метод отдачи также широко применяли при синтезе сверхтяжелых трансурановых элементов. В качестве примера рассмотрим образование элемента 103, лоуренсия (рис. 4.4). Нуклиды 103Lr, образовавшиеся при бомбардировке 262Cf частицами ПВ, после отдачи вылетают из тонкой мишени и замедляются потоком гелия путем атомных соударений.
Образовавшиеся нуклиды, имеющие небольшую энергию отдачи и существующие в виде положительных ионов, притягиваются движущейся, отрицательно заряженной пластмассовой лептой с металлическим покрытием. Эта лента на своей поверхности транспортирует атомы лоуренсия к ряду последовательно расположенных детекторов а-частиц, измеряющих а-распад лоуренсия. По скорости перемещения пластмассовой ленты и измерению радиоактивности чувствительными ядерными детекторами удалось определить периоды полураспада и энергии а-распада образовавшихся ядер. Сравнение полученных в эксперименте данных с предсказанными теорией позволили установить массовое число нуклида.
Образование продуктов отдачи приводит также к нежелательному эффекту. При облучении в реакторе биологических образцов для определения в них следовых концентраций металлов обнаружено, что продукты, образующиеся по (и, у)-реакциям со стенками контейнера, после отдачи попадают в образец и загрязняют его. Такие загрязнения могут быть исключены при использовании контейнеров, в которых пе образуются подобные продукты.
113
Реакции с участием Горячих атомов. Момент, переданный ядру в ядерной реакции с заряженной частицей или быстрым нейтроном, достаточен, чтобы разорвать химическую связь, удерживающую атом в молекуле. Такое же явление наблюдается при передаче энергии отдачи ядру при эмиссии а-частицы и у-излучения и при 0-распаде.
Такие атомы отдачи называются также «горячими» атомами, так как их кинетическая энергия намного превышает величины при тепловом равновесии. Горячий атом может перемещаться после разрыва связи до торможения на расстояние, равное нескольким сотням диаметров атома, за время около 10-10 с. Первоначально горячий атом сильно ионизирован (например, для Z = 50 наблюдаются ионные заряды до 20). Когда горячий атом замедляется до тепловой энергии, он соударяется с рядом других частиц, образуя на своем пути радикалы, ионы и возбужденные атомы и молекулы. При тепловой энергии он может стать или нейтральным атомом, когда материал матрицы является металлом или ионом в различном состоянии окисления, что обычно имеет место в неорганических средах, или прореагировать на своем пути с молекулой в тех случаях, когда материал матрицы представляет собой ковалентное соединение.
Химические эффекты ядерных превращений (химия горячих атомов) были интенсивно изучены в связи с происходящими ядернымн превращениями как в газовой фазе, так и в растворе и в твердом состоянии. В последнем случае передача кинетической энергии и нейтрализация заряда внутри небольшого объема приводят к образованию высоких
Рис. 4.4. Система детектирования, используемая при получении короткоживущих a-активных тяжелых актиноидов:
/ — устройство для отсоса; 2 — ролик, подающий медную ленту (ширина 2,5 мм, толщин* 12 мкм); <3 — атмосфера гелия; 4 — вакуум; 5 — крем ну евып детектор для измерения энср гии потока; 6 — цилиндр Фарадея; 7 — мишень; 8 — коллиматор; 9 — рассеивающие фольги; 10 — поток тяжелых ионов; // — детектор а-частиц; /2 — двигатель; 13 — тормозное устройство; 14 — направляющий ролик с прижимом
114
концентраций радикалов, ионов и возбужденных молекул в области, где атом отдачи (часто радиоактивный) замедляется до энергии, при которой он может войти в состав устойчивого соединения.
Реакции горячих атомов могут использоваться для синтеза меченых соединений. Этот метод первоначально использовали для метки 3Н и 14С. Например, для получения меченого соединения органическое газообразное соединение, смешанное с 3Не, облучали нейтронами. По реакции 3Не (л, р) 3Н->. образуются горячие атомы трития (обозначен небольшой стрелкой в правом верхнем углу) с кинетической энергией около 0,2 МэВ. Такие горячие атомы реагируют с органическими молекулами, образуя меченые соединения. В качестве примера приведено образование меченого бутилового спирта
С4Н9ОН + 3Н--> С4Н9О3Н + 1Н-
Такая реакция называется реакцией замещения горячего атома. В другом методе твердое органическое соединение можно смешивать с Li\CO3 и в такой твердой смеси при облучении нейтронами будет происходить реакция 6Li (/г, а) 3Н_>. Горячие атомы трития также соединяются с органическим соединением с образованием меченого соединения. В третьем наиболее простом методе органическое соединение просто смешивают с газообразным тритием. 0-Излучение при распаде трития вызывает возбуждение и разложение, которое приводит к захвату некоторой части оставшегося трития органическими радикалами. Эти реакции не являются избирательными, поскольку имеют место также реакции разложения продукта. Поэтому меченное тритием соединение следует очищать. Получение меченого соединения в газовой фазе обычно приводит к захвату трития в нескольких положениях молекулы, например толуол имеет около 9% общего количества меток для группы СН3, 54% в орто-пол ожени и кольца, 24% в мета- положении и остальные 13% в /гара-положении.
Соединения, меченные 14С, получают аналогичным способом, используя реакцию 14N (п, р) 14С. Энергия отдачи 14С составляет около 0,6 МэВ. Хорошей добавкой для метки органических соединений является NH4NO3.
Процесс Сциларда—Чалмерса. В 1934 г. Сцилард и Чалмерс открыли, что разрыв связи атомов, участвующих в ядерной реакции или в радиоактивном распаде, происходит даже в тех случаях, когда энергия отдачи первоначального процесса не превышает энергию связи. В случае захвата теплового нейтрона процесс включает также испускание у-излучения, при котором снятие ядерного возбуждения приводит к передаче энергии отдачи атому и разрыву большинства химических связей. Если после разрыва связей атомы продукта существуют в химическом состоянии, отличном от атомов мишени, то меченое соединение можно отделить от большой массы неактивной мишени. В таком случае создаются условия, обеспечивающие получение продукта с высокой удельной активностью.
Описанный процесс, известный как реакция Сциларда—Чалмерса, был открыт при облучении йодистого этила тепловыми нейтронами. Было также установлено, что радиоактивный иодид можно экстраги-
115
ровать из йодистого этил а водой. Кроме того, когда к этой водной фазе добавляют ионы носителя иодида и ионы серебра, то радиоактивный иодид осаждается в виде иодида серебра. Таким образом, при облучении йодистого этила нейтронами образуется 1281 и связь этого атома с этильной группой рвется. Энергия связи иода с углеродом в С2Н51 равна примерно 2 эВ. Поскольку энергия связи превышает энергию отдачи при захвате нейтрона, то разрыв связи происходит после у-эмис-сии, следующей вслед за захватом нейтрона, а не во время самого процесса захвата. Реакцию можно записать следующим образом:
С2НБ1271 + п [С2Н51281* С2Н5 + 1281- + у.
Нуклид 1281 замедляется и переходит в устойчивое состояние в виде атома иода или иодид-иона, а также может повторно захватиться радикалом С2Нб (удержание после разрыва связи активности в С2Н61). Если процесс обмена между активным и неактивным атомом иода в иодистом этиле протекает медленно, то в процессе Сциларда—Чалмерса достигается достаточно большое повышение удельной активности:
С2Н5 1271 + 1281 С2Н5 1281 + 1271.
После разрыва связи горячие атомы могут также заместить иод или даже атом водорода в молекулах йодистого этила, подобно предыдущему процессу обмена:
128Н + С2Н51271 С2Н5 1281 + 1271.
И вновь это завершается удержанием активности в органической молекуле. Удержание уменьшается при разбавлении йодистого этила этиловым спиртом, поскольку при этом уменьшается вероятность столкновения и обмена с молекулами С2Н51, и горячие атомы 1281 замедляются.
Изомерные переходы, которые завершаются испусканием у-излучения, не обеспечивают энергией отдачи, достаточной для разрыва связи ковалентных соединений. Однако в этих случаях очень невысокая энергия изомерных переходов вполне достаточна для осуществления внутренней конверсии, что в итоге приводит к вакансиям па ближайших электронных оболочках. Когда электроны с более удаленных оболочек перемещаются для заполнения вакансий, разность в энергиях связи электронов оказывается достаточной для создания ионизации, происходящей в атоме с относительно высоким зарядом, что приводит к разрыву связи. Примером такого процесса является реакция, происходящая при облучении бромистого алкила тепловыми нейтронами:
0=2,9 6	80m
DD I /----------^R-Ь Вг(4,4 Ч)
+ о = 8,5б во |	Изомерный переход
-------^R4~Br(18 мин).
При экстракции этого бромида водой в водной фазе содержится как 80Вг, так и 80т Вг. Некоторое количество 80Вг и 80ш Вг остается в виде бромистого алкила в органической фазе. Если примерно через 1 ч про-116
вести повторную экстракцию органической фазы, то лишь 80Вг окажется в водной фазе. Этот 80Вг образуется в результате реакции
R80mBr ИЗ°МеРИЫЙПеР»°\К + 80Вг + Т.
Подобные реакции протекают также в ряде неорганических систем. При облучении нейтронами кислых или нейтральных растворов перманганата большая часть активного 56Мп выделяется в форме МпО2. Из твердых или растворенных хлоратов, броматов, йодатов, перхлоратов и перйодатов активные образцы галогенидов выделяются с относительно высокими выходами. Было показано, что системы, содержащие теллур, селен, мышьяк, медь, некоторые элементы восьмой группы, также пригодны для осуществления процессов Сциларда—Чалмерса. В этих случаях большим преимуществом является то, что относительно небольшие количества радиоактивных изотопов можно выделять из больших масс изотопно неактивных мишеней. Благодаря удержанию существует также возможность мечения радиоактивным изотопом молекул мишени.
4.7. БЫСТРОЕ РАДИОХИМИЧЕСКОЕ РАЗДЕЛЕНИЕ
Из примерно 2000 известных нуклидов около одной трети имеют периоды полураспада менее 10 мин. Химическая идентификация и определение массового числа короткоживущих нуклидов, часть которых имеет периоды полураспада менее 0,1 с, требуют применения специальных методов, особенно когда при облучении образуются различные нуклиды. Такие короткоживущие нуклиды располагаются по изобарным линиям в нижней части у линии стабильности или в конце области, занимаемой трансурановыми элементами. В попытках расширить наши знания о химических элементах были получены элементы с Z около 106. Однако с увеличением Z периоды полураспада становятся очень короткими, например самый долгоживущий изотоп с Z =105 имеет Ti/2 40 с. Короткоживущие нуклиды представляют интерес, так как сведения об их характеристиках распада могут существенно дополнить картину о зонах стабильности нуклидов. Эти нуклиды дают также ценную информацию о колебательных и вращательных состояниях ядер. Кроме того, короткоживущие нуклиды имеют практическое значение. Например, имеется мало пригодных долгоживущих изотопов самых легких элементов (табл. 4.1). С помощью поточных методов, использующих схему, включающую автоматизированные непрерывные системы облучения, разделения, проведения эксперимента и измерения, можно проводить радиохимические эксперименты в масштабе времени порядка десятых долей секунды. Такой метод позволяет проводить эксперименты с индикаторными количествами короткоживущих нуклидов, и, кроме того, радиоактивность мешающих примесей в опытах такой короткой продолжительности ограничена до минимума.
Основное требование для работы с короткоживущими нуклидами (т. е. нуклидами, период полураспада которых меньше нескольких 117
Таблица 4.1. Методы получения радиоизотопов некоторых легких элементов
Элемент	Реакция	Период полураспада	Элемент	Реакция	Период полураспада
Н	GLi (п, а) 3Н	12,3 года	0	1*N (d, n) 1GO	2,03 МИН
Не	9Ве (п, а) 6Не	0,80 с	F	19F(n, 2n) 18F	109,7 мин
Li	7Li (d, р)*\Л	0,84 с	Ne	22Ne(n, y) 23Ne	38 с
Be	GLi (d, n) 7Ве	53,4 с	Na	23Na (n, y) 24Na	15,0 ч
В	nB(d, p)12B	0,02 с	Mg	2GMg (n, y) 27Mg	9,5 мин
С	“N(n, p)14C	5736 лет	Al	27A1 (n, y)28Al	2 ,3 мин
N	^C(d, n)13N	9,7 мин			
минут) состоит в том, что место их получения и место проведения эксперимента должны быть по возможности ближе друг к другу.
Для нуклидов с периодами полураспада около нескольких секунд можно использовать экспрессные методики, состоящие из следующих стадий: а) растворение мишени, б) химическое выделение экстракцией или ионным обменом при высоком давлении и температуре, в) осаждение или электролиз и г) измерение. В эту схему обычно между стадиями б) и в) могут быть включены химические или другие эксперименты с выделенным нуклидом. В случае очень короткоживущих нуклидов все стадии эксперимента должны быть автоматизированы.
На рис. 4.5 приведена схема возможных стадий экспрессных экспериментов. Время транспортировки должно быть возможно более коротким. Поэтому в настоящее время для транспортировки мишеней используют пневматические системы в газовом потоке или жидкости со скоростью, достигающей 100 м/с.
Имеются нехимические методы исследования короткоживущих нуклидов (определение пролета, масс-спектрометрическпй анализ продуктов отдачи мишени, детекторы с высоким разрешением по энергии и др.), с помощью которых можно измерять периоды полураспада до 10-12 с. Однако наибольший интерес представляют системы экспрессного химического анализа и поэтому рассмотрим несколько типичных примеров.
118
Рис. 4.5. Ряд стадий при получении и исследовании короткоживущих изотопов
1.	Независимая экспресс-линия. На рис. 4.6 приведен поперечный разрез устройств системы выделения изотопов циркония из смеси продуктов деления. Раствор 235U в герметической пластмассовой капсуле после облучения тепловыми нейтронами пневматическим транспортом подается в аппарат для вскрытия капсулы. Раствор фильтруется через два слоя гранулированного хлорида серебра, на котором гетерогенным обменом удерживаются продукты деления иода и брома. На следующей
Давление (Г)
Из реактора (Оремя после облучения 0,2 с)
- ЛдС1 [Ч,Вг, Ад]
^Вакуум (7) 0,0-1,ОС
2 мл ^ii.HNOj + KCIOj
Фильтр
200 см
Фильтрат —
Облученный раствор ‘J '(Г (2мп 0,5 н. HH03<S0z+TAc)
8 мп 7,5и.№3 + КС103
открыт 2,2 с
Давление (з) £
3,7с
открыт 1,1 -2,2с
Ge (Li) - детектор
-ТБФ на Вол та леере >
7—^Вакуум (2) 0,0-4-,0 с
Выделение
Г 1,Вг на AgCl
Экстракция циркония ТБФ
Начало \ счета
Й-------КР°н □
™	11-9 9 о
ч
Рис. 4.6. Экспресс-метод разделения и идентификации короткоживущих изотопов циркония
стадии проводится экстракция с использованием содержащего ТБФ экстрагента, сорбированного на поверхности мелких пластмассовых гранул. Фильтрат, полученный после обработки хлоридом серебра, смешивается с крепкой HNO3 + КВгО3 и пропускается через неподвижную органическую фазу для выделения циркония. После промывки органической фазы азотной кислотой, отбираемой из резервуара (расположенного на схеме слева), фильтрат содержит цирконий. Слой фильтрата передается пневматическим транспортом к детектору (на рис. 4.6 справа). Измерение образца начинается через 4 с после окончания облучения. Цифры на рис. 4.6 указывают последовательно проводимые операции. Краны управляются пневматически, а клапаны имеют магнитный привод, срабатывающий от сигналов электронных реле времени. Химический выход циркония составляет около 25%. С помощью
119
такой установки был идентифицирован м2п с периодом полураспада 1,8 с.
Описанная система позволяет осуществлять обычными методами очень быстрое разделение. Методы осаждения, получение осадка гетерогенным обменом, экстракция на колонке с обращенной фазой и ионный обмен нагретых растворов под давлением использовали для идентификации ^исследования короткоживущих трансурановых элемен-
2.	Методы быстрого разделения'. ISOLDE*, разработанный в ЦЕРНЕ, и OSIRIS, разработанный в ядерном центре Студсвик, Швеция. В эксперименте ISOLDE материал мишени закрепляют в твердой открытой химической матрице. Образующиеся продукты вступают в
2 И Д2ЭГФК в Шеллсоле Т
0,ЗМД2ЭГФК в Шеллсале Т
С2Н4,Кг
Инертные газы
С1
Продукты деления
Поток газа от мишени
VS'MHNOj 7MHNO3 0,4 М H2S 04
С2
Продукты деления
7М HNOj 0,1 М H2S04
CJ
7М HN03 0,4 М Н2$04 0,2М К2Сг207
TMH2SO4. 0,05 MSAА
0,2М К2Сг207 0,05’МК2Сг2О7 0,05МН2О2
Рис. 4.7. Диаграмма потоков в методе с применением жидкостных сепараторов (обозначено С) и расположение детекторов (D) для идентификации короткоживущих изотопов редкоземельных элементов
реакцию с матрицей, причем продукты, несовместимые с ней, диффундируют наружу (для ускорения диффузии мишень можно нагревать) и переносятся газовым потоком в ионизационную камеру масс-спектрометра, где продукты разделяются согласно отношению заряда к массе. В эксперименте OSIRIS дополнительное разделение проводится в термохроматографической колонке, установленной после масс-сепара-тора. Поток газа проходит через трубку или колонку, содержащую частично избирательные сорбенты (силикагель, КС1, ВаС12, К2СгО7 и др.). Температурный градиент вдоль трубки приводит к осаждению элементов или соединений в различных местах колонки в зависимости от их упругости пара. Хотя термографический метод не является абсолютно специфическим для элементов, можно все же получать довольно избирательное осаждение и разделение. Метод применяют для опре
• ISOLDE — Isotope Separation on Line Development. Прим. ped.
120
деления характеристик распада изобарных нуклидов в определенных областях значений Z. Он используется для идентификации продуктов расщепления, деления и трансурановых элементов; были определены периоды полураспада до 0,1с. В экспериментах с трансурановыми элементами Г. Н. Флеров, И. Звара с сотр. (г. Дубна) не использовали масс-сепаратор; массу рассчитывали по систематике распада, энергию распада определяли твердотельными детекторами треков.
3.	Метод исследования короткоживущих изотопов SISAK* разработан группой шведских специалистов. Согласно этому методу, обрат-
Рис. 4.8. Система SISAK из четырех жидкостных сепараторов с неподвижными смесителями и электродвигателями для привода (внизу). Высота стойки около 0,5 м. Максимальная скорость потока каждого сепаратора около 150 л/ч при 20 000 об/мин, время полного разделения фаз около 0,3 с
ная сторона мишени в виде тонкой фольги во время облучения обдувается потоком газа. Поток молекул газа-ловителя (например, С2Н4) продувается через водный раствор (рис. 4.7). который затем дегазируется. Водный раствор, содержащий радиоактивные продукты, пропускают через ряд избирательных экстракционных петель, в состав которых входят смесители непрерывного действия и жидкостные сепараторы (метод AKUFVE) (рис. 4.8). После разделения раствор пропускают через адсорбент Е, который удерживает требуемый элемент. Поглощенный адсорбентом элемент измеряют детектором D. Описанный процесс отличается высокой избирательностью и занимает около 3 с (ог мишени до измерительного детектора). Поскольку этот метод поточный, с его помощью можно получать очень подробные схемы распада нуклидов с периодами полураспада менее 1 с.
• SISAK — Shortlived Isotopes Studied by the Akulve Technique. — Прим. ped.
121
Глава 5
ПРИМЕНЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ИНДИКАТОРОВ
В настоящей главе рассматривается использование радиохимических методов в исследованиях в различных областях химии и смежных наук.
Первые эксперименты с радиоактивными индикаторами были проведены в 1913 г. Хевеши и Панетом, которые определили растворимость солей свинца, использовав один из встречающихся в природе радиоактивных изотопов свинца. Позднее, в 1935 г. после открытия искусственной радиоактивности Хевеши и Чивиц синтезировали и использовали его в биологических исследованиях. В том же году Хевеши с сотрудниками провели ряд активационных анализов на редкоземельных элементах. Хотя эти первые исследования показали эффективность метода радиоактивных индикаторов, этот метод нашел широкое применение лишь после второй мировой войны, когда в ядерных реакторах были получены относительно большие количества радионуклидов.
Использование радиоактивных нуклидов для исследований с применением изотопных индикаторов в общем проще и дешевле, чем использование стабильных нуклидов. Исследования со стабильными нуклидами требуют довольно сложных и дорогостоящих измерительных устройств, например ЯМР- и масс-спектрометров, тогда как исследования с радиоактивными индикаторами часто можно проводить с простои счетной аппаратурой. Разработка ЯМР-спектрометров с сильным магнитным полем, высокой разрешающей способностью для многоядерпого анализа с использованием нуклидов 13С,14 N, l7O, 19F, 23Na, 29Si, 31Р, 33S, б0Со, 120 La и других в естественной смеси повысила ценность этого метода для изучения самых разнообразных систем.
В данной главе будет рассмотрено только использование радиоактивных индикаторов; исследование стабильных нуклидов в качестве индикаторов описано во многих книгах по ЯМР, масс-снсктрометпин и т. п.*.
5.1. ОСНОВНЫЕ ПРЕДПОСЫЛКИ ДЛЯ ПРИМЕНЕНИЯ ИНДИКАТОРОВ
Некоторые эксперименты можно проводить только с помощью изотопных индикаторов. Например, самодиффузпю ионов металлов в растворах их солей нельзя изучать каким-либо другим методом. Однако в других случаях применение изотопных индика торов в принципе ие является обязательным, но оправдывается большим удобством. Применение изотопных индикаторов в исследованиях любого типа обусловлено двумя предпосылками.
Первая предпосылка заключается в том, что радиоактивные нуклиды химически идентичны стабильным нуклидам того же элемента, т.е.
* Дополнительная литература. — Прим ред.
122
замещение изотопом14 С изотопа В * * * 12С в каком-либо Соединении углерода не изменяет типа или прочности химических связей и ие оказывает влияния на физические свойства данного соединения. Обоснованность этой предпосылки зависит от точности измерения химических и физических свойств. Различие же масс изотопных атомов обусловливает неидентич-ность этих свойств, но даже в случае 14С и 12С, относительное различие в массах которых составляет около 15%, изотопный эффект выражен довольно слабо и его трудно обнаружить. В случае почти всех более тяжелых элементов им можно пренебречь. В действительности изотопные эффекты обычно следует учитывать только в случае систем, включающих обмен между изотопами водорода (Ш, 2Н, 3Н).
Вторая предпосылка состоит в том, что химические и физические свойства изотопа не зависят от его радиоактивного характера. До момента распада радиоактивный атом ничем не отличается от стабильного, кроме массы. При радиоактивном распаде этот атом можно регистрировать, после этого он превращается в другой элемент, и его последующее химическое поведение обычно не представляет интереса. При очень высокой скорости распада выделяемая энергия может вызвать заметные вторичные радиолитические эффекты (см. гл. 2). Однако в хорошо организованных экспериментах с применением индикаторов уровень радиоактивности достаточно высок для получения точных данных, но обычно недостаточно высок для получения заметных радиационных эффектов.
Хотя предполагается, что радиоактивность индикаторов не оказывает влияния на химические системы, следует специально рассмотреть связь между материнскими и дочерними изотопами. Например, поскольку стронций и иттрий не являются химически идентичными, суммарное 0-излучение проб стронция, содержащих 90Sr, может включать неизвестную долю активности 00 У, образующегося в результате последовательного распада 90Sr:
9°Sr-^—► ”°Y	»"Zr (стаб.)
29 л	64 ч	4	'
В таких случаях часто применяют измерение поглощения 0 - излу-
чения или у-сцинтиляционпые методы. Если между активностями мате-
ринского и дочернего изотопов быстро устанавливается равновесие, то обычно проще измерять активность образцов после прохождения времени, достаточного для осуществления процесса. В случае "Sr —90Y радиоактивное равновесие устанавливается примерно через 25 сут, тогда как при использовании 137 Cs в исследовании химии цезия уже через 15—20 мин после его выделения можно проводить измерение, так как активность дочернего изотопа 137/“ Ва (7\/2 = 2,6 мин) достигает равновесного уровня в пределах этого времени. Поскольку отношение активностей 137 Ва и 137 Cs одинаково во всех образцах при равновесии, общая скорость счета до и после химической операции является истинной мерой поведения только цезия.
Может оказаться необходимым или целесообразным использовать радиоактивный нуклид, который может претерпевать значительный
распад в процессе химического исследования. В этих случаях, чтобы 123
сравнивать результаты в различных точках процесса, необходимо внести временную поправку во все измеренные импульсы.
Применение радиоактивных индикаторов имеет следующие преиму. щества: радиоактивные индикаторы легко детектировать в количествах Ю-1в—10_в г и измерять с высокой точностью; радиоактивность не зависит от давления, температуры и химического и физического состояния; радиоактивные индикаторы не оказывают влияния на систему и их часто можно использовать в методах неразрушающего контроля; если (радиоактивный) индикатор радиохимически чист, то не возникает помех, обусловленных другими элементами, что обычно наблюдается в анализах химическими методами.
5.2. АНАЛИТИЧЕСКАЯ ХИМИЯ
Метод изотопного разбавления. В сложных смесях соединений (например, в органическом синтезе или биохимических системах) может вызвать затруднения определение точного количества какого-либо определенного компонента. Значительную ценность представляет в этом случае широко применяемый же-mod изотопного разбавления. Небольшой радиохимически чистый образец определяемого компонента добавляют к анализируемой смеси. Этот чистый образец может быть или элементом, или меченным радиоактивным индикатором соединением, активность которого известна. Затем смесь разделяют способом, который позволяет выделить определенный элемент или соединение с высокой степенью чистоты, но не обязательно с высоким выходом. Выделенный образец взвешивают и измеряют его активность, чтобы рассчитать его удельную активность (рис. 5.1). Если также известна удельная активность добавленного чистого образца, рассчитывают массу определяемого соединения в исходной смеси ц>и по уравнению:
ПУи = (^2"~ О °У°’	(51)
где So и Sm — удельная активность добавленного радиоактивного образца и выделенного образца соответственно, измеренная одним и тем же методом; — масса добавленного радиоактивного образца. Удельную активность (расп./г) определяют по уравнению S = А/w; в уравнении (5.1) используют только отношение S0/Sm, А поэтому можно заменить R, так как Ч' — одинаковый.
Этот метод особенно пригоден в тех случаях, когда невозможно количественно выделить определяемые соединения, как было показано Г. Хевеши в 1932 г. При определении микроколичеств свинца осаждением на аноде были получены совершенно различные результаты. Количество осадка удалось определить путем добавления известного количества радиосвинца и измерения радиоактивности свинца у анода и, хотя электролитическое осаждение было неэффективным, был получен точный результат.
В некоторых случаях для измерения выделенного образца применяют не взвешивание, а какой-то другой метод, но принцип остается таким же. Изотопное разбавление применяют, например, при определении нафталина в смоле, жирных кислот в природных жирах, аминокислот в биологическом материале и т. п. Данный метод можно использовать и для определения элементов, которые не имеют подходящего радиоактивного изотопа, если добавлять высокообогащенный стабильный изотоп и анализ проводить с помощью масс-спектрометрни.
Ружичка и Стары разработали радиоаналитический метод на основе изотопного разбавления, названный субстехиометрическим анализом. Например, необходимо определить небольшие количества ионов серебра в водном растворе (tt»u). Добавляют известное количество предпочтительно того же порядка величины, что ши, радиоактивного 110Ag и экстрагируют серебро дитизоном в хло-124
роформ. Определяют удельную активность этого раствора (Sm). Проводят контрольное определение с точно таким же количеством дитизона и количеством ьу0, чистого радиоактивного индикатора (So). При этом важно, чтобы количество дитизона было значительно меньше требуемого для экстракции всего серебра, т. е. субстехиометрическим. Для расчета wu используют уравнение (5.1).
Еще одним применением этого метода является метод иммунодиагностики, разработанный Розалин Ялоу; он в настоящее время широко применяется в больницах для анализа белка. Проводят реакцию известной массы &у0 меченого бел-
Рис. 5.1. Последовательность стадий определения количества одного соединения в сложной смеси методом изотопного разбавления. В качестве примера определяемого элемента выбран молибден (VI), а в качестве метода выделения — экстракция растворителем:
/ — небольшое количество (гс0, г) MMO(VI) с известной удельной активностью (So) добавляют к раствору сложной смесн, содержащей неизвестное количество (wu, г) того же соединения. Раствор нагревают, чтобы обеспечить изотопный обмен; 2 — добавляют циклогексан, содержащий окнсь триоктнлфосфина; 3 — получаемую смесь перемешивают к количественно экстрагируют молибден (VI); 4 — отбирают пробу органической фазы; 5 — выпаривают пробу досуха; 6 — измеряют радиоактивность пробы (/?т); 7 — взвешивают пробу (Х'т); по удельной активности (Sm=Rm/wm) рассчитывают с помощью уравнения (5.1) неизвестную массу (wu, г)
ка Р*, со значительно меньшей (субстехиометрической) массой антитела А с образованием комплекса Р*А, который выделяют и затем измеряют его радиоактивность Ro. Одновременно и в аналогичных условиях такую же массу &у0 того же белка, но неактивного Р, смешивают с неизвестной массой wu определяемого белка. Этот образец также отрабатывают таким же количеством антитела А, что и прежде. Затем выделяют комплекс РА (масса wm) и измеряют его радиоактивность Rm. Неизвестную массу wm рассчитывают по уравнению (5.1).
Радиометрический анализ. Термин «радиометрический анализ» часто применяют в широком смысле, включая все методы определения концентраций с использованием радиоактивных индикаторов. В более узком смысле он относится к специфическому методу анализа, который основан на двухфазном титровании в присутствии радиоактивного индикатора. На точку эквивалентности титрования указывает отсутствие радиоизотопа в какой-либо одной фазе. Простой быстрый анализ не-
125
Органических систем Можно осуществлять, Например, добавлением небольшого избытка радиоактивного реагента к раствору неизвестного элемента, что приводит к количественному осаждению последнего. Например, нужно определить концентрацию Ag+ в растворе титрованием раствором Nal. Если в раствор Nal добавить радиоактивный иод, то осадок AgJ будет радиоактивным, а активность раствора не будет повышаться, пока весь Agh не выпадет в осадок. Если измерить радиоактивность раствора и нанести на график в зависимости от объема добавленного титранта, то можно получить кривую А (рис. 5.2). Если требуется определить концентрацию иодида, то можно использовать тот же метод
Рис. 5.2. Кривые радиометрического титрования:
/ — в раствор, содержащий неизвестное количество Ар+, добавляют радиоактивный |?91; 2 —в раствор неизвестного иодида, содержащий следы '-’“J-, добавляют неактивный Ag+; 3 — двухфазное титрование: водная фаза с неизвестной концентрацией F2+, содержащая следы MFc; титрование проводят оксином в СНСЬ; измерения проводят па органической
титрования, при котором к раствору иода добавляют индикаторные количества радиоактивного иода и получаемый раствор титруют ионом Ag+. В этом случае получают кривую В. В любом положении точка перегиба кривой указывает на точку эквивалентности титрования и обеспечивает прямую меру концентрации неизвестного раствора. Данный метод является общим и применим к любому случаю количественного осаждения. Если осаждение не является количественным, то следует применять метод изотопного разбавления.
Метод радиометрического титрования можно также применять для анализа двухфазных систем жидкость — жидкость. Например, чтобы определить концентрацию Fe2+ в водном растворе, к раствору следует добавить индикаторные количества радиоактивного Fe21 и довести pH раствора до 2. Чтобы получить вторую фазу, добавляют хлороформ и титруют получаемую смешанную систему раствором 8-окснхинолина (оксина) в хлороформе. Образующийся железооксиновый комплекс экстрагируют в органическую фазу, перенося с ним радиоактивный изотоп. В этом эксперименте радиоактивность водной фазы характеризуется кривой В, а радиоактивность органической фазы — кривой С (рис. 5.2). Когда весь Fe2+ перейдет в органическую фазу, радиоактивность этой фазы будет оставаться постоянной при добавлении дополнительного количества оксина в систему.
Такой метод позволяет определять очень небольшие количества вещества (до 10~8 М) с погрешностью лишь в несколько процентов. Вместо органического растворителя для определения комплекса можно использовать катионо- и анионообменные смолы.
126
Простота и быстрота радиометрического анализа и отсутствие высоких требований к чистоте химических реагентов делают этот метод весьма пригодным для проверки выхода продуктов на разных стадиях сложного процесса анализа или синтеза. При определении выхода продуктов деления часто необходимо проводить ряд химических разделений, выделяя различные элементы на каждой стадии. Эффективность разделения, а также уровень очистки можно проверять на каждой стадии с помощью соответствующих радиоактивных индикаторов.
Хроматография, дистилляция, электроосаждение, экстракция, осаждение и соосаждение — применяемые в аналитической химии методы, которые изучались с радиоактивными индикаторами. Радиометрический метод особенно эффективен в тех случаях, когда характер осадка вызывает трудности при обычных методах анализа. Более того, радиометрические методы анализа относительно просты с точки зрения автоматизации, что делает их использование предпочтительным в обычной работе.
Активационный анализ. Активационный анализ представляет собой высокочувствительный метод количественного и качественного определения атомного состава образца без его разрушения. Он особенно пригоден для одновременного определения элементов в сложных образцах (минералах, пробах из окружающей среды, биологических и археологических объектах ит. п.), так как он представляет собой простую альтернативу значительно более трудным, трудоемким и требующим разрушения образца методам. Его главное ограничение — требование сильного источника излучения.
Преимущество активационного анализа состоит в том, что свойства, характеризующие склонность какого-либо нуклида к распаду, например, период полураспада, а также вид и энергия радиоактивного распада, могут служить для идентификации лишь данного нуклида. Количество радионуклида, образующегося в образце, определяется следующей зависимостью:
7? = цф aw [1 — ехр (— Мобл)] ехр (— Мвыд). (5.2)
Предполагается, что облучение осуществляется однородным потоком частиц ф .таким, как поток нейтронов в реакторе [нейтронный активационный анализ (НАА), который применяется наиболее широко].
Минимальное количество элемента, которое можно обнаружить при активационном анализе, увеличивается с увеличением чувствительности измерительного устройства Т, потока излучения^ , сечения реакции о, времени облучения /Об.. (до насыщения) и постоянной распада X образующегося радиоактивного нуклида. В табл. 5.1 приведены пределы обнаружения при нейтронном активационном анализе. Элементы с очень низкой чувствительностью к облучению тепловыми нейтронами (например, самые легкие элементы) часто можно измерять, облучая их быстрыми нейтронами или заряженными частицами. Таким образом можно анализировать кислород, облучая его нейтронами энергией 14 МэВ (о = 37 мб) и получая 16 N (Ti/2= 7,3 с), который распадается с испусканием р- и у-излучения большой энергии (6—7 МэВ). При активационном анализе с использованием быстрых нейтронов и заряженных 127
Таблица 5.1. Предел обнаружения 71 элемента при облучении потоком тепловых нейтронов плотностью 1013 нейтр./(см2«с)(^Обл = 1 ч)
Предел обнаружения, мкг
Элемент
(1—3) • 10~6 (4-9)-IO-6 (1-3)-IO-5 (4—9) -10-5 (1—3) • 10~4 (4-9)-10-“ (1-3)-10-3 (4-9). Ю-з (1—3)-IO-2 (1-3). 10-' (4-9)-10-1
Dy
Мп
Кг, Rh, In, Ей, Но, Lu
V, Ag, Cs, Sm, HI, Ir, Au
Sc, Br, Y, Ba, W, Re, Os, U
Na, Al, Cu, Ga, As, Sr, Pd, I, La, Er
Co, Ge, Nb, Ru, Cd, Sb, Те, Xe, Nd, Yb, Pl, Hg
Ar, Mo, Pr, Gd
Mg, Cl, Ti, Zn, Se, Sn, Ce, Tm, Ta, Th
K, Ni, Rb
F, Ne, Ca, Cr, Zr, Tb
4-9 10-30
Si, S, Fe
частиц поток может быть неоднородным и следует применять уравнения (4.7) — (4.9).
На рис. 5.3 показан типичный спектр НАА, полученный с помощью многоканального анализатора, снабженного сцинтилляционным Nalx Х(Т1) или твердотельным Ge (Ы)-детекторами (20 см3, 11 мм глубина). Каждый пик можно отнести к определенной энергии у-кванта, что в большинстве случаев способствует идентификации нуклидов. С помощью твердотельных детекторов можно одновременно идентифицировать ряд нуклидов, но плохое разрешение сцинтилляционных детекторов позволяет одновременно идентифицировать лишь несколько радиоактивных нуклидов.
Площадь под пиком (заштрихованная площадь на рис. 3.5, б) пропорциональна количеству радиоактивного нуклида. Если известны все факторы в выражении (5.2), то можно рассчитать число нуклидов N в мишени.
При облучении сложных смесей, например геологических или биологических объектов, могут возникнуть трудности в принадлежности пиков. Энергетический спектр измеряют несколько раз через определенные промежутки времени. По уменьшению площади пика со временем можно определить период полураспада нуклида, которому принадлежит пик. Это весьма помогает достоверно отнести измеряемый пик к определяемому нуклиду.
Количество информации, собираемой с помощью этого метода, зависит от степени применения современных измерительных систем. В таких системах информация хранится на магнитных лептах, дисках нт. п. Часто непосредственно к вычислительным машинам общего назначения подсоединяют многоканальный анализатор. Такой инструментальный метод является обязательным условием экспрессных анализов с применением у- или фотонного излучения, т. е. когда представляющий интерес нуклид идентифицируется сразу же по испусканию 123
V- кванта или фотона при реакции с бомбардирующей частицей. Спектры этого типа показаны на рис. 1.27.
Хотя в принципе можно рассчитать количество определяемого элемента по соответствующим значениям сечения, потока, времени облучения и периода полураспада в выражении (5.2), тем не менее разработан более простой способ, позволяющий избежать ошибок, свя-
нейтроннос облучение: флюенс 2 • IOIS центр./см2; поглотитель: 0.7 мм Cd + 0,7 мм РЬ; выдержка: 54 сут; период измерения скорости счета: 3000 мин
занных с неопределенностью каждой из этих величин. Исследуемый образец и эталон аналогичного состава облучают и измеряют скорость счета. Затем проводят простое сравнение в соответствии со следующей зависимостью.
или
Масса примеси в образце   Активность примеси в образце
Масса примеси в эталоне	Активность примеси в эталоне
mi,< _ Rlu »iO Rio
(5.3)
5 Зак. 1943
129
Иногда в результате облучения образуется такое большое число радиоактивных нуклидов, что приходится проводить несколько операций химической очистки (радиохимический НАА). В частности, это при-ходится делать, если применяют простой счет p-активности или гамма-спектрометрию, используя Nal (Т1)-детекторы. Однако повышение разрешающей способности твердотельных детекторов и инструментального НАА позволяет одновременно определять до 15 или 20 различных радионуклидов обычно без выделения и радиохимической очистки определяемого элемента. Техническое описание активационного анализа представлено в главах, посвященных производству радионуклидов (см. гл. 4) и обнаружению и измерениям излучений (см. гл. 3). При использовании метода, описываемого выражением (5.3), факторы геометрии оказывают влияние при измерении скорости счета образца, хотя для точного активационного анализа важны соображения, приведенные в гл. 3, относительно подготовки образца и обработки результатов измерения.
Представляет интерес применение НАА для определения содержания микроэлементов в воздухе и воде, в почве и геологических породах, в биологических системах. В качестве примеров поточного НАА можно привести сортировку руды и каротаж нефтяных скважин. В криминалистике, используя НАА для определения состава материала, прилипшего к руке, державшей огнестрельное оружие во время стрельбы, можно определить тип патронов н даже количество сделанных выстрелов. Анализ следов металлов, которые содержатся в растениях, можно использовать для определения места, где росло растение. Микроэлементы археологических объектов и предметов искусства играют важную роль в определении их подлинности и идентификации места происхождения; использование НАА, не требующего разрушения образца, в этой области является исключительно ценным. Активационный анализ содержания минералов в красках позволил ученым определить точную принадлежность ряда картин, которые приписывали кисти других художников, так как в прошлом каждый художник готовил для себя краски по индивидуальным рецептам. Картина «Христос и Магдалина», написанная в староголландском стиле, оказалась подделкой XX века, когда с помощью НАА в свинцовых белилах, которыми пользовались при написании этой картины, было обнаружено < 0,0077% серебра и < 0,00013 % сурьмы. Свинцовые белила в картинах голландских художников XVI и XVII столетий содержат 0,001—0,1% серебра и 0,005—0,023% сурьмы.
Было установлено, что волосы содержат некоторые металлы (например, Си, Аи, Се, Na) в отношениях, которые типичны для данного индивидуума, и для идентификации волос данного человека можно использовать активационный анализ. Эта область применения НАА стала известна несколько лет назад, когда было установлено, что волосы Наполеона содержали относительно большое количество мышьяка, что свидетельствовало о том, что некоторое время до своей смерти он получал большие дозы мышьяка. Анализ волос шведского короля Эрика W (который внезапно умер в 1577 г., поев горохового супа) показал, что он, по-видимому, получил смертельную дозу мышьяка, а также боль-130
Шую дозу ртути. Последняя, как предполагают, попала в его организм в результате использования какого-то соединения ртути для лечения старой раны.
Высокая чувствительность активационного анализа сделала его весьма пригодным для исследований загрязнения окружающей среды. В табл. 5.2 приведены пределы обнаружения некоторых элементов в морской воде в условиях, указанных в таблице.
Таблица 5.2. Рассчитанная минимальная концентрация загрязняющих элементов в морской воде, которые можно обнаружить методами инструментального НАЛ и НАЛ с выделением и очисткой этих элементов
Определяемый элемент	Типичная опубликованная концентрация в воде открытого океана, мкг/л	Минимальная концентрация, мкг/л	
		определяемая инструментальным НАД*	определяемая НАД с выделением и очисткой**
Hg	0,02—0,2	0,05	0,001
Cd	0,06—0,7	16 000	0,001
Ag	0,002-0,05	1,0	0,003
As	2-3	Невозможно	0,0001
Си	0,5—2	»	0,002
Сг	0,02—0,6	0,3	0,003
Zn	0,5—10	0,2	0,01
Sn	0,02	Невозможно	9
Se	0,08	0,2	0,02
Sb	0,2	0,02	0,00003
* 25 мл морской воды; облучение в течение 24 ч при плотности потока 1013 нейтр./(см2с); выдержка 40 сут; измерение скорости счета в течение 1000 мни Ое(1л)-детектором объемом 20 см3; с учетом в площадях под пиками троекратного вклада активности, обусловленной излучением за счет комптоновского рассеяния.
** 500 мл морской воды, элементы выделены химическим способом; облучение в течение 24 ч при плотности потока 10й нейтр./(см2-с); выдержка 3 сут; измерение скорости счета в течение 500 мин Ое(1л)-детектором объемом 20 см3; с учетом в площадях под пиками двукратного вклада активности, обусловленной излучением за счет комптоновского рассеяния.
Авторадиография. Авторадиография — метод, который делает видимым невооруженным глазом или под микроскопом распределение радиоактивного элемента или соединения в сложной матрице. Он основан на почернении фотографических пленок под действием ионизирующего излучения (см. гл. 1 и 3). Наилучшее представление о данном методе дают примеры.
Свинец даже в очень малых количествах — нежелательная примесь в нержавеющей стали. Чтобы исследовать механизм его включения в сталь, в расплав стали добавляли 212 РЬ. После охлаждения слиток разрезали пилой и плоскую поверхность полировали механическим способом и протравливанием (электролитическое полирование). Эта обработка обеспечивает очень ровную и ювенильную поверхность. К металлической поверхности прижимали фотографическую пленку и облучали 212 РЬ в темноте в холодной комнате в течение примерно недели. После проявления пленки по почерневшим местам можно было установить, где на металлической поверхности следует искать свинец. Оказалось, что он был довольно равномерно распределен в слитке из последней из-5*	131
ложницы. Если это учесть в производстве нержавеющей стали, То МоЖ-но уменьшить отрицательное влияние свинца в сырье.
Если радиоактивный индикатор трудно включить в материал матрицы, то можно облучать нейтронами или заряженными частицами чистую поверхность. В этом случае можно определять не только распределение элемента, но и состав, используя методы авторадиографии и у-спектрометрии. Этот метод пригоден только для определения следовых количеств в простой матрице. Для той же цели имеется более сложный метод — растровый электронный микроскоп, в котором для идентификации используется рентгенофлуоресценции.
В одном из методов авторадиографии полированную поверхность образца (металла, минерала и т. п.) погружают в раствор, содержащий радиоактивный реагент, который избирательно реагирует с одним из компонентов поверхности. Например, минералы погружают в этил-ксантат калия, меченный 36 S, ксантат избирательно вступает в реакцию со сфалеритом (ZnS) в образце. Низкая p-энергия (£тах = 0,2 МэВ) является преимуществом данного метода, так как лучше разрешение авторадиограммы. Этот метод аналогичен протравливанию микроскопических образцов с целью сделать видимыми определенные участки.
Авторадиография приобрела большое значение в биологии, особенно для исследования распределения и метаболизма соединений, вводимых в растение или животное. Некоторые из этих применений описаны ниже.
5.3.	НЕОРГАНИЧЕСКАЯ, ОРГАНИЧЕСКАЯ И БИОХИМИЯ
Ни в какой другой области радиоактивные индикаторы не играют такой важной роли, как в исследованиях механизма химических и биологических реакций. Это, конечно, обусловлено тем, что в каждом радиоактивном распаде отдельный атом дает знать о своем положении. Таким образом, чувствительность обнаружения является предельно возможной. За радиоактивным нуклидом, например, 14С, 32Р или 198 Au, можно следовать, не теряя его, через любое число различных ступеней химической реакции, открывая подробности обменных или технологических реакций, которые невозможно обнаружить другими методами. Представим некоторые наиболее показательные приложения данного метода в химии.
Выяснение механизма химических реакций. Применение радионуклидов для изучения ступеней в какой-либо химической реакционной системе является хорошо разработанным методом. Рассмотрим несколько примеров для иллюстрации этого метода. Если пометить фенол дейтерием или тритием (Т) в гидроксильной группе и затем нагреть до температуры несколько ниже температуры его разложения, то можно установить, что меченый водород перемещается в другие положения, занимаемые водородом в бензольном кольце, или путем перегруппировки за счет внутримолекулярного переноса, или путем межмолекулярных реакций. Однако, используя Св Н5ОТ и СсН4ТОН, получаем С0Н4ТОТ, 132
который может образоваться только в результате межмолекуляр-ных столкновений, что исключает, таким образом, перегруппировку за счет внутримолекулярного переноса как механизма реакции.
Одним из наиболее наглядных примеров ценности метода радиоактивных индикаторов является изучение этапов механизма фотосин-
Рис. 5.4. Метод определения участия соединений Р, Q, Р, S, Т в листе в фотосинтезе:
а — листья облучают светом в атмосфере нСОг. Фогоиндуцированные биохимические реакции ведут к образованию соединений Р, Q, R, S, Т. НС введен только в Р и Q-. Р, Q; б —листья измельчают и обрабатывают каким-либо растворителем. Отбирают пробу; в — наносят ее на полоску бумаги и высушивают; г — один конец бумажной полоски погружают в смесь растворителей (например, бутилового спирта и воды). Поднимающийся по бумаге растворитель увлекает с собой соединения из пробы [/ — поднимающийся фронт растворителя; 2 — поднимающиеся пятна соединений Р, Q, R-, 3 — исходное пятно (проба); 4 — смесь растворителя]; д — высушенную бумажную полоску (хроматограмму) помещают иа фотографическую эмульсию и оставляют в темноте в прохладной комнате в течение некоторого времени (экспозиция); е — после проявления на пленке остаются только радио* активные пятна от Р и Q. Например, отношение Rf=ajb идентифицирует соединение Р как глицин
теза углеводов из углекислого газа атмосферы в присутствии света и хлорофилла. Суммарный процесс (который включает много ступеней) можно представить реакцией
6СОа+12НаО Y Св” ► С,Н1аО, + 6Оа4-6НаО.
Хлорофилл
С помощью 14С,32 Р и Т Кельвину с сотрудниками удалось идентифицировать промежуточные стадии этого процесса. Растения помещали в атмосферу, содержащую СО2, меченный изотопом 14С, и облучали светом в течение различных периодов времени. Затем различными методами распределительной хроматографии выделяли молекулярные компоненты. Присутствие радиоактивного углерода указывало на участие соединения в процессе фотосинтеза (рис. 5.4). Аналогичным образом было определено участие фосфора и водорода в фотосинтезе путем обнаружения радиоактивного фосфора и трития в соединениях.
133
Определение скорости химического обмена. Если смешать в растворе два различных химических соединения, которые имеют какой-либо общий элемент, то может произойти обмен этого общего элемента. Химическое уравнение будет, по-видимому, иметь вид:
АХ +*ВХ = АХ + ВХ.
Поскольку тип и концентрация химических соединений остаются ненеизменными, наблюдать обмен не представляется возможным, если в атомы одного из реагентов не будет введена метка. За реакцией можно проследить с помощью X — радиоактивного изотопа элемента X. При равновесии активность должна равномерно распределиться между двумя химическими реагентами, т. е. удельная активность X будет одинаковой для АХ и ВХ. Конечно, если АХ и ВХ — оба сильные электролиты, то равномерное распределение является при смешении по существу мгновенным. Если по меньшей мере один из реагентов — неорганический комплекс или органическая молекула, обмен может протекать в известной степени медленно или вообще не произойти.
Поскольку химическая форма реагентов не изменяется в результате изотопного обмена, энтальпия не изменяется. Однако энтропия всей системы повышается, когда изотопы X распределяются равномерно по всей системе. Это повышение энтропии приводит к уменьшению свободной энергии, что делает изотопный обмен самопроизвольно начинающейся реакцией. Несмотря на это, обмен можно предотвратить или сильно замедлить, предусмотрев большую величину энергии активации в образовании необходимого переходного состояния (активированного ' комплекса).
Для реакции обмена, представленной выше, скорость накопления \ АХ равна скорости образования минус скорость разложения АХ. Скорость образования равна произведению скорости реакции kr, доли
реакций, которые происходят с активным ВХ, и доли реакций, которые происходят с неактивным АХ. Если обозначить	
а = [АХ) + [АХ];	(5.4а)
6 = [ВХ] + [ВХ];	(5.46)
х = [АХ];	(5.4в)
у = [ВХ],	(5.4г)
то скорость образования kf равна	
k k J	r b	a	(5.5а)
Аналогично скорость разложения kd равна	
- k - “d — “г а	b	(5.56)
134
Отсюда
4 = к> -	= aT И - bx).	(5.6)
Решение этого уравнения дает
(5.7) ао
где F = xjx^ (хте — величина xt при t = оо, т. е. при равновесии). Скорость обмена кг определяется по наклону кривой зависимости 1g (1 — F) от t. Если вследствие обмена с неэквивалентными атомами реагент имеет несколько скоростей обмена, то разрешить эту кривую будет достаточно трудно, чтобы получить значения скорости этих реакций. Изотопный обмен — стандартный метод, с помощью которого изучают кинетику химических реакций, для которых время уменьшения концентраций реагентов в два раза больше 1 мин.
Для иллюстрации ценности этих исследований можно привести один пример изотопного обмена. Рассмотрим обмен между двух- и трехвалентным хромом в растворах НС1О4. При общей концентрации ионов хрома 0,1 М для достижения 50%-ного обмена при комнатной температуре потребуется 14 сут. Поскольку и двух- и трехвалентный катионы заряжены положительно, маловероятно, что они могут приблизиться друг к другу достаточно близко, чтобы непосредственно обменять электрон для перемены состояния окисления, и более вероятным является механизм, при котором в реакции участвует в качестве мостика между этими двумя катионами какой-либо анион. Внедрение аниона между катионами уменьшает их отталкивание. Если эта модель механизма изотопного обмена правильна, то можно предположить, что механизм этой реакции будет, по-видимому, следующим:
Сг (III) + X- + Cr (II) -> [Сг — X — Сг]4+->Сг (11)4- Х~ 4- Сг (III).
Такому механизму реакции будет, по-видимому, благоприятствовать присутствие анионов, которые образуют комплексы легче, чем перхлорат-ион. Если использовать растворы НС1, а не НС1О4, то, как установлено, обмен протекает быстрее и время достижения 50%-ного обмена составляет лишь 2 мин, что согласуется с предложенным механизмом, так как известно, что ионы хлора более способны образовывать комплексы, чем перхлорат-ионы. Без применения радиоактивного хрома в качестве метки для одного из исходных состояний окисления не удалось бы идентифицировать обмен.
Определение константы равновесия. Чувствительность обнаружения радиоактивных индикаторов делает измерение растворимости относительно нерастворимых соединений довольно простым. Это положение можно проиллюстрировать первым экспериментом с радиоактивным индикатором Хевеши и Панета в 1913 г., когда была определена растворимость хромата свинца. К раствору РЬС12, содержащему известное количество 210 Pb (RaD), добавили хромаг-ионы, в результате чего весь свинец выпал в осадок в виде РЬСгО4. Осадок содержал 2030 радиоактивных единиц и имел массу 11,35 вдг. Удельная активность была,
135
таким образом, 2030/11,35 = 179 единиц/мг. При встряхивании осадка с водой часть его растворилась в воде: 2,14 единиц на 1000 мл (по измерению). По расчету растворимость составила 2,14/179 = 0,012 мг'л или 3,7-10-8M Pba+. При [РЬ2+1 = [СгО|_ 1 произведение растворимости было Ks = (3,7 • IO”8)2 « 1 • 10“1Б. Современное значение ? - ю-14.
Со времени этого эксперимента измерение химического равновесия с применением радиоактивных нуклидов стало хорошо отработанным методом особенно для определения констант устойчивости комплексов металлов 0П. Эти константы определяются отношением
pn = [MLn]/[Ml IL]",	(5.8)
где ради простоты опущены заряды ионов (например, М=Ри4+, L = С1“). Из методов определения рп особенно пригодно использование радиоактивных индикаторов в сочетании с жидкостной экстракцией и ионным обменом. Сначала рассмотрим жидкостную экстракцию.
Металлы можно сделать растворимыми в органическом растворителе (керосине, хлороформе и т. д.) путем образования нейтральных комплексов этих металлов с органическими лигандами, например:
М2+ 4- zHA MAZ 4- ?Н+.	(5.9).
НА может быть слабой органической кислотой, подобной ацетилацето-ну, оксину, дитизону и т. д. Распределение металла D между органической фазой и водой определяется отношением
2 мак <5-10)
1металл]орг
Распределение D легко измеряется для радиоактивных металлов-индн-каторов; z — постоянная (z = 2 для Sr2*, 3 для La3+, 2 для U0‘* и т. д.), как рп и Последняя величина для п = z определяется отношением
к = [МАГ'’]„е1ЮЛ„/[МАГ'’]„0Д„.	(5.11)
Это уравнение справедливо для всех двухфазных систем; в данном случае органический растворитель является неводной фазой. Поэтому D зависит только от [А] — концентрации свободного лиганда в водной фазе — в соответствии с (5.10). На рис. 5.5 показаны коэффициенты распределения Pti (IV) между водой и тремя различными органическими растворителями в зависимости от концентрации ацетилацетонат-ионов [Ла-] в водной фазе. По этим кривым были рассчитаны величины рп (т.е. константы образования PuAa3+, PuAa^1 , Pu Аа3 и PuAa4) и X. (т. е. константа распределения для РиАа4).
Если изучаемая система образует комплексы МВР, которые не растворимы в органическом растворителе, используется предыдущая система (МАП) в сочетании с лигандом В". 14апример, было изучено образование комплексов Np4+ с HSOr в двухфазной системе 136
Рис. 5.5. Зависимость коэффициента распределения D Pu (IV) между различными органическими растворителями и 0,1 М раствором NaC10A От концентрации ацетилацетонат-ионов (Аа~) в водной фазе:
I - CHjCI, [Pu] 3 • 10-® М, ГНАа]водн--0,041 М; 2 — C4H»COCHS, [Pu]<3 • 10-® М, [НАа]водн“0,145 М; 3 — С(Н(, [Pu] ^3 • 10-’М, [НАа1водн“0,145 М; 4 — CgHg, [Pu] <ГЗ • 10~’М, [НАаЫодн^О.ОМЗ М; 5 — CeHe, [Pu] Сб • 10~* М, [НАа]водн“0,145 М; 6 — CeH6, [Pu] < < 6 • 10-’ М, [НАа]водн=0.0073 М
0,1 М NaClOj и СН3С1, содержащей органический реагент (экстрагент) теноилтр и фтор ацетон (ТТФА). В этом случае получают отношение
D~' = a + b 2 рр[ВК	(5.12)
р=0
где а и b — константы для системы Np — ТТФА (pH и [ТТФА] не должны меняться). По данным, приведенным на рис. 5.6, были определены константы образования для Np (SO4+) и Np(SO4)2.
Эти зависимости действительны для концентраций металлов до < 10~12 М. Этот метод широко использовался для изучения комплексообразования в случае трансурановых элементов, когда нельзя или нежелательно (чтобы избежать радиолиза) использовать макроскопические количества.
Метод ионного обмена зависит от распределения катионов металлов между органическими катионообменными смолами и водой в соответствии с отношением (5.11):
[МВГ',]смола/[МВГ₽]вода’	<5ЛЗ>
где z>р, а Хр измеряют количеством ионов металлов на грамм (высушенной на воздухе) смолы, деленным на количество тех же ионов металлов на миллилитр раствора. Когда образуются несколько комплексов (МВ2-1, МВ2-2 и т. д.), распределение Q (радиоактивного) металла между смолой и водной фазой подчиняется зависимости
Q=2(Q-*p)Mb1p- (5-14)
о
Измеряя Q в зависимости от [В], можно определить %р и 0р. Для р > 2 этот метод становится
Рис. 5.6. Распределение комплекса Np (IV) —ТТФА между бензолом и водой в зависимости от концентрации
HSOf в водной фазе
137
более сложным, чем жидкостная экстракция. Вследствие важности ионного обмена и жидкостной экстракции для выделения чистых актиноидов и следовых количеств металлов эти методы описаны далее подробнее.
Изучение поверхностей и реакций в твердых телах. Исследование с помощью радиоактивных индикаторов показало, что между анионами на металлической поверхности и ионами металлов в растворе происходит очень быстрый обмен. Поскольку обмен зависит от твердой поверхности, в течение нескольких минут он может вовлечь атомы нескольких сот слоев в глубь металлической поверхности. Глубину проникновения поглощенных радиоактивных нуклидов из раствора можно получить путем измерения поглощения радиоактивности. С помощью этого же метода можно изучать диффузию атомов в их собственной твердой матрице. Например, используя монокристаллы серебра, взвешенные в растворе, содержащем нитрат серебра, меченный 110fn Ag, удалось установить различную скорость диффузии в различные грани кристалла. Можно легко определить площадь поверхности твердых тел путем измерения сорбции радиоиндикаторов на поверхности.
Если в кристаллическое соединение включить радиоактивный газ, то можно измерить количество выделившегося газа в зависимости от температуры (эманирующая способность). Установлено, что эманиро-вание значительно увеличивается при некоторых температурах, указывая на структурные изменения в твердом веществе при этих температурах. Исследования диффузии и эманирования играют важную роль в понимании механизма спекания и в образовании новых твердых соединений. Это имеет практическое значение в цементной и стекольной отраслях промышленности, в производстве полупроводников, в лакокрасочной промышленности и т. д. Исследования реакций на поверхности имеют практическое значение для флотации, коррозии, металлизации и чистовой обработки металлов и действия моющих веществ. Это лишь несколько приложений данного метода в указанной области.
5.4.	ИССЛЕДОВАНИЯ ПОТОКОВ ЖИДКОСТЕЙ
Радиоактивные индикаторы играют важную роль в гидрологии. С помощью Т2О, 24Na+, 82Вг~, Б1Сг-ЭЭТА и других элементов или соединений в качестве индикаторов определяют объем запасов естественных вод (даже подземных) и наносят на карту движение грунтовых и поверхностных вод и пути миграции сточных вод. Кроме того, используя радиоактивные индикаторы, легко определять потребление и расход воды в промышленности и проверять плотины и трубы, допускающие утечку.
Простой метод обнаружения мест утечки в трубах показан па рис. 5.7. Этот метод используется не только для жидкостей, по и для проверки герметичности шлангов подземных электрических кабелей. В последнем случае применяют газообразные индикаторы, например 86 Кг или 133Хе.
Жидкий объем замкнутой системы бывает трудно рассчитать по внешним размерам емкости, особенно при наличии перемешивания в результате циркуляции жидкости извне или внутреннего перемешивания. Например, необходимо знать объем серной кислоты на установке алкилирования, где сильное взаимное перемешивание между кислотой и углеводородом мешает установлению четкого уровня. К H2SO4 добавляют 134Cs и по разбавлению добавленного индикатора рассчитывают общий объем H2SO4.
138
Рис. 5.7. Способ обнаружения мест утечек в скрытых трубопроводах:
и — в жидкость в трубопроводе добавляют радионуклид; б — этот радионуклид идентифицируют после утечки жидкости из трубопровода
В случае емкостей, через которые протекает известный постоянный поток, можно использовать еще один метод. В подводящую трубу вводят индикатор. Математическая обработка с учетом полного немедленного смещения вводимого потока с содержимым емкости показывает, что концентрация индикатора в емкости убывает экспоненциально со скоростью, определяемой расходом F и объемом V по уравнению
R = Ro exp (- Ft/V),	(5.15)
где Ro — активность при нулевом времени (проскок активности на выходе из емкости); t — время, когда в той же точке получают радиоактивность R.
Расход F рек можно измерять путем введения какого-либо радионуклида и измерения времени, требуемого для достижения им датчиков, размещенных ниже по течению. Вследствие турбулентности радиоактивное «облако» становится совершенно диффузным. Поэтому применяют более эффективный метод, называемый «суммарным счетом». В реку вводят известное количество (Ло) радионуклида, и датчик, установленный ниже по течению, регистрирует суммарную активность Rnonn по мере прохождения радионуклида; чем быстрее он проходит, тем ниже измеренная радиоактивность. Таким образом,
F = 4MoRnojiH>	(5.16)
где ¥ — калибровочный коэффициент, который необходимо определять при известных условиях. Этот метод учитывает как продольное, так и поперечное
перемешивание.
Чтобы избежать опасного загрязнения, важно сбрасывать бытовые и промышленные отходы (осадки, жидкости, газы) таким образом, чтобы отходы были со-
ответствующим образом рассеяны. Картирование различных мест рассеивания обычно проводят, вводя радиоактивный индикатор в исследуемом месте и затем прослеживая его распределение на различных глубинах, высотах и направлениях (рис. 5.8). В одном из таких испытаний было установлено, что осадок, сброшенный в реку Темзу в одной точке, переместился вверх по течению, что привело к необходимости изменения места сброса осадка.
Рнс. 5.8. Способ, применяемый для определения потоков в проливе Орезунд:
1 — радиоизотоп; 2 — крап; 3 — вмонтированный детектор; 4 — провода и кабели; 5 — детекторы; 6 — стратификация; 7 — объем воды с введенным радиоизотопом; в —параван с глубиномером
139
При испытаниях ядерного оружия в атмосфере выделялись огромные количества радионуклидов,которые под действием своей массы или с дождем опускались на поверхность Земли. Эти выпадения радиоактивных веществ из облака взрыва используются в геофизике. Измеряя Т (в форме НТО воды), 90Sr, 137Сз и другие продукты деления, удалось проследить движение воды с суши через озера и реки в моря, а также изучить течения в океанах и обмен между поверхностными и глубинными водами. В результате была детально картирована циркуляция воды на Земле. Кроме того, удалось проанализировать, каким образом образуются тропические ураганы. Это было сделано путем измерения воды, всасываемой в центральную часть циклона, так как концентрация НТО в нормальной атмосфере отличается от концентрации НТО в поверхностной воде океанов.
5.5.	НЕКОТОРЫЕ ОБЛАСТИ ПРОМЫШЛЕННОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ИНДИКАТОРОВ
Радиоактивные индикаторы используются в самых различных областях промышленности. Более половины из 500 крупнейших промышленных концернов США используют радиоактивные нуклиды в производстве металлов, химических реагентов, пластиков, фармацевтических продуктов, бумаги, каучука, глиняных и стеклянных изделий, пищевых продуктов, табака, текстильных изделий и многих других продуктов. Радионуклиды применяют для изучения эффективности перемешивания, эффекта геометрии камеры, времени пребывания реагентов в реакторах, расходов и структуры потоков в колоннах и башнях для фракционирования, абсорбции, рацемизации и т. д. В табл. 5.3 перечислены некоторые области применения радионуклидов в промышленности. Ниже дается описание нескольких случаев их применения, чтобы показать масштаб и значение промышленного использования радионуклидов.
Таблица 5.3. Некоторые области применения радиоактивных индикаторов в промышленности
Прослеживание пути таблеток в печах для обжига ванадиевой руды Изучение перемешивания в отбельных башнях на целлюлозных заводах Определение степени пропитки древесины фунгицидами
Прослеживание траектории древесной щепы в варочном котле для крафтцеллю-лозы
Активационный анализ металлов в древесной массе Прослеживание серы в резиновом шланге кабеля Исследования эффективности методов стирки текстильных изделий Прослеживание моющих веществ в канализационных системах Измерение степени истирания краски разделительных полос на дорожных покрытиях
Изучение диффузии в полупроводниковых материалах
Определение утечек в резервуарах-хранилищах, трубопроводах, телефонных кабелях и т. д.
Испытания на утечку герметически заделанных элементов конструкции Изучение интерметаллической диффузии
Определение скорости диффузии углерода в железо
Перемешивание является важной механической операцией во многих отраслях промышленности. Результатом плохого перемешивания могут быть продукт неудовлетворительного качества и низкий выход НО
продукции в данной операции; ненужное перемешивание — пустая трата времени и энергии. Добавляя какой-нибудь радионуклид в аппарат для смешения или вводя метку в один из компонентов, можно проследить за приближением к равновесию смешения путем измерения активности вне аппарата или отбора проб через различные интервалы времени. В качестве примеров применения этого метода можно привести смешение цемента, гравия, песка и воды в целях получения бетона, измеряемое с помощью облученной гальки. Однородность стекломассы можно определять, добавляя в нее 24NaHCO3; для наблюдения за гомогенизацией нефтепродуктов использовали органические 95Zn-co-
Рис. 5.9. Контроль за аксиальным положением турбины:
1 — ротор; 2 — ось вращения; 3 — лопатка; 4— сопло; 5 — источники у-излучения; 6 — кожух статора; 7 — свинцовый коллиматор; 8 — кристалл Nal (Т1); 9 — сцинтилляционный счетчик: 10 — диапазон сканирования; II—измеритель скорости счета; 12 — самописец; 13 — ось х; 14 — ось у\ 15 — потенциометр
держащие соединения. Можно также упомянуть об использовании радиоактивных индикаторов при добавлении витаминов в муку, сажи в каучук и т. д.
За износом и переносом материалов легко наблюдать, если сделать радиоактивным материал, подвергающийся износу. Этот метод применяется для изучения износа деталей в автомобильных двигателях, режущих инструментов, подшипников, футеровки печей, стирания красок и т. д. В этом случае важно, чтобы поверхность, подвергающаяся износу, имела высокую удельную активность. Если материал нельзя пометить добавлением (например, нанесением) радионуклида, его приходится облучать, например, потоком частиц на ускорителе.
На рис. 5.9 показано несколько необычное, но элегантное применение радиоактивных индикаторов для изучения поведения деталей машины в условиях эксплуатации. В этом случае удалось определить искривления лопаток турбины в дополнение к определению скорости вращения, а также направление вращения.
5.6.	РАДИОАКТИВНЫЕ ИНДИКАТОРЫ В БИОЛОГИЧЕСКИХ НАУКАХ
Крупнейшим потребителем радионуклидов является медицинская наука. Указывалось что радиоактивные индикаторы имеют для медицины такое же значение, как открытие микроскопа. В области диагностики и медицинских исследований радионуклиды привели к совершенно новым, имеющим огромное зна-141
чение методам. В настоящее время в процессе диагностики одному из каждых четырех пациентов в больницах США вводят радиоактивный индикатор.
Радиоизотопное скеннирование дает информацию о заболевании внутренних органов значительно раньше, чем ее можно получить любым другим методом.
Если меченное радиоактивным нуклидом соединение, например аминокислоту, витамин или лекарство, ввести пациенту, то это соединение будет включаться в различные органы в различной степени. Вещество вступает в реакцию химического обмена с другими веществами в организме, распадается и наконец выводится из организма. С помощью скеннирующих приборов типа описанного в гл. 3 можно извне проследить за движением радиоактивных атомов в организме. Такие исследования дают информацию об относительной концентрации радиоактивных элементов и временной зависимости их распределения в различных органах. Скорость введения радиоактивных веществ в организм и вывода их из него обеспечивает меру метаболизма здоровых и больных тканей.
С увеличением числа радиофармацевтических препаратов с определенным биологическим сродством визуальное скеннирование стало важным диагностическим средством в многочисленных клинических областях применения. Например, с помощью Na0BrnTcO4, вводимого внутривенно, можно легко локализовать различные сужения кровеносных сосудов головного мозга, так как опухоли мозга имеют очень высокое сродство к Тс и медленно выделяют его, тогда как он быстро выделяется при инсульте мозга и еще быстрее из здоровых частей мозга. Количество вводимого радиоактивного изотопа зависит от чувствительности обнаружения ¥ и допустимых доз; для в9тТс 20—40 мКи, для 1311 лишь 0,01 мКи. В табл. 5.4 приведены радионуклиды, наиболее широко применяемые в медицинской диагностике, а также информация относительно дозы облучения во время исследования.
Радиоактивные индикаторы можно использовать для измерения расхода и количества жидких объемов в других органах. Например, после инъекции 59Fe с помощью сцинтилляционных счетчиков можно измерить количество крови, ко-
Таблица 5.4. Применение радионуклидов в диагностике и поглощенная доза в некоторых методах скенирования
Нуклид	Химическая форма	Введенная активность (внутривенно), мКи	Исследуемый орган	Поглощенная доза, Мрад		Эффективность*		
				Исследуемый орган	Все тело	Продолжительность исследования, ч	Предполагаемый эффективный период по-лувыведення из организма, ч	Доза во время исследования. %
99тТс	Пертехнетат	5	Мозг	30	65	0,5	5,3	6
19’Hg	Хлормерод-рин	0,5	(почки)	9300	250	0,5	24 (90%) 65(10%)	1,5
18F	Комплекс	1,5	Скелет	300	НО	1	1,8	30
86mSr	Хлорид	2	»	200	20	1	2,8	20
®.6Sr	в	0,1	в	4400	2300	1	2,4 сут (60%) 65 сут (40%)	0,12
вег/ггс	Метакриламид	1,5	Легкие	290	2,6	0,5	6	6
131]	в	0,3	»	1900	24	0,5	5,8(90%) 72(10%)	3
eewpc	Коллоид	2	Печень	680	32	0,3	6	3
118т1п	в	2	»	900	19	0,3	1,8	10
• Приведенные данные — приблизительные данные расчета эффективности с точки зрения дозы, полученной во время исследования, по сравнению с суммарной дозой, полученной от введения радионуклида до его полного распада.
142
торое сердце прокачивает в минуту. Аналогично с помощью Т2О можно определить количество внеклеточной воды, с помощью 24NaCl — циркуляцию в капиллярах и т. д.
Радиоиндикаторы также используют для терапии, хотя и в меньшей степени, чем в диагностике. Их в основном применяют для лечения тиреотоксикоза (базедовой болезни), при увеличении щитовидной железы. Для разрушения лишних красных кровяных телец при полицитемии используют соединения 32Р путем введения их в ток крови.
Наряду с этими обычными медицинскими применениями радиоиндикаторы широко применяют и в других областях науки. Одним из важных методов исследования является изучение распределения меченных радионуклидом веществ в ор.
Рис. 5.10. Авторадиограмма, показывающая распределение меченной 14С л-амп-носалициловой кислоты в мыши через 30 мин после внутривенной инъекции: / — в глазу: 2 —в мозге (3); 3— в скелетных мышцах (40); 4 — в легких (82); 5—в селезенке (14); 6 —в поджелудочной железе (21); 7 —в корковом веществе надпочечника (153); 8 — в яичках; 9 — в кишечнике (377); 10— в печенн (84); II —в крови сердца (100); 12 — в миокарде (50)
ганизме животных. На рис. 5.10 показано распределение меченной 14С я-амино-салициловой кислоты, ПАСК, одного из первых разработанных противотуберкулезных препаратов, в срезе ткани мыши толщиной 20 мкм. Авторадиограмму получили после того, как была введена 14С-ПАСК активностью 20 мкКи и мышь (массой 20 г) забита погружением в смесь СО2 с ацетоном (—80 °C) и рассечена на части. На авторадиограмме видно, что ПАСК концентрируется главным образом в легком, где она эффективно действует против туберкулеза, а также в почке и кишечнике, так как она выделяется через эти органы. Данный метод особенно пригоден для испытаний новых лекарственных препаратов.
Радиоактивные индикаторы можно использовать при изучении взаимодействия живых форм с окружающей средой (экология), чтобы проследить за поглощением микрокомпонентов (например, кобальта) из почвы растениями и затем животными, которые съедают эти растения. В сельском хозяйстве их можно использовать при изучении ассимиляции микроэлементов, необходимых для роста растений. Например, было установлено, что овцам нужны растения, содержащие Селен, чтобы противостоять заболеванию «белая мышца». Можно определять обмен питательных веществ, скармливаемых животным; установлено, что 20% фосфора, содержащегося в коровьем молоке, поступает непосредственно из корма, тогда как 80% — из костей коровы, т. е. 80% фосфора проходит через кости.
143
5.7.	ПОВЕДЕНИЕ ВЕЩЕСТВ, НАХОДЯЩИХСЯ В МИКРОКОЛИЧЕСТВАХ
Во многих областях радиоиндикаторы до применения соединяют со значительно большим количеством атомов нерадиоактивного изотопа. Нерадиоактивный компонент называют носителем, так как он «несет» радиоактивный компонент и обусловливает нормальное химическое поведение веществ. Рассмотрим образец активностью 107 расп./мин. Для Т\/2 = 1ч число атомов составляет 1,7-10°, а для Т1/2 = 1 год — — 1,5-1013. Если такие образцы растворить в 1 л раствора, то их концентрация составит 2,8-10-16 и 2,5- 10~n М соответственно. При такой концентрации их химическое поведение может быть совершенно другим, чем при более высоких концентрациях. Добавление нескольких граммов нерадиоактивного носителя данного элемента приводит к концентрации IO-13 — 10-1 М и обеспечивает его «нормальное» поведение. Чтобы радионуклид имел те же химические свойства, что и изотопный носитель, необходимо, чтобы радионуклид и носитель претерпели изотопный обмен. Если заранее не известно, что такой обмен происходит между двумя соединениями с каким-либо общим элементом, то это нужно определять экспериментальным путем до того, как можно будет предположить, что поведение индикатора и носителя в химической системе будет одинаковым. Об этом следует особенно помнить, если радиоактивный индикатор и инертный носитель находятся при смешении в различных состояниях окисления.
Ниже рассматривается поведение микроконцентраций, так как в некоторых случаях может оказаться необходимым использовать чистые радиоиндикаторы без носителя.	х
Адсорбция. Растворенные вещества при контакте с поверхностью имеют тенденцию адсорбироваться на этой поверхности. Чтобы покрыть стеклянную поверхность литрового сосуда мономолекулярным слоем гидратированного иона, требуется лишь 10-7 — 10-8 моль. Как указано выше, количество радионуклида в растворе часто значительно меньше этого количества, и в принципе все радиоактивные атомы могут, по-видимому, адсорбироваться на стенках сосуда. Количество радионуклида, адсорбированного на стенках емкости, зависит от концентрации, химического состояния радионуклида и от природы материала емкости. На рис. 5.11 показано изменение адсорбции тория на стенках стеклянной и полиэтиленовой емкостей в зависимости от собственной концентрации и концентрации водородных ионов (pH). Изменение адсорбции при изменении pH отражает адсорбцию различных гидролитических форм, образуемых торием по мере повышения pH.
Вообще адсорбция возрастает с увеличением заряда иона в порядке М+ < Л42+ <Z Л43+ < ЛР+. О важности характера поверхности свидетельствуют рис. 5.12, б и данные по адсорбции Pm (III), которая возрастает в порядке: платина < серебро <Z нержавеющая сталь < поливинилхлорид. При добавлении изотопного носителя происходит разбавление концентрации радиоиндикатора и адсорбируется меньшая доля индикатора (рис. 5.12, а). К сожалению, такое изотопное разбавление приводит к снижению удельной активности микрокомпонента, 144
что может быть невыгодным. В некоторых случаях можно избежать снижения удельной активности добавлением макроколичества неизотопного носителя, который легко адсорбируется и может защитить поверхность от адсорбции на ней радиоактивного индикатора.
В дополнение к адсорбции на стенках емкости радиоактивные формы часто адсорбируются на осадках, находящихся в системе. Основными факторами, определяющими степень адсорбции, являются природа осадка и способ его осаждения. Если иодид серебра осаждать при избытке ионов серебра, то осадок будет иметь положительно заряженный поверхностный слой вследствие избыточной концентрации ионов серебра на поверхности. И наоборот, если осаждение происходит при избытке иодида, то поверхность осадка имеет отрицательный заряд вследствие избытка иодида на поверхности. Когда в суспензии двух таких осадков в воде добавляют микроколичества ионов радиоактив-
Рис. 5.11. Зависимость количества тория, поглощенного в 10 мл-пипетке во время простого отмеривания от содержания тория в легкорастворимом комплексе (а) и зависимость равновесного поглощения тория (2-10“8 М раствор перхлората тория) стенками стеклянного и полиэтиленового сосудов от pH (б)
Гомогенное Распределение по лога-
Количество осажденного носителя, /о
Рис. 5.12. Эффективность переноса индикатора для различных значений коэффициентов распределения
145
його сйинца, осадов, поверхность которого имеет отрицательный заряд, адсорбирует более 70% ионов радиоактивного свинца из раствора, тогда как осадок с положительным зарядом поверхности адсорбирует менее 5%. Степень адсорбции повышается при возрастании заряда ионов радиоактивного индикатора. Например, установлено, что осадком Ag2S адсорбируется около 7% Ra2+, 75% Ас3+ и 100 % Th4+.
Правило Панета и Фаянса для адсорбции индикатора гласит, что «микрокомпонент адсорбируется на твердом макрокомпоненте или осаждается вместе с ним, если он образует нерастворимое соединение с противоионом макрокомпонента».
Адсорбционные свойства микроэлементов используются для выделения этих микроэлементов, а также для разделения различных микроэлементов с различными адсорбционными свойствами.
Радиоколлоиды. Радиоактивные индикаторы адсорбируются не только на твердых поверхностях емкостей и осадках, но и на любом твердом материале, суспендированном в растворе или находящемся с ним в контакте. Пыль, целлюлозные волокна, осколки стекла, органические материалы являются примерами веществ, которые легко адсорбируют радиоактивные индикаторы из раствора. Если раствор содержит крупные молекулы, например полимерные продукты гидролиза металлов, они также имеют тенденцию адсорбировать микроэлементы. Присутствие такого материала в растворе приводит к явлению образования радиоколлоидов, которое представляет собой объединение радионуклидов в полуколлоидные агрегаты в растворе. Это явление широко исследовалось такими методами, как скорость диффузии и авторадиография. Если раствор поддерживается при достаточно низком pH и не содержит крупных посторонних частиц, образование радиоколлоидов обычно не вызывает значительных трудностей.
Равновесные реакции. Низкая концентрация радиоактивных индикаторов может привести к образованию иных количеств ионов растворенного вещества, чем наблюдается при равновесии с макроколичествами. Например, гидролиз уранил-ионов соответствует равновесию
mUOi+ + рН2О (UO2)m (OH)pm “ ₽ -|- рН+.
При макроконцентрациях урана это равновесие сдвигается вправо с образованием полимеров со свойствами, несколько отличающимися от свойств уранил-иона UC>2 + . При концентрации урана около 0,001 М более 50% урана полимеризуется при pH = 6, тогда как при концентрациях менее 10~6М полимеризация пренебрежимо мала. Различие в положении равновесия между макро- и микроколичествами материала можно с успехом использовать для изучения свойств ионов металлов при относительно высоких значениях pH без нарушения реакций полимеризации.
В случае растворимости может возникнуть дополнительное осложнение, если радиоактивные формы в микроколичествах вступают в реакцию с примесями в макроконцентрациях. Например, при исследовании свойств пятивалентного протактиния Ра (V) было установлено, что он экстрагируется в чистый ксилол из 1 М растворов НСЮ4. Последую-145
щие эксперименты показали, что эта экстракция обусловлена присутствием в ксилоле органических примесей в концентрациях меньше предела обнаружения (0,01 %). Это положение подтвердилось, когда в раствор ввели 10_4М тория, который, как ожидали, будет образовывать комплексы с вероятной примесью и таким образом предотвращать ее реакцию с протактинием. Действительно, из этого раствора протактиний в ксилол не экстрагировался.
Осаждение и кристаллизация. Вследствие низкой концентрации радиоактивных индикаторов в растворе произведение растворимости для соли редко превышается при добавлении макроконцентраций противоиона. Когда в растворе присутствует 212РЬ активностью 5 Ки/л, что соответствует концентрации 1,7-10-14 М, растворимость сульфата свинца не превышается даже для концентрации сульфат-ионов 10 М. Даже если произведение растворимости превышается, осаждение часто не наблюдается. Рассмотрим случай сульфида свинца PbS, для которого Ks = 3,4-10-28. Если предположить [212РЬ2+] = 1,7-10-14 Ми [S2_] = 1 М, то можно было бы ожидать, что PbS выпадет в осадок; однако при этих концентрациях осадок образуется в растворе в форме коллоида и даже при центрифугировании количество осадка настолько мало, что его невозможно измерить существующими методами.
Ионы, находящиеся в микроконцентрациях, можно удалять из растворов осаждением, методами адсорбции или соосаждения. Соосажде-ние происходит в том случае, если соединение индикатора и иона осадка с противоположным зарядом изоморфно с осадком. В этих случаях активный ион может внедряться в узел кристаллической решетки осадка, особенно если ион индикатора близок по размеру к иону, который он вытесняет. Однако при микроконцентрациях обнаружены исключения из требования подобия размера, а также требования изоморфизма. Когда распределение индикатора однородно по всему осадку, его можно описать законом гомогенного распределения Бертло — Нернста, который выражается уравнением
где х и у — количества микро- и макрокомпонентов А+ и В+ в осадке; а и в — начальные количества этих ионов; D' — коэффициент распределения. Более «истинную» константу распределения (D — концентрация индикатора в твердой фазе/концентрация индикатора в растворе) можно получить, используя коэффициент превращения, например, С — содержание макрокомпонента в 1 мл раствора, деленное на плотность твердой фазы:
D’ = DC	(5.18)
Весь осадок находится в этой системе в равновесии с раствором.
Если в равновесии с фазой раствора находятся только поверхностные слои растущего кристалла, то наблюдается неоднородное распределение. В этих случаях распределение в системе описывается логариф-
147
мическим законом Дернера-Хоскинса, который имеет форму
In
А/ In
(5.19)
где V — коэффициент логарифмического распределения, который является постоянной характеристикой системы (рис. 5.12). Значение изоморфизма можно показать на примере соосаждения Ra2+ в микроколичествах с Sr2+ в нитрате стронция. Если осаждение проводится при 34°С, то радий выпадает в осадок, так как при этой температуре стронций выпадает в осадок в форме Sr (NO3)2, с которым нитрат радия изоморфен. Однако если осаждение проводится при 4°С, то стронций кристаллизуется в форме Sr (NO3)2- 4Н2О, который больше не является изоморфным с Ra (NO3)2. Радий не соосаждается при 4°С вследствие отсутствия изоморфизма.
Электрохимические свойства. Для окислительно-восстановительного равновесия
Мо^слН“Яв Мвосст»
где Мо1исл и Мвосст — состояния окисления и восстановления химической формы, действительно уравнение Нернста, т. е.
(5.20)
£ = £О+*Т1П nF
В этом уравнении Е° — потенциал для нормального состояния концентрации 1 н. раствора*, а ион в скобках относится к химическим активностям в данном растворе. Эта зависимость указывает, что окислительно-восстановительный потенциал Е раствора не зависит от общей концентрации иона и зависит только от отношения окисленных и восстановленных форм. Это положение подтвердилось, так как концентрации микроколичеств ионов показывают такие же окислительно-восстановительные характеристики, как и макроконцентрации. Реакции окисления и восстановления, таким образом, можно проводить в растворах с микроколичествами радиоактивных ионов.
Для электроосаждения металла в микроколичестве на электроде можно использовать электролиз растворов (ср. гл.З). Однако в случае микроколичеств отсутствует избирательность, которая обычно наблюдается при электролитическом осаждении макроколичеств ионов с контролируемым потенциалом рабочего электрода. Активность микроколичеств данного иона является неизвестной величиной, даже если известна концентрация, так как коэффициент активности будет зависеть от поведения смешанной электролитической системы, для которой химическая теория разработана еще недостаточно хорошо. Более того, концентрация индикатора в растворе может быть известна неточно, так как всегда существует возможность некоторой потери индикатора в результате адсорбции, образования комплекоов с примесями и т. д. Тем не менее, несмотря на эти неопределенности было установлено, что с неко-
* 1 н. раствор содержит 1 электрохимический эквивалент иа литр.
торой осторожностью уравнение Нернста можно использовать для расчета условий, необходимых для электролитического осаждения металлов на электродах.
Можно также осаждать на электродах нерастворимые ионы. Например, если подвергнуть электролизу раствор фторсиликата, в результате чего выделится большое количество фторид-иона у электрода, то можно осадить тонкий однородный слой UF4. Аналогично можно осаждать микроколичества элементов, образующих нерастворимые гидроокиси, из растворов, в которых вода электролизуется, так как у катода присутствует зона с исключительно высоким pH.
5.8.	МЕТОДЫ РАЗДЕЛЕНИЯ И ВЫДЕЛЕНИЯ ИНДИКАТОРОВ
Для разделения и выделения радиоактивных элементов и соединений используются все аналитические методы, применяемые в химии. Обычно они требуют добавления макроколичества носителя изотопа; однако в некоторых случаях имеются аналитические методы для разделения и выделения радиоактивных индикаторов без носителя. Было установлено, что для этой цели особенно пригодны экстракция растворителями и различные виды распределительной хроматографии, так как эти методы избирательны, просты и быстры.
Жидкостная экстракция. Жидкостная экстракция (или экстракция растворителем) — метод для избирательного перевода иона из смеси в водном растворе в органическую фазу путем установления равновесия между водной фазой и органическим растворителем соответствующего состава. Обычно органическая фаза содержит реагент А (экстрагент), который образует нейтральное соединение МАд/с ионом М, который нужно удалить из водной фазы. Выше были описаны условия для экстракции металлов. Нейтральное соединение часто соединяется с водой или другим нейтральным веществом. Если это вещество—не вода, то получаемый продукт имеет вид МА/у Ss, где S — продукт присоединения. Сольватация и образование продуктов играют важную роль в экстракции соединений металлов.
Для экстракции анионов применяются органические растворы третичных аминов, а для экстракции катионов — органические растворы ал кил фосфатов, фосфонатов и дикетонатов. Фракция, экстрагируемая при равных объемах фаз, равна
E = D (Д+1)-1,	(5.21)
где/), определяемое по уравнению (5.10), изменяется при изменении концентрации реагента, состава растворителей, pH и ионной силы водной фазы, температуры системы и т. д. На рис. 5.13 показана экстракция ряда металлов в хлороформ 8-оксихинолином. По таким кривым можно выбрать оптимальные условия разделения.
Ионообменная хроматография. Твердые органические ионообменные смолы состоят из органических полимерных сеток, содержащих основные или кислотные группы, присоединенные к органическому кар-
149
Рис. 5.13. Экстракция металлов из водных азотнокислых растворов с различным pH 0,1 М раствором 8-ок-сихинолнна (оксина) в хлороформе:
ракцнн
Рис. 5.14. Ионообменная колонка с простым сборником фракций:
/ — ионообменная смола; 2 — вымывающий раст-
касу. В кислотных катионитах общий процесс обмена протекает но уравнению	+
МЙд.) + пИНимола)	<«»»> +
[MRn]cMona (Н+]водн = "1М" + ]»ОДН [RH&o„
Константа равновесия для этой реакции зависит от специфических
Константа равнив	например количества сшивок поли-
своиств ионообмен м^|Р|^ параметров растВ0ра, как природа иона металла ионной силы раствора, температуры и т. д. Сорбция в фазе металла, ионно СР повышением валентности катиона, так что многовалентные ионы удерживаются смолой более прочно, чем двух-ИЛ^ХВаетТкеНЫрадаНо^ктивный ион сорбируется в верхнем слое колонны содержащей ионообменную смолу в катионной или анионной *ооме' в зависимости от типа используемой смолы. После сорбции ’	—	смолы, пропуская через него
раствор (элюент) (рис. 5.14). Вымывание можно осуществлять с помощью другого иона металла (например, М3+), который сдвигает равновесие реакции обмена за счет конкуренции с ионом М+ за места в смоле. Этой же цели можно достичь, добавляя комплексообразующий анион в раствор, который, уменьшая концентрацию свободных ионов металлов, также сдвигает равновесие (15.22) влево. На рис. 5.15, б показана последовательность вымывания в целях выделения катионов редкоземельных элементов и актиноидов из колонны с катионообменной смолой с нс-
150
Рис. 5.15. Разделение америция и кюрия методом распределительной хроматографии с обращенной фазой с использованием нитрата тридодецнлметиламина, адсорбированного на Kel-F. Элюент — 4М раствор LiNO3 при рН=2,0
пользованием комплексообразующего агента.
Катионообменные смолы широко применяют для выделения и химической идентификации трансплутониевых элементов.
Колоночная распределительная хроматография. В принципе распределительная хроматография представляет собой жидкостную экстракцию, в которой одна из жидких фаз—неподвижная и нанесена
на носитель, а другая жидкая фаза— подвижная.
Жидкостно-жидкостную распределительную хроматографию можно проводить с водой или органической неподвижной фазой; в последнем случае метод называется методом обращенных фаз. Водную фазу можно сделать неподвижной путем адсорбции на силикагеле, порошкообразной целлюлозе и т. д. В качестве твердого носителя для органической неподвижной фазы в настоящее время используют мелкие шарики (обычно размером 50—200 мкм) из поливинилхлорида, тефлона, Kel-F и т. д. Метод обращенных фаз используется в радиохимии для выделения индивидуальных лантаноидов или актиноидов. В качестве неподвижной фазы используются трибутил фосфат (ТБФ), ди-2-этил гексил фосфорная кислота
и т. д.
Неподвижная фаза удерживается на месте в колонке как раз на время ионного обмена. На рис. 5.15 показано отделение Аш3+ от Сш3+ методом обращенных фаз. При проведении разделения под давлением (30—400 атм) и при высоких температурах с использованием очень тонко измельченного (5—10 мкм) носителя увеличиваются обменная емкость и эффективность данного метода.
Распределительная хромотография на бумаге. Вместо колонок в распределительной хроматографии можно использовать лист бумаги для удержания неподвижной фазы (бумажная хроматография) или адсорбент, наносимый на стеклянную пластину (тонкослойная хроматография). Этот метод обладает преимуществом по сравнению с колоночной хроматографией, так как на бумаге легко определить положение радиоактивных форм или просто авторадиографией или с помощью скеннирующих приборов.
Методика анализа методом бумажной хроматографии обычно следующая (см. рис. 5.4). Несколько капель раствора, содержащего выделяемое вещество (ион металла, органическая молекула и т. д.), наносят на полоску бумаги в нескольких сантиметрах от конца полоски. Полоску подвешивают вертикально и погружают в раствор таким образом, чтобы начальная точка этого вещества находилась вблизи нижней части полоски над уровнем раствора. Под действием капиллярных сил раствор втягивается вверх и вступает в контакте поглощенными веществами в начальной точке. Когда это происходит, исходное вещество перемещается на некоторое расстояние вверх по бумаге от начальной точки, причем это расстояние зависит от вида бумаги, используемого раствора и химических свойств вещества. Для каждого вещества некоторую величину Rf можно представить в виде
Расстояние, на которое перемещается анализируемое вещество
Rf —	(5.23)
Расстояние, на которое перемещается фронт жидкости
Типичной системой растворителя для ионов металлов может быть смесь ацетона, разбавленной НС1 и т. д., тогда как для органических веществ можно использовать смеси фенола и воды, ацетилацетоната и воды и т.п. На рис. 5.16
151
ПокАЗаИа двумерная бумажная хроматограмма; в этом случае анализ проводят сначала с определенной смесью растворителе»”!, затем (после сушки) поворачивают бумагу на 90° и работают с второ»”! смесью растворителей, повышая таким образом избирательность разделения. Определенное вещество можно выделить количественно, вырезав кусочек бумаги с пятном, и затем извлечь из него это соединение. Дальнейшая разработка этого метода сделала возможным непрерывное разделение.
Тонкослойную распределительную хроматографию проводят таким же образом, как и бумажную. Однако она имеет более широкое применение, так как ие ограничена целлюлозным носителем. Можно использовать любой адсорбент, ко-
кланин
Малеат
Глицерат
а
Фенол:уксусная кислота:
Z11’'
Глутамил
Глутаминам
Глюкоза *
Цитрат .
вР Аспарагинат Сахароза фЗ-Р&к
F6P - RW)P '.
ГОР-
S7P UJJPG 1 Крахмал
£
Рис. 5.16. Двумерная бумажная хроматограмма (используемые растворы указаны вдоль осей) продуктов фотосинтеза (в атмосфере 14СОг):
РЕР — фосфоснолпируват; 3-PGA — 3-фосфорглицсриновая кислота; G6P — глюкозо-6-фос-фат; FGP — фруктозо-6-фосфат; S7P — ссдогстулозо-6-фосфат; UDPG— урндиндифосфат-глтокоза; FDP— фруктозоднфосфат; RUDP— рибулозодифосфат; GPG — фосфоглнцернно-вый альдегид
торый закрепляют в тонком (1—5 мкм) слое на стеклянной пластинке: силикагель, порошкообразную целлюлозу, окись алюминия и т. п. Иногда для улучшения разделения применяют электрофорез. Непрерывный электрофорез используют для избирательного разделения сахаров, аминокислот и т. д.
Глава 6
ЦЕПНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
После открытия Ганном, Страссманом и Мейтнер, что нейтроны вызывают деление в уране и что число нейтронов, выделяющихся при делении, больше одного, многие ученые поняли, что можно построить систему на основе цепной реакции, в которой в контролируемых условиях будут выделяться огромные количества ядерной энергии. Первая такая система была построена в Чикаго в начале 40-х годов под научным ру-152
ководством Э. Ферми. Этот первый ядерный реактор достиг критичности 2 декабря 1942 г. С того времени построены сотни ядерных реакторов во всем мире для исследований, производства плутония и электроэнергии. В начале 1978 г. действовали 218 атомных электростанций (установленной электрической мощностью 103 ГВт), из которых 69 (общей электрической мощностью 48 ГВт) находятся в США; 82 (30 ГВт) в Западной Европе, 26 (7 ГВт) в СССР. В настоящее время заказаны или строятся еще около 380 АЭС ( ~360 ГВт). В 1977 г. вклад ядерной энергии в производство электроэнергии составил примерно 22% в Швеции, 17 % в США и 7% в Великобритании. Энергетические реакторы во всем мире проработали до настоящего времени 1500 реакторо-лет без каких-либо аварий с человеческими жертвами.
Ядерная химия должна играть важную роль в достижении безопасности и надежности в этом наиболее быстро развивающемся источнике энергии. Специалисты-химики также ответственны за большую часть ядерного топливного цикла; от переработки руды до окончательного удаления из биосферы радиоактивных отходов ядерных реакторов.
6.1.	ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
В процессе деления 236 U -\-п -> продукты деления 4- vn на каждый поглощенный нейтрон в среднем выделяется 2,5 новых нейтронов (v). Эти новые нейтроны могут использоваться для деления других ядер 236 U, приводя к выделению еще большего числа нейтронов. В ядер-ном реакторе цепные ядерные реакции регулируются таким образом, что состояние равновесия достигается, когда на каждый акт деления используется только один из новых нейтронов для дальнейшего деления. В этих условиях коэффициент размножения нейтронов k равен 1. Если этот коэффициент выше, число нейтронов и, следовательно, интенсивность делений возрастают по экспоненциальному закону. Без какого-либо механизма регулирования выделяющееся при делении тепло в конечном итоге разрушило бы систему на основе цепной реакции. Это совершенно исключается в обычных реакторах из-за различных механизмов регулирования. Однако в ядерном оружии регулирующие механизмы не применяются, и фактически все усилия направлены на достижение возможно более интенсивной реакции.
Существует широкая возможность выбора конструкции для управляемой цепной ядерной реакции. Каждая реакторная концепция имеет свои преимущества и недостатки, поэтому было разработано и введено в эксплуатацию более десятка различных типов промышленных или опытных атомных электростанций. Более 90% этих АЭС относятся к водо-водяным реакторам. Поэтому описание реакторов начнем с АЭС с водо-водяным реактором, причем основное внимание будет уделено принципам работы и основным компонентам. На рис. 6.1 показана схема действующего реактора.
Основной частью любого реактора является активная зона, в которой размещен делящийся топливный материал. Обычно это обогащенная изотопом 236U до 2—3% UO? в виде стержней, заключенных в
153
.трубки из циркониевого сплава (оболочка). Эти тепловыделяющие элементы (твэлы), собранные в пучки, образуют тепловыделяющие сборки (ТВС) или кассеты.
Образующиеся в результате деления ядерного топлива осколки имеют высокую кинетическую энергию, которую они теряют при столкновениях с атомами в окружающем материале, в результате чего практически вся кинетическая энергия превращается в тепло. Чтобы поддер-
8
Рис. 6.1. Основные компоненты реактора с водой под давлением (PWR):
/ — первый контур; // — второй контур; / — теплоноситель; 2 — циркуляционный насос; 3-корпус реактора; 4 — тепловыделяющие сборки; 5 — активная зона реактора; 6 — стержни регулирования; 7 — компенсатор объема; 8 — парогенератор; 9 — теплообменник; /0 —турбина; // — генератор электрического тока; /2 — охлаждающая вода; 13 — конденсатор;
14 — насос
живать устойчивую рабочую температуру в реакторе по мере выделения этого тепла, необходимо обеспечить охладитель для теплоотвода. Охлаждающий материал (теплоноситель), которым в водо-водяном реакторе (LWR) является вода и который поступает в активную зону снизу, нагревается, проходя вдоль твэлов, и выходит из активной зоны в верхней части или в виде перегретой воды [в реакторах с водой под давлением (PWR), как показано на рис. 6.1], или пара высокой температуры [в кипящих реакторах (BWR)]. В реакторах с водой под давлением пар генерируется в отдельном теплообменнике. Этот пар приводит в движение турбины, соединенные с генератором электрического тока, и конденсируется во внешнем контуре охлаждения на выходе из турбины. За исключением внешней системы охлаждения (река, градирни и т. д.), пароводяные контуры представляют собой замкнутые циклы.
Скорость цепной реакции деления в реакторе регулируется с помощью стержней регулирования, которые изготовляют из материала с большим сечением захвата нейтронов.
154
Чтобы максимально увеличить сечение Деления, которое является наибольшим для нейтронов малой энергии, нейтроны «замедляют» материалом (замедлителем), который упруго рассеивает, а не захватывает нейтроны. В реакторах с водой под давлением функции замедлителя и теплоносителя выполняет обычная (но очень чистая) вода. В других реакторах замедлителем может быть твердый материал, например, графит, а теплоносителем — газ, например гелий.
Реакторы этого типа, в которых топливо физически отделено от замедлителя, называют гетерогенными, тогда как в гомогенных реакторах топливо непосредственно растворено в материале замедлителя.
Система активной зоны реактора размещена в баке (корпусе) из нержавеющей стали. Чтобы защитить обслуживающий персонал от воздействия нейтронов и у-излучения, испускаемых при делении, корпус реактора окружен толстой биологической защитой. Здание реактора полностью находится во внешней защитной оболочке, так что в случае аварии исключается возможность попадания радиоактивности в окружающую среду. Небольшие потоки воздуха и воды, сбрасываемые с АЭС, подвергаются контролю и очистке от радиоактивных загрязнителей.
Тепловыделяющие сборки (ТВС) нельзя использовать до 100%-ного расхода 235U. Деление приводит к образованию продуктов деления. Некоторые из них имеют очень большие сечения захвата нейтронов (более 100 б) и конкурируют с цепной реакцией деления в отношении нейтронов. Прежде чем реактор будет «отравлен» этими продуктами деления, ТВС приходится заменять. Это осуществляется с помощью загрузочной (разгрузочной) машины. Из-за большого числа радиоактивных продуктов деления отработавшие ТВС всегда выдерживают («охлаждают»), чтобы снизить радиоактивность и тепловыделение в течение нескольких месяцев в бассейнах-хранилищах, заполненных водой и расположенных в здании реактора (см. рис. 6.13).
Отработавшие ТВС можно позднее перерабатывать, чтобы извлечь невыгоревший делящийся материал, а также любой сырьевой (воспроизводящий) материал-, атомы сырьевого материала могут превращаться в делящиеся атомы, например, 232Th и 238U, захватывая нейтроны, образуют делящиеся 233U и 239 Ри соответственно. Химическая переработка ядерного топлива позволяет удалить продукты деления; некоторые из них являются достаточно ценными для выделения. Однако большей частью продукты деления не выделяют индивидуально, а хранят как радиоактивные отходы. Извлеченный делящийся материал можно использовать для изготовления новых ТВС. Эта замыкающая стадия ядерного топливного цикла рассмотрена в гл. 7.
6.2.	ВЫДЕЛЕНИЕ ЭНЕРГИИ ПРИ ДЕЛЕНИИ
Как видно из табл. 6.1, при делении 235U тепловыми нейтронами образуются осколки деления с кинетической энергией около 165 МэВ (в среднем), 2,5 образующихся при делении мгновенных нейтрона имеют среднюю кинетическую энергию около 5 МэВ в целом, а сопутст-
155
Таблица 6.1. Ядерные дйннЫе оСНойнЫх делящихся нуклидов
Параметр	232ТИ	233 (J	b»U	
Радиоактивный распад:	а	а	а	
период полураспада, годы	1,405-1010	1,59-Ю5	7,04-10'»	
удельная радиоактивность, расп./(с-мкг) Тепловые нейтроны (0,025 эВ):	4,06-10-3	357	0,0800	
радиационный захват, av, б	7,40	48	99	
деление, а/, б		531	582	
выход нейтронов, v	—	2,49	2,42	
коэффициент деления, т] Быстрые нейтроны (~0,25; ~1,0 МэВ):	—	2,29	2,07	
радиационный захват, а?, б	0,18; 0,15	0,39; 0,08	0,24; 0,11	
деление, а/, б		2,25; 1,95	1,35; 1,25	
выход нейтронов, v		2,52; 2,59	2,49; 2,58	
коэффициент деления, т]		2,29; 2,45	2,12; 2,39	
вующие мгновенные у-кванты — 7 МэВ. Это мгновенное, связанное с актом деления, выделение энергии, равное 177 МэВ, поглощается в окружающем материале.
Продукты деления — радиоактивны и распадаются, испуская 0-частицы, у-кванты и нейтроны (v); общая энергия распада продуктов деления составляет ~23МэВ. Около 10 МэВ (значение точно неизвестно) теряется вследствие утечки нейтронов (-v) из реактора и около 1 МэВ энергии распада остается в твэлах реактора; таким образом, в реакторе поглощается ~12 МэВ энергии Р-частиц, у-излучения (которая делится примерно поровну между Ер и Ev). Захват мгновенных нейтронов в материале реактора происходит с выделением энергии связи; по расчетам, она достигает примерно 10 МэВ. Таким образом, общее количество энергии, расходуемое на деление в управляемом реакторе с защитой, составляет примерно 177+12+10 « 199 МэВ. На практике пользуются средним значением 200 МэВ на деление:
Ef = 200 МэВ/деление = 3,20-10-11 Дж.	(6.1)
Таким образом, (3,20-10-11)-1 3,1 • 1010 деление/с соответствует производству 1 Вт тепла в реакторе. Тепловую мощность реактора можно записать в виде
Р = EfbNf/M,	6.2)
где ДМ у/Д/ — число делений в 1 с. Атомная электростанция, производящая 3 ГВт тепла, будет иметь электрическую мощность 1ГВт при КПД процесса преобразования тепловой энергии в электрическую 33%; это соответствует 8,1 • 1024 деление/сут. Так как масса атома 235 U равна MIN = 3,90* 10-22 г, это, по-видимому, соответствует делению 8,1 х X 1024 • 3,9 • 10_22 = 3160 г 235и/сут; истинный расход 236 U несколько выше.
156
(см. также рис. 6.2, 6.4 и 6.16)
	1МЦ	Природный U	»’Ри	240ри	241Ри
	а 4,47-10®	—	а 2,44-104	Спонтанное деление 6,54-103	Спонтанное деление 14,9
	0,01244 2,70 <0,5 мб	3,42 4,18 1,33	2270 269 742 2,87 2,11	8430 290 0,030 2,90	3,69.10е 368 1009 3,00 2,15
	0,14; 0,17 0,17 2,85	0,16; 0,18 0,11	0,27; 0,09 1,62; 1,65 2,93; 3,02 2,53; 2,88	0,20 0,11; 1,59	0,18 1,96; 1,65 2,47; 3,3
6.3.	ВЕРОЯТНОСТЬ ДЕЛЕНИЯ
При облучении урана нейтронами в дополнение в захвату нейтронов с последующим делением (и, /) протекает несколько различных процессов: реакции рассеяния, (/г, у), (п, 2п) и т. д. Все эти реакции важны для конструкторов реактора, а также для ядерных химиков, которым приходится иметь дело с отработавшими ТВС. Вероятность различных реакций зависит от энергии нейтронов. Как видно на рис. 6.2,
Сечение реакции,
Рис. 6.2. Зависимость сечений реакций радиационного захвата (о?), деления (а/) и полного сечения (о<) от энергии нейтронов. В области энергий 1—5000 эВ приведены лишь огибающие пиков каждой кривой
157
различимы три области: 1) в случае тепловых нейтронов со средними кинетическими энергиями (Еп) < 1 эВ деление 236U и 239U преобладает над захватом нейтронов (т. е. о, > ov). Хотя сечение захвата для невелико, имеет место значительный захват из-за присутствия большой доли ^U; 2) в случае надтепловых нейтронов (1<£п<106 эВ) имеют место значительный радиационный захват и резонансы деления. В этой области образуются тяжелые изотопы по реакциям (п, у): M6U (п, у) 230U; 238U (л, у,) 239U; 239Pu (и, у) 240 Ри; 3) в случае быстрых нейтронов (Еп 0,1 МэВ) сечения относительно малы (менее 1 б).
Рис. 6.3. Нейтронные спектры некоторых систем на основе цепной ядерной реакции:
/ — максвелловское распределение; 2 — тепловой реактор; 3 — ядерпос оружие; 4 — быстрый реактор; 5 — спектр пезамедлеппых нейтронов деления
Деление преобладает над радиационным захватом. Особое значение имеет возможность деления 238U при высоких энергиях нейтронов.
Очевидно, что спектр нейтронов реактора играет важную роль. На рис. 6.3 показан спектр незамедленных нейтронов деления приЁп ~ ~ 2 МэВ. В ядерном оружии почти все деление происходит на быстрых нейтронах. Ядерные реакторы можно спроектировать таким образом, чтобы деление происходило главным образом на быстрых или медленных нейтронах (нейтронах, замедленных до тепловых энергий, прежде чем они вызовут деление). Это ведет к двум различным типам реакторов — реакторам на быстрых и тепловых нейтронах.
На рис. 6.3 показан примерный спектр нейтронов для реакторов этих типов. В настоящее время реакторы на тепловых нейтронах имеют большее значение, поэтому сначала рассмотрим их.
Можно предположить, что в реакторе на тепловых нейтронах большая часть нейтронов находится в тепловом равновесии с атомами замедлителя, хотя на практике нейтронный спектр в энергетических реакторах является более энергетическим. Из Еп = kT следует, что при температуре около 300° С (обычная температура в реакторе типа LWR) Еп = 0,05 эВ (рис. 6.3). Однако сечения при «энергиях тепловых нейтронов» (Ет) нормализованы к моноэнергетическим нейтронам со скоростью 2200 м/с; это соответствует Еп = 0,025 эВ. Сечения при этой энергии приведены в табл. 6.1. Для большинства (но не для всех) нукли-158
Рис. 6.4. Ядерные реакции при делении урана. Цифры вдоль линий реакций — период полураспада или эффективное сечение (в барнах)^ для типичного энергетического реактора типа LWR, в скобках указаны сечения реакций на тепловых нейтронах (0,025 эВ)
дов по закону Mv можно рассчитать сечение при низкой энергии нейтронов для областей вне резонансов. Поскольку реакторы на тепловых нейтронах не имеют чистого энергетического спектра тепловых нейтронов, для расчета выходов продуктов в реакторе следует применять эффективные сечения. Такие сечения изменяются от реактора к реактору. На рис. 6.4 приведены типичные эффективные сечения водо-водяного реактора.
6.4.	КОЭФФИЦИЕНТ ДЕЛЕНИЯ
В реакторах на тепловых нейтронах 235U расходуется главным образом за счет деления и радиационного захвата:
+ п/ S82 6 ПР°Д>’КТЬ| деления + vn
\ gv > 236{J	(6.3)
99 6 | а 23eU распадается с испусканием а-частиц. Вследствие большого периода полураспада (Т1/2 = 2,3-107 лет) он накапливается в реакторе. 236 U может захватывать нейтрон, образуя 237U, который через несколь-159
ко суток распадается с образованием “’Np. Выход нейтронов на деление v зависит от энергии нейтрона, вызвавшего деление; в случае деления 236 U тепловыми нейтронами v = 2,42 (см. табл. 6.1).
Если определить отношение
а = Oy/(jf =	(6-4)
то вероятность, что поглощенный нейтрон вызовет деление, равна
4- qv) = 1/(1 4- а). Число нейтронов, произведенных на каждый нейтрон, поглощенный в делящемся изотопе, равно
т] = v/(l + а),	(6.5)
где _ вЫход нейтронов на поглощение, называемый также коэффициентом деления. Одним из основных требований для протекания цепной реакции является т] > 1. В табл. 6.1 приведены величины т] для наиболее важных нуклидов. Наибольшее значение т] имеет в случае деления 233 U тепловыми нейтронами и деления 239Ри быстрыми нейтронами.
Для смеси изотопов в расчете а следует использовать макроскопическое сечение 2. Так как для природного урана 2, = 0,71 • 582 на 100 и 2V = (0,71 -99 4- 99,3-2,70) на 100, получаем а = 0,82ит] = = 1,33, что означает возможность цепной реакции в природном уране на тепловых нейтронах.
6.5.	ЗАМЕДЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ
Способ замедления нейтронов — одна из решающих конструктивных особенностей теплового реактора. Быстрые нейтроны, испускаемые при делении, теряют свою кинетическую энергию при упругом столкновении с ядрами конструкционного материала.
Среднелогарифмическая потеря энергии нейтронов на одно столкновение определяется выражением
£ = In (Еп/Еп),	(6.6)
где Е'п — энергия нейтрона после столкновения. Из табл. 6.2 видно, что обычная вода (т. е. Н2О) наиболее эффективно понижает скорость нейтрона. Среднее число столкновений п, требуемое для понижения энергии нейтрона с Е„ до Еп, определяется выражением
П=у 1п (£’/£„).	(6.7)
Замедляющая способность (ЗС) замедлителя зависит также от сечения рассеяния нейтронов и числа ядер рассеивающей среды на единицу объема (А/о):
ЗС = |A/Oos = £2S-	(6.8)
Замедляющая способность — средняя величина по всей надтепловой области энергий нейтронов. Хороший замедлитель должен слабо поглощать нейтроны, т. е. иметь малое сечение поглощения нейтронов. 160
Таблица 6.2. Физические свойства некоторых материалов замедлителей
Свойство	н2о	D3O	Be	С
Л/о’Ю'80» атом/м3	0,0334	0,0334	0,123	0,0803
р, т/м3	1,0	1,10	1,84	1,62
Оа (т), б	0,66	0,00092	0,009	0,0045
% (Т). м-1	1,7	0,0080	0,13	0,036
(надтепловые), б	49	10,6	5,9	4,7
	0,927	0,510	0,209	0,158
£• 2, (надтепловые) Sa (т)	62	5860	138	166
м3	7,62.10-“	2,89	4,8-10 2	0,287
Т, М2	0,0028	0,0115	0,0100	0,0380
В этом отношении и тяжелая вода (т. е. D2O), и графит превосходят Н2О, так как в случае Н2О относительно велика вероятность реакции ХН (и, у)2Н (табл. 6.2). Чтобы учесть это свойство, в качестве критерия свойства замедлителя в тепловой области энергий нейтронов используют понятие коэффициента замедления
Кзам = ЗС/2о = ^в/2а.	(6.9)
Замедляющие свойства некоторых материалов приведены в табл. 6.2. Качество замедлителя уменьшается в порядке D2O > С > Be >> Н2О. В случае энергетического реактора следует также учитывать стоимость и другие факторы, поэтому во многих реакторах при выборе между Н2О и D2O предпочтение отдается Н2О.
6.6.	НЕЙТРОННЫЙ ЦИКЛ
Для возникновения цепной реакции, по меньшей мере один из нейтронов, испускаемых при делении, должен вызвать новый акт деления. Это условие определяется коэффициентом размножения k:
Число нейтронов о одном поколении	(6 10)
Число нейтронов в предыдущем поколении
При k > 1 число нейтронов во втором поколении превышает число поглощенных нейтронов. При этом условии поток нейтронов и, следовательно, число актов деления увеличиваются с каждым последующим поколением нейтронов, что в результате приводит к производству энергии в реакторе (кинетика реактора рассматривается ниже). При k =1 число делений в единицу времени и, следовательно, производство энергии — постоянны. При k< 1 цепная реакция не может поддерживаться. Реактор, работающий при k~lt называют критическим, при — 6 Зак. 1943	1 61
сверхкритическим и k < 1 — подкритическим. Коэффициент размножения регулируют с помощью стержней регулирования.
В любом поколении нейтроны претерпевают разнообразные изменения (рис. 6.5). Некоторые нейтроны покидают пределы реактора или поглощаются конструкционными материалами или защитой (например, стержнями регулирования, замедлителем, теплоносителем и т. д.). Это также следует принимать во внимание. На практике используют
Рис. 6.5. Нейтронный цикл в тепловом реакторе. Величины числа нейтронов в зависимости от Wi = 100 (первое поколение), приведенные в кружках, относятся к бельгийскому исследовательскому воздухоохлаждаемому реактору BRI с графитовым замедлителем
два различных коэффициента размножения: относится к среде бесконечных размеров (т. е. к реактору без утечки нейтронов), а &эф — — к физической среде (т. е. к реактору конечных размеров):
=	(6.11)
где Л — доля нейтронов, которые теряются за счет утечки в окружающую среду (вероятность для нейтрона деления избежать утечки из активной зоны). Чтобы свести утечку нейтронов к минимуму, активную зону реактора окружают отражателем нейтронов, которым для тепловых нейтронов обычно бывает графит, вода или бериллий, а для быстрых нейтронов часто используют железо.
Рассмотрим нейтронный цикл в реакторе, т. е. судьбу нейтронов по мере их перехода из одного поколения в следующее (рис. 6.5, где однако, включена также утечка, рассмотренная ниже). Начнем с предположения, что имеется реактор, содержащий природный уран и графитовый замедлитель в конфигурации, которая допускает пренебрежимо малую утечку нейтронов (Л = 1). Если уравновое топливо поглощает 100 нейтронов (Л^), то при делении испускается или 100-1,34= 162
— 134 новых нейтрона. Эти быстрые нейтроны вызывают деление в уране, в результате чего испускаются новые нейтроны. Процесс измеряется величиной е — коэффициентом размножения на быстрых нейтронах. Значение этой величины в ядерном реакторе зависит от замедлителя. Для природного урана в графите е = 1,03, так что к 134 нейтронам, выделяющимся при делении на исходных 100 тепловых нейтронах, добавляется (или 1,03-134 = 138) нейтронов. В гомогенных реакторах е = 1.
Эти энергетические нейтроны замедляются в результате столкновений с ядрами окружающей среды, и их энергии постепенно снижаются до тепловой. В диапазоне энергий от 1 до 104 эВ 235U и 236U имеют большие разонансные пики, характеризующие радиационный захват, тогда как деление в 235U преобладает при тепловых энергиях (см. рис. 6.2). Чтобы максимально повысить вероятность деления, необходимо предельно уменьшить потери в результате радиационного захвата в надтепловой области. Это можно достичь, разделив физически замедлитель и ТВС. Быстрые нейтроны, которые диффундируют из ТВС, замедляются главным образом в замедлителе. Поскольку замедлитель представляет собой материал с легкими ядрами, число столкновений, требуемое для замедления этих нейтронов, минимально. Поэтому невероятно, чтобы нейтроны диффундировали в ТВС (и поглощались) до того, как будут достигнуты тепловые энергии. Вероятность, что нейтроны пройдут через область энергий резонансных пиков без захвата, называется вероятностью избежать резонансного поглощения и обозначается р. Из первоначального числа нейтронов в этой точке будет, вероятно, получено Л^ер нейтронов. В реакторе с природным ураном и графитом р ~ 0,9. Поэтому из первоначальных 100 нейтронов диапазона тепловых энергий достигнут 138 • 0,9 или 124 нейтрона второго поколения.
Сечения захвата нейтронов увеличиваются для всех нейтронов тепловой энергии. В результате, даже если используются материалы с небольшим сечением, некоторое число нейтронов поглощается конструкционным материалом и замедлителем. Вероятность избежать захвата тепловых нейтронов таким образом обозначается f и называется коэффициентом использования тепловых нейтронов, который в нашем случае можно принять ~ 0,9. Таким образом, из первоначального числа нейтронов во втором поколении остаются 112 тепловых нейтронов, чтобы вызвать деление в ядерном топливе.
Эти 112 тепловых нейтронов составляют второе поколение нейтронов, которое в соответствии с определением коэффициента размножения нейтронов соответствует k^, так что
=	(6-12)
Это выражение называют формулой четырех сомножителей. В нашем случае koo= 1,12.
Величина т] зависит от того, какое количество делящегося материала содержит топливо. Другие три множителя имеют более сложную зависимость от конструкции реактора, т. е. от отношения топлива к за-6*	163
Таблица 6.3. Данные длй типичной АЭС с кипящим реактором
Общие: АЭС с кипящим реактором в Вюргассене (ФРГ) электрической мощностью 640 МВт (тепловая мощность 1912 МВт), введена в эксплуатацию
Физика реактора: 6 = 4,5-10-5 с; т|= 1,740;	0,865; р=0,811; е= 1,041;	= 1,270;
А9ф= 1,255; £2=3,67 см2; т=34,83 см2; В=2,32:10-4 см~2; средн, плотность потока тепловых нейтронов 4,4-Ю13 нейтр.(/см2-с); d : 0 быстрых 1,9-10м; AA?mai 25,5%; температурный коэффициент 2,2-10 3% ДА*/(А> °С) Активная зона: 86 600 кг U; содержание 235U 2,6%; критическая масса 38,5 кг 235U; выгорание 27 500 МВт-сут/т; перегрузка 1/5 активной зоны в год; бассейн-хранилище на 125 т топлива; объем активной зоны 38 м3
ТВС: таблетки из UO2 диаметром 1,43 см; 49 твэлов в сборке; 444 сборки в активной зоне; содержание 235U 2,6%; выгорающий поглотитель нейтронов Gd2O2; оболочка из циркалоя толщиной 0,8 мм
Тепловые характеристики и теплоноситель: максимальная температура топлива 2580 °C, максимальная температура оболочки 370 С; температура теплоносителя на входе 190°C, на выходе 285°C; давление 7 МПа (70 бар); масса теплоносителя 280 т, производительность насоса 2-5200 м3/ч; охлаждающая вода для конденсатора 95 000 т/ч (из р. Везер)
медлителю, его количеству и форме. Для типичной АЭС с кипящим реактором эти величины приведены в табл. 6.3.
Для любого гомогенного реактора
2а (Т°ПЛИВО) [2а (ТОПЛИВО) +
+ 2а (замедлитель)-}-2а (другие)]"1,	(6.13)
где знаменатель — макроскопическое сечение всех реакций поглощения в ТВС; последний термин включает поглощение примесями в конструкционных материалах и продуктами, образующимися в процессе работы реактора. При введении в активную зону стержней регулирования Sa (другие) возрастает. В случае нуклидов с большими надтепловыми резонансами следует использовать эффективные сечения.
Чтобы учесть уменьшение f во время работы, энергетические реакторы проектируют с = 1,2—1,3, а не 1,12, как в приведенном выше примере. Используют еще более высокие значения k^, как, например, в случае реакторов с высокообогащенным топливом. В реакторах с высоким ^0О, который допускает большую глубину выгорания топлива, чтобы уменьшить k^, вначале можно вводить выгорающий поглотитель нейтронов. Таким поглотителем является гадолиний, особенно 157Gd, который составляет 16% природного гадолиния и имеет сечение на тепловых нейтронах 254 000 б. Даже небольшое количество гадолиния значительно понижает / (см. уравнение (6.13)]. Хотя гадолиний непрерывно убывает в результате работы реактора, одновременно образуются продукты деления, являющиеся поглотителями нейтронов, компенсируя таким образом убыль гадолиния, в результате чего поддерживается удовлетворительная величина k^.
Поскольку некоторые элементы имеют очень большие сечения захвата тепловых нейтронов, все материалы в реакторе должны быть исключительно чистыми, чтобы kw был возможно большим. Точные соотношения, которые определяют зависимость различных сомножителей в (6.12) от геометрии, изотопного состава топлива и т. д., весьма слож-164
ни. Достаточно отметить, что можно рассчитать оптимальное геометрическое расположение топлива и замедлителя.
Одним из важных факторов является температурная зависимость k. Повышение температуры обычно оказывает незначительное влияние на т]е, но f обычно увеличивается (т. е. приближается к 1) вследствие уменьшения плотности замедлителя и увеличения средней энергии нейтронов; это приводит к большему захвату нейтронов в “’Pu, который имеет резонанс реакции деления при низкой энергии (0,3 эВ). С другой стороны, уменьшается р вследствие доплеровского уширения сечения захвата в резонансах в надтепловой области. Доплеровское уширение также увеличивает захват в стержнях регулирования. Эти последние эффекты обычно преобладают, так что несколько уменьшается с температурой в активной зоне реактора. Этот эффект называют отрицательным температурным коэффициентом реактивности. В кипящем реакторе отрицательный температурный коэффициент также определяется пузырями пара (или паровыми пустотами), образующимися в замедлителе, что уменьшает термализацию нейтронов при повышении скорости утечки нейтронов. В кипящем реакторе влияние пустот преобладает над доплеровским уширением в ограничении мощности реактора.
Эти особенности важны с точки зрения безопасности реактора. Если возрастает k, то увеличивается интенсивность деления и повышается температура. Если температурный коэффициент положительный, то k будет продолжать возрастать, приводя к дальнейшему повышению температуры и т. д. В конечном итоге реактор достигнет температуры, при которой произойдет разрушение активной зоны, если не будут приведены в действие органы регулирования, чтобы уменьшить k. Однако при отрицательном температурном коэффициенте происходит саморегулирование реактора: повышение мощности (и, следовательно, температуры) уменьшает k, что ведет к ограничению повышения мощности. Температурный коэффициент обычно выражается в процентах Д6/(£-° С).
6.7.	УТЕЧКА НЕЙТРОНОВ И КРИТИЧЕСКИЕ РАЗМЕРЫ
Все действующие реакторы имеют утечку нейтронов из активной зоны. Эта утечка Л приблизительно описывается вероятностью избежания утечки для быстрого или теплового нейтрона Лб и Лт соответственно:
Л=Аб/\т.	(6.14)
Влияние этой утечки, показанное на рис. 6.5, приводит к уменьшению числа нейтронов во втором поколении (112), рассчитанного ранее для k^, до N2 = 101. Следовательно, £эф =1,01 и Л = 0,9, т. е. 10% нейтронов теряется в результате утечки. Пример, приведенный на рис. 6.5, относится к небольшому исследовательскому реактору, работающему на природном уране. В реакторе АЭС значительно больше
165
вследствие больших величин г) (ввиду Использования обогащенного топлива), хотя утечка нейтронов значительно меньше, /V 0,97 (см., например, табл. 6.3).
Утечка зависит от среднего расстояния, которое проходит нейтрон от места рождения, пока не вызовет новое деление, и от геометрии активной зоны и отражателя (геометрического лапласиана В2):
Лб = ехр (—В2т),	(6.15)
Лт = (1 + В2!2)-1,	(6.16)
где в2 — геометрический лапласиан; L — длина диффузии для теплового нейтрона и т—возраст нейтронов (переменная, введенная в возрастной теории Ферми).
Объединив эти уравнения, получим критическое уравнение
,	= feco ехр(—В2т) ~	.
ЭФ 1 + B2Z.2	~ 1+В2 (Р-|_т) ’	1	’
Величину L2 + т, обычно обозначаемую Л42, называют площадью миграции, а М — длиной миграции:
М2 = L2 + т.	(6.18)
Следовательно, для крупного критического реактора на тепловых нейтронах можно написать:
Длину диффузии для теплового нейтрона L рассчитывают по выражению
L2 = Цп (1 —/),	(6.20)
где Lm — длина диффузии в чистом замедлителе. Значения L?n и т для различных замедлителей приведены в табл. 6.2.
Геометрический лапласиан В2 зависит от распределения потока нейтронов в реакторе, которое в свою очередь зависит от общей геометрии ТВС, включая граничные условия. Расчет лапласиана для гетерогенных реакторов довольно сложный, а для гомогенных реакторов действительны следующие приблизительные простые отношения:
В 2 = п2г-2 (сфера),	(6.21а)
В2 = Зл2а"2 (куб),	(6.216)
В2 = 33 Ь-2 (цилиндр),	(6.21в)
где г — радиус сферы; а — сторона куба; b — высота цилиндра, равная его диаметру.
Видно, что в (6.17) возрастает при уменьшении лапласиана и, вследствие В ос 1/г, при увеличении размера реактора. Это — результат производства нейтронов, причем kx — объемный эффект (пропорциональный г3 для сферы), а утечка — поверхностный эффект (пропорциональный г2). Для каждого реактора существует минимальный кри-166
тический размер (k^ = 1), отношение поверхности которого к объему настолько велико, что утечки нейтронов достаточно для предотвращения цепной реакции деления.
Самые небольшие критические размеры получают для гомогенных систем из чистых делящихся нуклидов с максимальным отражением нейтронов. Для нейтронов спектра деления критическая масса в металлической сфере из чистого 235U равна 22,8 кг, из 233U — 7,5 кг, из 239 Pu — 5,6 кг при наличии отражателя нейтронов из металлического урана толщиной 20 см. Для деления на тепловых нейтронах наименьший критический размер гомогенного водного раствора без отражателя с использованием раствора сульфата урана требует 0,82 кг 236U в 6,3 л раствора. Соответственно для 233U 0,59 кг в 3,3 л и для 239Ри — 0,51 кг в 4,5 л.
Гомогенные растворы делящихся нуклидов получают при переработке облученного топлива и необходимо принимать меры предосторожности, чтобы не были превышены критические размеры любой емкости для исключения возможности случайного возникновения цепной реакции. В прошлом несколько таких аварий произошло на заводах по переработке, где обслуживающий персонал получил очень высокие дозы, хотя продолжительность ядерной реакции была очень короткой и сильного взрыва не произошло.
Для гетерогенных реакторов труднее привести сравнимые простые величины критических размеров. Их приходится рассчитывать или определять эмпирическим путем для каждой данной реакторной конфигурации.
6.8.	КИНЕТИКА РЕАКТОРОВ
Среднее время жизни нейтрона в реакторе 0 — это время, которое требуется в среднем, чтобы нейтроны замкнули один виток в нейтронном цикле. В тепловых реакторах 0 = 10_3 — 10-4 с, в быстрых 0 = = 10-6 — 10-7 с; в ядерном оружии (быстрые гомогенные реакторы) оно еще короче (10-8 — 10-9 с). Для каждого витка число нейтронов умножают на коэффициент k^. Для поддержания цепной реакции используется один нейтрон, поэтому нейтроны в реакторе изменяются со временем в соответствии с уравнением
—	(6.22)
dt	0	4	’
где W — общее число нейтронов в реакторе; К — вклад любого присутствующего источника нейтронов без делений (например, постоянного). При решении этого уравнения можно выделить три случая:
1)	&эф < 1; реактор — подкритический
N (/) = /<0 (1 -М"1.	(6.23)
Число нейтронов непосредственно зависит от постоянного источника нейтронов. Реактор действует как нейтронный усилитель, причем усиление увеличивается с величиной /гэф;
167
2)	6эф > 1; реактор — надкритический
N (0 - (iV, «р [(Лэф-1) t/6] + /<6 (йэф-1)-1, (6.24а) где No — число нейтронов при t = 0. Если К = 0, выражение (6.24а) сводится к
N (/) = No ехр [(Лэф — 1) t / 0].	(6.246)
Нейтронный поток (и, следовательно, мощность) увеличивается по экспоненциальному закону. Во всех реакторах К > 0. Это объясняется генерацией, нейтронов за счет спонтанного деления в 238U или за счет других реакций. Обычно получаемая интенсивность источника нейтронов не является достаточно большой, чтобы дать надежное указание органам регулирования уровня мощности реактора в начальной стадии процесса запуска. Поэтому, чтобы облегчить пуск реактора, в него обычно вводят дополнительные источники нейтронов. Обычно применяют Sb — Ве-источник; 124 Sb (Л/2 = 60 сут) образуется в результате облучения в реакторе по (л, у)-реакции в 123 Sb (содержание в естественной смеси 43%). Нейтроны испускаются по (у, п)-реакции в бериллии. Используются также источники 241Ат— Be. Когда реактор достигнет желаемой мощности, вставляют стержни регулирования, в результате чего k Эф уменьшается до 1;
3)	&ЭФ — И реактор — критический
N (/) = Wo + Kt.	(6.25)
Это уравнение указывает, что число нейтронов несколько увеличивается со временем, но значение Kt обычно пренебрежимо мало.
В реакторной технологии принято говорить о реактивности р и запасе реактивности (А6), которые определяются выражением
\k = ^Эф — 1 = Р^эф-	(6.26)
В нормально работающем реакторе 6Эф близок к 1, поэтому р » Д/г.
Постоянная времени реактора (или период) определяется как /пер=о/Р«е/дй=—Ц-.	(6.27)
«эф--1
В надкритическом реакторе поток нейтронов возрастает, поэтому второй член в (6.27) становится пренебрежимо малым по сравнению с Wo, и это выражение можно упростить до
N = No ехр ///пер.	(6.28)
Чем короче /пер, тем быстрее возрастает поток нейтронов (и мощность реактора). При 0 = 10~3 с и /гэф = 1,1 А/г 0,1 и I 11Рр 10~2 с. При большем /пер (1 с) число нейтронов будет возрастать каждые 10 с г10 = 1Q4 раз> чТо все еще является слишком быстрым для безопасного и простого регулирования реактора. Как описано ниже, ядерные реакторы проектируют таким образом, чтобы избежать этой проблемы.
В приведенных выше уравнениях 0 — среднее время жизни мгновенных нейтронов. Некоторые продукты деления распадаются с ис-168
пусканием нейтронов, например 87 Кг. Он является продуктом распада 87 Вг с периодом полураспада 56 с. Открыто большое число продуктов деления, испускающих нейтроны, все с короткими периодами полураспада. Эти запаздывающие нейтроны деления имеют более низкие кинетические энергии (около 0,5 МэВ), чем мгновенные нейтроны, и составляют менее 1% общего числа испущенных нейтронов деления: доля запаздывающих нейтронов р составляет для 233U 0,28%, для 236U 0,65% и для 239Ри 0,21%.
Если учесть запаздывающие нейтроны, то эффективное время жизни поколения нейтронов можно приблизительно представить выражением
0эф = 0 + S0A,	(6.29)
где рг — доля запаздывающих нейтронов деления, определяемых постоянной распада Xf предшественника i-группы. Суммирование дает среднее время жизни запаздывающих нейтронов; для 235 U оно равно 0,084 с. Таким образом, 9эф ~ Ю-3 + 0,084. Время жизни поколения нейтронов определяет период реактора, поэтому запаздывающие нейтроны удлиняют период реактора почти в 100 раз, значительно облегчая таким образом регулирование реактора.
Постоянная времени реактора /Пер зависит от Ak таким образом, что если Д£ >> Р, то запаздывающие нейтроны не способны оказать решающее влияние на период реактора, а интенсивность рождения нейтронов зависит только от мгновенных нейтронов. Такой реактор называют мгновенно критичным. Ядерное оружие рассчитывают таким образом, чтобы оно было мгновенно критичным при \k 1, давая /пер < Ю-8 с, тогда как реакторы для производства энергии (как на тепловых, так и на быстрых нейтронах) проектируют критичными на запаздывающих нейтронах. Если в реакторе на тепловых нейтронах, работающем на уране, \k р (&эф 1,0065), то /пер = 13 с для 0эф = 0,084 и уравнение (6.25) показывает, что количество нейтронов (и мощность) будет удваиваться примерно через 10 с. Обычно &Эф< 1,0065 и время удваивания мощности соответственно увеличивается.
6.9.	ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ТОПЛИВА
На рис. 6.6 показан расход делящегося изотопа 235 U и образование новых делящихся изотопов 239Ри и 241Ри (также некоторых продуктов деления и других актиниодов) в результате радиационного захвата в сырьевых изотопах 238U и 240 Pu. Данный рисунок относится к определенному типу реактора и для других реакторов будут несколько другие кривые. Выше был сделан вывод, что в реакторе, работающем на тепловой мощности 3 ГВт, будут претерпевать деление 3,16 кг 235 U/сут. Некоторое дополнительное количество урана расходуется вследствие реакции 235 U (п, у)236 U [см. уравнение (6.3)]. Чтобы это учесть, используем (of + Oy)/of = 1,17; следовательно, расход 235U составляет 3,16 • 1,17 = 3,70 кг/сут. Это значение действительно для свежей активной зоны реактора; однако после того как активная зона проработает некоторое время, деление в 239Ри, образующемся в результате за-
169
ХваТа нейтрона в 238U, начинает вносить свой вклад в производство энергии, а еще позднее вносит вклад также деление 241 Ru. Поэтому расход 236U последовательно уменьшается при одинаковом производстве энергии в работающей активной зоне. В течение всего срока службы активной зоны из урана, обогащенного до 2—3% 236U, примерно 40% общего производства энергии обусловлено делением изотопов плутония (рис. 6.7). В среднем АЭС с реактором LWR электрической мощ-
0	500	1000
Продолжительность пребывания в реакторе, сут в)
Рис. 6.6. Накопление продуктов реакции в топливе:
а — топливо с начальным обогащением 235U до 1%, облученное в графитовом реакторе малой тепловой мощности (~ 230 МВт); б, в — топливо с начальным обогащением 235U до 3,3%, облученное в водо-водяиом реакторе высокой электрической мощности (~ 1000 МВт)
170
ностью 1000 МВт (КПД 33%) расходует 2,2 кг 236U и 2,0 кг 238U в сутки. Одновременно в результате деления урана и плутония образуется около 3,1 кг продуктов деления в сутки. Чтобы рассчитать выходы этих продуктов, необходимо использовать эффективные сечения, приведенные на рис. 6. 4. Чем больше будет произведено 239 Ри и 241Ри на каж-
Исходные количества
Рис. 6.7. Баланс продуктов деления в водо-водяном энергетическом реакторе
дое ядро сгоревшего 235U, тем эффективнее может быть использование топлива. Использование топлива определяется коэффициентом воспроизводства С:
С = т] — 1 — S,	(6.30)
где S — потерн нейтронов на утечку и радиационный захват в конструкционных материалах, замедлителе и теплоносителе. Если предположить С = 0,8 (действительное значение для реактора на тяжелой воде), деление 100 ядер 235 U ведет к образованию 80 новых ядер 239 Ри и 241Ри.
Во втором поколении образуются С2 новых ядер 239Ри и 241Ри. Доля делящихся ядер в топливе, которые претерпевают превращение,
171
составляет xf (1 4- С 4- С2 4- ...) = Xi/(1 — С), где — первоначальная атомная доля делящихся ядер (0,0071 для природного урана). Отношение Xi/(1 — С) выражает максимальное использование топлива. Если бы реактор мог работать таким образом, чтобы был израсходован весь делящийся материал как исходный, так и образовавшийся в процессе работы реактора, то можно было бы, приняв С = = 0,8, произвести в 5 раз больше энергии, чем только за счет использования исходного количества ^U. К сожалению, это невозможно из-за большого сечения захвата продуктов деления. Реакторы со значениями С, близкими к единице, называют реакторами-конверторами, а реакторы с С < 1 —сжигателями. Водо-водяные реакторы могут иметь С < 0,6 и их классифицируют как сжигатели. На рис. 6.6 показано возможное использование топлива в реакторах различного типа.
Уменьшение / [см. уравнение (6.13)] вследствие накопления продуктов деления и уменьшение количества делящихся ядер — главные причины, которые обусловливают необходимость замены топлива. Очевидно, что если 5а (топливо) — очень большое, как в случае высокообогащенного топлива, то можно допустить образование большего количества продуктов деления, т. е. из топлива можно произвести больше энергии, прежде чем / станет слишком малым.
Использование топлива называют выгоранием. Выгорание можно выражать количеством топлива (в процентах), израсходованным до момента, когда его нужно заменять. Например, выгорание, равное 1%, означает, что на 1 т топлива расходуется 10 кг делящихся и сырьевых ядер (за счет деления и захвата). Однако обычно выгорание топлива выражается количеством энергии, выделившейся на 1 т топлива. На производство 33 000 МВт-сут тепловой энергии [МВт(т)-сут ] из 1000 кг обогащенного урана в водо-водяном реакторе расходуется 25 кг 235 U и 23,8 кг 238 U (рис. 6.7) или 4,88% первоначального количества урана. Тогда 1 %-ное выгорание соответствует 33 000/4,88 = 6762 МВт(т) X сут /tU. Однако, если учесть 6,3 кг образующегося делящегося плутония (который «заменяет» 235U), общий расход уменьшится до 48,8 — 6,3 = 42,5 кг (или 4,25%); следовательно, 1%-ное выгорание соответствует 7765 МВт(т)-сут/тО.
Если учесть количество всего израсходованного урана (~7т природного урана на 1 турана, обогащенного до 3,3% 235U), то использование природного урана значительно меньше; однако при возврате плутония в топливный цикл тепловых реакторов использование топлива повышается до общих цифр, приведенных на рис. 6.8.
Максимальный коэффициент воспроизводства при пуске работающего на уране реактора определяется выражением
С = т]е (1 - р) ехр (- В2т) 4-	(238)/£а (235),	(6.31)
где два члена дают число нейтронов, захваченных 238U в резонансной и тепловой областях соответственно на нейтрон, поглощенный в 235U; величина г] относится к 235U. Член ехр (—В2т) обозначает долю быстрых нейтронов, которые не утекают из реактора (6.15). Пользуясь этим приближенным выражением для реактора, приведенного в качестве L72
примера в табл. 6.3, получаем С = 0,50. Если активная зона реактора находится в состоянии равновесия, то необходимо внести поправки па деление в образующемся плутонии, как указано выше; это дает более высокий коэффициент воспроизводства, обычно 0,7 в реакторе типа LWR.
При С > 1 существует возможность произвести больше делящегося материала, чем его расходуется. Этот процесс называют расширенным воспроизводством. Способность реактора к расширенному воспроизводству определяется избыточным коэффициентом воспроизводства
Рис. 6.8. Коэффициенты воспроизводства и эффективность использования топлива:
LW — водо-водяной реактор; HW — тяжеловодный реактор; НТ — высокотемпературный реактор; ТВ — реактор-размножитель на тепловых нейтронах; FB — реактор-размножитель на быстрых нейтронах; потери при переработке 1%. концентрация делящегося материала 0,7—2%, за исключением FB (10—20%)
Коэффициент воспроизбо&тва
ядерного топлива G = т] — 2 — S. Из табл. 6.1 видно, что 233U, 236U, аз»ри и 24ipu все имеют т] > 2; на практике т] — даже больше, когда используют эффективные сечения (рис. 6.4). В реакторе с этими нуклидами и сырьевым материалом, например, 232Th и 238U можно производить больше делящегося материала, чем расходуется, при условии, что потери нейтронов пренебрежимо малы; такие реакторы называют реакторами-размножителями. Хотя использование топлива в конверторах можно увеличить, вероятно, до 10%, расширенное воспроизводство делает возможным использование топливного материала (природного урана и тория) примерно до 70% (рис. 6.8) при условии многократного оборота топлива.
Из табл. 6.1 видно, что наибольшую величину т) имеют 233 U в тепловой области энергий нейтронов и 239Ри в быстрой области энергий нейтронов. Это предполагает два различных типа реакторов-размножителей: реакторы на тепловых нейтронах, в основе действия которых лежит реакция 232Th -> 233U, и реакторы на быстрых нейтронах, основанных на реакции 238U -> 239Pu. Для эффективной работы эти реакторы-размножители должны быть загружены большими (15—30%) количествами или Pu. Эти материалы в настоящее время можно получить только в обычных реакторах-перазмножителях.
Использование топлива в случае быстрого реактора-размножителя, подобного французскому реактору Phenix, выше, чем в реакторах типа
173
LWR; 1%-ное выгорание соответствует примерно8500 МВт(т)-сут/т тяжелых атомов. Достигнуто выгорание до 15% (130 000 МВт-сут/т). Реакторы-размножители описаны ниже.
6.10.	ФЕНОМЕН «ОКЛО»
На руднике в Окло (Габон) уран добывали многие годы и отправляли на завод по обогащению в Пьерлатте,}’принадлежащий Комиссариату по атомной энергии Франции. Рудное тело, которое, по расчетам, содержит 400 тыс. т урана, является совершенно неоднородным, а в песчанике и граните обнаружены карманы, очень богатые ураном. Эти карманы часто имеют форму линзы длиной 10 м и диаметром около 1 м и содержат в среднем 10—20% урановой смолки, хотя в некоторых местах установлены концентрации урана до 85% (чистой урановой смолки). В 1972 г. было обнаружено, что изотопный состав части урана, полученного во Франции, отличается от урана из других источников, так как содержание 235U было значительно меньше, чем в природном уране (0,72%). Тщательный анализ показал, что некоторые партии урана содержали менее 0,5% 235U, что является серьезным недостатком материалов, предназначенных для обогащения 235U. Анализ в Окло выявил образцы с еще более низким содержанием ^U, а также других элементов, изотопный состав которых значительно отличался от изотопного состава в природе. Например, природный неодим содержит 27% 142Nd, тогда как неодим в образцах Окло содержал менее 5% 142Nd. В то же время природный неодим содержит 12% 143Nd, а в Окло были обнаружены образцы, содержащие 24% 143Nd. Неодим, образующийся в результате деления, содержит около 29% 143Nd, тогда как 142Nd нельзя получить делением. Этот факт следует сравнить с отсутствием 142Nd и избытком 143Nd в образцах Окло, что, как было установлено, непосредственно связано с высокой общей концентрацией урана, но недостаточным содержанием ^U. Вывод был очевидным: когда-то очень давно отсутствующий теперь 235U испытал деление, произведя наряду с другими продуктами деления 143Nd. Это заключение было подтверждено аналогичными исследованиями изотопного состава других элементов — продуктов деления.
Так как 235U имеет более короткий период полураспада, чем 238U, все урановые руды в прошлом были богаче 235U. По данным анализа 87Rb—87Sr, возраст месторождения в Окло составляет 1,74-10® лет; в то время содержание 235U в природном уране было 3,0%. Хотя коэффициент деления т] быстро возрастает при повышении содержания (около 1,8 для 3% 235U), условия в природном месторождении в Окло были такими (е ~ 1,0, р ~ 4,0, f ~ 1,0), что £«>< 1. Однако это месторождение — осадочное и образовалось в присутствии воды. Вода сильно увеличивает вероятность избежать резонансного захвата р для атомного отношения Н2О: U, равного 3 : 1, р ~ 0,8 и, следовательно, k<x> > 1. Таким образом, в прошлом существовали условия для возникновения спонтанной само-поддерживающейся цепной реакции в месторождении Окло.
Дальнейший анализ и расчеты показали, что реакция в этих природных реакторах в Окло (аналогичные условия существовали в нескольких местах) длилась в течение 10е лет. Возможно, критические условия возникали периодически, так как под действием тепла, выделявшегося в процессе деления, вода выкипала, в результате чего цепная реакция на время прекращалась. После возвращения воды (после сильных дождей?) цепная реакция могла возобновиться. Плотность потока нейтронов, по всей вероятности, никогда не превышала 10® нейтр./(см2-с). Флюенс, по расчетам, превысил 1,5-1021 нейтр./см2. На это по-видимому, потребовалось около 6 t 235U, выделение энергии в целом составило 2—3 ГВт-год при удельной мощности, вероятно, < 10 кВт. Около 1,0—1,5 т 23®Рц образовалось в результате захвата нейтронов ядром ^U, но относительно короткий, (в геологическом масштабе) период полураспада 239Рц сделал возможным его распад в ^U. Были также обнаружены несколько образцов, обогащенных 23Ю, поэтому полагают, что в некоторых местах в Окло могли временно существовать условия для расширенного воспроизводства.
174
Одной из важнейших проблем для существующих реакторов является безопасное удаление из биосферы отходов очень высокой радиоактивности. Что же произошло с продуктами деления и актиноидами, образовавшимися в Окло 1,7-10® лет назад? Анализы показывают, что плутоний и редкоземельные элементы остались на месте после завершения реакции. То же можно сказать и о большей части продуктов деления, за исключением летучих и легко растворимых продуктов; цезий и стронций, по-видимому, были вымыты полностью.
Было рассчитано, что многие богатые ураном рудные месторождения должны были быть (2—3)-10® лет назад надкритическими в присутствии замедляющей воды. Поэтому природные ядерные цепные реакции, возможно, оказали важное влияние на раннюю геологию Земли.
6.11.	ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
Во всех энергетических реакторах в настоящее время в качестве топлива используется уран: или природный, содержащий 0,7% 235U, или, что обычнее, обогащенный, в котором содержание 235U повышено до нескольких процентов. Некоторые опытные энергетические реакторы работают также па 232Th (в них воспроизводится делящийся изотоп 233U) или на 230Рц в смеси с 238U в качестве добавки к 235U («смешанное топливо»).
Независимо от того, используется ли уран, торий или плутоний, твэл должен обладать способностью выдерживать температуры, значительно превышающие 1000 °C, не испытывая какого-либо физического или химического повреждения под воздействием тепла или облучения. Твэлы, изготовленные из металлического урана, обладают высокой теплопроводностью, необходимой для максимального снижения температурных эффектов, но, к сожалению, уран плавится при ИЗО °C, а плутоний при 640 °C. Более того, металлический уран имеет три, а плутоний шесть аллотропических форм в пределах от комнатной температуры до их температур плавления. В результате влияние поля излучения и высокой температуры как в отдельности, так и вместе может вызывать перекристаллизацию в различных аллотропических формах, приводя к значительным изменениям физических размеров топливного стержня. Такие деформации в твэле снижают механическую прочность и повышают возможность коррозии, даже если твэлы имеют металлическую оболочку.
В большинстве энергетических реакторов в настоящее время используют в качестве топлива заключенные в оболочку керамические таблетки из UO2, PuO2 и ThO2. В некоторых реакторах испытывается UC. Размер цилиндрических таблеток примерно 1 X 1 см (диаметр X высота) (см. рис. 6.11, а). Эти твэлы из керамического топлива обладают термостойкостью, не испытывают фазовых превращений металлов и более устойчивы к радиационным эффектам. К сожалению, теплопроводность керамических твэлов ниже, чем у металлических, в результате чего в керамических твэлах часто возникают довольно высокие температурные градиенты (до 100 °С/мм). Установлено, что в результате этих градиентов керамическое топливо может плавиться в центре твэла (^пЛ UO2 2700 °C), даже если температура на поверхности твэла значительно ниже температуры плавления топлива. Чтобы обеспечить максимальную теплопроводность в керамическом топливном материале, его спекают и прессуют до плотности около 11 г/см3 для UO2.
В том случае, когда применяются твэлы из смешанного уран-плутониевого топлива, например в водо-водяных (< 5% РиО2) или быстрых (<15% РиО2) реакторах, смесь UO2—PuO2 должна быть более однородной в структурном отношении и предпочтительно быть твердым раствором. Это лучше всего достигается совместным осаждением этих четырехвалентных актиноидов, обычно в форме оксалатов, с последующим прокаливанием получаемого осадка. Тепловыделяющие сборки из смешанного уран-плутониевого топлива регулярно в течение многих лет включают в активные зоны многих европейских водо-водяных реакторов без каких-либо технических трудностей. Кроме того, смешанные топлива на основе окислов урана и тория используются в реакторах на тяжелой воде.
175
Вместо таблеток можно использовать сферические топливные частицы. Это даст преимущества в изготовления, использовании в реакторе и переработки топлива. Эти частицы из окислов или карбидов очень маленькие, диаметром менее 1 мм (рис. 6.9, в). Частицы получают методом «золь—гель», который в принципе состоит из следующих стадий:
1.	Готовят водный коллоидный раствор актиноида или смесн актиноидов. Актиноид(ы) может быть в форме гидратированного комплекса высокой концентрации.
2.	Получаемый раствор добавляют в инертный растворитель, в результате чего происходит дегидратация комплекса и гелеобразование. В одном из способов к водному раствору актиноида добавляют гексаметилентетрамин (CH2)eN4 и затем полученный раствор по каплям добавляют в горячий (~ 95 °C) органический растворитель. Амин под действием тепла разлагается, образуя NH3, который вызывает гидрооксидное осаждение в капле. Капля быстро дегидратируется и отверждается, образуя так называемое «ядро».
г)
е)
Рис. 6.9. Топливо для высокотемпературных реакторов:
а —частица из делящегося материала, покрытая тремя слоями пиролитического углерода (Сру) и одним слоем карбида кремния (SiC): б — частица из сырьевого материала, покрытая двумя слоями пиролитического углерода; в — частицы на различных стадиях изготовления: гелеобразные (самые крупные), высушенные и прокаленные (самые маленькие); г — топливный стержень из спеченных частиц; б —сечение графитового топливного блока для АЭС в Форт-Сент-Врейие (/ — топливный канал,- 2 — канал для регулирующего стержня; 3 — отверстие для манипулирования топливом; -/ — канал для теплоносителя); е — изометрический вид топливного блока, в котором показано несколько каналов
176
3.	Ядра проМыйают» сушат в токе воздуха При 150—200 °C и — в случае Урана — восстанавливают газообразным водородом при более высокой температуре, получая UO2.
4.	Ядра спекают при высокой температуре в атмосфере инертного газа.
Аналогично можно изготовлять ядра из карбидов актиноидов. Ядра помещают в трубки, прессуют в таблетки (рис. 6.9, г) или обрабатывают для использования в высокотемпературных реакторах.
Металлическое топливо заключают в оболочку из алюминия, магния или сплавов алюминия и магния, а таблетки из окисного топлива — в оболочки из сплавов циркония или нержавеющей стали. Назначение оболочки — защита топлива от коррозии и защита теплоносителя от радиоактивного загрязнения продуктами деления из твэла. В реакторах, охлаждаемых водой, использовался алюминий, но при температуре выше 300 °C более высокой прочностью обладают циркониевые сплавы. При температурах пара выше 400 °C цирконий поглощает водород, что повышает хрупкость, поэтому предпочтительнее становится нержавеющая сталь. Наиболее обычными сплавами, применяемыми в качестве материала оболочек, являются циркалой-2 (содержащий 1,5% Sn и 0,3% Сг, Ni и Fe) и нержавеющая сталь марки 302 В (содержащая 18% Сг и 8% Ni). Нержавеющую сталь не применяют при более низких температурах из-за большего сечения захвата: о = 0,23 б для А1, 0,18 б для циркалоя-2 и ~ 3 б для стали марки 302В.
Удовлетворительная теплопроводность между топливом и оболочкой достигается использованием связующих материалов, например расплавленного натрия, порошкообразного графита и т. д. Собственно материал оболочки должен быть не только коррозионностойким под воздействием теплоносителя при всех температурах, но и не вступать в реакцию ни с топливным, пи со связующим материалами. Оболочка должна быть более тонкой при удовлетворительной механической прочности и коррозионной стойкости.
Тепловыделяющиеся элементы, применяемые в высокотемпературных реакторах, с газовым теплоносителем, представляют собой графитовые стержни или шары, заполненные ядрами из окисного или карбидного топлива, получаемыми методом «золь—гель». Ядра покрыты несколькими слоями графита и карбида кремния, которые наносятся путем пиролиза метана или ацетилена в псевдоожиженном слое ядер (рис. 6.9, а и б).
Топливо — важный компонент экономики энергетических ресурсов. Примерно 20% затрат на производство электроэнергии в энергетическом реакторе можно отнести за счет стоимости топлива. Эти затраты примерно поровну распределяются между стоимостью делящегося материала и затратами на производство и переработку топлива. Предполагают, что в быстрых реакторах-размножителях затраты на топливо будут значительно ниже.
6.12.	КОНСТРУКТИВНЫЕ СХЕМЫ РЕАКТОРОВ
Ядерные реакторы предназначены для производства тепла, механической и электрической энергии, радиоактивных нуклидов и оружейного материала, проведения исследований по ядерной физике и химии и т. д. Конструкция зависит от этих целей, например в случае производства электроэнергии при выборе конструкции исходят из необходимости получения возможно более дешевой электроэнергии при долговременной надежности. Выбор конструкции реактора может определяться наличием и экономикой национальных ресурсов, например сырьем, рабочей силой и квалификацией кадров, соображениями безопасности и т. д. Кроме того, на выбор реакторной системы может оказать влияние опасность распространения реакторных материалов с целью использования в качестве оружия (см. гл. 8). Было разработано много десятков различных конструкций реакторов, поэтому в данном случае будут рассмотрены основные особенности и наиболее известные энергетические и опытные энергетические реакторы.
Выше уже упоминалось о трех основных принципах проектирования реакторов: в зависимости от энергии нейтронов (тепловые или быстрые реакторы), от конфигурации активной зоны (гомогенное или гетерогенное расположение топлива и теплоносителя) и от использования топлива (сжигатсль, конвертор или раз-
177
Таблица 6.4. Сокращения названий реакторов различных типов
AGR Усовершенствованный реактор с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем
BHWR Кипящий реактор с тяжелой водой в качестве замедлителя и теплоносителя
BWR Кипящий реактор с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя
FBR Реактор на быстрых нейтронах
GCFBR Реактор с газовым теплоносителем на быстрых нейтронах
GCR Реактор с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем
HTGR Высокотемпературный реактор с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем
HWGCR	Реактор с газовым теплоносителем и тяжеловодным замедлителем
HWLWR	Реактор с тяжелой водой в качестве замедлителя и обычной водой
в качестве теплоносителя
LGWR Реактор с графитовым замедлителем и обычной водой в качестве теплоносителя
LMFBR Быстрый реактор-размножитель с жндкометаллнческим теплоносителем
OMR Реактор с органическим замедлителем и органическим теплоносителем
PHWR Реактор с тяжелой водой в качестве замедлителя и теплоносителя од давлением
SGR Реактор с натриевым теплоносителем и графитовым замедлителем
множитель). В гомогенном реакторе активная зона может состоять из расплавленного металла, расплавленной соли, водного или органического раствора. В гетерогенных реакторах топливо большей частью представляет собой стержни из
Таблица 6.5. Характеристики некоторых энергетических
Тип	АЭС (страна)	Электрическая мощность, МВт	Топливо (обогащение, % 235U)	Материал оболочки	
PWR	Дьябло-Каньон (США)	1100	80 т UO2 (2,5)	Циркалой	
PWR	Нововоронежская АЭС (СССР)	1000	75 т UO2 (-4)	»	
BWR	Ферсмарк (Швеция)	900	140 т UO2 (2,6) 129 т UO2	>	
PHWR	Брус-1 (Канада)	746		»	
GCR	Уилфа (Великобритания)	655	595 т U (природный)	Магнокс	
AGR	Хинкли-Пойнт В (Великобритания)	620	129 т UO2 (-2)	Нержавеющая сталь	
HTGR	Форт-Сент-Врейн (США)	330	1 т UC (93), 20 т ThC	С	
LMFBR	Phenix (Франция)	233	0,8 PuO2, 4 т UO2 (0,3)	Нержавеющая сталь	
• 338 т.
178
окисла металла. Топливным материалом может быть почти любое сочетание ядер делящегося и сырьевого материала в смеси или отделенных друг от друга, как в концепции «активная зона (делящийся материал) и зона воспроизводства (сырьевой материал)». В качестве замедлителя можно использовать Н2О, D2O, Be, графит или органический растворитель. Выбор теплоносителя еще шире, так как им может быть расплавленный металл, расплавленная соль, жидкая Н2О, D2O или органический растворитель, а также газообразная СО2, гелий или водяной пар.
В табл. 6.4 и 6.5 приведены некоторые наиболее важные сочетания этих материалов.
6.13.	ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ И ИСПЫТАТЕЛЬНЫЕ РЕАКТОРЫ
В университетских и государственных лабораториях построено более 400 исследовательских и испытательных реакторов. Если небольшие исследовательские реакторы могут иметь мощность менее 1 кВт и, следовательно, не требуется принудительного охлаждения, то более крупные испытательные реакторы работают на тепловой мощности около 50 МВт. Многие реакторы такого типа имеют установки для промышленного производства радионуклидов.
Исследовательские реакторы используют в ядерной физике, в ядерной, аналитической и структурной химии, в радиобиологии и медицине и т. д. Они обычно просты в эксплуатации, безопасны и недороги (стоимость небольших реакторов не превышает 1 млн. долл.). Многие из них — бассейнового типа (рис. 6.10). Активная зона реактора расположена в центре бетонного бака глубиной 6—8 м и шириной 2—5 м, заполненного очищенной водой.
Тепловыделяющая сборка прикреплена к стальному каркасу и подвешена к мосту, пролет которого равен ширине бассейна. Активная зона реактора не име-
и опытных энергетических реакторов. Все реакторы находятся в эксплуатации
	Замедлитель	Теплоноситель	Температура теплоносителя, °C	Давление теплоносителя, МПа	Результирующий кпд, %	Выгорание, МВт-с/т	Температурный коэффициент	Размер активной зоны (/iX d), м1
	н2о	н2о	317	16	32	33 000	Отрицательный	3,7x3,4
	Н2О	н2о	322	16	32	26 500	»	3,5X3,1
	Н2О	н20	290	7	34	30 000	»	3,6X4,5
	d2o	d2o*	304	8,7	30	9800	Положи -тельный	5,9X7,1
	с	со2	414	2,8	26	3500	»	9,2X17,4
	с	со2	645	4	42	18 000	»	8,3X9,1
	с	Не	770	5	39	100 000	Отрицательный	5,9X4,8
	—	Na	510	0,1	41	70 000	»	0,9X1,4
179
ет отражателя и ее можно видеть с поверхности воды. Вода выполняет одновременно функции главной защиты от излучения, замедлителя и теплоносителя. Бетонные стены имеют толщину около 2 м, когда реактор расположен над уровнем земли; в противном случае можно использовать значительно более тонкие стены. Необходимость главной защиты от излучения обусловлена реакцией
Рис. 6.10. Исследовательский реактор бассейнового типа:
/ — активная зона реактора; 2 — горизонтальные экспериментальные каналы; 3 — мост; 4 — поверхность воды; 5 — тепловая колонна (графит)
16О (п, р) 1GN 10О, так как испускаемые у-кванты имеют весьма высокую энергию (6,2 МэВ). При мощности реактора более 100 кВт может потребоваться принудительное охлаждение. В качестве топлива обычно используют высокообогащенный (до 90%) уран в форме стержней или пластин; количество 235U < 3 кг.
В качестве примера рассмотрим реактор TRIGA [фирмы «Джснерал ато-микс» (США)] для обучения персонала, исследований и получения изотопов. Активная зона состоит из топливных стержней в алюминиевой оболочке, образующих цилиндрическую сборку. Каждый твэл имеет длину 35 см и содержит U-гидрат циркония; 8% по массе U, обогащенного до 20% 235U. Общее количество 235U около 2 кг. Твэлы содержат самарий в качестве выгорающего поглотителя нейтронов. При мощности 10 кВт плотность потока тепловых нейтронов не 180
превышает 4-Ю11 нейтр./(см2-с). Номинальная кампания реактора 10 лет (выгорание топлива 2%). Перегрузку проводят под водой, перемещая твэлы под водой в контейнере со свинцовой защитой. Температурный коэффициент — 1,3-10-2% Дб/(£-°С). Регулирование реактора осуществляют с помощью стержней, содержащих порошкообразный В4С. Вариант реактора TRIGA—III может работать в импульсном режиме, что обеспечивает очень интенсивные потоки нейтронов до 1021 нейтр./(смя-с) в течение почти 100 мс.
В странах—членах СЭВ преобладающим исследовательским реактором является реактор типа ВВР. Это — реактор бакового типа, который весьма похож на реактор бассейнового типа. Главное отличие состоит в том, что размер бассейна значительно уменьшен за счет использования стального бака вокруг активной зоны (в бассейне). Это делает возможным работу на более высокой мощности с применением принудительного охлаждения. При работе на тепловой мощности 2—3 МВт реактор типа ВВР обеспечивает плотность потока тепловых нейтронов 2*1013 нейтр./(см2-с). Активная зона состоит из твэлов стержневого типа из обогащенного урана (3—5 кг 235U). Для замены топлива можно снимать крышку бака. Реактор для испытания материалов (MTR) в Арко (США) имеет аналогичную конструкцию. При тепловой мощности 30 МВт он обеспечивает среднюю плотность потока нейтронов 2 • 1014 нейтр./(см2-с). Реакторы такого уровня мощности классифицируются как испытательные реакторы. Их главное назначение — испытание материалов для полномасштабных энергетических реакторов.
Некоторые реакторы предназначены для получения очень высоких потоков нейтронов или для испытания материалов (в частности для быстрых реакторов), или для производства изотопов. В реакторе в Гренобле (Франция) используют твэлы пластинчатого типа из высокообогащенного (93%) UA1 3 в оболочке из алюминия. Конструктивно он представляет собой погружной реактор бакового типа. При загрузке 8,6 кг 235U и использовании в качестве замедлителя 15 м3 тяжелой воды он обеспечивает максимальную плотность потока тепловых нейтронов 1,5-1015 нейтр./(см2-с) при тепловой мощности 60 МВт; в течение более коротких периодов можно достичь в 10 раз больших потоков нейтронов. Реактор HFIR в Ок-Ридже (США) имеет плотность потока нейтронов 3-1015 нейтр./(см2-с) [самый высокий поток тепловых нейтронов, известный до настоящего времени (ср. реактор Phenix)]. Некоторые исследовательские реакторы предназначены для испытания новых конструкций будущего. Конструкции, успешно выдержавшие испытания, ведут к опытным энергетическим реакторам; некоторые из них описаны в следующем разделе вместе с полномасштабными энергетическими реакторами. Разработка других конструкций так и остается на этой первой стадии, хотя она может быть весьма интересной. Примерами этих проживших короткую жизнь продуктов умозрительной реакторной технологии могут служить реакторы LOPO — первый в мире реактор типа «водяной котел» (работавший лишь на мощности 0,05 Вт) и реактор «Климентина», работавший в г. Лос-Аламосе (США) с 1946 по 1953 г. Активная зона последнего состояла из твэлов стержневого типа в оболочке из малоуглеродистой стали. Каждый твэл содержал 0,5 кг металлического плутония в 0-фазе. Тепло из активной зоны отводилось жидкой ртутью. Реактор работал на максимальной мощности 25 кВт и был первым в мире реактором на быстрых нейтронах.
6.14.	ТЕПЛОВЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ
Электрическая мощность реакторов, построенных для производства электроэнергии, достигает в настоящее время 1300 МВт. Как правило, единичная мощность реакторов 500—1000 МВт. При меньшей мощности реактора стоимость электроэнергии обычно повышается. Однако энергетические реакторы электрической мощностью около 200 МВт являются конкурентоспособными в некоторых районах с высокой стоимостью энергии, например во многих развивающихся странах. Эти реакторы небольшой мощности имеют следующие преимущества: они бо
181
лее надежны вследствие меньшего напряжения, которое испытывают компоненты, их значительно легче строить в отдаленных районах, так как компоненты меньшего размера легче транспортировать, и электросеть может легче справиться с добавлением умеренного количества энергии.
Примерно половина из 190 АЭС в мире, находившихся в эксплуатации в 1977 г., имели реакторы типа PWR (водо-водяной реактор с водой под давлением) и примерно одна треть — реакторы типа BWR (кипящий водо-водяной реактор), что указывает на преобладание водо-водяных реакторов. Остальные 15% составляли или более старые газографитовые реакторы (GCR), заменяемые в настоящее время усовершенствованными реакторами типа GCR — AGR, или реакторы с замедлителем из тяжелой воды (HWR). Все эти реакторы — гетерогенные тепло-
182
Рис. 6.11. Твэл стержневого типа (а), ТЁС (6) и ее разрез (в), сеЧеНиб активной зоны реактора (г) изотермический вид системы PWR (д).
д)
Приведенные конструкции относятся: а и б — к реактору электрической мощностью 370 МВт (1975 г.) в Тианже (Бельгия), виг— к реактору блока АЭС электрической мощностью 850 МВт в Арканзасе (США) и д — к реактору блока АЭС электрической мощностью 1156 МВт (1975 г.) в Дьябло-Каньоне (США). Конструкции всех реакторов аналогичны: а (/ — оболочка из циркалоя, 2 — таблетка из UO2, 3 — винтовая пружина, работающая на сжатие в объеме для сбора газообразных продуктов деления); б (/ — нижний патрубок, 2	— дистанционирующая
решетка, 3 — направляющая поглощающего стержня, 4 — твэл стержневого типа, 5 — верхний патрубок, 6 — поглощающий стержень, 7 — сборка стержней регулирования); в (/ — твэл стержневого типа (208), 2 —направляющая стержня регулирования (16), 3 — канал для датчиков); г (/ — корпус реактора, 2 — тепловая защита, 3 — ТВС, 4 — местоположение внутризонных датчиков, 5	— место-
положение сборки стержней регулирования, 6—кожух активной зоны); д (/— нижняя опорная плита, 2 — радиальная опора, 3 — нижняя решетка активной зоны, 4 — входное отверстие (люк), 5 —обечайка, 6 — верхняя решетка активной зоны, 7 — ввод теплоносителя, 8 — опорная колонна, 9 — кожух активной зоны. 10 — опорный выступ, 11 — верхняя опорная плита, /2 — верхняя крышка, 13 — проушина для захвата, 14 — привод стержня регулирования, 15 — канал для ввода датчиков, 16 — тепловой кожух, 17 — кожух стержня регулирования, 18 — пружина, работающая на сжатие, 19 — направляющая стержня регулирования, 20 — направляющий вал стержня регулирования, 21 — сборка стержней регулирования,	22 — выходной
патрубок	теплоносителя.
23 — днетанционирующие ребра. 24 — корпус реактора, 25 — ТВС. 26— тепловая защита, 27 — плита для распределения расхода теплоносителя, 28 — опорная колонна активной зоны, 29 — направляющая канала для ввода датчиков)
183
вые и обычно (может быть, за исключением HWR) классифицируются как сжигатели.
В будущем все большее значение будут приобретать высокотемпературные реакторы (HTR), которые подобны реакторам AGR, и быстрые реакторы-размножители (FBR). Реактор HTR может работать как конвертор или даже как тепловой реактор-размножитель. Поэтому ожидают, что будущие реакторы будут использовать топливо более эффективно, чем действующие в настоящее время.
Водо-водяные реакторы с водой под давлением (PWR). Основные компоненты АЭС с реакторОхМ типа PWR описаны выше и приведены на рис. 6.1.
На рис. 6.11 показаны важные особенности активной зоны реактора этого типа, которые, хотя и взяты стрех различных реакторов, представляют типичную конструкцию реактора фирмы «Вестингауз». Типичная активная зона содержит около 40 000 стержневых твэлов (рис. 6.11, а) в 193 ТВС. Каждая ТВС состоит из 208 твэлов (рис. 6.11, б и в). Загрузка 88 т UO2 с обогащением от 2,17% (внутренняя зона) до 2,67% (внешняя зона). Корпус реактора (рис. 6.11, (?) изготовлен из низколегированной стали, высота 13 м, диаметр 4,4 м, толщина стенок 22 см; рис. 6.11, в показывает распределение стержней регулирования, вводимых в реактор сверху корпуса. 1060 стержней регулирования изготовлены из сплава серебра, содержащего 15 In и 5% по массе Cd; оба элемента имеют большие сечения захвата тепловых нейтронов. В качестве главного метода регулирования реактивности используют борную кислоту, которую вводят в теплоноситель с помощью специальной системы впрыска. Борная кислота циркулирует в первом контуре теплоносителя и выполняет функцию выгорающего поглотителя нейтронов. При пуске реактора со свежей активной зоной концентрация борной кислоты составляет около 0,1500% (~ 0,025 М), но ко времени перегрузки топлива она снижается практически до нуля. Концентрацию борной кислоты регулируют в бокового контуре, содержащем анионообменную или выпарную систему. Ионообменная система сконструирована таким образом, чтобы Н3ВО3 фиксировалась на ионите (вода деборируется) при низкой температуре (около 30°С), а вымывалась при более высокой (около 80°С).
Физические параметры активной зоны водо-водяного реактора с водой под давлением: 1,29 (холодный) и 1,18 (рабочая температура), температурный коэффициент 1 • 10~3 % Д£/(£ °C), средняя плотность потока нейтронов 2,16* 1013 (тепловых), 3-1014 (быстрых) нейтр./ (см2*с). Данные, характеризующие производство тепла, приведены в табл. 6.5.
Реактор этого типа фирмы «Вестингауз» (см. рис. 6.1 и 6.11) является преобладающим типом реактора на АЭС в странах Западной Европы. В СССР и странах СЭВ используется реактор аналогичного типа, называемый ВВЭР, в сочетании с реактором типа РМБК; последний представляет собой реактор с графитовым замедлителем и охлаждением ТВС обычной водой в трубах под давлением.
Кипящие водо-водяные реакторы (BWR). Активная зона и ТВС реактора типа BWR довольно похожи на активную зону и ТВС реактора 184
типа PWR. Главное отличие состоит в том, что в корпусе реактора BWR происходит кипение воды, так что не требуется внешнего парогенератора. Чтобы максимально уменьшить износ турбины, на нее следует подавать возможно более сухой пар. Поэтому в корпусе реактора над активной зоной размещена система сепарации и сушки пара. Хотя активные зоны реакторов PWR и BWR имеют примерно одинаковые размеры, корпус реактора BWR значительно выше; типичные размеры, м: высота 22, диаметр 6. Так как давление в корпусе реактора BWR ниже, чем в PWR, стенки корпуса могут быть тоньше (типичная толщина 16 см). В реактор BWR обычно загружается больше урана, но с более низким обогащением, чем топливо реактора PWR. Если в реакторе BWR каждый год заменяют лишь примерно 1/5 часть активной зоны, то в PWR — примерно 1/3; в обоих случаях каждый год заменяют около 30 т отработавшего топлива.
Управление реактором BWR осуществляется введением регулирующих стержней в активную зону снизу. Регулирующие стержни обычно имеют крестообразную форму и устанавливаются между ТВС. Сборки часто содержат выгорающий поглотитель (например, Gd2O3). Борную кислоту для регулирования реактивности использовать нельзя вследствие кипения в баке реактора. Однако предусмотрено использование борной кислоты для останова реактора. Регулирующие стержни содержат карбид бора в трубках из нержавеющей стали. В дополнение к отрицательным температурным коэффициентам как топлива, так и замедлителя реакторы BWR имеют отрицательный пустотный коэффициент реактивности. Это значит, что образование пузырьков пара (пустот) вдоль труб с топливом уменьшает реактивность. Поэтому обычно управляют реактором с помощью главных циркуляционных насосов: с увеличением расхода рециркуляции уменьшается образование паровых пузырьков в воде и соответственно увеличивается производство энергии.
В реакторах BWR выход пара из корпуса реактора расположен в так называемом верхнем сухом отсеке. В случае избыточного давления в баке на отводящем паропроводе открываются предохранительные клапаны, через которые пар сбрасывается в мокрый отсек (который содержит около 2000 м3 воды), где конденсируется. На рис. 6.12 показаны некоторые системы аварийной защиты реактора BWR фирмы «ASSA — АТОМ» (Швеция).
Реакторы на тяжелой воде (HWR). Преимущество использования тяжелой воды для замедления нейтронов состоит в том, что се малое сечение захвата тепловых нейтронов [Ха (/), см. табл. 6.2] повышает степень экономии нейтронов (т. е. 1 — р становится значительно меньше, чем в реакторах LWR, так что в качестве топлива можно использовать даже необогащенпый природный уран). Хороший нейтронный баланс и более жесткий энергетический спектр приводят к почти вдвое большему выходу плутония в реакторах на тяжелой воде по сравнению с реакторами LWR. Первые большие реакторы с замедлителем из тяжелой воды были построены в США около 1950 г. для производства материалов для ядерного оружия. В настоящее время единственным энергетическим реактором типа HWR является реактор CANDU (рис. 6.13).
185
Корпус реактора представляет собой заполненный D2O горизонтальный цилиндрический бак, через который проходят несколько сот горизонтальных алюминиевых труб. В каждой из этих труб давления находятся пучки твэлов из природной UO2 в оболочке из циркалоя. Эти пучки охлаждаются тяжелой водой под давлением (около 8 МПа), ко-
Рис. 6.12. Аварийная система охлаждения кипящего реактора фирмы «ASSA — АТОМ»:
/ — активная зона; 2 — нижний сухой отсек; 3 — приводы стержней регулирования; 4 — ГЦН; 5 — мокрый отсек; 6 — фильтр; 7 — продувочные трубы; 8 — отсечный и обратный клапаны; 9 — верхний сухой отсек; 10 — бассейн-хранилище топлива; 11 — бассейны для обслуживания активной зоны реактора; /2 — перегрузочная машина; 13 — бассейн-хранилище облученного топлива; 14 — система орошения защитной оболочки (сухой отсек); 15 — впрыск охладителя (при низком давлении); 16 — вспомогательная питательная вода (при высоком давлении); 17 — система орошения активной зоны; 18 — система орошения мокрого отсека; 19 — вспомогательная система охлаждения мокрого и сухого отсеков с приводом от дизельного двигателя; 20 — иасосы; 2/— теплообменник; 22 — канал для охлаждающей воды
торая в теплообменниках генерирует пар из обычной воды для турбин. Эта конструкция известна под названием каландр. В некоторых конструкциях тяжелую воду в замедлителе можно сбрасывать в пустой бак, расположенный ниже реактора (см. рис. 6.13), чтобы немедленно остановить реактор, жертвуя в таком случае защитой. В других конструкциях (АЭС в Брусе, см. табл. 6.5) каландр находится в баке, заполнение
ном обычной водой, что обеспечивает защиту при останове реактора; для останова реактора в этом случае используются стержни аварийной защиты и в замедлитель впрыскивается нитрат гадолиния. Конструкция типа каландр позволяет перегружать топливо на рабочем ходу реактора.
Первые реакторы типа CANDLJ — PWR имели электрическую мощность 200 МВт, но данная конструкция позволяет повысить электрическую мощность до 750 МВт (см. 6.5). При использовании в качестве топлива природного урана глубина выгорания сравнительно низкая (около 9000 МВт-сут/т).
В реакторах CANDLJ выход плутония выше, чем в любом другом реакторе на тепловых нейтронах. Нейтронный баланс реакторов HWR делает возможным их работу на ториевом цикле с коэффициентом воспроизводства около 0,9. Такой цикл приходится начинать со смесью обогащенной 235LJO2 и ThO2 или, если используется необогащенный уран, он должен состоять из трех следующих этапов: а) работа на природном уране и извлечение Pu; б) работа на Th + Pu и извлечение 233U; в) работа на Th + 233U.
Капитальные затраты на реакторы CANDLJ выше, чем на реакторы LWR, из-за более сложной конструкции и затрат на тяжелую воду. Производственные расходы, по имеющимся данным, ниже, нормированные потери тяжелой воды около 1 кг/сут (при цене тяжелой воды приблизительно 100 долл./кг). В результате захвата нейтронов дейтерием образуется в значительном количестве тритий, поэтому D2O загрязняется TDO. Кроме того, может произойти утечка TD и DTO в окружающую среду, что вызывает трудности в обеспечении биологической защиты. Как показала практика, реакторы CANDLJ отличаются наиболь-
Рис. 6.13. Конструкция и устройство активной зоны реактора типа CANDU:
/ — теплоноситель; 2 — трубы давления; 3 — таблетки UO2; 4 — система перегрузки топлива без останова реактора; 5 — бак для слива замедлителя; 6 — поверхность раздела газ— жидкость; 7 — замедлитель — тяжелая вода
187
Шей Надежностью Из Всех ядерных энергетических реакторов (коэффициент эксплуатационной готовности более 90%).
Парогенерирующий тяжеловодный реактор (SGHWR) представляет собой английский опытный энергетический реактор электрической мощностью 100 МВт. Конструкция этого реактора характеризуется наличием каландра с вертикальными трубами давления, охлаждаемыми обычной водой, которая достигает втрубах кипения. В качестве топлива применяется с лабообогащенная (1,2% 236U) UO2 в оболочке из циркалоя. Перегрузку топлива производят после останова реактора. Максимальное выгорание топлива около 20 000 МВт-сут/т. Реактор этого типа имеет как преимущества, так и недостатки по сравнению с реактором THnaCANDU.
Химия реакторов с водяным охлаждением. Условия в реакторах с водяным охлаждением примерно следующие: температура менее 350° С, давление меньше 16 МПа и интенсивное у- и нейтронное излучение. Это потенциально создает жесткие коррозионные условия.
В реакторах с водяным теплоносителем и (или) замедлителем наблюдается значительное разложение воды под действием излучения. Вода поглощает примерно 2% общей энергии у- и нейтронного излучения. Как отмечалось в гл. 1, это приводит к образованию Н2, О2 и реактивных радикалов. В реакторе BWR тепловой мощностью 1 ГВт кислород образуется со скоростью 1 л/мин, в реакторе PWR — значительно меньше. Из-за опасности образования взрывоопасной смеси водорода и кислорода во всех водяных реакторах имеется система каталитической рекомбинации водорода и кислорода в воду.
Как образующиеся радикалы, так и О2 повышают скорость коррозии реакторных материалов. В реакторе BWR скорость коррозии нержавеющей стали (18 Сг 8 Ni) составляет около 10-4 мм/год, что приводит к выделению небольших количеств Fe, Сг, Со и Ni в контуре теплоносителя. Многие из этих элементов являются высокоактивными, например б8Со и 60Со. Продукты коррозии образуют нерастворимые объемистые коллоидоподобные продукты. Помимо полимерных гидроокисей металлов нерастворимые продукты содержат небольшие количества других материалов, которые соприкасаются с теплоносителем: циркония из материала оболочек, меди из системы конденсатора, кремния и органического материала из систем водоочистки, бора из системы регулирования реактора с помощью борной кислоты и т. д., и попавших в контур теплоносителя в результате утечки продуктов деления Отложения загрязнений этого типа на поверхностях сборок могут образовать пробки в охлаждающих каналах и из-за плохой теплопроводности могут также привести к прожиганию оболочек твэлов и к последующему попаданию продуктов деления в реакторную воду. Радиоактивные продукты деления, попавшие в контур охлаждения, создают серьезную проблему облучения обслуживающего персонала реактора. Поэтому значительное внимание уделяется разработке и отбору коррозионностойких материалов. Одинаково важен в этом отношении выбор водного режима, который снижает до минимума коррозию и отложение таких продуктов в активной зоне реактора, и эффективных водоочистных систем. В реакторе PWR нерастворимые взвешенные загрязнения 188
транспортируются по всему первому контуру охлаждения, но удаляются в системе очистки. В реакторах BWR эти загрязнения накапливаются в корпусе реактора; поэтому эти реакторы имеют специальный контур очистки, присоединенный к корпусу реактора. Системы очистки рассматриваются ниже.
Часть загрязнений, отложившихся в активной зоне реактора, можно удалить во время останова реактора механическим способом или промывкой химическими дезактивационными растворами. Последние содержат мягко окисляющие вещества, например перманганат щелочного металла, и/или органические комплексообразователи, например, цитрат аммония (очистка методом АРАС) или ЭДТА.
Существует несколько способов уменьшить коррозию. Один заключается в повышении pH воды почти до 8 добавлением щелочи, например LiOH или NH3 (< 0,001%). В реакторах американского типа для уменьшения образования трития в результате радиационного захватав 6Li применяют 7LiOH, а в реакторах в странах—членах СЭВ— КОН. При использовании аммиака в результате радиолиза образуются HNO2 и HNO3, в этом случае необходимо добавлять газообразный водород, чтобы сместить равновесие в сторону образования молекулы воды. При концентрации Н2 около 0,0002% концентрация растворенного О2 значительно уменьшается. Вместо NH3 в воду можно добавлять гидразин или N2, чтобы повысить pH путем реакций:
-у N, + ЗН > NH3; NH3 + Н3О -> NH4+ + ОН".
Содержание водорода в воде следует поддерживать достаточно низким, так как он повышает хрупкость оболочек твэлов из циркалоя.
Чистоту реакторной воды проверяют, измеряя pH, проводимость, мутность, концентрацию кислорода, радиоактивность и т. п. методом пробоотбора с последующим анализом проб или, что более обычно, методами поточного анализа.
Реакторы с графитовым замедлителем. Первые крупные ядерные реакторы имели графитовые замедлители и работали на природном металлическом уране. Первый реактор, который достиг критичности в Чикаго в 1942 г., имел воздушное конвекционное охлаждение, а реакторы для производства плутония в Ханфорде (США) охлаждались водой, забираемой из р. Колумбия. Следующие реакторы в Уиндскейле (Великобритания) и Маркуле (Франция) были аналогичной конструкции, но охлаждались углекислым газом. Крупная электростанция, введенная в эксплуатацию в 1956 г. в Колдер-Холле (Великобритания), также относилась к этому типу; четыре реактора на этой АЭС производили 800 МВт тепловой энергии, давая 184 МВт электроэнергии. Эти реакторы несколько лет назад остановлены как устаревшие. В 1954 г. введен в эксплуатацию энергетический демонстрационный реактор электрической мощностью 5 МВт (тепловой мощностью 38 МВт) в г. Обнинске (СССР).
Преимущество использования графита в качестве замедлителя по сравнению с водой заключается главным образом в том, что можно достичь более высокой температуры пара, но использование графита име-189
ет и другие преимущества: как замедлитель он превосходит обычную воду, дешевле тяжелой воды и отличается механической прочностью, что упрощает конструкцию активной зоны.
Типичными представителями первого «поколения» газографитовых реакторов (GCR) являются английские магноксовые реакторы и французские графитовые реакторы; АЭС в Уилфе (Великобритания) (см. табл. 6.5) — пример реакторов этого типа. При выборе теплоносителя учитывают: ядерные, физические и теплообменные свойства; химические свойства, включая устойчивость и совместимость; безопасность и охрану здоровья (например, утечки радиоактивности) В качестве возможных теплоносителей рассматривались многие газы: воздух, водяной пар, водород, азот, гелий, окись и двуокись углерода. Для магнок-совых реакторов был выбран углекислый газ. Его теплообменные свойства хуже, чем у воздуха, но он совместим с графитом при температуре ниже 600°С; при более высокой температуре образуются СО и О2. Однако графит подвергается радиолизу: С (т) + СО2 (г) 2СО. До некоторой степени радиолиз графита подавляется добавлением метана, но в результате радиолиза метана образуется некоторое количество воды, которую необходимо удалять вследствие ее коррозионного воздействия на графит.
Реакторы типа GCR имеют графитовые активные зоны, собранные из многосторонних призм. Графитовая кладка реактора представляет собой горизонтальный цилиндр высотой около 10 м и диаметром 15 м, заключенный в стальной кожух толщиной около 10 см (образующий внутреннюю стенку корпуса давления) и окруженный корпусом из предварительно напряженного железобетона толщиной 3 м. Через эту графитовую кладку проходят каналы для размещения твэлов и теплоносителя. В качестве топлива применяют природный уран в оболочке из магниевого сплава («магнокса»); количество урана примерно в 5 раз превышает количество, требуемое для реактора с водяным замедлителем сравнимой мощности. Перегрузку топлива в реакторах этого типа можно производить в процессе эксплуатации без останова реактора (что не всегда используется), аналогично перегрузке топлива в реакторах HWR (см. рис. 6.13). Для хорошей теплопередачи магноксовые оболочки снабжены охлаждающими ребрами. Температура теплоносителя на выходе примерно на 100° С выше (более 400° С), чем в реакторах с водяным теплоносителем. Пар производится в газоводяных теплообменниках (четыре теплообменника на АЭС в Уилфе), размещенных в корпусе давления.
Реакторы GCR магноксового типа еще находятся в эксплуатации, но постепенно заменяются усовершенствованными газоохлаждаемыми реакторами (AGR). Конструкция этих реакторов в общем аналогична конструкции магноксовых реакторов. Однако удалось повысить КПД реактора, выгорание топлива и мощность без увеличения размера реактора и капитальных затрат. В реакторах типа AGR магноксовые твэлы заменены твэлами из слабообогащенной UO2 в оболочке из нержавеющей стали, допускающей температуры на поверхности твэлов до 760°С; использование обогащенного урана обусловлено необходимостью компенсации более высокого нейтронного сечения материала оболочки. 190
В реакторах AGR топливо накаляется докрасна, а температура СО2 достигает на выходе примерно 650 ° С при давлении около 4 МПа. В итоге результирующий КПД повышается почти до 42% на АЭС с реактором AGR в Хинкли-Пойнте (Великобритания) (см. табл. 6.5).
Для дальнейшего повышения КПД требуется более высокая температура теплоносителя на выходе. В высокотемпературных газоохлаждаемых (с графитовым замедлителем) реакторах (HTGR) в настоящее время предусматривают температуру до 1000° С; в опытных реакторах типа HTGR эта температура превышена. При этой температуре СО2 непригоден из-за тепловой неустойчивости и реакций с графитом. Вместо СО2 используют гелий. Нержавеющая сталь в качестве материала оболочек также непригодна. Применяют твэлы без оболочек из окиси или карбида делящегося материала, диспергированные в графите.
На рис. 6.9 приведена схема изготовления твэлов реактора HTGR. Получаемые ядра показаны на рис. 6.9, в, а частицы с покрытием на рис. 6. 9, а и б. Внутренний слой из пиролитического углерода С (Ру) пористый, чтобы поглощать продукты деления, особенно газообразные. Следующий слой из пиролитического углерода высокой плотности; он предотвращает утечку продуктов деления из частицы. Частицы из делящегося материала затем покрывают слоем карбида кремния, чтобы облегчить разделение частиц из делящегося и сырьевого материала при переработке облученного топлива. Все частицы имеют наружный слой из пиролитического углерода высокой плотности, чтобы быть совместимыми с графитом.
На рис. 6.14 показаны две основные конструкции HTGR, каждая электрической мощностью около 300 МВт. В высокотемпературном реакторе THTR (ФРГ) твэлы представляют собой графитовые шары диаметром 60 мм, содержащие смесь частиц из делящегося и сырьевого материалов; каждый шар содержит 1,1 г 235UO2 и 11 г 232ThO2. Активная зона диаметром около 5,6 м и высотой 5,1 м состоит из 700 000 таких произвольно насыпанных шаров. Как видно из рисунка, загрузка реактора осуществляется на ходу. Активная зона окружена графитовым отражателем и корпусом из предварительно напряженного бетона толщиной 5 м со стальной облицовкой. Хотя реактор THTR и реактор в Форт-Сент-Врейне (США) не имеют специальной защиты, промышленные реакторы типа HTGR будут снабжены обычной наружной защитной оболочкой.
В американском варианте реактора HTGR активная зона состоит из набора (штабелей) гексагональных призм из графита (см. рис. 6.1 и 6.9, д, е). Призмы пронизаны каналами для теплоносителя и топливными стержнями (рис. 6.9, г), изготовленными из спрессованных вместе графитового порошка и топливных частиц. Каждый стержень содержит смесь частиц из делящегося (UC -|- ТИС) и сырьевого (ThC) материалов. Уран обогащен 235U до 95%. Загрузка активной зоны первоначально составляет 936 кг U и 19 500 кг Th. Перегрузка производится после останова реактора. Управление реактором осуществляется с помощью стержней из В4С.
Обе конструкции HTGR можно классифицировать как крупные опытные реакторы. В этих реакторах средняя температура гелиевого
191
теплоносителя на выходе достигает 750 °C (максимальная 1040 °C) при давлении около 5 МПа, а результирующие КПД почти 40%. Выгорание топлива в этих реакторах выше, чем в любых из ранее упомянутых (около 100 000 МВт-сут/т). Частицы из делящегося материала могут выдерживать выгорание до 75%, а частицы из сырьевого материала рассчитаны на выгорание почти до 10%. Оба реактора имеют коэффициент воспроизводства 0,5—0,6.
Рис. 6.14. Две конструкции высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (HTGR):
а —ториевый высокотемпературный реактор с шаровыми твэлами (THTR) в Уэитропе (ФРГ); б — реактор в Форт-Сснт-Врейне (США); 1— корпус реактора из предварительно напряженного бетона; 2 — ввод топлива; 3 — стержень регулирования; 4 — ГЦП; 5 — активная зона с насыпным слоем шаровых твэлов; 6 — графитовый отражатель; 7 — теплообменник и парогенератор; 8 — выгрузка отработавших твэлов; 9 — насос аварийной системы охлаждения; 10 — перегрузочная машина; 11—стержень регулирования; 12 — активная зона из гексагональных призматических блоков
Реакторы типа HTGR обладают некоторыми преимуществами по сравнению с реакторами типа LWR в отношении тепловых характеристик, гибкости топлива и безопасности. Они имеют более высокий тепловой КПД. Высокая температура газа позволяет отказаться от парогенерирующих теплообменников и использовать одноконтурную схему АЭС с подачей гелия непосредственно в турбину, что должно снизить капитальные затраты и повысить КПД АЭС и безопасность (исключается опасность, связанная с вводом в активную зону воды и пара). Высокая температура делает реактор HTGR перспективным с точки зрения прямого использования ядерной тепловой энергии для таких процессов, как газификация угля и производство синтетического газа. В нескольких странах изучается возможность производства стали восстановле-192
нием железной руды с использованием водорода, произведенного в реакторе HTGR.
На рис. 6.15 показаны ядерные реакции для теплового реактора, работающего на ториевом топливе. Эффективное значение т] для 233U равно 2,24. Реактор, работающий на — 232 Th-топливном цикле, теоретически способен воспроизводить больше делящегося материала, чем расходовать. Однако запас — крайне мал; если должен быть достиг-
Рис. 6.15. Ядерные реакции при облучении тория. Цифры вдоль линий реакций обозначают периоды полураспада или эффективные сечения (в барнах) для стандартного энергетического реактора LWR. В скобках указаны сечения реакции на тепловых нейтронах (0,025 эВ)
нут избыточный коэффициент воспроизводства ядерного топлива (6>0), то потери нейтронов могут составить менее 11% (0,24/2,24). В реакторах HTGR, начинающих работать с 235U, потери нейтронов менее 3% и расширенное воспроизводство практически невозможно. На практике достигается коэффициент воспроизводства, равный лишь 0,6%. Эта цифра увеличилась бы, если 235U заменить изотопом 233U. Реакторы типа HTGR больше пригодны для производства 233U из 232Th, чем реакторы LWR и HWR, так как нейтроны находятся больше времени в надтепловой области энергий, где ov (Th) — большое [в области энергий 20—70 эВ M2Th имеет ряд резонансов реакции захвата с большими сечениями в максимуме (см. рис. 6.2)]. При использовании высокообогащенного 235U происходит очень малый захват нейтронов в 238U, который в противном случае конкурировал бы с производством 233U. Реактор в Форт-Сент-Врейне имеет следующие физические характеристики (холодный):	= 1,19; Л — 0,95%; £эф = 1,13; т] = 2,06 (делящий-
ся материал только 236U); f = 0,71; р = 0,71; е = 1,15. Низкое значение р отражает большой захват нейтронов в 232Th, тогда как боль-7 Зак. 1943	1 93
шое значение е — как более высокую среднюю энергию нейтронов, так и значительную концентрацию 236U [о/ (236U) > оу (M8U) при большой энергии нейтронов (см. рис. 6.2). Недостатком 232Th — “^-топливного цикла является то, что неполностью разработана технология переработки облученного топлива. Однако отработанное топливо из реакторов HTGR можно безопасно хранить в течение более длительного времени (уменьшая таким образом настоятельную потребность в переработке), чем отработанное топливо реакторов LWR, вследствие хорошей радиационной стойкости, инертности и удержания продуктов деления в графитовой матрице.
Если в странах западного мира нет ни одного реактора с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем, то в странах-членах СЭВ реактор этого типа успешно используется. Твэлы представляют собой стержни из слабообогащенного U — Mo-сплава в оболочке из нержавеющей стали. Они охлаждаются обычной водой в трубах давления из нержавеющей стали, проходящих через графитовый замедлитель. Стоимость их строительства низкая, а надежность — высокая.
Специальные реакторные системы. Выше были описаны реакторы, предназначенные для обычного производства энергии и для изучения или производства изотопов. Не рассматривались конструкции реакторов, которые в настоящее время считаются устаревшими (например, гетерогенный тепловой реактор с натриевым теплоносителем и графитовым замедлителем электрической мощностью 75 МВт в Халлеме, США, или конструкции, которые малоперспективны с точки зрения крупномасштабного производства энергии (например, гетерогенный тепловой реактор с органическим замедлителем и теплоносителем электрической мощностью 11 МВт в Пикуа, США).
Ядерные энергетические реакторы можно использовать не только для крупномасштабного производства электроэнергии (или тепла). Огромное количество энергии, заключенное в небольшом объеметвэлов, делает ядерные реакторы пригодными в качестве источников энергии, когда повторная заправка топливом представляет неудобства. Например, ядерный реактор длительное время использовался в качестве источника энергии в Арктике. Построено несколько грузовых судов с ядерной энергетической установкой для определения возможности их использования, но в настоящее время их считают неэкономичными. Советский ледокол «Ленин» с установкой мощностью 44 000 л. с. спущен на воду в 1959 г., имеет три реактора (один из которых запасной). Реактор типа PWR тепловой мощностью 100 МВт работает на UO2, обогащенной 235U до 5%. Скорость ледокола 18 узлов в открытом море и 2 узла во льдах толщиной 2,4 м. Позднее были спущены на воду еще два советских атомных ледокола. Атомный ледокол «Арктика» (теперь «Леонид Брежнев») с установкой мощностью 75 000 л.с. — первое надводное судно, достигшее Северного полюса (в 1977 г.). Ядерная энергия используется на многих военно-морских кораблях в США, СССР, Великобритании и Франции. Первым кораблем с ЯСУ была американская подводная лодка «Наутилус», спущенная на воду в’1955 г.; в 1958 г. она совершила известный поход севернее Северо-американского континента из Тихого в Атлантический океан, пройдя подо льдом Северный 194
полюс. Она была способна пройти 250 000 км (около шести раз вокруг земного шара) без перегрузки топлива. Характеристики американских подводных лодок класса «Лафайетт»: водоизмещение 7300 т, длина 130 м, мощность на валу 15 000 л.с., скорость в погруженном состоянии около 30 узлов, экипаж 140 чел., 4 торпедных трубы и 16 ракет с ядерными боеголовками. Самый крупный военный корабль в мире — американский авианосец «Энтерпрайз», который имеет 8 реакторов типа PWR, развивающих мощность на валу 300 000 л. с. Водоизмещение авианосца 80 000 т (имеет на борту ~ 100 самолетов), он может двигаться со скоростью 35 узлов в течение 60 сут без перегрузки топлива.
6.15.	РЕАКТОРЫ-РАЗМНОЖИТЕЛИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Возможность расширенного воспроизводства делящихся ядер из ядер делящегося и сырьевого материалов повышается с ростом коэффициента деления т] в соответствии с (6.17). Так как т] зависит от сечения деления, которое в свою очередь сильно зависит отэнергии (см. рис. 6.2), необходимо учитывать спектры нейтронов в реакторах. В реакторе с большой концентрацией ядер замедлителя первоначальный спектр незамедленных нейтронов сильно сдвигается в сторону более низких энергий. Однако даже в оптимальных условиях замедления в реакторе никогда не достигается максвелловское распределение тепловых нейтронов по скорости, но к нему можно приблизиться в тепловой колонне исследовательских реакторов (см. рис. 6.10). Поскольку расширенное воспроизводство происходит в результате захвата нейтронов в сырьевых изотопах 232 Th и 238U (единственных сырьевых материалах на Земле) при максимальной вероятности в области энергий 600—700 эВ, желательно, чтобы в этой области нейтронный поток был не слишком низким. Как невозможно достичь расширенного воспроизводства при максвелловском распределении тепловых нейтронов по скоростям, так нельзя его достичь с энергетическим спектром нейтронов деления. Даже при попытках получить очень «жесткие» (т. е. высокой энергии) спектры нейтронов всегда происходит некоторое замедление нейтронов. Таким образом, в быстром реакторе, где используется возможно меньшее количество атомов легких элементов, спектр нейтронов все же сильно сдвигается в сторону области более низких энергий (см. рис. 6.3), так что обычно поток нейтронов при энергии 0,25 МэВ выше, чем при 1 МэВ. Кривые, приведенные на рисунке для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, являются показательными и сильно зависят от конструкции реактора.
Поскольку расширенное воспроизводство возможно лишь при т] >» 2, наиболее подходящим материалом для воспроизводства ядерного топлива в тепловых реакторах является 233U, а в быстрых—239Рп. Если учесть сдвиг в сторону более низких энергий нейтронов в быстрых реакторах, то видно, что т] для 239Ри всегда выше, чем для 233 U.
Таким образом, с помощью расширенного воспроизводства можно получить больше 239Ри, чем 233U. Поэтому реакторам -размножителям 7*	195
с уран-плутониевым циклом уделяется значительно больше внимания, чем реакторам-размножителям на тепловых нейтронах для воспроизводства 233U.
Реактор-размножитель на тепловых нейтронах. В реакторе-размножителе на тепловых нейтронах из M2Th производится 233U. Реактор этого типа может иметь активную зону, содержащую смесь ^Th и изи, или центральную зону (активную) из окруженную наружным слоем (зоной воспроизводства) из 232Th.
В предыдущем разделе был описан реактор TFITR, активная зона которого представляет первый тип конструкции и состоит из почти однородной твердой смеси UO2 и ThO2, диспергированной в графите. В реакторе THTR не достигается расширенное воспроизводство, но коэффициент воспроизводства повышается при использовании мзиО2 вместо 23БиО2. В реакторе HTGR в Форт-Сент-Врейне легче применить систему из активной зоны и зоны воспроизводства. Это позволяет повысить коэффициент воспроизводства до 1 и даже несколько выше. Однако необходимо свести к минимуму паразитный захват нейтронов в конструкционных материалах, включая системы контроля, стержни регулирования и т. д. Расчеты показывают, что можно достичь коэффициента воспроизводства 1,06.
Активная зона и зона воспроизводства могут быть жидкими. В гомогенном экспериментальном реакторе HRE-2 (США) активная зона состоит из раствора сульфата 233U в D2O, а зона воспроизводства представляет собой суспензию ThO2 в D2O. Работы по этому проекту были прекращены из-за сильной коррозии сферического бака реактора, из-за трудностей, связанных с предотвращением образования осадков в активной зоне, и из-за технических трудностей при масштабном увеличении размеров.
Аналогичным проектом является реактор на расплавленных солях (MSR), в котором UF4 и ThF4 используются в эвтектическом сплаве BeF, ZrF4 и NaF (или 7LiF). Реактор этого типа может быть гомогенным в отношении и Th или иметь активную зону и зону воспроизводства. В последнем случае в качестве замедлителя можно использовать графит. Система на расплавленных солях имеет несколько преимуще-ществ: 1) радиационный эффект в расплавленных солях меньше, чем в твердом топливе, 2) исключаются затраты на изготовление сложных тепловыделяющих сборок, 3) можно непрерывно удалять продукты деления, 4) можно непрерывно заменять топливо, 5) активная зона не содержит поглощающих нейтроны конструкционных материалов, 6) система имеет высокий отрицательный температурный коэффициент реактивности, что облегчает управление реактором. Преимущества 3) и 5) позволяют получить коэффициент воспроизводства, равный 1,07, т. е. избыточный коэффициент воспроизводства 7%. По расчетам, время удвоения делящегося материала составляет 20 лет. В реакторе MSR используют высокие температуры солей (< 700 °C). Тем не менее система может работать под давлением, близким к атмосферному, из-за низкой упругости паров расплава. Солевой расплав, кроме того, инертен по отношению к воздуху и воде. В результате использования сливного бака для активной зоны возможность возникновения аварийных 196
условий сведена к минимуму (см. следующий раздел). Удаление продуктов деления в ходе эксплуатации без останова реактора требует решения ряда проблем, связанных с химией. Эта концепция реактора испытывается в течение ряда лет в Ок-Ридже (США).
На рис. 6.15 показано образование тяжелых атомов в системе 232Th. Так как 233Th образуется до тех пор, пока топливо не будет удалено из активной зоны (или зоны воспроизводства), большой период полураспада 233Ра (27 сут) требует длительного периода выдержки топлива до переработки, чтобы получить максимальный выход 233U. В этом случае торий будет, по-видимому, загрязнен изотопом 234Th и потребуется 240 сут, чтобы снизить его активность до 0,1 %. 233 U будет загрязнен 234U и 232U; в связи с последним возникают трудности вследствие его относительного распада в 228Th-> 224Ra цепь. Это изотопное загрязнение сырьевого и делящегося материалов в 232Th — 233U-топливном цикле будет вызывать значительно большие трудности в загрузочно-разгрузочных операциях, чем в 238U — 239Рн-топливном цикле.
В настоящее время не существует реактора-размножителя, воспроизводящего 233U.
Реактор-размножитель на быстрых нейтронах. Основным конструктивным элементом быстрого реактора - размножителя является центральная активная зона из плутония, в которой происходит деление. Эта зона окружена наружной зоной воспроизводства из 238U, в которой происходит захват нейтронов с образованием нового 239Ри. Эта зона воспроизводства окружена отражателем, обычно из железа. Кривая выхода продуктов деления для 239Ри аналогична подобной кривой для 235U, но сдвинута вверх на 4 а. е. м. Некоторый захват нейтронов происходит в 239Ри, приводя к образованию сырьевого изотопа 240Ри, который, захватывая другой нейтрон, образует делящийся изотоп 241 Pu; аналогично последовательно во времени образуются более тяжелые элементы. В сильном нейтронном потоке их накоплению препятствуют реакции, ведущие к их делению. Таким образом, при длительном облучении в результате преобразования 238U в 239Ри и т. д. всегда выделяется энергия деления и в принципе можно использовать весь 238U для производства энергии деления. На практике более реальным считают значение ~70%, которое соответствует высвобождению энергии в 100 раз больше, чем в результате деления только 235U. Так как концепция быстрого реактора-размножителя увеличивает ресурсы энергии деления примерно в 100 раз, она делает уран самым крупным источником энергии, имеющимся в настоящее время на Земле.
Коэффициент воспроизводства реактора этой конструкции можно рассчитать по выражению
С = т) + е' — р' — А' — 1,	(6.32)
где е' — вклад сырьевых нуклидов в образование нейтронов; р' — потери нейтронов за счет паразитного захвата и А' — потери нейтронов вследствие утечки.
197
Ниже приведены некоторые типичные значения:
Активная зона ...............
Зона воспроизводства . . . .
Всего........................
Ч	е'	р'	Л.'	С
2,56	0,27	0,049	1,15	0,73
—	0,10	0,020	0,032	—
2,56	0,37	0,069	0,032	1,82
Следует отметить, что нейтроны, вылетающие из активной зоны улавливаются зоной воспроизводства. С — выше, чем в любой другой известной системе, в которой происходит цепная реакция.
Наибольший опыт с быстрыми исследовательскими реакторами получен при эксплуатации английского экспериментального реактора в Дунрее (DFR). Этот реактор работал 18 лет на тепловой мощности 200 МВт при температурах, иногда превышавших 950° С, до останова в 1977 г. За это время непрерывно проводили переработку топлива, выгружавшегося из активной зоны. Более крупные (электрической мощностью 100—300 МВт) опытные энергетические быстрые реакторы-размножители построены в СССР, Франции и Великобритании и строятся в других странах (Японии, ФРГ, Италии и США). Крупнейшим из строящихся в настоящее время быстрых реакторов-размножителей является реактор Super-Phenix (Франция), который будет производить 1200 МВт электроэнергии в 80-е годы.
На рис. 6.16 показан фрунцузский реактор Phenix, который введен в эксплуатацию в 1974 г. Тепловая мощность этого реактора 563 МВт (общая электрическая мощность 250 МВт); поток нейтронов в реакторе весьма интенсивный [< 8• 1015 пейтр./(см2-с)], что подвергает сильному напряжению конструкционные материалы. Активная зона состоит из внутренней и наружной зон, окруженных зоной воспроизводства и экраном для защиты от нейтронов, причем вся система размещена в стальном корпусе толщиной 35 см, заполненном жидким натрием (850 т) под атмосферным давлением. Корпус окружен бетонной (биологической) защитой. Топливо представляет собой стержни, внутренняя зона содержит 20 об. % РиО2 (20 °/0 240Ри) и 80 об. % UO2, а наружная — 27% РиО2. Твэлы имеют оболочку из нержавеющей стали толщиной 0,5 мм. Общая загрузка плутония составляет 880 кг. Зона воспроизводства состоит из стержневых твэлов, изготовленных из UO2 с содержанием 235U 0,2%. Экран для защиты от нейтронов выполнен из борированного графита. Поскольку натрий становится весьма радиоактивным вследствие образования 21Na, вся система охлаждения находится за радиационной защитой. Через натрий-натриевый промежуточный теплообменник, расположенный внутри корпуса реактора (но вне потока нейтронов), натрий с температурой 550° С транспортируется в натриево-водной теплообменник — бойлер, в котором образуется пар с температурой 512 °C и давлением 17 МПа. Теплообменники и трубопроводы изготовлены из стали.
Время жизни мгновенных нейтронов в быстром реакторе примерно в 100 раз меньше, чем в тепловом реакторе. Реактором, который может становиться критическим только на мгновенных нейтронах, было бы исключительно трудно управлять. Поэтому быстрые реакторы проектируют на основе контроля кинетики нейтронного потока запаздываю-198
щими нейтронами (подобно тепловым реакторам). Достаточно большой период реактора (/пер) позволяет использовать для управления реактором поглощающие нейтроны стержни. Так как спектр нейтронов таков, что поток нейтронов частично (несколько процентов) находится в резонансной области, можно использовать стержни регулирования с бором; на практике применяют карбид бора (атом углерода снижает еще больше энергию нейтрона) и тантал (который имеет большие пики поглощения, более 104 б при 3—100 эВ).
Рис. 6.16. Вертикальный разрез французского реактора на быстрых нейтронах Phenix. Корпус реактора заполнен жидким натрием до уровня 3050 мм:
/ — активная зона; 2 — нейтронная защита; 3 — крышка активной зоны; 4 — главный корпус; 5 — натриевый насос; 6 — поворотная пробка; 7 — привод стержней регулирования; 8 — промежуточный теплообменник; 9 — передаточная труба; 10 — первичный корпус; // — решетка
Хотя температурный коэффициент реактивности реактора Phenix является отрицательным, это не относится к реакторам на быстрых нейтронах с более жестким спектром нейтронов, каким является реактор БН-350 (СССР). Если такой реактор по какой-либо причине перегреется, активная зона может деформироваться и стать мгновенно критичной. В этом случае мощность быстро возрастала бы с временем удвоения в микросекундном диапазоне и была бы неизбежна серьезная авария. Чтобы избежать этого, активную зону проектируют таким образом, чтобы достичь отрицательной реактивности при внезапных переходных измерениях мощности за счет использования	в актив-
ной зоне. При повышении температуры топлива происходит доплеровское уширение резонансных пиков в сечении захвата и, следовательно, 199
возрастает поглощение нейтронов ^U, что приводит к понижению мощности. Чем короче время жизни нейтронов, тем меньше будет отклонение мощности от номинального значения. Кроме того, тепловое расширение топлива вводит отрицательную величину реактивности.
Коэффициент воспроизводства во внутренней зоне реактора Phenix составляет лишь 0,54, а общий коэффициент воспроизводства реактора 1,16. В советском реакторе БН-350 коэффициент воспроизводства ожидается равным 1,5 вследствие использования менее поглощающего нейтроны материала. Высокого избыточного коэффициента воспроизводства ядерного топлива можно достигать за счет некоторого уменьшения системы аварийной защиты быстрых реакторов.
6.16.	КОЭФФИЦИЕНТ ПОЛЕЗНОГО ДЕЙСТВИЯ АЭС
Не все тепло, производимое в ядерном реакторе, можно использовать для работы, т. е. для вращения лопаток турбины, соединенных с ротором генератора электрического тока. Согласно второму термическому началу термодинамики, максимальный термический КПД (riT) равен
(6.33)
где Qi — тепло, получаемое машиной, a Q2 — тепло, отводимое из этой машины. Большинство реакторов работают по циклу Ранкина, в котором жидкая среда нагревается и испаряется при постоянном давлении и работа производится за счет расширения пара и понижения температуры. Хотя пар, поступающий в турбину, должен быть возможно более сухим, чтобы уменьшить износ лопаток турбины, пар на выходе из турбины — «мокрый» вследствие конденсации. Поскольку пар не является идеальным газом, Q не так легко рассчитать по теплотам конденсации и уравнению состояния идеального газа.
Наибольший термодинамический КПД достигается в цикле Карно, в котором подвод тепла энергии (нагревание охладителя) и отвод тепла (работа) осуществляются при различных, но постоянных температурах 1\ и Т2. Для двигателя, работающего по циклу Карно,
Чпах = (Л — ЛУЛ-	(6.34)
Современная АЭС может подавать пар на турбину с температурой около 300 °C, на выходе из конденсатора турбины отработавший пар имеет температуру около30°С. Используя соотношение (6.34), получаем
т]1пах = (300 + 273) — (30 + 273)/(300-Ь273) - 0,47.
Вследствие менее эффективного термодинамического цикла, трения, потерь тепла и т. д. результирующий КПД (т]рез) составляет лишь 0,30 — 0,35 (полезная электрическая мощность генератора, деленная на общую тепловую мощность реактора). На электростанциях, работающих на угле и нефтяном топливе, можно достичь более высоких
20Q
температур пара (около 500 ° С). При Т\ = 530° С и Т2 = 30°С Л шах = 0,65 ИЛИ Лреэ 0,50.
Если сравнить т]ре3 для этих двух типов электростанций, то окажется, что электростанция, работающая на ископаемом топливе, имеет КПД примерно на 50% выше, т. е. количество неиспользованного тепла на 40% выше в случае атомной электростанции [(0,50—0,30)/0,50]. Этот более низкий КПД — следствие более низкой температуры пара, получаемого в парогенераторе ядерного реактора. Однако за последние 10 лет достигнуты значительные успехи в области повышения тепловой стойкости и инертности теплоносителя, материала оболочки и топлива, что допускает значительное повышение температуры топлива.
Термичекий КПД любого реактора можно повысить за счет использования части генерируемого тепла непосредственно для цели, приносящей определенную выгоду, например для технологических целей в химической промышленности (см. рис. 6.10) или для централизованного теплоснабжения городов. Такие схемы предусмотрены, например, в СССР, Чехословакии и Швеции. Таким образом, третий блок АЭС в Барсбеке (Швеция), который первоначально проектировался электрической мощностью 1000 МВт при тепловой мощности 3000 МВт (През = =33%), в настоящее время планируется использовать для производства 810 МВт электроэнергии и 950 МВт тепла, что повышает использование тепловой энергии т]рез почти до 60%. Тепло отводится из реактора с водой, нагретой до 165° С. Охлажденная вода возвращается в реактор при температуре 70° С. В СССР некоторые АЭС в настоящее время производят тепло для централизованного теплоснабжения городов.
Эксплуатационные характеристики электростанций обычно определяются коэффициентами эксплуатационной готовности и использования установленной мощности и коэффициентом незапланированных простоев. Коэффициент эксплуатационной готовности равен времени, в течение которого электростанция находилась в эксплуатационной готовности, деленному на максимально возможное время эксплуатации. Таким образом, если при максимально возможной эксплуатации электростанции в течение 6000 ч она может работать лишь в течение 5500 ч (из-за ремонта и т. д.), коэффициент эксплуатационной готовности равен 92%. Типичные коэффициенты эксплуатационной готовности гидроэлектростанций 95—100%, обычных электростанций, работающих на ископаемом топливе, 75—85% и атомных электростанций 70% (обычно ядерный реактор имеет более высокий коэффициент готовности, но более низкий коэффициент готовности турбины 70% снижает общий коэффициент готовности АЭС). В ФРГ коэффициенты эксплуатационной готовности АЭС с реакторами LWR достигали 80%.
Коэффициент использования мощности представляет отношение между энергией, произведенной электростанцией, и энергией, которая была бы произведена на этой электростанции при работе на максимальной мощности (т. е. проектной мощности, умноженной на время работы). Электростанция электрической мощностью 1000 МВт, которая производит 5,80 ТВт тепловой энергии в течение года, имеет коэффициент использования мощности 66% (5,80-10° МВт/т на 1000 МВтх
201
Х8760 ч/год). Коэффициент использования мощности зависит не столько от эксплуатационных характеристик электростанции, сколько от местных потребностей в электроэнергии. Так, в Швеции в 1976 г. коэффициент использования мощности гидроэлектростанций составил около 50%, обычных тепловых электростанций около 25% и АЭС с реактором BWR 45%.
Более точное представление об эксплуатационных характеристиках электростанции дает коэффициент незапланированных простоев, который представляет отношение количества часов, в течение которых электростанция была остановлена вследствие нарушения нормальной работы, к общему количеству часов во время этого периода. Электростанция, которая была остановлена на один месяц в январе для ремонта главного циркуляционного насоса и на три месяца (июнь, июль и август) из-за отсутствия потребности в электроэнергии, в течение которых была произведена замена ТВС, имеет коэффициент незапланированных простоев 8% (т. е. один месяц из двенадцати). Коэффициент незапланированных простоев имеет весьма близкое значение для всех электростанций одного и того же размера и поколения. Для новых АЭС с реакторами BWR или PWR электрической мощностью 1000 МВт этот показатель превышает 15%; типичное среднее значение 25%.
6.17.	БЕЗОПАСНОСТЬ РЕАКТОРОВ
Более 95% всех остановов атомных электростанций обусловлены неисправностями, присущими обычным электростанциям. Однако в данном случае рассматривается только безопасность, связанная с ядер-ными реакциями в реакторе, на которые приходятся остальные 5%. Можно различить три уровня безопасности (или опасности): 1) небольшие неполадки из-за несовершенной техники, которые принимаются как неизбежные на любом предприятии (например, небольшие «хронические» выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду), 2) аварии, которые обычно не должны происходить с хорошим оборудованием, но все же являются «вероятными» (например, разрывы трубопроводов, пожар и т. д.), и защитные меры против которых должны включаться в проект реактора (максимальная проектная авария, МПА) и 3) максимально мыслимая авария (ММА), которая представляет собой самую серьезную аварию реактора, какую только можно разумом допустить при неблагоприятном сочетании неисправной работы оборудования, ошибок, допущенных в процессе эксплуатации, и других причин, которые можно вообразить. Различие в понятиях «максимальная проектная авария» и «максимально мыслимая авария» постепенно исчезает, так как в понятие «максимальная проектная авария» в настоящее время включают все возможные аварии. Выбросы радиоактивных веществ, относящиеся к уровню безопасности 1), рассматриваются в следующем разделе, а два других аспекта в данном.
В большинстве реакторов системы аварийной защиты выполняют широкие функции. В случае аварии они останавливают реактор, обеспечивают подачу охлаждающей воды или газа к топливу и удержива-202
ют любые продукты деления, которые выделяются из ТВС. Системы аварийной защиты проектируются с высокой степенью резервирования (дублирования), так что в случае выхода из строя одной системы аварийной защиты будет функционировать другая система. Несколько резервных систем аварийной защиты логически и физически отделены друг от друга и от рабочих систем реактора. Это обеспечивает неприкосновенность в случае событий общего характера, например взрывов снаружи или пожара в помещении пульта управления. Каждая система способна независимо от других защитить активную зону и здание реактора от дальнейшего разрушения.
Основной опасностью для реактора является недостаточность охлаждающей способности в результате внезапного неуправляемого увеличения мощности реактора или закупорки контура охлаждения. В любом случае активная зона перегревается и может начаться расплавление топлива в активной зоне.
Надежным средством предотвращения неуправляемого увеличения мощности в активной зоне является отрицательный температурный коэффициент. Например, если конструктивные параметры реактора допускают максимальный &оф = 1,041, а температурный коэффициент равен 4,2-10“ 3% Д&/(£-°С),то для того чтобы снизить £эф до0,999, т. е. чтобы автоматически прекратить цепную реакцию без применения каких-либо систем аварийной защиты, потребовалось бы повышение температуры на 1000°С. Такой реактор был бы также мгновенно критическим. Этот способ неприемлем, поэтому в условиях пускового режима максимально допустимый £эф делают менее 1,0065, вводя в активную зону выгорающие поглотители нейтронов и стержни регулирования. Через некоторое время образуются продукты деления с большими сечениями захвата нейтронов Хе, Sm и др., которые понижают &эф. При &k = 0,0065 повышение температуры на 150°С уменьшило бы &эф до < 1 для данного примера. Это можно использовать (и используется) для саморегулирования реактора. Отрицательный температурный коэффициент достигается главным образом за счет уменьшения плотности замедлителя и увеличения паровых пустот в реакторе BWR при повышении температуры.
Используют три типа управляющих стержней: стержни (регулирования) для регулирования небольших колебаний мощности, компенсирующие стержни для глубокого регулирования &эф и стержни аварийной защиты для быстрого останова реактора. Стержни аварийной защиты могут двигаться очень быстро и погружаются в активную зону под действием собственной массы, разгоняющей пружины, сжатого воздуха и т. п.; для полного погружения стержней аварийной защиты требуется обычно 3 с. Так как период реактора значительно больше, недопустимое повышение уровня нейтронной мощности эффективно прекращается. Чтобы облегчить равномерное энерговыделение в реакторе, используют большое количество стержней регулирования (более 100), тогда как число стержней аварийной защиты может быть меньше 10. В водо-водяных реакторах ввод борной кислоты в активную зону служит дополнительным средством аварийного останова реактора («химическая» система быстрого выключения реактора).
203
Рис. 6.17. Зависимость мощности остаточного тепловыделения активной зоны реактора LWR тепловой мощностью 3000 МВт, который работал непрерывно в течение трех лет, от времени после останова. Сразу же после останова тепловая .мощность активной зоны снижается примерно до 200 МВт
Мощность реактора при выключении не снижается до нуля. На рис. 6.17 показана тепловая мощность, обусловленная распадом продуктов деления (логарифмическая шкала времени) после быстрого останова реактора. Мощность остаточного тепловыделения реактора электрической мощностью 1000 МВт (тепловой мощностью 3000 МВт) через 10 с после оста
нова составляет 2% полной тепловой мощности [т. е. ~ 60 МВт (т)1. Если не отвести это тепло, то ТВС начинают перегреваться, что может привести к расплавлению активной зоны.
Обычно считают, что максимальная проектная авария начинается
е потери теплоносителя, например, в результате разрыва главного циркуляционного трубопровода первого контура. В реакторах LWR это сразу же ведет к /гэф< 1 вследствие уменьшения замедления нейтронов независимо от положения стержней аварийной защиты. Однако активная зона будет нагреваться под действием остаточного тепловыделения, поэтому чтобы предотвратить расплавление активной зоны, ее необходимо охлаждать.
На рис. 6.12 показаны системы аварийного охлаждения активной зоны в реакторах BWR. Для активной зоны имеются две такие системы — системы охлаждения активной зоны и корпуса реактора разбрызгиванием. Как показано на рис. 6.12, эти две системы имеют четырехкратное резервирование. Системы размещены в четырех отдельных зонах на равных расстояниях друг от друга вокруг реактора и на различных уровнях выше уровня земли. Охлаждающая вода в случае аварии забирается из мокрых отсеков ниже реактора. Предполагается, что все эти отсеки не будут разрушены одновременно; такого рода авария может произойти только в случае землетрясения пепредвиднмой мощности. В дополнение к впрыску теплоносителя в активную зону при высоком давлении предусмотрен впрыск теплоносителя при низком давлении. Дополнительную защиту, особенно от продуктов деления, которые будут утекать из поврежденного корпуса реактора, обеспечивает система орошения защитной оболочки. Пар, образующийся при охлаждении, сдувается из сухого отсека в мокрый (система «сдувки пара»). Вода в мокром отсеке охлаждается автономно внешними системами охлаждения. Аварийные системы охлаждения в основном одинаковы для реакторов BWR и PWR, как видно из рис. 6.10.
204
Особая опасность, которую учитывают в аварийных системах, заключается том, что аварийное охлаждение будет включено слишком поздно, т. е. после того, как началось расплавление активной зоны. На практике система охлаждения должна приводиться в действие меньше чем через 1 мин после того, как произойдет потеря теплоносителя. Если активная зона — очень горячая, то может произойти бурное образование пара при соприкосновении охлаждающей воды с активной зоной. В этом случае ожидается, что аварийное возрастание мощности будет сдержано системой «сдувки пара», системой орошения защитной оболочки и системами впрыска высокого и низкого давления. При очень неблагоприятных условиях из охлаждающей воды может выделиться водород; опасность пожара или взрыва в этом случае зависит от присутствия кислорода (который практически отсутствует в баке реактора).
В тяжеловодных реакторах THnaCANDU авария с потерей теплоносителя, по всей вероятности, будет иметь незначительный эффект, который выразится в повреждении нескольких труб высокого давления. При потере всего теплоносителя &эф будет, по-видимому, возрастать вследствие меньшего поглощения нейтронов. Поэтому некоторые реакторы CANDU имеют сливной бак для замедлителя. Без замедлителя опасность расплавления активной зоны в этом реакторе меньше, чем в реакторах LWR.
Последствия аварии с потерей теплоносителя в случае реакторов с газовым теплоносителем меньше по нескольким причинам. Теплоноситель оказывает незначительное влияние на &эф, и, поскольку температурный коэффициент отрицательный, не может произойти быстрого значительного увеличения мощности в активной зоне. Большая графитовая активная зона имеет большую теплоемкость и выступает в большей или меньшей степени в роли приемника собственного тепла. Топливо не будет, по-видимому, повреждено, даже если аварийное охлаждение будет введено в действие через 1 ч (ср. требование включения аварийного охлаждения в случае реакторов LWR). Графит плавится при температуре выше 3500° С, и такая высокая температура совершенно невероятна вследствие отдачи тепла в окружающую среду и нормальной конвекции воздуха. Поэтому весьма маловероятно, что активная зона подвергнется деформации даже без какого-либо аварийного охлаждения. Однако для обеспечения охлаждения активной зоны воздухом устанавливают несколько резервных насосов (см. рис. 6.14), как в реакторах BWR (см. рис. 6.12).
Ядерный взрыв физически невозможен вследствие большого /пер. Разрыв корпуса реактора из-за превышения давления маловероятен вследствие наличия ряда предохранительных клапанов (ни на одном рисунке не показаны). В случае аварии образующийся пар можно сбрасывать прямо в конденсатор. Все трубы, ведущие в активную зону, имеют отсечные клапаны, которые можно при желании закрыть.
Корпус реактора окружен несколькими физическими барьерами. Эти барьеры защищают окружающую среду в случае аварии активной зоны и активную зону от повреждений под воздействпем^внешиих условий. В реакторе PWR этими барьерами служат бактреактора (из стали толщиной 15—25 см), биологическая защита (из бетона толщи-
205
ной 1,5—3 м) и защитная оболочка. Весь первый контур, включая камеру компенсатора объема, теплообменник-парогенератор и патрубки, окружен бетоном. В реакторах с газовым охлаждением биологическая защита является частью корпуса реактора. Поэтому она очень надежная, имеет толщину 3—5 м и изготовлена из предварительно напряженного бетона.
Все ядерные энергетические реакторы в капиталистических странах имеют защитную оболочку, назначение которой удержать пар и выделившиеся радиоактивные вещества в случае серьезной аварии активной зоны или трубопровода и защитить реактор от внешних воздействий. В странах—членах СЭВ эта дополнительная мера безопасности'счи-тается необязательной. Защитную оболочку рассчитывают таким образом, чтобы она выдержала внутреннее давление при выделении всего теплоносителя первого контура (а в случае реакторов PWR дополнительную потерю одного из бойлеров второго контура), соответствующее избыточному давлению порядка 0,4 МПа. Защитная оболочка снабжена системой орошения, которая охлаждает и конденсирует попавший в нее пар и смывает радиоактивные загрязнения. Образовавшийся пар можно также сбрасывать прямо в конденсатор в случае аварии. Все трубы, ведущие в активную зону, имеют отсечные клапаны, которые можно закрыть в случае необходимости. Современные защитные оболочки, сооруженные из нескольких слоев предварительно напряженного железобетона и стали, могут выдержать удар при падении реактивного самолета.
6.18.	РАДИОАКТИВНЫЕ ВЫБРОСЫ, ОБРАБОТКА И УДАЛЕНИЕ ОТХОДОВ
В «идеальном» ядерном реакторе все образующиеся продукты деления и актиноиды удерживаются в топливе. Во всех действующих реакторах радиоактивность удаляется из корпуса реактора тремя путями (во всех случаях носителем активности является теплоноситель):
а) наведенная активность в охлаждающей среде;
б) продукты коррозии, содержащие наведенную активность от конструкционных материалов;
в) утечка продуктов деления и актиноидов из поврежденных твэлов.
По всем трем аспектам к «идеальному» реактору приближается реактор типа HTGR, тогда как радиоактивные отходы реакторов BWR и PWR представляют серьезную проблему.
Газообразные отходы. Интенсивный поток быстрых и тепловых нейтронов индуцирует образование нескольких радиоактивных изотопов в воде по реакциям: 2Н (п, у) 8 * 10 * *Н, 1вО (л, р) leN, 18О (л, у) 1вО и 18О (л, р) 18F.
Значительные количества радиоактивного 18N образуются по реакциям 13С (л, р) 13N'h 14 *N (л/ 2л) 13Н"с'углеродом в стали’и СО2 и'азотом в воде. 14С образуется'в результате реакций‘с 18С, 14N [главным образом растворенным в количестве (10—60) • 10-1 % "в топливе] и 1вО; 10—2О’Ки14С образуется на 1 ГВт X X год. Наведенная’радиоактивность’ охлаждающей воды обусловлена содержанием в ней В, Li и Аг, которые образуют радиоактивные изотопы по реакциям
10B,(n, 2а) 8Н, eLi (л, а) 3Н и 40Аг (л, у) 41Аг. В реакторе PWR содержание три-
тия может составлять 1 —10 Ки/м8 вследствие использования борной кислоты
для регулирования реактивности, тогда как в реакторе BWR более типично со-
держание трития 10-3 Ки/мя. Хотя большинство этих радиоактивных изотопов
короткоживущие, они распадаются в стабильные продукты с испусканием энер«
206
гетических у-квантов. В реакторах BWR радиоактивные газы транспортируются с паром в турбины, где происходит значительная доля распадов, в результате чего в этой части электростанции фон повышается до такого уровня, что обслуживающий персонал не может постоянно находиться в машинном зале. Кроме того, некоторая часть радиоактивности может попасть в окружающую среду в результате /утечки через сальниковые уплотнения.
Чтобы максимально уменьшить радиоактивное загрязнение газообразными продуктами, уносимыми паром, в системе конденсатоочистки установлены эффективные устройства удаления и всасывания (воздушные эжекторы). Здесь уносится большая часть активности и пропускается через систему выдержки (в реакторах BWR время выдержки порядка 20—30 мин), пока остальная часть 99%)
Рис. 6.18. Система вентиляции и газоочистки реактора BWR:
/ — вентилятор; 2 — реактор; 3 — корпус реактора; 4 — помещение С в здании реактора; 5 — помещение В в здании реактора; 6 — вытяжные вентиляторы для загрязненного воздуха; 7 — многоступенчатые фильтры; 8 — вытяжные вентиляторы для чистого воздуха; 9 — измеритель радиоактивности; 10 — вытяжная труба; // — сепаратор благородных газов; 12 — емкости для выдержки газов; 13 — помещение в здании турбины; 14—защитная оболочка турбины; 15 — турбина; 16 — вакуум-эжектор; 17 — конденсатор
газов проходит через фильтры, состоящие из нескольких слоев поглощающего материала (например, древесного угля).Так как некоторая часть радиоактивности может попасть в реакторное и машинное здания, системы вентиляции этих зданий также содержат фильтры, через которые воздух из помещений сбрасывается в вентиляционную трубу. На рис. 6.18 показана принципиальная схема системы газоочистки реактора BWR.
Основная утечка газообразных радиоактивных продуктов в реакторе PWR происходит в деаэраторе после теплообменника в первом контуре. Рекомбинационная камера для воссоединения водорода и кислорода в воду также размещена здесь. Газы сжимают и хранят в течение до двух недель до сброса (через фильтры) в вентиляционную трубу; эти объемы газов значительно меньше, чем в реакторах BWR. Система образования и обработки отходов реактора PWR показана на рис. 6.19.
Если продукты деления выделяются из поврежденных твэлов, то газообразные продукты весьма быстро появляются в охлаждающей воде: 133Хе, 135Хе, 8бКг, *331 и т. п. Благородные газы можно улавливать фильтрами с древесным углем, а иод — различными специальными методами (см. гл. 7). В паре обнаруживаются другие радиоактивные продукты: 24Na, продукты коррозии и продукты деления, например 91Sr, "Тс и 13’Cs. Эти радиоактивные продукты частично появляются в виде аэрозолей и их количество на много порядков меньше, чем в газах. В табл. 6.6 показаны выбросы газообразных продуктов с некоторых АЭС с реакторами BWR и PWR в ФРГ. Эти выбросы составляют менее 1% допустимых с точки зрения загрязнения окружающей среды доз облучения.
Жидкие отходы. Продукты коррозии и деления находятся в растворенной ионной форме и «осаждаются» в объемистых коллоидообразных загрязнения в зависимости от химии и параметров воды. Преобладающие продукты коррозии:
207
I. Источника отходов (максимальные расчетные объемы) а) Пылегазообразные отходы
Воздушные эжекторы главного конденсатора.	,
2000 м3/сут, »g % Н2, 20 % 02, Jg % воздуха
вытяжная система сальникового затвора турбины 10 мусут, воздух, содержащий 1 % технологич. сдувок ‘
Тыпуск воздуха из защитной оболочки, 2-105н3/сут б) Жидкие отходы
Стоки с труб и оборудования в защитной оболочке реактора, Z , 10мкКн/м*
Л.О чистка
2000 м^/сут
Ш. Удаление отходов (эксплуатационный опыт} В атмосферу
ZgggJCtfcyr
«g-м трубы диаметром 0,8и-задержка^уу^ушвных фильтра 10*м3/су т 7£_Ки/сут 	_ _ И^С£Г_ Деминерализатор отходов Вентиляционный со смешанным слоем ионитов _Оозоух зоания_ производительностью 10**/сут Р)	7ggH\ А
40-м трубы_диаметро^ 66м-задсржка_ 20. мин Дренажный бак из углеродистой стали
*6——>ш
2101
Бетонная вытяжная труба без облицовка высотой 90 к
Стоки с пола защитной оболочки реакт ора,1 **/сут Стоки а оворудаванил турбинного зала, | Вода от промывка ионообменных фильтров 4$~м3/сут,7 мкКи/м3_____________	____________
Стоки от продувки дополнительной парообразующей поверхности нагрева паровснератора,10н?/суа, 300нкКн/п*
Реакторный фильтр 10 м3/сут Два бака для стоков из реакторного и турбинного з даний - 100 v?
Банно-прачечные отходы, 0,2 н*/суг, 7gg мкКи/м3
Лабораторные отходы, g,Z м3/сут, 7gg мкКи/м3
Стока из цехов g,4 м3/сут , 7gg мкКи/м3_______
Стока от дезактивации и промывки оборудования, О,1 м3/сут, 7g* мкКи/м3	“
Стаки из деминерализатора-регенератора конденсата,2 м3/сут, 7g5MKKw/M3 Вода от промывки фильтров
Вода из топливных каналов,6 м3/сут, 7gJMKKM/M3
в) Твердые отходы
Отработавшие смолы. 25м3/год, 4000 Ки/год
Фильтры	100 м3/год, нет расчета
Отходы различного рода j
Два сборника для алюминий- 100 м*/сут
содержащих отходов
В хранилище чистой воды для^повторнога использования
____________________________100
д-д | Отходы 7ggH3Q мкКи/м3
Сборник отходов Фильтр Сборник для алюминий-из углеродистой стали	содержащих отходов
Дда сборника из углеродистой стали для вторичного парогенератора
Бак из углеродистой стали для отходов прачечной
аУн3
Бак из углеродистой стали для лабораторных отходов
Приемник пульпы *0^-
Бак из нержавеющей стали для нейтрализации отходов
Пренебрежимо малая активность
Предельно допустимый годовой выброс 7-105Кг!н?
Максимальный среднегодовой выброс 2,5-10‘hW*'
-------------СХ--------------------
Охлаждающая вода из конденсатора, Слив
[Конденсат
Выпарной аппарат из нержавеющей стали, 7g л/мин, 75м3/сут
,g,g^M3/cyT
20
10е и*
Л две
J центрифуги
Пульпа, 0,1 н*/суа
Подземный резервуар-хранилище из углеродистое стали вля концентрирован-/ ных отходов
. .	_	20$**
Фильтр бассейна- \вак i	той
хранилища топлива^ стали для хранения	_ пвз,пдцап_
нн и3 ^япрчркыпр	чнаинр — ботавших смол из
хранилище Г^^хр^яилища^ержавеющей стали
I  \ ।_____ I вв*	f —\Дде подземные бетонные t
—Пресс Оля упаковки в кипы ' камерьнжранилища
Промежуточное хранение ► на территории АЭС
Z
J
5
б
Фиксация отходов
Рис. 6.19. Система обработки и удаления отходов для реактора PWR. Схема имеет общий характер, существует много вариантов. При установленном нормами сбросе активности по расчетам мощность дозы облучения для населения не превысит предельно допустимую величину 0 5 бэр/год. Большая часть активности обусловлена утечками во время быстрых остановов реактора — 5 м’/год при активности 1 мкКи/м . Су-точная утечка активности 0,1 Ки/.м3:
1 -радиометр- 2 - автоматический клапан; 3 - механический клапан; 4 - газопроводы; 5-линии питания приборов; 6 - линии потоков жид-и	ких и твердых отходов
Таблица 6.6. Сброс активности с АЭС в ФРГ в 1975 г.
Месторасположение АЭС	Тип реактора	Ввод в эксплуатацию	Максимальная мощность, МВт (эл.)	Мощность газообразных выбросов, Ки/г						Сброс сточных ВОД, Ки/г	
				Благородные газы	Аэрозоли			о	X		
					короткоживущие	долгоживущие*				Продукты деления и активации (без *Н)	X
Гундремминген	BWR	1966	250	7400	9	0,008	0,25	2	-100	1,1	125
Линден	»	1968	252	35 000	8,8	0,01	1,3	2	—30	0,045	16
Обриг-гейм	PWR	1968	345	8000	0,003	0,026	0,012	3	27	1 ,8	150
Штаде		1972	662	1300	н. б.	0,03	0,01	5	15	0,13	114
Вюргас-сен Вюргас-сен	BWR	1972 Допус сбр	670 тимые осы	120 30 000	2 1С	0,011 >,5	0,001 0,26	2	-2	0,89 17	3,6 300
«Библис А» «Библис А»	PWR	1974 | 1204 Допустимые сбросы		1700 9,105	0,047 | 3	0,006 1,5	0,005 0,7	8	— 13	0,38 10	106 1600
* Период полураспада более 8 сут и исключая 13,1. ** Рассчитанные величины.
61Сг, 64Mn, 69Fe, 68Со, e0Co, e6Zn и 124Sb и продукты деления: 3Н,1811,134Cs и 137Cs
Другие продукты деления и актиноиды выделяются в небольших количествах
в зависимости от вида и размера течи твэлов. Эти продукты непрерывно уносят-
ся теплоносителем.
В реакторе PWR с обратной стороны главного теплообменника из теплоносителя в первом контуре непрерывно отводится поток жидкости. После охлаждения в другом теплообменнике воду пропускают через фильтр (например, фильтр с намывным слоем вспомогательного фильтрующего вещества, размер частиц 25 мк) и деминерализатор, в котором из воды удаляются ионные формы, а также все твердые взвеси. Жидкие отходы подробно показаны на рис. 6.19 с указанием типичных расходов и активности. Эта система позволяет разделять сбросные растворы в соответствии с их характеристиками и типом очистки. Самым крупным источником жидких отходов является система продувки вторичного парогенератора, а отходы с наибольшей активностью образуются в системах очистки (воды от обратной промывки деминерализатора, конденсата и фильтров).
«Деминерализатором» может быть неорганическое вещество (например, кизельгур) или органический ионит; к наиболее эффективным относится паудекс— система, которая состоит из очень тонко измельченных (~ 400 меш) органических катионита и анионита.Частью контура очистки можно считать систему регулирования реактивности с использованием борной кислоты в некоторых реакторах PWR; она рассматривается выше.
Реакторы BWR имеют два контура очистки жидких отходов: один после конденсатора и второй —с отводом небольшого потока из нижней части корпуса реактора. Контур конденсатоочистки содержит деминерализаторы, аналогичные применяемым на АЭС с реакторами PWR. Контур очистки воды из корпуса реактора состоит из системы со смешанным слоем ионитов; кроме того, применяются другие вещества для очистки воды (магнетит, кизельгур и т. д.). Типичная производительность этой очистной системы — 50 м3/ч.
В системах очистки радиоактивность достигает очень высокого уровня. Для применяемых органических ионообменных смол поглощенная фаза ограничена ~ 10* * * * 8 рад. Фильтры промывают обратным током воды, смолы заменяют с
209
Л0Мо1цью дистанциойно управляемых систем, когда измерения показывают, что они пропускают слишком большую активность. В настоящее время смолы не регенерируют.
В качестве дополнительной меры безопасности, когда фильтры и деминерализаторы не обеспечивают достаточную очистку циркулирующей воды и воды для сброса в окружающую среду, можно устанавливать систему с выпарным аппаратом. Как упоминалось выше, такая система всегда является частью контура регулирования реактивности реактора PWR с помощью борной кислоты.
В табл. 6.6 приведены сбросы радиоактивности со сточными водами АЭС с реакторами PWR и BWR в ФРГ. Эти сбросы составляют лишь несколько процентов допустимых значений и повышение радиоактивности рек вследствие
Рис. 6.20. Отверждение отходов в бетонных блоках:
/ — ионообменные смолы; 2 — кубовые остатки из выпарных аппаратов; 3 — кондиционирующие добавки; 4 — емкость для хранения; 5 — цемент; 6 — сбросные материалы, металлы, фильтры; 7 — мешалка; 8 — предварительно изготовленные бетонные емкости; 9 — хранилище
сброса этих вод минимально: 3-10~10 Ки/м3 в р. Везер ^АЭС в Вюргассене) и 10—11 Ки/м3 в р. Рейн (АЭС в Библисе). Типичные годовые допустимые сбросы в окружающую среду составляют 104 Ки2Н, 102 Ки других 0-, у-излучателей и 50 Ки а-излучателей. Допустимые сбросы в настоящее время рассчитывают для каждой АЭС отдельно с учетом ее конструкции, местоположения и распределения населения в окрестностях АЭС.
Твердые отходы. Твердые радиоактивные отходы образуются из многочисленных компонентов н очистных контуров атомной электростанции. Многие загрязненные предметы можно дезактивировать соответствующей очисткой, экономя таким образом средства и место для хранения отходов. Горючие твердые отходы можно сжигать, уменьшая таким образом их объем. Чтобы эти отходы можно было хранить при минимальном надзоре, их фиксируют в каком-либо нерастворимом материале в форме блоков, размер и активность которых позволяют использовать при их погрузке вилообразный подъемник.
Количества отходов, образующихся на разных АЭС, сильно различаются и зависят от применяемых методов очистки и концентрирования. В среднем на АЭС с реактором LWR электрической мощностью 1000 МВт в год образуется около 30 м3 (~ 50% воды) отработанных ионообменных смол, около 20 м3 (~ 80% воды) кубовых остатков, 60 м3 концентратов промывных вод фильтров (конденсаторов), 5 т других отходов из первого контура реактора, около 200 м3 (~ 40 т) общих низкоактивных отходов. Содержание радиоактивных изотопов в смолах обычно составляет: 60Со 200—500 Ки, 137Cs 300—3000 Ки и 90Sr 200 Ки, а в кубовых остатках и концентратах промывных вод фильтров их содержание составляет менее 1/10 их содержания в смолах.
На рис. 6.20 показаны отверждение отходов и их цементирование в предварительно изготовленных бетонных боксах. Этот способ можно использовать как для загрязненного или активированного оборудования, так и для смол, пульп и т. д. Однако в этом случае значительно увеличивается объем отходов (в 4—40 раз по сравнению с исходными отходами).
210
Цемент представляет собой дешевый огне- и коррозионностойкий материал. Однако активные формы, особенно легко растворимые ионы, например, цезия могут выщелачиваться из него водой. Для фиксации отходов предложено использовать материал, получаемый добавлением пластических связующих к цементу и битуму. В непрерывном процессе битумирования полужидких отходов в аппарате вся вода удаляется, значительно уменьшая объем отходов. Битумную массу помещают в стальные бочки стандартной вместимости (150—200 л). Если требуется дополнительная защита, заполненные бочки помещают в цилиндрические контейнеры одно- или многоразового пользования из бетона, железа или свинца. Такой контейнер из свинца толщиной 12 см весит 7 т и снижает мощность дозы на поверхности примерно в 103 раз. Типичная бочка с битумной массой без за-
щиты может иметь мощность дозы на поверхности 100 бэр/ч, что требует дистанционного обращения.
На рис. 6.21 сравниваются процессы цементирования и битумирования; при битумировании получают отходы меньших объемов при значительно более низкой скорости выщелачивания. Недостаток битума—его воспламеняемость и более низкая радиационная стойкость; при пожаре могут выделиться тысячи кюри долгоживущих нуклидов. Однако в настоящее время битум являет-
Бетон
1500 кг цемента
Кубовый остаток из выпарного аппарата
7 м3, 200 кг соли/м3
Битуг/
I 200 кг I | битума |
кая\ / ОпеРаи'ия \^enJe
Ш Скорость выщелачивания г/(см2-сут)
ся наиболее подходящим материа-
лом для фиксации низко-и средне- Рис. 6.21. Сравнение бетона и битума, неактивных твердых отходов. В ФРГ пользуемых для фиксации твердых отходов на АЭС электрической мощностью
1300 МВт количество битумированных отходов составляет около 270 бочек (вместимостью 200 л); примерно 50 бочек из этого количества содержат среднеактивные отходы и имеют внешнюю бетонную защиту (наружный объем ~ 400 л).
Если отвержденные отходы не содержат каких-либо продуктов деления, для распада всех радиоактивных изотопов (главным образом в0Со) до пренебрежимо малых количеств было бы достаточно хранения в течение 50 лет; хранение в этом случае было бы возможно на территории АЭС. Если содержание 90Sr, 137Cs или актиноидов высокое, требуется значительно больший период хранения и может потребоваться специальная площадка для хранилища. Желательно отделить эти продукты от других отходов; выделенные 90Sr, 137Cs и актиноиды можно было бы в этом случае добавлять к высокоактивным отходам заводов по переработке.
Радиоактивные выбросы с западногерманских АЭС в 1974 г., по расчетам, повысили общие дозы, полученные населением, на менее 0,01 мбэр, т. е. на неизмеримо малую величину. Это типично для АЭС во всем мире.
Реакторы с газовым и натриевым охлаждением. В реакторах с гелиевым теплоносителем образуются небольшие количества трития; этот тритий можно удалять, отводя боковой поток и сжигая водород с образованием воды, которая улавливается в специальных осушителях, древесным углем или холодными ловушками. Эти ловушки улавливают также небольшие количества образующихся СО, СО2 и СН4, а также выделившиеся продукты деления, включая криптон и ксенон. Фильтры (например, изготовленные из тонкой проволоки из нержавеющей стали) удаляют большую часть аэрозолей из газового потока.
В реакторах, охлаждаемых СО2, в результате радиолиза образуются СО и О2, которые приходится подвергать рекомбинации. Наведенная активность и выделившиеся продукты деления (главным образом благородные газы) улавливаются холодными ловушками и фильтрами.
Значительную наведенную радиоактивность приобретает натрий в первом контуре охлаждения реакторов типа LMFBR:
83Na (п, у) 24Na, 23Na (и, р) 23Na и т. д. 24Na имеет период полураспада, равный
211
15ч, ниспускает энергетические у-кванты. Поэтому первый контур охлаждения должен иметь хорошую защиту. Его активность представляет неприятности только в случае необходимости ремонта, требующего значительного времени до того, как станет возможным доступ к контуру. Натрий растворяет многие продукты коррозии и деления, которые могут в него попасть. Для удаления этих продуктов первый контур снабжен системами очистки с холодными ловушками.
6.19.	ЯДЕРНЫЕ ВЗРЫВЫ
Ядерные взрывы можно использовать для военных или мирных целей. Предположим, что 50 кг металлического 236U сведены вместе для образования критической массы. Принимая время жизни одного поколения быстрых нейтронов равным 3-10_9 с, можно рассчитать по (6.24), что для увеличения числа нейтронов до значения, требуемого для деления всех ядер 236U, потребуется 0,2-10-®с. Однако задолго до истечения этого времени материал разлетелся бы под действием высвободившейся энергии; поэтому в ядерном взрыве невозможна 100%-ная эффективность. Если из 50 кг урана разделится 2%, то количество высвободившейся энергии эквивалентно примерно энергии взрыва ~ 20 тыс. т тринитротолуола (8-1013 Дж). Говорят, что выделение энергии составляет 20 кт, что соответствут «обычной» атомной бомбе. Только ^U, 236U и 239Pu имеют достаточно большие сечения деления быстрыми нейтронами, чтобы иметь приемлемые критические размеры для использования в качестве ядерных зарядов.
Приближенный расчет критического радиуса гомогенного голого реактора можно получить просто путем расчета средней длины свободного пробега нейтро-—	п
на по уравнению: S =	Если предположить, что чистый металлический
I
Ю5и имеет плотность 19 г/см3 и сечение деления быстрыми нейтронами 2 • 10~24 сма, то получаем = 10 см. Сфера с таким радиусом имеет массу 80 кг. Для металлической сферы без отражателя, содержащей 93,5% 235U, правильно значение 52 кг, как для систем с отражателем. 239Ри имеет наименьшие критические размеры; для 239Ри (у-фаза, плотность 15,8) она составляет 15,7 кг, а для 16,2 кг.
Предположим, что имеются две полусферы из металлического 235U, масса каждой из которых меньше критической, но масса которых вместе превышает критическую. По мере уменьшения расстояния между этими двумя сферами ЛЭФ увеличивается для всей системы. При некотором расстоянии превысит 1, но его можно поддерживать настолько близким к 1, что возможно управление цепной реакцией. Если расстояние между двумя полусферами быстро уменьшается до величины меньше этого критического расстояния, один нейтрон может инициировать размножающую цепную реакцию. Так как всегда имеются рассеянные нейтроны, например, выделяющиеся при спонтанном делении, то цепная реакция начинается, когда расстояние между сферами меньше критического расстояния.
Ядерпое устройство, основанное на реакции деления. Ядсрный боеприпас «обычно» содержит или высокообогащенный 235U (более 93%), или довольно чистый 239Ри (более 95%). Взрыв некоторых ядерных устройств производят соединением двух подкритических сфер вместе действием химических взрывчатых веществ (пушечный тип). Чтобы увеличить мощность ядерного боеприпаса, делящийся материал окружают тяжелым материалом (отражателем), который выполняет двойную функцию: отражает нейтроны и выступает в качестве тяжелой массы (инерция), чтобы увеличить время, в течение которого удерживается эта сверхкритическая конфигурация. Если в качестве отражателя используется природный уран, вторичное деление в этой оболочке может повысить общее выделение энергии.
Подкритическое количество материала можно сильно сжимать до тех пор, пока оно не станет сверхкритическим, с помощью обычных взрывчатых веществ. 212
Этот процесс называется имплозией. В бомбе, сброшенной на Хиросиму, был использован уран. Она была пушечного типа. Бомба, сброшенная на Нагасаки, была имплозивного типа и содержала плутоний. Чтобы эти устройства действовали эффективно, размножение нейтронов должно начинаться не ранее,чем будет значительно превышен критический размер. Через несколько микросекунд после достижения критичности с помощью специального источника нейтронов инициируется быстрое размножение нейтронов. В плутониевой бомбе необходимо поддерживать количество 240Ри на относительно низком уровне, так как этот нуклид распадается в результате спонтанного деления с соответствующим выделением нейтронов. Если концентрация 240Ри будет слишком высокой, то размножение нейтронов начнется слишком рано и выделение энергии уменьшится. Чтобы содержание 240Ри было минимальным, плутоний для военных целей получают в специальных реакторах, облучая уран до низкой степени выгорания (< 2000 МВт-сут/т), что неэкономично для ядерно-энергетической промышленности, где большая глубина выгорания топлива (ведущая к высоким концентрациям а40Ри; см. рис. 6.4) является непременным условием для получения наиболее низкой стоимости электроэнергии. Появилось сообщение, что плутоний, образующийся в энергетических реакторах, можно использовать, даже в виде двуокиси, в качестве оружия, хотя менее эффективного и предвычисляемого. Критическая масса для такого плутония, содержащего 20% 240Ри, по расчетам, составляет 20 кг для металлического плутония и 37 кг для РиО2.
Разработаны ядерные боеприпасы, основанные на реакции деления, мощностью от 0,001 до ~ 500 кт. Так как критическая масса не может быть меньше нескольких килограммов делящегося материала, боеприпас малой мощности, например 0,001 кт, имеет очень низкую эффективность использования делящегося материала (< 5-10-6). К 1977 г. шесть стран (США, СССР, Великобритания, Франция, Китай и Индия) провели свыше 1000 испытаний ядерного оружия (ядерных и термоядерных устройств). После подписания в 1963 г. Договора о запрещении испытаний ядерного оружия в атмосфере, в космическом пространстве и под водой большинство взрывов производят под землей.
Термоядерные устройства. При взрыве ядерных устройств температура достигает 108 К. Эта температура достаточна для осуществления реакций синтеза между дейтерием и тритием. Хотя не имеется официальной информации о конструкции современного «водородного» оружия, обычно предполагают, что оно основано на принципе использования атомной бомбы в качестве инициатора реакции синтеза. В радиоактивных продуктах взрывов водородных бомб был обнаружен литий. Поэтому полагают, что в водородных бомбах дейтерий объединяют с литием в форме твердого дейтерида лития. GLi вступает в реакцию с нейтронами с образованием трития по реакции
6Li + л -> Т + 4Не, Q = 4 МэВ.
Так же протекает реакция с быстрыми нейтронами
7Li + л (быстр.) Т + 4Не -|- п.
Дейтерий и тритий могут вступать в реакции:
2Н + 3Н -> 4Не + /г, Q - 17,59 МэВ
уНе + п, 3,37 2Н j 2Н< 1зН-;р, 4,03
2Н + 3Не 4Нс -Н р, 18,35.
Для увеличения выхода нейтронов, а также дополнительного выделения энергии в термоядерном устройстве можно использовать наружную оболочку из природного урана, который будет испытывать деление при взаимодействии со сверхбыстрыми нейтронами, испускаемыми при реакциях синтеза. Поэтому ядерное устройство может иметь конструкцию и действовать, как показано на рис. 6.22.
При делении M8U образуются огромные количества радиоактивных продуктов деления, поэтому ядерный боеприпас типа «деление—синтез—деление» называют «грязным». Если же используется оболочка из псдслящегося тяжелого материала, продукты деления выделяются только в процессе взрыва детонатора
213
и ядерный боеприпас — относительно «чистый». Были испытаны ядерные устройства мощностью более 50 тыс. кт ТНТ. Если предположить, что половина энергии взрыва ядерного устройства мощностью 50 Мт получается за счет реакции синтеза, а другая половина — за счет реакции деления, то такое устройство будет содержать, по-видимому, около 600 кг eLiD и 1500 кг 238U. Если далее предположить,что эффективность использования делящегося вещества при взрыве составляет 25%, то требуется около 8 т ядерного материала.
Поражающие факторы взрыва. В центре ядерного взрыва достигаются очень высокие температуры (~ 108 К). Взорванный материал образует светящуюся область (огненный шар), которая быстро расширяется и поднимается
Взрыв детонатора	Г“
(ядерного заряда) гз5^ + J
Г+4Не 2D
Повышение температуры
Реакции	- \.
синтеза Исто_чник^^
Деление ядер урана
2D + 2D
FP + W
Рис. 6.22. Принцип, конструкция и реакции в термоядерном устройстве с использованием 238U (бомба типа 3F):
/ — химические взрывчатые вещества; 2 — отражатель; 3 — дейтерид лития; 4 — делящийся материал
вверх в атмосфере. После прохождения первой волны под светящейся областью образуется зона разрежения, которая вовлекает грунт с поверхности земли в облако характерной для ядерных взрывов грибовидной формы. Это облако содержит продукты деления, возникшие при взрыве бомбы, а также наведенную радиоактивность от конструкционного материала ядерного устройства и от облученного грунта. Некоторые радиоактивные частицы уносятся на огромные высоты и в конечном итоге выпадают из атмосферы в виде радиоактивных выпадений. Большая часть радиоактивных частиц выпадает на землю в ближней зоне взрыва, но некоторая часть достигает стратосферы и медленно возвращается на землю в течение длительного периода времени и на больших расстояниях от места взрыва. Радиоактивные изотопы распадаются в течение времени t после взрыва в соответствии с приближенным отношением
А — Лоехр(—1,2/).	(6.35)
На рис. 6.23 показаны радиоактивные выпадения при взрыве американской водородной бомбы типа «деление—синтез—деление» мощностью 15 Мт на атолле Бикини в 1954 г., в результате которого многие жители островов Ронгелап п Рон-герик получили большие дозы облучения, обусловленные радиоактивными выпадениями, а японские рыбаки на судне «Лаки драгон» получили смертельные дозы.
214
Несчастный случай был обусловлен неожиданно высокой мощностью взрыьа Й внезапным изменением направления ветра.
Энергия, высвобождаемая при взрыве ядерного устройства мощностью 20 кт, расходуется примерно следующим образом: 50% на взрывную и ударную волны, 35% на тепловое излучение, 5% на первичное ядерное излучение, 10% на остаточное ядерное излучение. Доза облучения на расстоянии 500 м от эпицентра (места на поверхности земли, находящегося непосредственно под центром ядерного взрыва), по расчетам, составляет около 7000 рад, на расстоянии около 1,1м она равна почти 400 рад. Ударная волна движется по направлению от центра взрыва со скоростью звука. За этим начальным коротким фронтом ударной
Время начала радиоактивного заражения местности, часы после взрыва 0	6	7	8	9	10	11	12	13 74	15 16 17 18 19 20
।-----------------1-----]---------г----1----1----т---1----1	।	I Г“1	। п
О 20 70 60 80 100 120 170 160 180 200 220 270 260 280 300 320 370
Расстояние от эпицентра взрыва, мили
Рис. 6.23. Радиоактивные выпадения при испытании водородной бомбы мощностью 25 Мт в 1954 г. Числа обозначают общие дозы в бэрах, полученные в течение 4 сут после взрыва
волны следует волна низкого давления, ведущая к быстрому изменению направления ветра. Время действия ударной волны при ядерном взрыве составляет несколько секунд, что приводит к значительно большим разрушениям, чем те, которые вызываются первичными ударными волнами взрывов зарядов обычных взрывчатых веществ, время действия которых не превышает тысячных долей секунды. Число смертельных случаев поражения людей в городах Хиросима и Нагасаки в результате ожогов непосредственно световым излучением составило 20—30% общего количества пораженных, косвенного поражения ударной волной и вторичных ожогов 50—60% и поражающего действия проникающей радиации около 15%. Поражающее действие светового излучения становится преобладающим при взрыве термоядерного (водородного) устройства. Тепловое излучение, испускаемое при взрыве мощностью 10 кг, достигает 38 Дж/см2 на расстоянии 1,6 км от центра взрыва, при взрыве мощностью 10 Мт, по расчетам, 1250 Дж/см2 в 8 км от центра взрыва; для сравнения укажем, что бумага, ткани и т. д. воспламеняются под действием теплового потока 30—60 Дж/см2.
Использования ядерных взрывов в мирных целях. Предложен ряд интересных идей относительно использования ядерных взрывов в мирных целях. По расчетам, взрывная сила ядерного оружия достаточно велика, чтобы ее использование Для крупномасштабных взрывов было значительно дешевле использования обычных взрывчатых веществ. Стоимость термоядерного заряда мощностью 10 кт, по расчетам, составляла в 1966 г. 350 тыс. долл., заряда мощностью 2 Мт — 600 тыс. долл.; устройство с тротиловым зарядом мощностью 10 кт стоило бы 10 млн. долл.
До настоящего времени только в СССР использовали в значительной степени ядерные взрывы для инженерно-технических работ. Проведено по меньшей вере 20 экспериментов по изучению следующих проектов: образование на поверхности земли водохранилищ, создание емкостей в скальных породах для хра-
215
Нений газового конденсата, подземные взрывы в месторождениях нефтяных сланцев для интенсификации добычи нефти и газа, ликвидация аварийных газовых фонтанов и строительство канала (для соединения рек Печора и Кама для переброса вод полярного бассейна через Волгу в Каспийское море). В этих экспериментах использовали заряды мощностью от < 1 до ~ 50 кт.
В США проводили эксперименты по образованию воронок и интенсификации добычи газа. Предложено также использовать ядерные взрывы для создания гаваней на отдельных побережьях, чтобы облегчить доступ к месторождениям полезных ископаемых в глубине материков, для дробления рудных тел, чтобы получить ценные ископаемые, для разрушения подземных коренных пород, которые могут мешать использованию емкостей природного газа, и т. д. Широко изучался проект строительства нового канала через Панамский перешеек для соединения Мексиканского залива и Тихого океана.
Глава 7 ПЕРЕРАБОТКА ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
Ядерный топливный цикл включает все операции, связанные с делящимся и сырьевым материалами, необходимыми для производства электроэнергии, и радиоактивными продуктами, образующимися в ходе этих операций (рис. 7.1). Топливный цикл удобно разделить на две части: начальную и замыкающую, причем границей, разделяющей эти части, можно считать атомную электростанцию. Начальная часть включает разведку, добычу и переработку руды, изотопное разделение и изготовление тепловыделяющих сборок (см. гл. 6), а замыкающая — переработку облученного топлива и обработку и удаление радиоактивных отходов. На всех этих стадиях важную роль играют аспекты радиационной безопасности и охраны окружающей среды. Но поскольку они имеют более общий характер (см. гл. 6), в ядерном топливном цикле как отдельные стадии не рассматриваются.
7.1. ОБЛУЧЕННОЕ РЕАКТОРНОЕ ТОПЛИВО
Состав облученного реакторного топлива зависит от его состава до облучения (вида и количества делящихся и сырьевых атомов), нейтронного спектра и флюенса (или выгорания) и времени облучения, а также от времени выдержки топлива после выгрузки из реактора. Более жесткий спектр увеличивает превращение сырьевого материала в делящийся (рис. 7.2). При увеличении степени выгорания возрастает концентрация продуктов деления и образуются большие количества высших актиноидов (см. рис. 6.6). Высокая плотность потока приводит к реакциям более высокого порядка (см. гл. 4); при длительном облучении топлива в реакторе образуются относительно большие количества долгоживущих изотопов. При уменьшении времени выдержки уменьшается доля короткоживущих изотопов.
Вследствие указанных факторов облученное топливо реакторов PWR, BWR, HWR и GCR различается по составу. (В результате иног-216
|	г~
I	I
Возврат в цикл или хранение U Ри
ЗООх Ут
i
Й	70 Г Вт (MJ, л
_______	7ОТйтч/год
(коэффициент Реакторы В	использования
	г	мощности 80 7о)
3001 и (0,97о Z3SV),
3 г Ри (~2 г делящегося 23Э^1ри)
1	111 продуктов деления
I | 'Г_уПерераёот -A	faa20p0fablx
I______^__Аойлйчённога“Ъ	газов
| топлива
1,51 U, 0,0151 Ри \0,Z3iSr, 0,701 CS
0,191 других актиноидов \ 7,81 других продуктов деления
Хранение	- 720 м 3 жидких
отходов I высокоактивных отходив
Концентрат | ~40 м3(раствора или пульпы) у ft... -Л j- 15-30 м3
Остекловывание 9	стекломассы
Рис. 7.1. Годовые материальные потоки в программе топливного цикла реакторов типа LWR электрической мощностью 10 ГВт
да разные авторы приводят различные составы для облученного топлива, даже когда речь идет о реакторе одного и того же типа.) Однако это различие не настолько велико, чтобы при одном и том же топливе потребовались бы сильно различающиеся топливные циклы (например, применение других схем переработки). Ниже будет рассмотрено главным образом урановое топливо, причем более детально топливо водоводяных реакторов. На рис. 7.1 показаны годовые материальные потоки в смешанной системе, состоящей из реакторов BWR и PWR общей электрической мощностью 10 ГВт (т. е. примерно 10 АЭС электрической мощностью 1000 МВТ), работающей на полной мощности в течение 7000 ч/год (коэффициент использования мощности ~ 80 %).
217
Образование актиноидов. Захват нейтрона и Р-распад ведут к образованию высших актиноидов (см. рис. 6.4). М0Ри и а41Ри делятся, внося таким образом значительный вклад в производство энергии (см. рис. 6.7). Это также является причиной того, что содержание делящихся изотопов в плутонии в облученном топливе будет примерно на 30% меньше. В действительности, все изотопы плутония ведут к делению, так как дочерние изотопы 242Ат, 243тАт, 243Ст, 24бСт и многие другие более тяжелые актиноиды являются делящимися. На рис. 6.4 и 6.6
Рис. 7.2. Относительная активность, обусловленная элементами, образующимися в результате деления 235U тепловыми нейтронами при плотности потока нейтронов 1012 (• • •), 1013 (----- ) и 10“ пейтр./(см2-с) (--------) и облучении
в течение 2 лет. Точки перегиба указывают па существование нескольких радиоизотопов одного элемента
216
Таблица 7.1. Производство плутоний в реакторах различных Типов
Тип	Производство плутония, кг/[МВт(эл.)год1	
	общего	делящегося
Водо-водяные реакторы	0,26	0,18
Тяжеловодные реакторы	0,51	0,25
Реакторы с газовым теплоносителем	0,58	0,43
Усовершенствованные реакторы с газовым теплоносителем	0,22	0,13
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах с патриевым теплоносителем	1,35	0,7—1,0
показано накопление высших актиноидов в’результате процессов радиационного захвата и 0-распада.
Быстрые нейтроны в реакторе вызывают (п, 2п)-реакции:
(n, 2n)237 U (0~) 237Np (п, у) 238 Np (~0)238 Pu. 237Np также образуется по реакции 235 U (п, у), 23eU (п, у) 237U (“0)237 Np. Эти реакции — главные источники нептуния и 238Ри.
Общее количество плутония, образующегося в различных реакторах, приведено в табл. 7.1. Из тепловых реакторов наибольшими производителями плутония являются более старые реакторы с газовым теплоносителем и тяжеловодные реакторы; их также используют для производства плутония для военных целей. Меньше всего образуется плутония в водо-водяных реакторах и усовершенствованных реакторах с газовым теплоносителем (AGR).
В периодической таблице (табл. 7.2) приведены основные количества и радиоактивность актиноидов, образующихся в топливе реактора PWR (после выдержки в течение 10 лет). При более коротких периодах выдержки количества актиноидов примерно такие же, за исключением 242 Ст, который распадается с образованием 238 Ри с периодом полураспада 163 сут. В конечном итоге все актиноиды распадаются с образованием более легких элементов и затем стабильных свинца и таллия.
Состав продуктов деления. В облученном топливе различных реакторных систем при других одинаковых параметрах, например концентрации актиноидов, состав продуктов деления несколько различается. Увеличение распада тяжелых актиноидов смещает кривую выходов продуктов деления к большим массовым числам, увеличение деления актиноидов под действием быстрых нейтронов изменяет выход продуктов между пиками. В 1 т топлива, облученного до выгорания 33 000 МВт-сут, образуется около 35 кг продуктов деления.
С помощью значений выходов в таблице изотопов (см. рис. 7.2) рассчитана радиоактивность каждого продукта деления для периода выдержки 2 года при трех различных потоках тепловых нейтронов ПО12, 1013 и 1014 нейтр./(см2-с)1 с учетом реакций распада и вторичных реакций. В табл. 7.2 приведены количества и радиоактивность, рассчитанные с использованием эффективных сечений (см. рис. 6.4). Из таблицы
219
La 1,27 0	Се 2,48 0,10 —	Рг 1,2	Nd 4,1 0	Pm 0,007 7,0	Sm 0,86 Ы	Eu 0,16 4,4	Gd 0,12 1 • io-4-	Tb 0,002	"); . HO ' 901 0 J 7-Ю-8	Er	Tm	Yb	
Ac	Th 0,0003	Pa 0,0003	U 955 0,0036	Np 0,48 0,018	Pu 10,4 86	Am 0,14 0, 16	Cm 0,023 1,7	Bk	Cf	Es	Fm	Nd	No	Lr.
Поимечание Обогащение ?35U до облучения 3,3%, выгорание 33 000 МВтсут/т U при плотности потока 3-Ю’3 нейтр./(см--с) (30 МВт/т 1Л период выдержки 10 лет. Верхний ряд цифр - масса в килограммах, нижний — активность в килокюри. Общая масса: 35 кг продуктов^ Уеления иД11 кг трансурановых элементов. Общая радиоактивность: 312 кКи от продуктов деления н 2,35 кКн от трансурановых элементов. Тепловыделение- 102 кВт от продуктов деления и 0,070 кВт от актиноидов. Заштрихованы наиболее обычные продукты коррозии в высокоактивных отходах’ Р — продукт радиолиза. Стрелки указывают связи между материнским и дочерним изотопами.
видно, что Хе, Zr, Mo, Nd, Cs и Ru, которые образуются в наибольших количествах (как в мол. %, так и в мае. %), составляют около 70% продуктов деления после выдержки в течение 10 лет.
Радиоактивность некоторых продуктов деления (см. рис. 7.2) сильно зависит от потока нейтронов (например, Cs и Sm). При выдержке более 10 лет преобладает активность 0oSr и 137Cs (с дочерними продуктами). Это преобладание будет продолжаться в течение примерно тысячи лет. Затем активность продуктов деления определяется низкоактивными нуклидами с очень большим периодом полураспада (табл. 7.3). 1311, который при коротких периодах выдержки является одним из наиболее опасных продуктов деления (вследствие его концентрирования в щитовидной железе), не представляет опасности после выдержки в течение 6 мес. Изобарная цепочка, которая образуется при наибольшем выходе (6,5%), ведет к 06Zr (Т1/2 = 64 сут) -> 05Nb (Т1/2 = 35 сут) -> 0ьМо (стабильный). 06Nb — изотоп ниобия с наибольшим периодом полураспада, образующийся при делении, что объясняет исчезновение ниобия на рис. 7.2 при выдержке около 1 года.
Таблица 7.3. Долгоживущие продукты деления с активностью, практически не зависящей от периода выдержки в течение тысяч лет
Активность после выдержки 1000 лет; в противном случае, как в табл. 7.2
Изотоп	Периоды полураспада, годы	Радиоактивность, Кп/т U
7BSe	6,5-10»	0,39
87Rb	4,7 •1010	210-5
	1,5-10е	2,0
"Тс	2,1 105	14,3
io7Pd	6,5 - 10е	0,11
Z|i26msb 128SnZ 1	105	0,54
126Sb		
12»!	1.57-107	0,038
138CS	2,1-10е	0,29
Из табл. 7.2 видно, что после выдержки свыше 10 лет у некоторых продуктов деления остаются только стабильные изотопы (Вг, Мо, In, Хе, La, Nd), а некоторые имеют очень низкую активность [Se, Zr (см. выше), Pd, Ag, Cd, Sn, I и GdL Некоторые из наиболее активных изотопов после 10-летней выдержки, например Sb, Се, Eu, Pm, Rn, Кг и Т, почти полностью исчезнут через 100 лет. Практически останутся только 0oSr, 137Cs и 151Sm.
Период выдержки. Выдержка облученного топлива в течение определенного времени до переработки приводит, с одной стороны, к убыткам, обусловленным необходимостью выплаты процентов на капитальные вложения в неиспользуемые делящийся и сырьевой материалы, со-
221
Держащиеся в облученном топливе, и затрат На хранение неперерабо-танного топлива, а с другой — к экономии в результате упрощения схемы переработки топлива и обработки отходов. Первоначально подходящим периодом выдержки считали 180 сут (этот период используют в военных программах). В настоящее время средний период выдержки топлива, выгружаемого из энергетических реакторов, из-за отсутствия достаточных производственных мощностей по переработке составляет 7—10 лет. Это привело к пересмотру принципов определения периода выдержки и в настоящее время оптимальным считают период выдержки, равный 2 годам.
Радиоактивность продуктов деления и актиноидов уменьшается со временем, поэтому уменьшается и среднее энерговыделение на распад, так как нуклиды с большим периодом полураспада имеют более низкие энергии распада. Излучение, поглощаемое материалом защиты (в дополнение к самопоглощению), выделяет остаточное тепло, которое уменьшается несколько быстрее, чем радиоактивность. В табл. 7.4 приведены данные, характеризующие остаточное тепловыделение продуктов деления и актиноидов. При периодах выдержки более 103 лет преобладает остаточное тепловыделение актиноидов.
Таблица 7.4. Остаточное тепловыделение продуктов деления и актиноидов в отходах (содержание U и Pu лишь О,5°/о)*
Время выдержки	Тепловыделение, Вт/т U			Время выдержки	Тепловыделение, Вт/т U		
	продуктов деления	всех актиноидов	актиноидов в отходах		продуктов деления	всех актиноидов	актиноидов в отходах
1 сут	67 000					102 лет	100	410	9,6
90 Сут	24 000	—	—	103 лет	0,23	65	2,1
180 сут	16 000	—	—	104 лет	0,021	45	0,52
1 год	8800	840	. 240	10$ лет	0,013	4,5	0,065
5 лет	1600	810	80	10е лет	0,001	1,8	0,076
10 лет	1000	780	70				
• Исходные данные такие же, как в табл. 7.2.
Мощность тепловыделения топлива, выгружаемого из водо-водяного реактора (30 т U/год), значительна при небольших периодах выдержки (см. рис. 6.19). Прежде чем выгрузить из реактора облученные тепловыделяющие сборки (ТВС), их оставляют в реакторе для охлаждения принудительной циркуляцией охладителя. Через несколько недель их перемещают под водой в бассейн для выдержки в течение еще 6—12 мес.
7.2.	ТРАНСПОРТИРОВАНИЕ ОБЛУЧЕННОГО РЕАКТОРНОГО ТОПЛИВА
Вместимость бассейнов выдержки на АЭС обычно рассчитана на топливо, выгружаемое в течение менее 2 лет, но ее можно несколько увеличить введением в бассейн поглотителей нейтронов. Затем тепло-222
Таблица 7.5. Характеристики облученного ядерного топлива водо-водяных реакторов электрической мощностью 1000 МВт
Характеристика
PWR (выгорание 33 000 МВт-сут/т)
BWR (выгорание 27 500 МВт-сут/т)
Тепловыделяющая сборка: длина, м диаметр, мм2 количество твэлов в сборе масса, кг
Масса UO2, кг/сборка
Годовая выгрузка: количество сборок уран, т плутоний, кг продукты деления, кг
Радиоактивность 1 ТВС, кКи, после выдержки в течение
150 сут
1	года
2	лет
5	лет 10 лет
Тепловыделение 1 ТВС, кВт, после выдержки в течение
150 сут
1 года 2 лет 5 лет 10 лет
5,1 214X214 264 780 600
52 27 258 910
2800
1400
800
300
190
13
6
2,8
0,7
0,6
4,5 140X140 64
250 220
170
33 260
1150
840
420
370
190
64
3,7
1,7
0,8 0,3 0,12
выделяющие сборки должны быть перемещены в специальные (промежуточные) хранилища или направлены на переработку. Это осуществляют с помощью специальных транспортных контейнеров.
В табл. 7.5 приведены характеристики облученного топлива водоводяных реакторов. Радиоактивность топлива требует защиты и дистанционного проведения погрузочно-разгрузочных операций, а тепловыделение — непрерывного отвода тепла при транспортировании. Так как каждое транспортирование облученного топлива — дорогостоящая операция, транспортные контейнеры рассчитаны на перевозку нескольких сборок. 30-тонный контейнер может вмещать 4 сборки PWR или 9 сборок BWR (~1 tU), тогда как 100-тонные контейнеры рассчитаны примерно на 12 сборок PWR или 30 сборок BWR (~6 т U). Внутренняя полость транспортного контейнера окружена свинцом толщиной несколько дециметров и (в большинстве контейнеров) защитой от нейтронов. С наружной стороны они имеют охлаждающие ребра и амортизатор. Из табл. 7.5 видно, что p-радиоактивность и тепловыделение топлива, загруженного в 100-тонный контейнер, после выдержки в течение 1 года равны соответственно ~ 15 МКи и ~ 60 кВт. Проектный тепло-съем этого контейнера ~100 кВт. Внутренняя полость такого контейнера имеет длину 5 м и диаметр 1,2 м. В некоторых контейнерах, например, применяемых в Великобритании, эта полость заполнена водой
223
по двум причинам: контейнеры загружают и разгружают под водой, вода выполняет функции теплопроводящего и поглощающего нейтроны (вспомним, некоторые актиноиды претерпевают спонтанное деление; кроме того, протекают а, n-реакции с атомами легких элементов) материала. Заполненные воздухом контейнеры имеют принудительное охлаждение, что не является обязательным для заполненных водой контейнеров меньшего размера. Например, 70-тонный заполненный водой контейнер типа Excellox вмещает 5 сборок PWR или 14 сборок BWR (полезная загрузка 2,7 т U) и предназначен для перевозки железнодорожным транспортом. Контейнеры меньшей массы (до ~ 50 т) можно перевозить автотранспортом на специальном трайлере. Контейнеры рассчитаны на исключительно жесткое обращение: без какого-либо повреждения они выдерживают свободное падение с высоты 9 м на бетонный пол, горение в бензине в течение 30 мин 800° С), погружение в воду на глубину 15 м и т. п. При испытаниях, в которых 74-тонный контейнер в железнодорожном вагоне со скоростью 130 км/ч врезается в бетонную стену, повреждений контейнера не наблюдается.
После загрузки топлива в контейнер наружную поверхность контейнера следует дезактивировать; часто весьма трудно удалить все радиоактивные загрязнения и поэтому контейнер помещают в пластиковый чехол. Перез выгрузкой топлива заполненные водой контейнеры обмывают, чтобы удалить активность, обусловленную утечкой из топлива или суспендированными загрязнениями, которые всегда имеются на облученных сборках, выгружаемых из реакторов BWR и большинства реакторов PWR. После выгрузки топлива проводят дезактивацию контейнера.
Транспортные контейнеры с защитой требуются также для перевозки отвержденных высокоактивных отходов, материала оболочек, плу-тонийсодержащих отходов, некоторых отходов промежуточной активности и отходов, содержащих а-излучатели. Для каждого типа отходов (в различных странах) проектируют специальные контейнеры. Например, в Великобритании контейнеры для плутония, изготовленные из дерева и кадмия, рассчитаны на перевозку не более 10 кг Pu; масса контейнера 175 кг, высота 1,3 и диаметр 0,8 м.
7.3.	ВОЗМОЖНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ
Энергию деления можно получать, используя в качестве исходного материала уран (вариант топливного цикла с однократным использованием урана и уран-плутониевый топливный цикл) и торий (торий-урановый топливный цикл). Ядерную энергию нельзя получить с одним торием, поскольку у природного тория нет делящихся изотопов; торийурановый цикл начинается с реакторов, работающих на уране или плутонии.
Каждый топливный цикл предполагает несколько возможных путей в отношении типа реактора, переработки топлива, обработки и удаления отходов. Несмотря на то что описание циклов па основе урана дает-224
ся в основном применительно к водо-водяным реакторам, эти циклы также относятся к реакторам с газовым теплоносителем, работающим на уране.
Вариант топливного цикла с однократным использованием урана. Толстые стрелки на рис. 7.3 указывают стадии ядерного топливного цикла, используемые в настоящее время в промышленном масштабе. Топливный цикл заканчивается промежуточным хранением облученного топлива в бассейне (блок 7). Далее возможны два пути: один (9)
Уран-плутониевый топливный цикл
Водо-водяные реакторы
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
Богатые ураном
Бедные ураном руды [77~
Обедненный
1 уран
U
Смешанное уран-плу-'тониевое окисное топливо
^Обогащение
| урана [Т|	I
Й Обогащенный (тт)
29L—----уран
овление _________
пН Промеж у- | I I тлиило I
Изготовление ____ТВС г
Атомная электростан- ф
точное хранение облученного топлива ,—
Переработка облученного
топлива [У- Ри
Продукты деления
t________
Изготовление ТВС для зоны воспроизводства [Л
Зона воспроизводства [Активная I I зона |
 Изготовление ТВС для активной зоны [77
Модифицирование отходов '
--------1-----
t
Удаление отходов из биосферы
U
7<?
Переработка облученного
Продукты
деления
ЬН L
8
[77
Рис. 7.3. Ураи-плутонпевый топливный цикл
ведет к переработке топлива и уран-плутониевому топливному циклу, описанному в следующем разделе, а другой (10) — к долговременному хранению непереработанного облученного топлива; последний рассматривается как вариант топливного цикла с однократным использованием урана. Последующие стадии этого варианта — модифицирование отходов (блок 31), в процессе которого отработавшие и охлажденные теп ловыделяющие сборки (ТВС) обрабатывают таким образом, чтобы их можно было безопасно хранить в течение длительного периода времени, и помещение обработанных ТВС в постоянные хранилища (блок 32).
8 Зак. 1943	2 25
Технические аспекты варианта с однократным использованием урана рассматриваются ниже.
В этом варианте энергосодержание невыгоревшего изотопа ^U, сырьевого изотопа 238U, делящихся и сырьевых изотопов плутония не сохраняется для будущих потребностей и накапливаются довольно опасные отходы, содержащие большие количества делящегося плутония и токсичных а-излучающих нуклидов. Преимущество этого варианта топливного цикла в том, что он исключает возможность использования плутония в военных целях.
Уран-плутониевый топливный цикл. Под термином «цикл» подразумевают род рециркуляции материала. Термин «топливный цикл» первоначально использовали применительно к тем стадиям, в которых делящийся и сырьевой материал выделяли из отработавших ТВС (перерабатывали) в замыкающей части и возвращали в начальную часть топливного цикла для изготовления новых ТВС. Эта схема потоков обозначена цифрой 8 на рис. 7.3. Вместо прямой переработки топлива после выгрузки из реактора и выдержки в бассейне на территории АЭС, можно использовать (поток Р) промежуточное хранение (блок 7).
В отработавших ТВС реакторов LWR содержится ~ 0,9 % и о,5—0,7 % 239+241ри. в результате извлечения из топлива невыгоревшего урана и образовавшегося плутония и возврата их в топливный цикл реакторов LWR потребности в новом количестве урана и в услугах по обогащению сокращаются примерно на 30%. Для изготовления ТВС из смешанного окисного топлива уран и плутоний, выделенные из облученного топлива, смешивают после выделения на заводе по переработке или, что предпочтительно, соосаждают в соответствующей пропорции уже на заводе по производству смешанного топлива. Применяемые для загрузки в реакторы LWR ТВС из смешанного уранплутониевого топлива содержат около 3% 239+241 Pu. Таким образом, в реакторы LWR уже возвратилось в форме смешанного уран-плутониевого топлива (в экспериментальном масштабе) несколько тонн плутония. В этом цикле «старый» плутоний более ранней стадии производства последовательно подвергается облучению все возрастающим нейтронным потоком, в результате чего изменяется его изотопный состав (табл. 7.6). Доля делящихся изотопов (239 Pu и 241Ри) в процессе многократного оборота уменьшается, требуя последовательного увеличения
Таблица 7.6. Изотопный состав плутония после нескольких оборотов в системе реактора LWR со смешанным уран-плутониевым топливом
Массовое число изотопа	Первоначальное содержание в облученном урановом топливе, % по массе	Изотопный состав, % по массе				
		после I оборота	после II оборота	после III оборота	после IV оборота	после V оборота
238	1	1,5	2	2	2,5	3
239	56	46	42	40	39	38
240	26	30,5	32	32,5	33	33,5
241	12	14	14,5	15	14,5	14
242	5	8	9,5	10,5	11	11.5
2g6
Содержания плутоййя в сборках Из смешанного уран-плутониевого топ* лива. Значительно увеличивается также содержание наиболее токсичного изотопа М8Ри. Его короткий период полураспада (88 лет) приводит к высокой удельной радиоактивности, которая увеличивает тепловыделение и радиолиз технологических растворов на заводе по переработке.
238Pu, 24°Ри и 242Ри распадаются частично спонтанным делением с испусканием нейтронов [2-1013 нейтр./(г-с)1. Это затрудняет операции по загрузке в контейнеры и выгрузке из них ТВС из смешанного топлива. (Все эти изменения изотопного состава плутония делают его также менее пригодным для использования в военных целях.) Изотоп 241Ри имеет критическую массу, примерно вдвое меньшую, чем 239Ри, поэтому по мере накопления 212Ри повышается возможность достижения критичности. Накопление других актиноидов в результате рециркуляции изотопов с высоким массовым числом еще больше увеличивает проблемы переработки топлива и обработки отходов.
В одном из возможных циклов предлагается повторно использовать только уран, а плутоний оставлять в отходах. В этом случае концентрация плутония в отходах будет очень высока; массовое отношение плутония к продуктам деления 10:35 (кг/т U, см. табл. 7.2). Такие отходы еще не изучались.
Повторное использование плутония в реакторах LWR будет лишь временным, если будут разработаны промышленные быстрые реакторы-размножители (см. рис. 7.3) с активной зоной, содержащей ~ 15% делящегося Ри и - 85% урана в форме смешанных окислов или карбидов (блок 13, первоначальные потоки исходных продуктов 16 и 17) и окруженной зоной воспроизводства из обедненного урана. Содержание актиноидов и продуктов деления в топливе, выгружаемом из реактора на быстрых нейтронах и водо-водяного реактора, примерно одинаково по расчету на 1 ГВт(эл.)« год. Сравнимы также массы всего выгружаемого топлива на 1 ГВт (эл.)-год. Воспроизводство ядерного топлива происходит в зоне воспроизводства (см. гл. 6). Выгорание топлива в ТВС активной зоны реактора на быстрых нейтронах примерно втрое выше выгорания топлива в реакторах LWR, поэтому доля продуктов деления в нем также в 3 раза больше. Так как выгорает лишь небольшая часть плутония, отработавшие ТВС активной зоны сохраняют высокую экономическую ценность, что делает желательной их переработку после короткого периода выдержки. Удельная радиоактивность отработавших ТВС активной зоны реакторов на быстрых нейтронах может в 10 раз превышать радиоактивность отработавших ТВС реакторов LWR в момент переработки. По-видимому, потребуются более совершенные методы переработки по сравнению с имеющимися в настоящее время. Операции по загрузке и выгрузке ТВС зоны воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах проще и перерабатывать их можно на заводах, предназначенных для переработки топлива реакторов LWR. Однако если ТВС активной зоны разбавить ТВС зоны воспроизводства в отношении примерно 1:1, то их можно перерабатывать одновременно на «обычном» заводе по переработке топлива реакторов
8*
227
LWR. Извлеченные в результате переработки плутоний и урай используют для изготовления новых ТВС (см. рис. 7.3, потоки 18 и 19).
В реакторе-размножителе на быстрых нейтронах 238U расходуется или через деление (т. е. на производство энергии), или на образование wPu. Так как коэффициент аМ9Ри равен 0,42, в уран-плутониевом цикле для производства энергии используется около 70% [100 (1 +а)-11 всего 238U. Это значение следует сравнивать со значением ^0,7% природного урана в цикле с однократным использованием урана (учитывая также обогащение) или со значением <И% в топливном цикле LWR с применением смешанного окисного топлива. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах не только увеличивают полезную энер-
гию природного урана примерно в 100 раз, но и делают экономичной добычу низкосортной урановой руды, таким образом значительно повышая запасы урана.
Торий-урановый топливный цикл. Сырьевой материал M2Th может превращаться в делящийся 233U в любом тепловом реакторе. Из атомов, делящихся под действием тепловых нейтронов, йзи имеет наибольшее отношение т. е. наибольшую эффективность деления. Значение коэффициента т] для 233U достаточно высоко, что делает возможным расширенное воспроизводство 233U в тепловой области. Захват нейтронов в M3U не является серьезным недостатком, так как при втором захвате (в “Ш) образуется делящийся M5U. Так как о общ возрастает с увеличением энергии нейтронов (примерно с 7 б при 0,025 эВ до ~26 б для реакторных условий, ср. также рис. 6.2), несколько более жест-
Рис. 7.4. Торий-урановый топливный цикл
кий спектр нейтронов в реакторах HWR и GCR обусловливает применение для торий-уранового топливного цикла именно этих реакторов наряду с реактором на расплавленных солях (см. гл. 6). Топливо может быть размещено в активной зоне (233U) и зоне воспроизводства (232Th) или представлено смешанным делящимся-сырьевым
материалом, как, например, в топливах высокотемпературных реакторов с графитовой матрицей (см. гл. 6) или в виде расплава фторидов металлов. Первоначальный 233U следует производить в реакторах, загруженных 236U (или 239Ри). После того как будет произведено достаточное количество 233U, торий-урановый топливный цикл может стать самоподдерживающимся, т.е. может быть достигнуто расширенное воспроизводство топлива на тепловых нейтронах (рис. 7.4).
228
Преимущество торий-уранового топливного цикла заключается в том, что он увеличивает ресурсы ядерной энергии. В сочетании с урановым топливным циклом он мог бы более, чем вдвое увеличить время существования запасов урана в результате эксплуатации реакторов при высоком коэффициенте воспроизводства (~1,0) и обороте топлива. Торий почти так же широко распространен в природе, как уран. Минералы, богатые торием более распространены, чем минералы, богатые ураном. Наличие огромных запасов ториевых руд явилось стимулом для некоторых стран, например, Индии, разрабатывать торий-урановый топливный цикл, хотя в полном масштабе такой цикл еще не продемонстрирован. Переработка топлива осуществлена только в экспериментальном масштабе. При разработке этого топливного цикла приходится преодолевать трудности, связанные с высокой активностью вследствие присутствия 228Th, образующегося в ториевой части, и 232U, образующегося в урановой части цикла (см. рис. 6.17). Торий-урановый цикл имеет довольно специфическое преимущество по сравнению с уран-плутониевым циклом в том отношении, что его высокоактивные отходы, образующиеся в процессе переработки, содержат значительно меньше долгоживущих тяжелых актиноидов, и, следовательно, представляют меньшую опасность в течение длительных периодов времени.
7.4.	ХРАНЕНИЕ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА
Облученное топливо, выгруженное из реактора, можно хранить в бассейнах выдержки АЭС обычно в течение около 2 лет. За время выдержки значительно снижается уровень излучения и тепловыделения (см. табл. 7.4). При недостатке производственных мощностей по переработке облученного топлива возникает необходимость в создании отдельных хранилищ для этого топлива. Эти хранилища представляют собой огромные заполненные водой бассейны, в которых в определенном геометрическом порядке установлены стеллажи из нержавеющей стали для облученных ТВС. Отвод тепла осуществляется циркуляцией воды в бассейне. Здание, в котором находится бассейн, расположено на уровне земли или под землей на глубине 30—50 м в соответствии с современными проектами.
Сборки с окисным топливом в циркалоевой оболочке можно хранить в таких бассейнах в течение десятилетий при весьма небольшой опасности утечки. Металлические топлива, особенно в оболочке из сплавов магния или алюминия, менее стойки и хранить их в бассейнах с водой в течение длительного времени нельзя. К бассейнам-хранилищам предъявляют следующие жесткие требования: /гоф < 0,95 (даже если на хранение поступают необлученные ТВС), безопасность при землетрясениях, предотвращение возможности прекращения подачи воды, постоянный, поддерживаемый автоматически уровень воды, соответствующие системы контроля за утечками и излучением, температура воды <65 °C, приемлемо низкий уровень излучения в рабочих помещениях и т. п.
229
Несмотря на то что некоторые страны планируют строительство бассейнов-хранилищ, рассчитанных на хранение облученного топлива в течение 50 лет, по возможности желательно сократить этот срок по нескольким причинам. Экономическая ценность сырьевого и делящегося материалов, используемых в уран-плутониевом цикле, обусловливает необходимость перерабатывать облученное топливо как можно раньше. В варианте топливного цикла с однократным использованием урана радиационная опасность и возможность распространения ядерного оружия требуют более безопасного хранения облученного топлива. Поэтому заполненные водой бассейны будут использоваться лишь для промежуточного хранения (в течение 5—50 лет).
Для длительного (> 10 лет) хранения ТВС необходимо помещать в герметичные контейнеры. Для этой цели одиночные ТВС или пучки помещают в цилиндры из нержавеющей стали и заполняют пустоты каким-либо подходящим материалом, подобным свинцу, который имеет хорошую теплопроводность, а также обеспечивает защиту от излучения. В зависимости от внешних условий в месте окончательного хранения (влажности, температуры и т. п.) контейнеры с ТВС окружают дополнительной защитой в целях увеличения долговечности ТВС, которые — предпочтительно — не должны подвергаться воздействию биосферы до тех пор, пока не исчезнет вся радиоактивность.
В соответствии с одной концепцией контейнеры окружают бетоном (см. рис. 7.28). Между внутренним цилиндром и окружающей бетонной стеной можно оставлять пространство для охлаждения воздухом за счет естественной конвекции. Эти бетонные «столбы» размещают на огромной площади в каком-либо сухом месте, подобном пустыне. Пока климат будет оставаться сухим, эрозия «столбов» будет протекать очень медленно в течение десятков тысяч лет. Этот способ хранения делает возможным легкое извлечение ТВС для последующей переработки. Для герметизации ТВС можно также использовать горячее (<1500 °C) изостатическое (100—300 МПа) прессование, в результате которого ТВС окружаются однородным плотным керамическим материалом, подобным корунду (микрокристаллическая А12О3) или графиту. Поскольку корунд и графит — природные минералы, долговременная устойчивость должна быть очень высокой, даже к воздействию воды.
Существует концепция, согласно которой облученное топливо предполагается хранить без последующего извлечения для переработки глубоко под землей в геологических формациях. Если эти формации будут влагоемкими (например, через них будет просачиваться грунтовая вода), стальной контейнер должен быть окружен более коррозионностойким материалом. Для этой цели предложены керамические материалы, например корунд, циркон, графит и т. п., и металлы, например титан, свинец, медь и т. п. При наличии восстановительной грунтовой воды долговечность слоя меди толщиной 0,2 м составит, по расчетам, >10в лет.
Более детально различные аспекты долговременного (или «вечного») хранения высокоактивных отходов рассматриваются ниже.
230
7.5.	ПЕРЕРАБОТКА УРАНОВОГО ТОПЛИВА ТЕПЛОВЫХ РЕАКТОРОВ
Главная цель промышленной переработки облученного топлива состоит в увеличении количества энергии, получаемой из делящихся и сырьевых материалов, уменьшении опасности и расходов на обработку и удаление высокоактивных отходов. Иногда упоминают еще две причины: сокращение затрат топливного цикла тепловых реакторов и извлечение ценных побочных продуктов из высокоактивных отходов.
О повышении выхода энергии уже упоминалось в предыдущем разделе: 30%-ное в водо-водяных и аналогичных реакторах и стократное увеличение энергоресурсов в результате использования реакторов-размножителей на быстрых нейтронах.
Экономическое преимущество переработки зависит от стоимости природного урана («желтого кека»), обогащения и других начальных стадий топливного цикла и от преобладающей цены электроэнергии (главным образом по расчету на ископаемые топлива). По расчетам 1977 г., затраты на промышленную переработку составляют 10% затрат ядерного топливного цикла. Неизвестно (в 1979 г.), до какой степени переработка уменьшит проблемы и затраты, связанные с обработкой и удалением высокоактивных отходов, по сравнению с проблемами и затратами при однократном использовании урана.
В настоящее время потребность в переработке в мире (исключая страны социалистического лагеря) достигает ~3000 tU/год, тогда как производственные мощности по переработке топлива энергетических реакторов составляют примерно 1000 т/год. Во многих странах (США, СССР, Великобритании, Франции, Китае и, возможно, др.) осуществляется переработка металлического топлива с низким выгоранием для военных целей. Хотя используемый метод переработки в основном такой же, как и применяемый для переработки окисного топлива энергетических реакторов с высоким выгоранием, составы топлива различаются до такой степени, что на заводе по переработке топлива военного назначения нельзя перерабатывать топливо энергетических реакторов. Многие страны имеют или имели опытные заводы по переработке мощностью от десятков до сотен тонн топлива в год. Первый промышленный завод по переработке окисного топлива тепловых реакторов предполагается ввести в эксплуатацию на м. Аг во Франции. Производственная мощность этого завода (в настоящее время 400 tU/год) будет постепенно повышаться.
Главные стадии переработки ядерного топлива показаны на рис. 7.5: предварительная обработка топлива в целях подготовки его для химической обработки; химическое разделение U, Ри и продуктов деления; очистка урана; очистка плутония; обработка отходов и регенерация химических реагентов. Ниже дано описание каждой стадии.
Предварительная обработка. На рис. 7.6 показан в упрощенном виде цех предварительной обработки окисного топлива па французском заводе по переработке на м. Аг. Контейнеры с облученными ТВС переносят с помощью крана в заполненные водой ямы, облицованные нержавеющей сталью, где ТВС из контейнеров выгружают и контей-231
неры дезактивируют. Сборки хранят в течение определенного времени и затем перемещают в секцию разборки и резки с защитой. Некоторые ТВС реакторов BWR можно разбирать механическим способом; в случае ТВС реакторов PWR хвостовики приходится отрезать. Затем твэлы разрезают под водой или^в токе воздуха на куски длиной 3—5 см,
Рис. 7.5. Основные стадии переработки облученного топлива реакторов LWR
которые падают в корзины из нержавеющей стали. На заводе в Уинде-кейле (Великобритания) применяют сухую выгрузку и резку.
Резку топлива осуществляют с помощью пресс-ножниц, но в настоящее время испытывают или разрабатывают другие методы удаления или вскрытия оболочек из циркалоя (или нержавеющей стали), включая электролитическое растворение и лазерную резку. Прежде применяли химические способы удаления оболочек (главным образом алюминиевых), но такие методы значительно увеличивают количество отходов среднего уровня активности.
Куски твэлов подаются (или падают непосредственно) в аппараты для растворения, где окисное топливо растворяется в кипящей 6— ИМ HNO3 (материал оболочек не растворяется). Аппараты для растворения представляют собой сосуды из нержавеющей стали с толстыми стенками, снабженные трубками для рециркуляции и конденсатором. В материале оболочек проверяют содержание остаточного урана или плутония и если оно не превышает установленные нормы, оболочки направляют в секцию обработки отходов. Чтобы повысить эффективность растворения, к азотной кислоте можно добавлять фторид (<0,05 М). Фторид-нон образует прочные комплексы с нонами некоторых металлов (например, циркония), коррозия оборудования из нержавеющей стали в этом случае, как установлено, пренебрежима мала. Чтобы обеспечить контроль за ядерной безопасностью в процессе растворения, к азотной кислоте часто добавляют нитрат кадмия или гадолиния.
В процессе резки твэлов выделяются летучие продукты деления, содержавшиеся в газовом пространстве между окисными топливными 332
Таблетками и оболочкой (главным образом 8бКг, Т, lieI и 1311). Эти гаЗь! направляются в систему очистки газов, отходящих из аппаратов для растворения. Газы, выделяющиеся во время растворения, содержат Кг, Хе, 12, Т2 и ТНО, RuO4, СО2, небольшое количество продуктов деления в виде аэрозолей и большое количество Н2О, HNO3 и окислов
Рис. 7.6. Цех предварительной обработки окисного топлива на заводе по пере* работке на м. Аг (Франция):
/ — корзины для хранения сборок; 2 — камера для выгрузки топлива из контейнеров; 3 — мостовой кран усилием 1300 кН; 4 — специальная камера для разборки ТВС; 5 — склад; 6 — пресс-ножпицы; 7 — аппарат для растворения; 8 — камера для удаления материала оболочек; 9 — каретка подачи материалов на склад; 10 — бассейн-хранилище
азота. Для извлечения части окислов азота в поток отходящих газов вводят кислород или воздух. Общую стехиометрию растворения можно представить в виде
2U + 4HNO3 + ЗО2 2UO2 (NO3)2 + 2Н2О.
Газовый поток поступает в конденсатор, где регенерируется азотная кислота, которая затем возвращается в аппарат для растворения; неконденсируемые сбрасываются в систему очистки отходящих газов.
По завершении растворения раствор охлаждают и с помощью пароструйных насосов подают на установку корректировки исходного раствора для химического разделения, где проводится анализ топлива, поступившего на переработку, и раствор подвергается осветлению (с
233
Помощью фильтра и/или Центрифуги). На этой стадии процесса уран находится в шестивалентном, а плутоний — в четырехвалеитном состоянии.
Методы разделения. В табл. 7.7 приведены технические условия на очищенный уран и плутоний, возвращаемые в топливный цикл. Сравнение этих данных с данными в табл. 7.5 показывает, что при выдержке в течение 1 года активность продуктов деления должна быть меньше примерно в 107 раз, а содержание урана в плутонии в 2-Ю4 раз. Такие высокие коэффициенты очистки являются обычными для исследований в аналитических лабораториях, но редко требуются или достигаются в промышленном масштабе. В дополнение к этому наличие огромного числа химических элементов (продуктов деления и актиноидов, приведенных в табл. 7.2, и продуктов коррозии, образующихся при обработке) и недостаточное знание химии некоторых продуктов деления делают разделение весьма трудной задачей. Дополнительные осложнения возникают в результате разложения реагентов под действием излучения и возможности достижения критичности, а также в связи с необходимостью проводить все процессы дистанционно в камерах с тяжелой защитой при проведении широких мероприятий по охране здоровья персонала. В результате всего этого переработка облученного топлива — процесс наиболее сложный из всех когда-либо проводившихся химических процессов.
Главной проблемой, с которой встретились химики^в^Манхеттен-ском проекте, оказался выбор удовлетворительных методов разделе-
Таблица 7.7. Технические условия на уран и плутоний, извлекаемые в результате переработки топлива (по данным МАГАТЭ, 1977 г.)
Нитрат уранила
Концентрация урана
Концентрация свободной HNO3
Примеси:
Fe, Сг, Ni
эквиваленты бора
Продукты деления
а-Излучатели (исключая уран)
Нитрат плутония
Концентрация плутония
Концентрация свободной HNO3
Примееи:
металлы
уран
эквиваленты бора
сульфат-ион
Продукты деления (Г 1/2 >30 сут)
Содержание 241 Ат (через 9 мес после доставки на завод по производству смешанного уран-плутониевого топлива) * •
1—2 М
>1 М
^0,05% =С0,0008т
<:0,5 мкКи/г
>15 000 расп./(мин-ги)
2-10 М
^0,50%
^0,50%
^0,001 %
^0,10% ^40 мкКи/гРи**
=^0,50%
-1 М
* Эквивалентные величины: В 1,0; Cd 0,4; Gd 4,4; Fe 0,0007 и т. д. Количество, изморенное для каждого из этих элементов п уменьшенное на указанный коэффициент, не должно превышать 0,0008%.
• • »»Zr-»»Nb<5 мкКи/гРи.
234
ния. Было использовано преимущество относительной устойчивости состояния окисления урана (+6) и большинства продуктов деления и неустойчивость состояний окисления плутония (+3, +4, +6). В самом первом процессе выделяли только плутоний. На первой стадии осаждали плутоний из восстановительной среды в форме PuF3 или PuF4 вместе со всеми нерастворимыми фторидами продуктов деления, на второй стадии растворяли осадок, окисляли плутоний до шестивалентного состояния и проводили новое фторидное осаждение, в результате которого в отстоявшемся слое жидкости оставался относительно чистый плутоний. В конечной стадии плутоний снова восстанавливали и осаждали в форме фторида. Этот же принцип был использован для первого выделения сотен килограммов плутония на Ханфордском заводе (США), но вместо фторида применили фосфат: Pu (III) и Pu (IV) образуют нерастворимые фосфаты, a Pu (VI) нет. Так как в качестве носителя для осадка использовали Bi3+, процесс был назван висмутфосфатным .
Этот принцип окисления и восстановления плутония на различных стадиях схемы очистки сохранился во всех последующих процессах. Никакой другой элемент не обладает такой совокупностью окислительно-восстановительных и химических свойств, как плутоний, хотя некоторые продукты деления ведут себя как Pu (III) (например, лантаноиды), как Pu (IV) (например, цирконий) и как РиО|+ (например, уран). В качестве окислителей и восстановителей применяют КгСг2О7 (Ри -+ РиО|+), NaNO2 (РиРи4+), гидразин, сульфамат железа(П) и U4+(PuРи3+) и т. п.
Метод осаждения непригоден для крупномасштабных непрерывных операций, в которых приходится отделять как уран, так и плутоний в очень чистом состоянии от продуктов деления. Он был заменен экстракционными процессами, в которых топливо растворяли в азотной кислоте и обрабатывали органическим растворителем, избирательно экстрагирующим элементы.
Первым экстрагентом, использованным в Ханфорде, был метили-зобутилкетон (гексон). Этот растворитель образует продукты присоединения с координационно-ненасыщенными соединениями, подобными нитратам актиноидов, например Pu (NO3)4S2 или UO2(NO3)2S2, где S представляет молекулу аддукта:
Pu4+ + 4NO3 + 2S (орг) Pu (NO3)4S2 (орг).
Соответствующими аддуктами для трех- и шестивалентных актиноидов являются An (NO3)3S3 и AnO2 (NO3)2 S2. Эти нейтральные соединения в различной степени растворимы в органических растворителях, подобных керосину, и — в случае гексона — в самом гексоне. Процесс экстракции с использованием гексона называют редокс-процессом.
Недостаток гексона — его способность медленно разлагаться под действием сильной азотной кислоты. Высокой концентрации нитратных групп в растворе можно достичь добавлением какой-либо соли («высаливателя»), например Al (NO3)3. Однако добавление соли увеличивает объемы отходов.
235
В Великобритании гексон был заменен 0, 0'-дибутоксидиэтиловым эфиром (дибутилкарбитолом, или бутексом), образующим аддукты такого же рода, как и гексон. Это более дорогой экстрагент, но в то же время более устойчивый, менее воспламеняющийся, не требующий добавления высаливателя и обеспечивающий более эффективное разделение.
Испытано много других систем растворителей аналогичного типа, а также хелатообразующих веществ. Установлено, что теноилтрифто-рацетон (ТТА) образует прочные комплексы с актиноидами [например, Pu (ТТА)4, UO2 (ТТА)2], для которых характерны очень высокие коэффициенты распределения для органических растворителей. Хотя и полезные в лаборатории, хелатообразующие соединения оказались непригодными для крупномасштабной промышленной переработки ядерного топлива энергетических реакторов.
В настоящее время на всех существующих заводах по переработке в качестве экстрагента применяют трибутилфосфат (ТБФ), который действует по механизму присоединения и обычно используется в виде 30%-ного раствора в керосине. Он образует основу для пьюрекс-процесса. ТБФ дешевле бутекса, более устойчив, менее воспламеняем и обеспечивает более хорошее разделение. В настоящее время для некоторых стадий переработки испытывают другие экстрагенты, в частности третичные амины, которые образуют растворимые органические комплексы с отрицательно заряженными комплексами металлов. Переключение в каком-либо цикле пьюрекс-процесса на другой тип экстрагента повышает коэффициент очистки.
В качестве возможных заменителей водно-экстракционных процессов изучаются также «сухие» методы.
а.	Летучесть галогенидов. Многие продукты деления и актиноиды в высших валентных состояниях имеют заметные давления паров; особенно это относится к фторидам. В процессе, основанном на возгонке фторидов, твэлы растворяют в тройной эвтектической смеси расплавленных фторидных солей (NaF + LiF + ZrF4, 450 °C) в присутствии HF. Расплав солей нагревают затем в токе F2, что ведет к образованию и возгонке UF6; по-видимому, можно также возгонять PuF6, хотя он значительно менее устойчив. Реализация процесса отличается рядом технических трудностей.
б.	Экстракция расплавленными солями. Топливо можно растворять, как описано выше, или в другом солевом расплаве. При использовании теплостойкого растворителя с низкой летучестью (например, 100%-ного ТБФ) актиноиды и продукты деления распределяются между двумя фазами аналогично распределению при экстракции растворителем. Этот метод представляет интерес для непрерывной переработки топлива реактора на расплавленных солях. Преимущество процесса — более высокая стойкость этой неводной системы к действию излучения.
в.	Очистка расплавленными металлами. Металлические твэлы можно расплавить и/или растворить в расплавленных металлах (например, сплаве цинка). В присутствии кислорода (по отношению к стехиометрии при недостатке) сильно электрополо-236
жительные продукты деления образуют окислы, которые всплывают на поверхность расплава в виде шлака и которые можно, таким образом, удалить, тогда как летучие продукты деления возгоняются. Остающийся расплав будет, по-видимому, содержать главным образом Pu, Zr, Nb, Мо и Ru («сплав фиссиум») и его можно повторно использовать в новых твэлах. Этот метод испытывается на металлических твэлах реакторов на быстрых нейтронах.
Экстракционные процессы разделения. Экстракция растворителем представляет собой метод, который нашел широкое применение в различных национальных программах развития ядерной энергетики вследствие своей пригодности в качестве избирательного процесса разделения продуктов деления, актиноидов и других радиоактивных веществ. Сам метод, его теория и применение описаны во многих разделах настоящей книги (в частности, в гл. 5).
Экстракция растворителем основана на образовании металлоорганического соединения, которое преимущественно растворимо в каком-либо органическом растворителе. Главными являются три типа таких соединений: 1) ионные внутрикомплексные соединения, подобные тетраацетил ацетон ату плутония РиЛа4 (обычно Мп, см. гл. 5); 2) неорганические комплексные соединения металлов, образующие аддукты с сольватирующими органическими соединениями, подобными ТБФ и гексону, описанным в предыдущем разделе, например [Pu (NO3)41 X Х(гексон)2 или обычно MLnSst и 3) комплексы типа ионной пары между органическими катионами (подобными ионам алкиламмо-ния) и отрицательными неорганическими комплексами, например (R3NH4)UO2 (SO4)3 (обычно	Распределение таких ком-
плексов между органическими растворителями и водными растворами показано на рис. 5.7, 5.8 и 5.17. Однократное распределение такого комплекса между органическим растворителем и водой может быть недостаточным для выделения металла в приемлемо чистой форме и с хорошим выходом и поэтому могут потребоваться различные методы многократной экстракции (см. гл. 5).
Рассмотрим растворенное вещество (например, уран), которое распределено между органической и водной фазами, независимо от ряда соединений, которые оно образует. После достижения равновесия масса растворенного вещества в органической фазе (экстракте) равна о;орг, а в водной фазе (рафинате) изводи- Следовательно,
м;общ= ^орг Н" ^водп’	(7-1)
Массовая доля в органической фазе равна
Ф1 = Р/(Р + 1),	(7.2а)
где индекс 1 относится к условиям после однократной экстракции. Р называется коэффициентом экстракции (или разделения) и определяется
Р = D0,	(7.3)
237
где D — коэффициент распределения, определяемый по выражению (5.10); 0 — отношение объемов фаз иОрг/уводн- Количество экстраги-рованного вещества в процентах, Е (%), равно 100 фх. Поскольку доля неэкстрагированного вещества — <рх и	= 1,
<Рг = 1/(Р+ 1).	(7.26)
При экстракции U (VI) 100%-ным ТБФ из 1 М HNO3 Z>u = 20, а для продукта деления лантана Dl3 = 0,07. Если экстрагировать при соотношении фаз 0,5 в соответствии с (7.2а) и (7.3), фи = 0,909 (Еи = = 100, фи = 90,9%) и фьа = 0,034 (Eta 3,4%). Эти результаты могут быть неудовлетворительными с точки зрения как выхода, так и чистоты урана.
Выход можно увеличить, повторяя операции экстракции одной и той же водной фазы (многоступенчатая экстракция с одной стационарной фазой или перекрестная экстракция). Для п таких экстракций
<Рп = (Р + 1)-"-	<7-4)
Предположим, что для данного примера п = 3, тогда <рз,и = 0,00075, т. е. для трех объемов органической фазы, взятых вместе, Еи = = 100 (1 — (рз.и) = 99,92%. Однако для лантана срз.ьа = 0,902, т. е. Eta = 9,8%. Хотя выход урана высокий, такое содержание в нем лантана может быть недопустимым.
Чтобы получить и высокий выход, и высокую степень чистоты в таких условиях, нужен более сложный метод. Описано много таких периодических лабораторных методов, в которых попеременно используются свежий органический (экстракция) и водный (промывка) растворы. Экстракцию проводят или с батареей испытательных трубок (или делительных воронок), или в специальном многоступенчатом аппарате.
В промышленности предпочтительны непрерывные процессы, в которых наиболее обычным и простым экстракционным аппаратом является смеситель-отстойник (рис. 7.7, а). Этот тип экстрактора применяется и в лабораториях, занимающихся разработкой технологии. В урановой промышленности один смеситель-отстойник может вмещать до 1000 м 3 раствора. Смесители-отстойники, каждый из которых близко соответствует одной ступени идеальной экстракции, собирают в батареи, содержащие какое-либо число ступеней. В этих батареях водная и органическая фазы движутся противотоком друг к другу (рис. 7.8).
Для противоточного процесса экстракции, периодического или непрерывного, находим, что для стационарного состояния и для п ступеней
cpn = (Р - 1)/ (Р^1 - 1)	(7.5)
при условии, что Р — постоянно на всех ступенях. В пашем примере для 0 = 0,5 (отношение органической фазы к водной) и п = 3 получаем Ей = 99,91% и Eta = 3,5%; следовательно, почти такой же выход урана, что и прежде, но при несколько более низком содержании лантана по сравнению с методом перекрестной экстракции. Со-238
Рис. 7.7. Экстракционные аппараты различных типов:
а — смеситель-отстойник для непрерывной экстракции. Органическая и водная фазы движутся под действием гравитации и подаются насосами в смесительную камеру. Смесь перемещается в отстойную камеру, где под действием гравитации происходит расслаивание двух фаз, которые выводятся из камеры сверху и снизу. Для регулирования высоты поверхности раздела фаз в отстойной камере используется гидростатическое колено на выходе водной фазы (/ — водная фаза; 2 —отбойные перегородки; 3 — органическая фаза; 4 — насос-мешалка; 5 — отстойная камера; 6 — регулирование поверхности раздела фаз); б — орошаемая колонна. Колонна может быть заполнена насадками, иметь отбойные перегородки или ситчатые тарелкн и т. п., чтобы улучшить эффективность разделения (/, 4 — ввод и вывод легкой фазы; 2, 5 — ввод и вывод тяжелой фазы; 3 — поверхность раздела фаз); в — пульсационная колонна с ситчатыми тарелками. Расслаивание фаз происходит в каждой секции между тарелками: тяжелая фаза отсасывается вниз через отверстия в ситчатой тарелке, а легкая фаза движете ч через отверстия вверх под действием пульсации (/ — пульсатор; 2, 7 — ввод и вывод легкой фазы; 3 — исходный раствор; 4, 9 — ввод н вывод тяжелой фазы; 5 — отстойная камера; 6 — сдувка; 8 — уравнительное колено; 10 — обратный клапан; II — вал; /2 —тарелка; 13 — распорка); г — трубчатый жидкостный центробежный экстрактор: 1,3 — ввод и вывод легкой фазы; 2, 7 — ввод и вывод тяжелой фазы; 4 — разделительная камера; 5 — отбойные перегородки; 6 — смесительная камера
держание примеси можно снизить изменением процесса экстракции (рис. 7.9) таким образом, чтобы экстракционные батареи содержали п ступеней экстракции с коэффициентом экстракции Рх и т — 1 ступеней промывки с коэффициентом экстракции Р2. Тогда
P1-DW-1)
Фт’П (PJ + 1 —	)
239
при Pi = Р2 выражение принимает вид: рт— 1
В последнем случае, используя три ступени экстракции и одну ступень промывки, находим для нашего примера Ей = 99,9% и Eta = = 0,12%. Таким образом, и высокий выход, и высокая степень чис-
Рис. 7.8. Экстракционная батарея противоточных смесителей-отстойников. Ценный металл экстрагируется из исходного водного раствора в органическую фазу в трех ступенях экстракции (Е1—£3) и реэкстрагируется в водный раствор реэкстрагента в двух ступенях реэкстракции (SI—S2)
тоты урана достигается с помощью метода противоточной экстракции с вводом исходного раствора в центральную часть процесса. Этот метод широко используют в производстве урана, переработке ядерного топлива и в процессах разделения трансурановых элементов. Поскольку условия выбирают таким образом, чтобы получить высокий (» 1)
Орга-ни-~ чес-кий ___________________________
экстра-\додный	Исходный
ге/1ГП Урасринат водный раствор
Промывка т-1 ступеней Орга- , чес-кий
 Экстракция
пнп-1		—	•*- 		т+1	т	т-1		—	2	1
промывной I Ракт раствор
Рис. 7.9. Противоточная жидкостная экстракция с п ступенями экстракции и tn ступенями промывки
коэффициент распределения для выделяемого продукта и низкие («:1) для примесей (например, продуктов деления), часто получают высокую степень чистоты и хороший выход продукта при относительно небольшом числе ступеней (т + п — 1 < 10).
Цель промывки — очистка выделяемого металла от примесей и ее не следует путать с реэкстракцией, цель которой — перевод выделяемого металла из органической фазы в новую водную фазу. Однако 240
реэкстракцию можно проводить таким образом, чтобы повысить степень очистки. Если после экстракции не требуется дополнительная очистка, то органическую фазу можно отгонять, оставляя металл в виде чистого твердого соединения. Этот метод можно использовать для систем, в которых применяется гексон, но не для систем с ТБФ, так как последний разлагается с образованием фосфорной кислоты.
Еще одним требованием, которое промышленность предъявляет к экстракционным процессам, является высокая пропускная способность, которая означает высокие концентрации растворенных веществ в водных и органических растворителях («высокая степень насыщения)». Коэффициент экстракции Р (или коэффициент распределения может тогда изменяться от ступени к ступени. Очень сложным в этом случае становится расчет числа ступеней, отношений потоков и т. п., необходимых для получения желаемого продукта. Однако для одного растворенного вещества эту задачу легко решить графически с помощью диаграмм Мак-Кеба—Тиле (рис. 7.10).
Экстракционное оборудование. Наименее обычной частью — с химико-технологической точки зрения — завода по переработке является экстракционное оборудование, хотя метод экстракции становится все более распространенным в химической промышленности. Принцип работы экстрак-
0	0,7 0,2 0,3 Ofr 0,5 х
Сн, води
Рис. 7.10. Изотерма распределения и диаграмма Мак-Кеба — Тиле для трехступеичатого противоточного процесса экстракции. В исходном растворе См=х0. После достижения равновесия п разделения в первой ступени смссптеля-отстонппка выходящий органический экстракт содержит См, opt ==«/1, а рафинат См, Подп=Х|. Так как наклон рабочей линии равен отношению скоростей потоков водной и органической фаз (0—1), экстракт и рафинат, выходящие со второй ступени, будут иметь состав у2 и х2 соответственно, а выходящие с третьей — у2 и Хз. В примере выход экстракта равен (хо—х3)/л'о«93%. D уменьшается с 1,37 в первой ступени до 1,80 в третьей
ционных аппаратов показан на рис. 7.7, а; аппарат имеет секцию смешения для эффективного распределения материалов между фазами и отстойную секцию для эффективного разделения фаз. При непрерывной противоточной экстракции ступени соединяются пу-
тем приведения в контакт выходящего из ступени экстракта со свежим раствором, имеющим наибольшую концентрацию растворенного вещества (см. рис. 7.8). Смесители-отстойники обеспечивают хорошее смешение и довольно хорошее расслаивание фаз, но при довольно большой удерживающей способности.
Экстракционные аппараты, применяемые в переработке ядерного топлива, должны быть высоконадежными и иметь высокий КПД ступени, короткое время контакта фаз, низкую удерживающую способность (или задержку дисперсной фазы), легко дезактивироваться и быть
241
Легко управляемыми в эксплуатации. Высокая надежность обычно означает простую конструкцию и малое число (или отсутствие) движущихся частей. Этому требованию удовлетворяют насадочные колонны. Они представляют собой просто высокие колонны (часто высотой 10—20 м и диаметром 0,3—3 м), заполненные небольшими кусками материала, препятствующими прямому потоку жидкости через колонну, который осуществляется под действием гравитации (см. рис. 7.7, 6). Однако высокий КПД ступени требует механического перемешивания двух фаз и чистого расслаивания фаз, что в насадочных колоннах осуществить невозможно.
В пульсационных колоннах (см. рис. 7.7, в) механическое перемешивание обеспечивает хорошее смешение, но плохое расслаивание фаз. Каждая тарелка имеет отверстия. Расслаивание органической и водной фаз происходит между тарелками («отстойные камеры»). При пульсационном движении вниз (амплитуда <1/4 расстояния между тарелками) водная фаза проталкивается через отверстия тарелок с образованием капель, которые под действием гравитации падают через более легкую органическую фазу и коалесцируют, когда достигают поверхности раздела фаз. При сообщении пульсации жидкости в колонне снизу образуются капли органической фазы, которые падают через водную фазу до тех пор, пока не достигнут поверхности органической фазы.
Расслаивание фаз в батарее смесителей-отстойников или в колонне обычно не превышает 98%, т. е. каждая выходящая фаза содержит несколько процентов унесенных капель другой фазы. Эту эффективность расслаивания можно повысить почти до 100%, используя центробежные экстракторы (см. рис. 7.7, г). Центробежные экстракторы обеспечивают хорошее смешение и хорошее расслаивание фаз при очень небольшой удерживающей способности. В центробежных экстракторах можно достичь значительно более короткого времени контакта органической и водной фаз, чем в смесителях-отстойниках или колоннах, что позволяет максимально уменьшить разложение реагентов под действием излучения.
Насадочные колонны использовались на первом заводе в Уинд-скейле (Великобритания), пульсационные колонны — на Ханфорд-ском заводе, заводе фирмы «Ньюклеар фьюэл сервисиз» (США) и на заводе фирмы «Еврокемик» в Моле (Бельгия), смесители-отстойники применяют на заводе в Саванна-Ривере (США), втором заводе в Уиндскейле и на м. Аг (Франция). Центробежные экстракторы установлены на заводе в Саванна-Ривере и на заводе на м. Аг. Их предполагают устанавливать и на более новых заводах.
Схема пьюрекс-процесса. Распределение урана, плутония и некоторых продуктов деления между 30%-ным раствором ТБФ в керосине и водными растворами с различной концентрацией показано на рис. 7.11. Для всех концентраций HNO3 DSr и DCs < 0,01. При высокой концентрации HNO3 экстрагируются Pu (IV), Ри (VI) и U (VI) и очень мало продукты деления. При низкой концентрации HNO3 значение D для актиноидов во всех валентных состояниях «1, и, следовательно, четырех- и шестивалентные актиноиды реэкстрагируются 242
Рис. 7.11. Распределение форм актиноидов и Eu (III) между 30%-ным раствором ТБФ в керосине и водным раствором
HNO3
из органической фазы разбавленной азотной кислотой.
Типичная технологическая схема пьюрекс-процесса показана на рис. 7.12. В цикле разделения в первой колонне из ~6 М HNO3 в органическую фазу (керосин—ТБФ) совместно экстрагируются >99,5 % U и Ри, при этом ~99% продуктов деления остается в водном рафинате. В колонне разделения урана и плутония плутоний восстанавливают в трехвалентное состояние раствором, содержащим сульфамат железа (II), плутоний реэкстрагируется в новую
водную фазу и направляется в систему очистки плутония. Уран, который в виде U (VI) остается в органической фазе, реэкстраги-руют разбавленной HNO3 в третьей колонне. После концентрации
выпариванием его направляют в систему очистки урана.
Система очистки урана включает два цикла экстракции—реэкстракции. Следы плутония удаляют с помощью восстановления, предпочтительно U (IV):
U4+ + 2Pu4+ + 2Н2О -> UQ2+ + 2Pu3+ + 4Н+.
На более новых заводах в качестве восстановителя вместо сульфамата железа (II) используют U (IV), так как он обладает преимуществом в том отношении, что не вводит в процесс чужеродных веществ и его можно использовать в качестве общего восстановителя для окисленного плутония; U (IV) получают электролитическим восстановлением U (VI) в НС14 или H2SO4. В этих двух циклах экстракции удаляется более 95% продуктов деления и плутония, поступающих в эту систему. Получаемый концентрированный раствор урана пропускают через колонну, заполненную силикагелем, в результате чего удаляются остаточные продукты деления, в частности Zr — Nb.
Система очистки плутония содержит один цикл экстракции—реэкстракции. Плутоний окисляют NO2 и восстанавливают сульфаматом железа (II), как показано на рис. 7.11. Окончательной очистки плутония можно достичь дополнительными циклами экстракции ТБФ (в которых также удаляется уран) или какими-либо другими возможными методами. Для этой цели использовали твердые катиониты и аниониты (см. рис. 7.12). Конечные продукты —нитратные растворы урана и плутония.
243
Рис. 7.12. Технологическая схема пыорекс-процесса на заводе фирмы «Ныокле-ар фьюэл сервисна» в Уэст-Вэлли (США). Хотя завод закрыт, схема весьма наглядно представляет процесс:
/ — прием, обмывка и разгрузка контейнеров; 2 — храпение топлива в бассейне > 150 сут; 3 — разборка ТВС и резка; 4 — HNO3; 5 — отходящие газы, NO2, NO; 6 — раствор разбавленной HNO3 для промывки материала оболочек; 7 — аппарат для растворения; 8 — подача свежих растворов реагентов; 9 — куски оболочек; 10 — установка для отбора проб п осмотра материала оболочек; //—материал оболочек па захоронение; /2 — определение делящихся веществ в перерабатываемом топливе н подготовка исходною раствора для экстракции; 13— сборник конденсата; 14 — ТБФ из системы очистки экстрагента; /5 — исходный раствор, содержащий U и Ри; /6 — промывной раствор HNO3; /7 — экстракционнопромывная колонна; 18 — сбросной водный раствор, содержащий продукты деления; 19 — в систему концентрирования высокоактивных отходов; 20— органический экстракт, содержащий U и Ри; 21— ТБФ из плутониевого цикла; 22 — водный раствор IINO3, содержащий восстановитель; 23 — колонна разделения урана и плутония; 24—промывная колонна; 25 — водный раствор нитрата плутония на дальнейшую обработку; 26 — урансодержащая органическая фаза на рециркуляцию; 27 — урансодержащая органическая фаза; 28 — раствор 244
В процессе экстракции происходит радиолиз как водной, так и органической фазы, но воздействие излучения удается легче регулировать в водной фазе. Излучение вызывает разложение ТБФ на низшие фосфаты и бутиловый спирт. Главные продукты разложения ТБФ — дибутилфосфат [ДБФ, (С4Н9О)2РООН] и монобутилфосфат [МБФ, С4Н9ОРО(ОН)2], которые образуют прочные комплексы с многими продуктами деления, а также с плутонием. По мере образования этих продуктов радиолитического разложения ТБФ падает эффективность очистки и возрастает унос делящихся материалов с водными сбросными растворами. Экстрагент перед возвратом в процесс подвергают очистке для удаления продуктов разложения, например, промывкой раствора ТБФ последовательно Na2CO3, NaOH и разбавленными растворами кислоты.
На стадиях очистки образуются азотнокислые растворы, содержащие небольшие количества актиноидов и продуктов деления. Эти растворы выпаривают в целях концентрации ионов металлов и возвращают в процесс. Азотную кислоту регенерируют из конденсатов и возвращают в процесс. Избыток HNO3 можно разложить формальдегидом. Концентрированные растворы продуктов деления направляют в водный рафинат первого экстрактора цикла разделения, который содержит >99% продуктов деления. Этот раствор представляет собой высокоактивные жидкие отходы (ВАО). Все другие жидкие отходы можно разделить на отходы среднего уровня активности (САО) и низкого уровня активности (НАО). Обработка отходов рассмотрена ниже.
Технические аспекты и безопасность эксплуатации заводов по переработке. Все операции на заводе по переработке должны проводиться в соответствии с требованиями обеспечения ядерной безопасности и защиты производственного персонала и окружающей среды от воздействия излучений или радиоактивного загрязнения. Поэтому все оборудование на заводе по переработке ядерного топлива имеет размеры, безопасные с ядерной точки зрения, например, кольцевые резервуары для хранения жидких продуктов вместо обычных резервуаров, или содержит поглотители нейтронов. Все оборудование в цехах предварительной обработки топлива, химического разделения и обработки отходов изготовлено из нержавеющей стали и установле-
HNO3 для рсэкстракции урана; 29 — рсэкстракцпонпая колонна; 30 — экстрагент п систему очистки; 31 — водный раствор уранил-нптрата на дальнейшую обработку; 32 — концентрированная азотпая кислота для корректировки состава исходного раствора; 33 — бак для подготовки исходного раствора; 34—водный раствор ураннл-пнтрата и* цикла разделения; 35 — в систему регенерации азогноГг кислоты; 36 — промывной раствор разбавленной IINOv, 37 — приемный бак выпарного аппарата; 38 — конденсат, 39 — на рециркуляцию или в отходы; 40 — промывной раствор HNO3; -// — силикагелевая очистка; 42 — раствор щавелевой кислоты для регенерации силикагеля; 43 — регенерационный раствор в отходы; -/-/ — промывной раствор; 45 — в выпарной аппарат для раствора урана; 46 — хранение уранового продукта; 47 — водный раствор нитрата плутония hi цикла разделения; 48 — раствор IINO, и NaNO, для корректировки состава исходною раствора; 49 — плутопнйсодержащпй органический экстракт; 50 — органический промывной раствор; 51- водный раствор нитрата плутония; 52 —ТБФ в цикл разделения; 53 — бак для подготовки исходною раствора для ионообменной очистки; 54 — HNOi; 55 — NaNO,; 55 — 7,2 М раствор IINO5 для регенерации смолы; 57—промывной 7,2 м'раствор IlNOii 58 — вымывающий 0,G М раствор IINOv. 59 — апиовообменная колонна; 60 — промывной раствор в бак подготовки исходною раствора; 5/— очищенный водный раствор пнтрата плутония; 62 — регенерирующий раствор; 63 — выпарной аппарат для раствора нитрата плутония; 5-/— плутониевый продукт; 65 — хранение плутониевого продукта; 66 — катиопообменпая очистка; 57 — в цикл рсэкстракции плутония; 68—в выпарной аппарат для иизкоактнвных отходов
245
но в бетонных камерах со стенами толщиной до 2 м. Все операции проводят в герметичных камерах под разрежением по сравнению с помещениями для персонала.
В случае выхода оборудования в радиоактивной зоне из строя можно провести следующие три мероприятия: заменить оборудование
Рис. 7.13. Разрез здания первого завода по переработке в Ханфорде (США): 1 — коридор подготовки растворов реагентов; 2 — помещение пульта управления; 3 — камера подготовки исходного раствора; 4 — краны для дистанционного обслуживания каньона; 5 — каиьон с техническим оборудованием; 6 — трубный коридор; 7 — аналитическое отделение
дистанционными методами, переключить процесс на резервное оборудование или отремонтировать оборудование после дезактивации по принципу непосредственного доступа персонала.
Первоначально заводы строились по принципу полностью дистанционного обслуживания или полностью непосредственного обслуживания. Заводы в Ханфорде (США) были рассчитаны на дистанционное обслуживание (рис. 7.13). Все оборудование установлено в большом каньоне, трубы находятся в параллельном коридоре. Оборудование можно заменять с помощью мостового крана, управляемого из помещения с защитой; вышедшее из строя оборудование перемещается в специальное помещение для дезактивации и ремонта или в место захоронения оборудования. В соответствии с этим принципом можно использовать оборудование химического завода обычного типа, хотя н реконструированное для дистанционной замены. Особое значение имеют хорошие дистанционно разъемные соединительные устройства для труб, электрических кабелей и т. п.
Один из важных вариантов этой концепции используется, например, на заводе «Эурекс» (Италия), где оборудование установлено в одноразмерных (стандартных) стойках, которые имеют одинаковые 246
СбеДийительНые зажймы, установленные в одинаковом положении. Эти стойки можно заменять дистанционно, например стойку с фильтром можно заменять стойкой с фильтрующей центрифугой. Это обеспечивает большую гибкость и облегчает обслуживание, но требует больших затрат при технологическом проектировании.
Рис. 7.14. Общая схема размещения оборудования на заводе по переработке фирмы «Бритиш ньюклеар фыоэлз лимитед» в Уиидскейле (Великобритания): / — ремонтно-транспортные коридоры плутониевых камер; 2 — камера очистки Ри; 3 — камера средней активности; 4 — внешнее помещение камеры высокой активности; 5 — внутреннее помещение камеры высокой активности; 6 — загрузочная машина; 7 — скрубберная машина; 8 — камеры с аппаратами для растворения; 9 — камера разделения потоков средней активности; /0 — помещение фильтров для «красного» воздуха; // — камера очистки эстрагеита; /2 — ремонтно-транспортный коридор; 13 — фильтровальная; /-/ — камера очистки U; /5 — насосная; 16 — камера низкой активности; /7 — камера выпаривания; 18 — пристройка
Завод в Уиидскейле (Великобритания) рассчитан на эксплуатацию без технического обслуживания, что на'практике означает непосредственное обслуживание (рис. 7.14). На этом заводе использованием сварных соединений и исключением движущихся частей обеспечена минимальная возможность аварий всех видов, обычных на химических заводах. Таким образом, здесь нет текущей арматуры, забитых клапанов или вышедших из строя насосов. Все сварные соединения тщательно контролируют с помощью ультразвука или метода радиогра-
247
фии. В основных аппаратах предпочтительно используется движение самотеком. Радиоактивные растворы транспортируются газо- (обычно паро-) струйными насосами, эрлифтами или под действием вакуума. Уровни и объемы жидкостей измеряют дифференциальными манометрами и взвешиванием. Образцы для анализа отбирают дистанционно и анализируют в защитных или перчаточных боксах в зависимости от их активности за пределами камеры (на будущих, более совершенных заводах будут, по-видимому, применять поточные методы анализа).
Даже системы такого рода могут выходить из строя, поэтому в параллельно расположенных камерах установлено резервное оборудование. Пока процесс проводят в запасном оборудовании, неисправное оборудование должно быть отремонтировано. Для этого необходима эффективная дезактивация оборудования как изнутри, так и снаружи. Все это должно быть предусмотрено в первоначальном проекте завода. Когда уровень излучения снизится в достаточной степени, ре-монтный персонал может приступать к замене оборудования. Этот проект требует деления завода на большое число камер, чтобы обслуживающий персонал был защищен от излучения соседних действующих камер. Однако опасность переоблучения обслуживающего персонала на заводах, построенных по принципу непосредственного обслуживания [завод фипмы «Ньюклеар фьюэл сервисиз» (США) и завод в Тара-пуре (Индия)], существует.
Дистанционное обслуживание требует больших затрат, но более безопасно для обслуживающего персонала и желательно с точки зрения непрерывности операций, так как замену оборудования можно проводить быстро, в связи с чем перерыв в работе относительно невелик. Современная робототехника автоматов последовательно упрощает дистанционное обслуживание.
7.6.	ПЕРЕРАБОТКА ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
В настоящее время промышленных заводов по переработке топлива реакторов на быстрых нейтронах нет. Хотя в течение последних десятилетий во многих странах (особенно в Великобритании и США) проводились широкие научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы, ожидается, что основной опыт в ближайшем будущем будет накапливаться во Франции, ФРГ, Японии и Великобритании.
В системе реактора-размножителя образуется небольшой избыток делящегося материала в пределах 10—30%. Развитие ядерной энергетики с использованием реакторов на быстрых нейтронах, по всей вероятности, столкнется с недостатком делящегося материала. Поэтому возникает настоятельная необходимость возможно более эффективного использования топлива в реакторе (т. е. достижения большой глубины выгорания) и уменьшения количества делящегося материала во внешнем топливном цикле, т. е. использования короткого времени выдержки и быстрой переработки топлива и изготовления новых ТВС. Высокое выгорание делящегося материала обусловливает большое 248
количество продуктов деления в ТВС активной зоны, приводя к образованию сплавов полублагородных металлов с продуктами деления, нерастворимых в кипящей азотной кислоте. Этот нерастворимый материал состоит из частиц Ru, Rh, Тс, Мо и Pd размером 1 — 15 мм. В соответствии с современными представлениями такие металлические частицы содержат пренебрежимо малые количества урана и плутония, поэтому их можно отфильтровывать и рассматривать как высокоактивные твердые отходы; если позднее будет признана целесообразность переработки подобных отходов, их можно будет растворять в смеси HNO3 и HF.
В настоящее время экономически целесообразным можно считать период выдержки топлива реакторов на быстрых нейтронах около 6 мес. Это соответствует мощности остаточного тепловыделения 1 МВт и уровню у-излучения около 2 • 1017 МэВ/c на 1 т топлива (соответствующая цифра для облученного топлива реакторов LWR 4 • 1015 МэВ/c на 1 т топлива после выдержки в течение 5 лет). Если смешивать растворы топлива активной зоны с высоким выгоранием и топлива зоны воспроизводства с низким выгоранием, то можно использовать тот же пьюрекс-процесс, который применяют в переработке топлива реакторов LWR. Высокие уровни излучения потребуют усовершенствования процесса переработки (например, более короткого времени контакта фаз) и дополнительных мер предосторожности для предотвращения возможности аварийного облучения.
Содержание актиноидов в топливе быстрых реакторов выше, что требует дополнительных мер предосторожности, чтобы исключить возможность достижения критических условий. Для обработки отходов можно использовать те же методы, а выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду будут примерно такими же, как и при переработке топлива реакторов LWR.
7.7.	ПЕРЕРАБОТКА ТОРИЙСОДЕРЖАЩИХ ТОПЛИВ
В настоящее время представляют интерес торийсодержащие топлива типа применяемого в высокотемпературных реакторах с газовым теплоносителем (HTGR); в будущем, возможно, приобретут значение торийсодержащие топлива, которые будут использоваться в тяжеловодных реакторах и реакторах на расплавленных солях. В твэлах HTGR частицы сырьевого материала ThO2 и частицы делящегося материала 235UO2 или 233UO2 включены в графитовую матрицу отдельно (см. гл. 6). На рис. 7.15 показаны различные стадии переработки топлива HTGR.
Облученные графитовые твэлы измельчают механическим способом и сжигают, чтобы удалить графитовую матрицу и покрытие топливных частиц из пиролитического углерода. Растворение позволяет разделить частицы делящегося и сырьевого материалов, поскольку частицы делящегося материала имеют покрытие из карбида кремния, которое остается неповрежденным во время сжигания и растворения, тогда как покрытия частиц сырьевого материала пз пиролитического угле-549
рода удаляются в процессе сжигания и остается окисный топливный материал, который затем растворяют в растворе HNO3 и F". Раствор осветляют и корректируют его кислотность до уровня, требуемого для экстракции растворителем (см. ниже, пункт 1). Нерастворившийся осадок, получаемый в процессе осветления, сушат и классифицируют для дальнейшей обработки (см. ниже, пункт 2). Газы, отходящие из печи, проходят несколько стадий фильтрации, промывки и химической очистки для удаления
Материал покрытия SiC
унесенных летучих продуктов деления перед сбросом в атмосферу.
1. Процесс жидкостной экстракции типа «кислый торекс» используют для очистки и разделения и тория. Применяют три цикла экстракции. В первом цикле уран и торий экстрагируют одновременно из ~ 5 М HNO3 30%-ным раствором ТБФ и затем реэкстрагируют в водную фазу. Во втором цикле уран и торий разделяют, регулируя условия экстракции с помощью
ЛА HNO3; уран экстрагируют и направляют в дополнительный цикл экстракции для конечной очистки, тогда как торий остается в потоке водного рафината. После концен-
гз5и I
Рис. 7.15. Блок-схема переработки топлива высокотемпературного реактора с газовым теплоносителем (HTGR)
трирования и анализа уран может быть использован для производства топлива. Частично очищенный торий концентрируют и направляют в хранилище.
2.	Отделенные в процессе предварительной обработки частицы делящегося материала с покрытием из карбида кремния подвергают механическому измельчению в целях извлечения топлива и сжигают, чтобы удалить углерод и окислить топливный материал; золу растворяют для отделения топлива и продуктов деления от материала покрытия. Затем 23oU отделяют от продуктов деления методом жидкостной экстракции, используя технологическую схему пыорекс-процесса. Для дезактивации и очистки урана в двух циклах экстракции — реэкстракции используют 3—5%-ный раствор ТБФ в инертном разбавителе. В промывной раствор, подаваемый в экстрактор, добавляют сульфамат железа (II) для восстановления небольшого количества плутония, присутствующего в растворе, в неэкстрагируемое трехвалентное состояние. В результате плутоний остается в водном рафина-250
те. После двух циклов экстракции уран выпаривают и пропускают через колонну с силикагелем для удаления последних следов продуктов деления.
В процессах предварительной обработки и жидкостной экстракции образуются различные сбросные растворы. Большая часть продуктов деления находится в водных рафинатах первого цикла экстракции. Эти высокоактивные жидкие отходы концентрируют выпариванием и обрабатывают как отходы пьюрекс-процесса. Отходы среднего уровня активности выпаривают, чтобы уменьшить их объем, и направляют в резервуары на хранение.
В ходе этого процесса встречаются трудности химического и ядерного характера. Цепочка распадов 233Th-> 233U проходит через образование 233Ра с периодом полураспада 27 сут. Для полного превращения всего 233Ра в 233U облученное топливо необходимо выдерживать примерно около года. В облученном топливе содержится значительное (около 1/2000 количества 233U) количество долгоживущего 231Ра; протактиний усложняет химию переработки и представляет значительную опасность в отходах.
Выделенный 233U будет содержать 232U, образующийся по реакциям, указанным на рис. 6.17. Так как период полураспада 232U довольно мал, а продукты его распада имеют еще более короткие периоды полураспада, в 233U со временем будут накапливаться у-излучатели, что будет значительно усложнять его дальнейшую обработку. Так как первым продуктом распада является 228Th, в твэлах будет образовываться некоторое количество тория, загрязняя также 232Th этим изотопом. Таким образом, ни 233U, ни 232Th, получаемые в результате переработки, не будут свободными от у-активности, каким бы хорошим не было первоначальное отделение этих изотопов от продуктов деления .
7.8.	ОТХОДЫ ОТ ПЕРЕРАБОТКИ
В процессе переработки образуются самые разнообразные отходы, которые можно классифицировать по категориям в соответствии со схемой рис. 7.16. Количество отходов каждой категории на заводе производственной мощностью 1500гП/год приведено в табл. 7.8. Эти отходы обрабатывают в пределах завода и пе сбрасывают в окружающую среду. Заводы по переработке значительно отличаются друг от друга, поэтому и количества образующихся отходов, особенно в категориях жидких отходов средней и низкой активности, неодинаковы. В данном разделе будут кратко рассмотрены различные отходы, образующиеся на заводе по переработке, и методы их обработки.
Газообразные отходы. Газообразные отходы образуются главным образом в ходе операций резки и растворения топлива. В современной практике летучие радионуклиды сбрасывают после промывки едким натром в трубу. Промывка едким натром позволяет удалить из газов кислотные окислы азота, которые переводят в азотную кислоту и возвращают в аппарат для растворения.
251
Наиболее опасные летучие компоненты — иод и рутений. В аппарате для растворения улетучивается (главным образом в виде I2, HI и НЮ) более 95% иода. Большая часть его улавливается в скруббере для отходящих газов. Эти и другие иодсодержащие газы улавливаются фильтрами, содержащими пропитанный нитратом серебра цеолит, и/или фильтрами с древесным углем, пропитанным иодистым калием; фильтры этих двух типов размещают после скруббера. Эти методы позволяют удерживать на заводе >99,5% иода.
Рис. 7.16. Происхождение различных категорий отходов па заводе по переработке:
/ — газы, отходящие из прссс-ножниц; 2 — газы, отходящие из аппарата для растворения; 3 — технологические сдувки; 4 — вентиляционный воздух; 5 — газообразные отходы; 6 — рафинат 1-го цикла экстракции; 7 — концентрированные среднсактнвпые жидкие отходы; 8 — высокоактивные жидкие отходы; 9 — промывные растворы из скрубберов отходящих газов; 10 — промывные растворы из системы очистки воды бассейнов-хранилищ; // — растворы от дезактивации транспортных контейнеров и технологическою оборудования; 12 — водные растворы от промывки экстрагента; 13 — жидкие отходы, образующиеся в ходе технического обслуживания; 14 — лабораторные жидкие отходы; 15 — кубовый остаток выпарного аппарата для ннзкоактнвных отходов; 16 — срсдпсактивныс жидкие отходы; 17 — конденсаты выпарных аппаратов; 18 — конденсаты отходящих газов; 19 — ппзкоактивпые жидкие отходы; 20— материал оболочек и пыль; 2/— отфильтрованный при осветлении исходного раствора осадок; 22 — высокоактивные твердые отходы; 23 — фильтры, ионообменные смолы, силикагель из системы очистки воды бассейнов; 24 — фильтры; 25 — горючие отходы; 26— негорючие отходы; 27 — зола и пыль из аппарата для фторирования; 28 — цеолиты; 29 — вышедшее из строя оборудование; 30 — демонтированное оборудование; 31 — средне- и пнзкоактнвные твердые отходы; 32 — отработавший экстрагент; 33 — промывные растворы для разбавления; 34 — органические отходы
Рутений образует в аппарате для растворения RuOj, который почти полностью удерживается в описанной системе очистки газов. В качестве дополнительной меры для улавливания RuO4 на некоторых заводах используют фильтр из стальной ваты (после регенерации азотной кислоты из окислов азота).
Радиоактивный ксенон полностью распадается после 1 года выдержки, но криптон содержит 85Кг с периодом полураспада 10,7 года. Этот изотоп образуется в значительном количестве и, хотя обычно его сбрасывают в атмосферу, в настоящее время это больше неприемлемо. Описано много процессов удаления криптона. Криптон в сухом чистом воздухе довольно эффективно улавливается фильтром из дре-252
Таблица 7.8. Количество различных отходов, образующихся на заводе мощностью 1500 т U/год; выдержка около 3 лет
(по данным МАГАТЭ, 1977 г.)
Газообразные отходы: Т	0,9 МКи
14С	1000 Ки
85Кг	13 МКи
129J	60 Ки
Жидкие отходы, м3/год:	
высокоактивные, концентрированные	700
среднеактивные	<7000
низкоактивные	150 000
Твердые отходы, м3/год:	
высокоактивные (материал оболочек)	600
отходы средней и низкой 0-, у-активности	3000
отходы средней и низкой а-активности	100
Органические жидкие отходы, м3/год	900
весного угля при низкой температуре; однако из-за опасности взрыва (в результате реакции между образующимся в результате радиолиза озоном и углеродом) предпочтение отдают конденсации жидким N2 (криптон кипит при —153° С) с последующей фракционной перегонкой. Этот процесс позволяет удалять >99% 85Кг. Криптон можно хранить для снижения активности в баллонах высокого давления.
Хотя при переработке топлива выделяется значительное количество трития, до последнего времени это не вызывало большого беспокойства. Тритий выделяется в виде Т2 при резке твэлов и в виде НТО в аппарате для растворения, где растворяется >90% всего образовавшегося трития. Если Т2 можно улавливать (особенно если проводить резку в токе воздуха), то извлечение НТО, образующегося в аппарате для растворения, потребовало бы значительных затрат. В тех местах, где его нельзя сбрасывать в окружающую среду, предложено улавливать тритий до растворения. В одном из таких процессов, получившем название «волоксидация», разрезанное на куски топливо перед растворением обрабатывают кислородом при 450—700° С. Обра зуется тритированная вода, которая должна быть относительно сво бодной от обычной воды и, следовательно, занимать значительно меньший объем, чем тритированные отходы на существующих заводах по переработке. Такая термоокислительная обработка позволяет уловить ~99% трития, содержащегося в непереработанном топливе, тогда как более обычным методом на заводе, как полагают, можно уловить ~90% образующегося трития.
14С образуется по реакции 14N (и, р)14С, в которой участвуют атомы азота, содержащегося в ТВС. Выделяется он главным образом в виде СО2 при растворении. Хотя образуется лишь небольшая часть [~1 Ки на 1 ГВт (эл.) • год на каждый 0,0001 % азота в топливе], его сброс в окружающую среду, который, по расчетам, составит к 2000 г. ~0,1 МКи/год, может сделать вклад в дозу облучения, обусловленную работой предприятий замыкающей части топливного цикла, преобладающим. В настоящее время 14СО2 сбрасывают в атмосферу, но
253
ИМеЮТсй Методы его улавлйвайия. По всей вероятйостй, в койечйом итоге его будут улавливать в виде СаСО3 с удержанием ~80%.
По расчету, с завода по переработке топлива водо-водяных реакторов мощностью 1500 tU/год в окружающую среду будут сбрасываться следующие примерные количества летучих газов: Т ~ 105, 14С ~ ~ 10г, 8бКг ~ 10е и 1311 ~ 0,2 Ки/год. В этом расчете использованы опубликованные коэффициенты улавливания.
Жидкие отходы. Высокоактивные жидкие отходы, образующиеся в пьюрекс-процессе, содержат >99,5% продуктов деления в ~1 М растворе HNO3. Перед перекачкой в резервуары-хранилища их концентрируют до различных конечных объемов в зависимости от времени выдержки и выгорания топлива. При выдержке в течение 1 года высокоактивные отходы можно концентрировать только до ~1 м3/т переработанного урана (при концентрации продуктов деления ~35 г/л), а при 10-летней выдержке — до 0,2 m3/tU (при концентрации продуктов делен и я~ 180 г/л).
Жидкие отходы среднего уровня активности образуются по существу в результате выпаривания различных растворов, образующихся в ходе процесса химического разделения, например промывных растворов из системы очистки экстрагента, из системы очистки отходящих газов, конденсатов, образующихся при концентрировании растворов продуктов, и т. п. Они могут содержать до 0,2% урана и плутония. Уровень активности обычно <1 Ки/л (среднее значение 0,1 Ки/л). Эти растворы могут также содержать значительное количество твердых веществ (например, NaNO3, железа и т. п.). Отходы этой категории можно нейтрализовать и хранить в стальных резервуарах на территории завода по переработке.
Жидкие отходы активностью <0,01 Ки/м3 образуются в результате многих операций; такие отходы относят к категории низкоактивных. Некоторые из этих отходов можно очищать до уровня, позволяющего сбрасывать их непосредственно в окружающую среду; например, на заводе по переработке в Уиндскейле в 1976 г. в Ирландское море было сброшено f-активных отходов ~ 180 000 Ки (61% допустимого количества) и a-активных отходов ~1600 Ки (27% допустимого количества). Другие отходы очищают методами флоккуляции, ионного обмена, сорбции и другими аналогичными методами. После очистки жидкость можно удалять или возвращать в заводской процесс. Обычно практикуют концентрирование жидких радиоактивных отходов до более высокого уровня активности следующей категории отходов, так как объемы жидких отходов уменьшаются в следующей последовательности: HAO > CAO > ВАО. Таким образом, в принципе три вида отходов сводят к двум (высокоактивным и среднеактивным) и очищенным сточным водам. Среднеактивные отходы и остатки от очистки низкоактивных отходов обрабатывают как отходы АЭС, т. е. их концентрируют и включают в бетон или битум (см. гл. 6). В прибрежных районах практикуют сброс низкоактивных отходов в море. Наибольшую опасность представляют 90Sr, 137Cs, lo6Ru и Т, а также актиноиды.
С завода в Уиндскейле в Ирландское море сброшено более 100 кг Pu. Однако >95% этого плутония сразу же выпало в осадок в форме 254
гидроокиси, а оставшаяся часть остается растворенной в форме ор.. нических или неорганических комплексов. Измеренные концентрации плутония в жидкой форме <10-e М. Длительного накопления плутония в животных не происходит. Морские организмы на аттоле Бикини (где при подземных испытаниях ядерного оружия были высвобождены огромные количества плутония) получили значительно меньшую дозу излучения от плутония, чем от природного полония.
Рис. 7.17. Хранение низко- и средпеактивных отходов (СССР):
/ — бетонная степа; 2 — бетономешалка; 3 — отходы; 4 — залитые бетоном отходы
Твердые отходы. Высокоактивные твердые отходы образуются в аппарате для растворения. Материал оболочек, остающийся после растворения топлива, содержит продукты активации и небольшие количества нерастворенного топлива (<0,1%). Эти отходы можно прессовать, уменьшая их объем примерно в 5 раз. Этот метод на практике пока не применяют. Раствор топлива содержит взвешенные частицы нерастворенных сплавов полублагородных металлов (Ru, Rh, Mo, Pd и т. п.). Перед экстракцией этот раствор пропускают через фильтр или центрифугу. Раньше в США и СССР высокоактивные твердые отходы обычно помещали в защитные контейнеры, которые направляли на хранение в какое-либо сухое место. В будущем высокоактивные твердые отходы будут, по-видимому, удаляться из биосферы так же, как и отвержденные высокоактивные жидкие отходы.
Твердые отходы среднего и низкого уровня активности образуются в результате многих операций (см. рис. 7.16). Их подразделяют на
255
горючие и негорючие и на содержащие а-излучатели (в США к a-содержащим отходам относят отходы, содержание a-излучателей в которых превышает ЮнКи/г) и не содержащие их и обрабатывают отдельно друг от друга, когда возможно, чтобы уменьшить объем. Затем эти отходы фиксируют в битуме или бетоне. В некоторых местах их просто помещают в бочки и хранят в сухом недоступном для посещения помещении (рис. 7.17).
Органические отходы. Жидкие органические отходы состоят из отработанных смесей ТБФ и разбавителя из систем очистки органического растворителя и промывки разбавителем (керосином) водных сбросных растворов в целях удаления унесенного растворителя; помимо продуктов разложения ТБФ и разбавителя они содержат небольшие количества актиноидов (главным образом U и Ри) и продуктов деления (главным образом Ru, Zr и Nb).
Отходы этого типа сжигают или подвергают гидролизу и пиролизу с образованием неактивных углеводородов, которые отгоняют, и активной фосфорной кислоты, которую обрабатывают вместе с другими водными отходами.
7.9.	ДОЛГОВРЕМЕННОЕ ХРАНЕНИЕ ОТХОДОВ НИЗКОЙ И СРЕДНЕЙ АКТИВНОСТИ
На заводах по переработке стало обычной практикой хранить низкоактивные твердые отходы (а иногда и отходы более высокой активности) в траншеях, вырытых в грунте. Эти траншеи, обычно глубиной 5—8 м, иногда облицованы бетоном или просто имеют дно из гравия. Располагают их в сухих местах (например в пустынях, если они имеются) или изолированных районах с контролируемыми условиями грунтовых вод в отношении уровня, скорости и направления движения грунтовых вод от места захоронения к водным путям. Мощность дозы излучения удаляемого материала обычно не должна превышать 100 мбэр/ч на расстоянии 0,3 м или его удельная активность не должна превышать 10 мкКи/кг. Однако в некоторых местах этот уровень может быть в 10 раз выше или ниже. Когда траншея заполнится, ее засыпают примерно 3-метровым слоем земли, после чего мощность дозы излучения па поверхности обычно <1 мбэр/ч. Траншеи такого рода используют в США, Великобритании, Франции и других странах, где ежегодно удаляют десятки тысяч кубических метров отходов.
Так как некоторые нуклиды, содержащиеся в отходах, являются долгоживущими, то, если физическая защита этих отходов плохая, радиоактивные вещества в конечном итоге начнут проникать в грунтовую воду. Ионообменные свойства грунта позволяют удерживать эти радионуклиды в различной степени в зависимости от химии нуклида, состава почвы и грунтовой воды (рис. 7.18). Коэффициент удержания радионуклида RF определяется отношением
RF =	„ 1 -|- kd -ЛЛ	(7.8)
256
где vB — скорость грунтовой воды; ин — скорость переноса нуклида (которая должна быть <ув); Р — плотность грунта; е — пористость грунта (или доля пустот); kd — коэффициент распределения нуклида, определяемый как
Концентрация радионуклида на 1 кг грунта
«d = —“----------------------------------->	к * • У)
Концентрация радионуклида на 1 м3 воды
Скорость грунтовой воды определяется законом Дарси:
ив = kpHz,	(7.10)
где kp — проницаемость грунта; i — гидравлический градиент (разность уровней рассматриваемой грунтовой воды и поверхностной воды — приемника, деленная на расстояние). Типичные гидрологические
Рис. 7.18. Распределение радиоактивных продуктов, попавших в почву в результате утечки на заводе в Ханфорде (США). Почва представляет собой глину с ионообменными свойствами, покрытую песчаным гравием
характеристики грунта: kv = 10“5 м/с, i = 0,05 и е = 0,5, что дает скорость грунтовой воды 10-'5 м/с или 30 м/год.
Значения kd зависят от реальной химической среды. Для некоторых важных нуклидов в «обычном» грунте наблюдали следующие величины kd, м3/кг: С6Со ~ 0,04, 90Sr ~ 0,02, 137Cs ~ 0,3 и 239Рц ~ 1. Хотя эти значения типичны, тем не менее они являются специфическими для данного места. Если эти значения подставить в уравнение (7.8) при р = 1500 кг/м3 и е = 0,5, то соответствующие коэффициенты удержания будут равны примерно 60, 30, 450 и 1500 соответственно. Таким образом, удержание возрастает в следующем порядке: Sr<Co<Cs<Pu. При типичных гидрологических характеристиках грунта и расстоянии 300 м между местом хранения отходов, имеющим утечку, и водоприемником для достижения грунтовой водой приемника потребуется 10 лет. Для 90Sr потребуется 300 лет (большая часть его распадается к этому времени, если учесть, что его период полураспада равен 28 годам), для С0Со — 600 лет (распадается весь), для 137Cs — 4500 лет (распадается весь) и для 239Ри — 15 000 лет (распадается меньше половины).
Эти примеры показывают значение знания характеристик (геологических и гидрологических) пород и почв в месте захоронения отходов, а также коэффициентов удержания, которые можно ожидать. В некоторых случаях наблюдались значительно меньшие коэффициенты удержания, но происходило это при нарушении «нормальных условий». 9 Зак. 1943	2 5 7
Как было установлено на заводе в Макси-Флэтс в США, радионуклиды из бассейна-хранилища перемещались в грунте значительно быстрее, чем ожидалось в соответствии с уравнениями (7.8) и (7.9). Эго было вызвано добавлением веществ, образующих прочные комплексы с металлами, например хелатов и нитрилотри аминопентауксусной кислоты в жидкость бассейна, что приводило к образованию металлических комплексов с низким положительным или отрицательным зарядом, имеющих более низкие значения kd. Следовательно, для безопасности хранения необходимо знать химию хранения отходов.
7.10.	ХРАНЕНИЕ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ЖИДКИХ ОТХОДОВ В РЕЗЕРВУАРАХ
Главную часть высокоактивных жидких отходов составляет водный рафинат из цикла разделения пьюрекс-процесса. Он содержит 99,9% нелетучих продуктов деления и <0,5% урана и плутония, а также некоторые продукты коррозии. На каждую тонну переработай-ного урана образуется около 5 м3 высокоактивных жидких отходов. Их обычно концентрируют до объема 0,5—1 м3 для промежуточного хранения; удельная активность этих отходов 105--106 Ки/м3. Количество различных элементов в этих отходах и их концентрация в 0,5 .4* раствора показаны в табл. 7.9. Концентрация HNO3 в зависимости от способа концентрирования может изменяться в 2 раза. Концентрация солей металлов ~0,5 М; соль в растворе можно удержать только при высокой кислотности. Количество продуктов коррозии, фосфата и гадолиния (или другого поглотителя нейтронов) может также значительно изменяться.
Ожидается, что отходы топливных циклов реакторов HTGR и FBR будут примерно такими же, хотя практический опыт весьма ограничен. По расчетам, объем высокоактивных жидких отходов от переработки топлива HTGR составляет примерно 4 м3/т тяжелых металлов. Эти отходы содержат ~5 кг топлива (~4 кг Th), 1 кг трансурановых элементов и 80 кг продуктов деления. Объем высокоактивных жидких отходов от переработки топлива реакторов на быстрых нейтронах, по расчетам, составляет ~1,2 м3/т тяжелых металлов (из активной зоны и зоны воспроизводства); вследствие некоторого растворения оболочек твэлов из нержавеющей стали эти отходы будут содержать значительное количество железа и хрома (~30 кг/м3).
В настоящее время большую часть высокоактивных жидких отходов хранят на заводах по переработке в резервуарах из нержавеющей стали вместимостью 50—500 м3. Резервуары имеют более или менее сложную конструкцию (рис. 7.19). Все они снабжены устройствами для отвода тепла (<65 °C для уменьшения коррозии), перемешивания содержимого резервуаров, удаления радиолитических газов, для контроля за уровнем жидкости, pH и радиоактивности. Резервуары обычно имеют две стенки, тяжелую бетонную защиту и часто расположены под землей. Парк резервуаров на заводе включает запасные резервуары.
258
Таблица 7.9. Состав высокоактивных жидких отходов от переработки методом пьюрекс 1 т топлива реакторов LWR с выгоранием 33 000 МВт«сут/т U при энергонапряженности 30 МВт/т11. Исходный объем отходов — 5 м3/т переработанного урана, который переводится после обработки в 0,5 м9/т 0
Компонент	Масса исходных отходов, г	Примерная молярная концентрация в 0.5 м’
Н+	400	-1,0
NO^	65 800	-3,6
Продукты деления:		
группа I (Rb, Cs)	2660	0,045
группа II (Sr, Ba)	2590	0,045
группа III (Y, Ln)	10 660	0,140
Zr	3780	0,080
Mo	3470	0,070
Tc	480	0,017
группа VIII (Ru, Rh, Pd)	3700	0,070
Те	560	0,009
другие	540	0,004
Всего:	28 800	0,484
Продукты коррозии:		
Fe	1100	0,040
Сг	200	0,008
Ni	100	0,003
Всего:	1400	0,051
Фосфат (из ТБФ)	900	0,020
Актиноиды, %:		
U (0,5)	4800	0,040
Np (100)	-500	0,004
Pu (0,5)	-50	0,0004
Am (100)	140	0,0012
Cm (100)	-40	0,0003
Всего:	5500	0,045
Поглотитель нейтронов (например, Gd)	12 000	0,150
Хранение высокоактивных жидких отходов в резервуарах из нержавеющей стали применяется в течение последних 20 лет. Общий объем накопленных кислых и щелочных растворов п пульп превышает 3 • 106 м3. Хотя считается, что хранение в резервуарах — лишь промежуточная стадия, рассчитанная на период не более одного года, современная практика и перспективы развития ядерной энергетики требуют хранения высокоактивных жидких отходов в резервуарах не менее пяти лет.
Некоторые резервуары-хранилища старой конструкции из обычной малоуглеродистой стали, построенные более 30 лет в Ханфорде (США), вышли из строя, в результате чего из них вытекла часть радиоактивных отходов. В Ханфорде радиоактивные отходы также сбрасывались непосредственно в природные пустотные образования (в подземные пустоты и т. п.). На рис. 7.18 показана картина утечки радиоактивности на заводе в Ханфорде. Наименее подвижные металлы — с высшей валентностью, т. е. Pu (IV), наиболее легко перемещаются металлы с низким зарядом (например, Cs+) и металлы, образующие анионы (например, Ru).
9*	259
Почему это так, ясно из соображений, изложенных выше в настоящей главе. Концентрирование плутония в относительно небольшом объеме ведет к опасности достижения критических условий; мини-мальное количество в оптимальной конфигурации для достижения критичности — 530 г для 239Рц и 260 г для 241Рп (ср. природный реактор
Рис. 7.19. Резервуар-хранилище (разрез по вертикали) для концентрированных высокоактивных жидких отходов на заводе в Саванна-Рнвере (США):
/ — ввод осушителя; 2 — стояки охлаждающих змеевиков: 3 — конденсатор; •/ — люк; 5 — люк для насоса; 6 — стальной резервуар для отходов; 7 — опорные колонны; 8 — донный охлаждающий змеевик; 9 — вертикальный охлаждающий змеевик; 10 — пропитанное битумом стекловолокно; 11 — торкрет-бетон толщиной 5 см: 12 — цементная штукатурка; 13 проволочная сетка; 14 — поддон нз листового металла; 15 — стальной резервуар для отходов с внутренним диаметром 23 м; 16 — заливка цементным раствором; /7 — бетонная плита
в Окло, гл. 6). Опасность увеличивается при повышении содержания делящихся материалов в отходах. Особенно это следует учитывать в урановом цикле с однократным использованием урана, в котором весь делящийся материал остается в ТВС, направляемых на хранение.
7.11.	ВОЗМОЖНЫЕ ПУТИ ОКОНЧАТЕЛЬНОГО УДАЛЕНИЯ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ИЗ БИОСФЕРЫ
В настоящее время изучается много концепций обработки высокоактивных отходов таким образом, чтобы защитить окружающую среду от кратковременного и длительного радиационного воздействия этих отходов (рис. 7.20). К этим концепциям относятся:
а)	разбавление до концентраций, приемлемых с точки зрения сброса в окружающую среду;
б)	разрушение путем ядерного превращения (выжигания);
в)	удаление в космическое пространство;
г)	захоронение в недоступном месте.
В принципе разбавление применимо лишь к тем газообразным и жидким отходам, которые требуют пренебрежимо малой предварительной обработки. Ограничения носят практический (насколько эффективным может быть разбавление в воздухе и морской воде?) и радиологический (какие концентрации радиоактивных веществ допустимы в воздухе и морской воде?) характер.
260
Концепции б) и в) не могут быть технически использованы для удаления всех высокоактивных отходов, поэтому их можно рассматривать только применительно к наиболее опасным продуктам. Для этого, вероятно, потребуется выделение этих продуктов из высокоактивных отходов. Данные концепции изучают во многих странах, но для прак-
Рис. 7.20. Общая схема возможных вариантов обработки высокоактивных отходов:
1 — производство топлива; 2 — оборотное топливо; 3 — ядерный реактор; 4 — удаление топлива из биосферы; 5 — переработка топлива; 6 — топливный цикл; 7 — материалы от процесса ядерного превращения; в —обработка отходов методом ядерного превращения; 9 — смешанные жидкие отходы; 10 — подготовка для удаления из биосферы; // — разделение; /2 — фиксация на месте в геологической формации; 13— процесс фиксации отходов; 14 — промежуточное хранение (необязательное или различное в исходных случаях); /5 — процесс разделения; 16—актиноиды; /7 — удаление из сферы притяжения Земли или рециркуляция; 18 — удаление из сферы притяжения Земли; 19 — процесс превращения и герметизации отходов; 20 — удаление из биосферы в пределах Земли: в геологические формации, морское дно, ледниковый покров; 2/— удаление из сферы притяжения Земли; 22 — продукты деления; 23 — фракционирование продуктов деления; 24 — процесс фракционирования; 25 — короткоживущие продукты деления; 26 — долгоживущие продукты деления
тической реализации таких идей потребуются, по-видимому, десятки лет.
Концепцию г) можно использовать для удаления непереработан-ного облученного топлива. Эту концепцию считают основной применительно к радиоактивным отходам от переработки облученного топлива.
Возможных путей осуществления этих концепций много и до настоящего времени ни в одной стране не сделан выбор какого-либо определенного пути. Причина этого заключается частично в том, что количества высокоактивных отходов невелики и в настоящее время их можно успешно контролировать, и частично в том, что до сих пор
261
по экономическим, политическим и социальным соображениям не выбраны «окончательные» топливные циклы.
Использование морей и атмосферы в качестве среды разбавления и диспергирования отходов. Главная опасность сброса радиоактивных отходов в окружающую среду для людей заключается в возможности поступления радиоизотопов в организм через органы дыхания и пи-щеварения, так как создать физическую защиту от проникновения у- и нейтронного излучения довольно легко. Поэтому если эти отходы можно хранить в течение длительного времени (от тысячи до миллионов лет) таким образом, чтобы исключить возможность поступления изотопов в организм, то дополнительное требование в отношении обеспечения биологичексой защиты большой толщины легко удовлетворить.
Разные сбросные продукты значительно различаются по степени опасности, которую они представляют и которая зависит от их активности, периода полураспада и биохимических свойств. Эти факторы учитывает расчетная величина, характеризующая радиотоксичность (In). Значения радиотоксичности, приведенные на рис. 7.21 и 7.22, основаны на значениях допустимых концентраций радионуклидов, рекомендованных Комиссией по ядерному контролю США, а не на значениях ПДК, рекомендованных МКРЗ. Значения /пВ0Да и /пвозд приведены для основных продуктов деления и актиноидов, содержащихся в непереработанном уране и в высокоактивных отходах от переработки 1 т облученного топлива реакторов LWR. Значения для топлив реакторов HTGR и реакторов на быстрых нейтронах примерно такие же. В момент переработки значения радиотоксичности составляют примерно /«вода = 2 • 1011 м3 и Мвозд 2 • 1016 м3. Эти значения следует сравнить с общим объемом воды в океанах и объемом атмосферного воздуха (в тропосфере до 12 км), которые достигают 1,4 • 1018 и 6 • 1018 м3 соответственно.
Если умножить значения, от несенные к 1 т, на общую потребность в переработке топлива, которая, по расчетам, составит в 1985 г. почти 10 000 т/год, объем сточных вод, которые могут быть сброшены в Мировой океан, составит 2 • 1015 м3/год, т. е. —0,2% ассимилирующей способности Мирового океана. Таким образом, в принципе ассимилирующая способность Мирового океана значительно превосходит потребности в разбавлении сбрасываемых сточных вод в течение довольно большого периода. Однако если учесть, что равномерное диспергирование невозможно и что биологические процессы могут привести к обогащению некоторых радионуклидов, то можно ожидать, что в результате удаления в океан всех высокоактивных отходов концентрация их в отдельных местах может превысить ПДК в воде.
В открытом море содержится более 300 Ки 4(,К/км3 или около 500 000 МКи в целом. Активность, обусловленная только радием, превышает 1000 МКи. Дозы облучения морских организмов обычно порядка 10—100 мрад/год. Лондонская конвенция по предотвращению загрязнения моря сбросами отходов и других материалов (1972 г.) ограничивает сброс в любом месте 226Ra 100 Ки/год, других a-излучателей с периодом полураспада >50 лет 10 Ки/год, Т 10б Ки/год, 262
- 1	10 10z IO2 10* 10s 10s 107	1	10	102 102 10th 105 106 107
Г оды	Годы
2)	б)
Рис. 7.21. Преобладающие продукты деления и актиноиды в облученном топливе реактора PWR при выгорании 33 000 МВт-сут/т U и энерго-напряженности 34,4 МВт(т.)/ tU, обогащение топлива до облучения 3,1% 235U:
а — число радиотоксичностн (/лвод м3 воды/т U) для нуклидов облученного непереработаиного топлива при их попадании в организм через органы пищеварения; б — содержание актиноидов, оставшихся в высокоактивных отходах после переработки 1 т облученного урана, в результате которой извлечены 99,9% U и 99,5% Ри; в — число радиотоксичности для высокоактивных отходов для ггех же условий, что и в б. Временная шкала начинается с выгрузки топлива из активной зоны реактора. Предполагается, что топливо перерабатывается после выдержки в течение 10 лет
263
ГоЗы
Рис. 7.22. Число радиотоксичности в случае попадания в организм через органы дыхания преобладающих продуктов делении и актиноидов в высокоактивны’ отходах после переработки 1 т1. в результате которой извлекаются 99,5% U и Pu. Топлива те же, что на рис. 7.21
90Sr + 137Cs	100 Ки/год и
других р-, у-излучателей 1000 Ки/год. Эти цифры основаны на количестве сбросов, непре-. вышающем 10 000 Ки/год в 1 каждом месте сброса. Сброс находится под контролем МАГАТЭ.
Аналогичный расчет величины /яВозд для полного рассеивания в атмосфере высокоактивных отходов в 1985 г. дает значение, которое в 30 раз превосходит объем атмосферного воздуха. Такое удаление отходов неприемлемо и практически неосуществимо. Анализ аварийных ситуаций, когда плутоний распространялся в результате пожара или взрыва, показывает, что лишь очень небольшая площадь (<1 к.м2) становится измеримо загрязненной. Для сравнения значение /Пвозд для радона изИПравноЗ • 106м3, т. е. ниже диаграммы на рис. 7.22.
На диаграммах (рис. 7.21, айв) горизонтальные пунктирные линии показывают величины /пВОзд для урана, находящегося в топливном цикле. Эти три линии относятся к 7 т природного урана (т. е. количеству, которое необходимо извлечь из руды, чтобы получить 1 т U, обогащенного 235U до 3,3%, см. рис. 7.21, п), 1 т обогащенного урана (см. рис. 7.21, б) и 0,050 т U (количеству 235U + 238U, израсходованных при выгорании 33 000 МВт • сут в 1 т U, см. рис. 7.21, в); в расчете величин In учитываются все дочерние изотопы урана. Можно возразить, что когда значение радиотоксичности отходов ниже такой линии, потенциальная опасность не превышает опасности, обусловленной природным материалом, если внешние условия можно сделать одинаковыми. Линии /пвозд для высокоактивных отходов от переработки (см. рис. 7.21, в) и линии, относящиеся к 7 и 1 т природного урана, пересекаются при времени выдержки около 103 лет. Таким образом, если высокоактивные отходы равномерно диспергированы и так же хорошо зафиксированы, как исходный уран и его дочерние изотопы в руде, они не представляют большей опасности, чем сама урановая руда. Поэтому было предложено смешивать высокоактивные отходы с цементом и/или пустой породой из отвалов и удалять их в пустые шахты или природные подземные полости. Этот способ в течение ряда лет используется в СССР: жидкие отходы низкой и средней удельной активности закачивают под давлением < 5 МПа в водонасыщенные
264
горизонты на глубине 1000—1500 м ниже уровня земли вдали от густонаселенных районов.
Уничтожение путем выжигания в ядерных реакторах. Диаграммы на рис. 7.21 и 7.22 показывают, что опасность высокоактивных отходов обусловлена несколькими продуктами деления (главным образом °°Sr и 137Cs) и актиноидами. Если бы эти продукты можно было уничтожить путем ядерных превращений, то опасность была бы значительно уменьшена как в количественном, так п во временном отношениях.
Продукты деления 90Sr и 137Cs можно превращать в короткоживущие или стабильные изотопы, облучая их заряженными частицами или нейтронами. Однако облучение заряженными частицами было бы энергетически очень дорогим, а облучение нейтронами в реакторе приводило бы к образованию почти такого же количества продуктов деления, какое уничтожалось. Если будут разработаны управляемые термоядерные реакторы, то их избыточные нейтроны можно было бы использовать для ядерного превращения 90Sr, с меньшей эффективностью 137Cs.
В случае более длительного периода (^=600 лет) большую опасность представляют актиноиды. Потребуется около 10G лет, прежде чем величина /пвода окажется ниже линии на рис. 7.21, соответствующей 0,050 т U. Непрерывное облучение актиноидов нейтронами в конечном итоге приведет к их уничтожению через деление. В реакторе LWR электрической мощностью 1000 МВт образуется около 5 кг америция и кюрия в год, в быстром реакторе значительно меньше. Таким образом, если твэлы из этих элементов поместить в быстрый реактор, то америций и кюрий будут больше уничтожаться, чем образовываться. По расчетам, через 5—10 лет облучения в реакторе на быстрых нейтронах в продукты деления преобразуется 90% этих изотопов. В будущем для этой цели можно будет, по-видимому, использовать термоядерные реакторы. В качестве одного из возможных путей уничтожения америция и кюрия предложено оставлять их в уране, возвращаемом в топливный цикл реакторов LWR.
Концепция ядерного превращения (как и концепция удаления отходов в космическое пространство) требует, чтобы актиноиды были относительно чистыми и не содержали лантаноидов, так как некоторые из них (Sm, Eu, Gd) имеют очень большие сечения захвата нейтронов, что приводило бы к изъятию нейтронов из процесса деления. Высокоактивные отходы, образующиеся в результате переработки топлива, выгружаемого в год из реактора LWR электрической мощностью 1000 МВт, содержат около 100 кг U, 1 кг Ри, 30 кг Np, Am, Cm и около 1 т продуктов деления, из которых примерно 300 кг составляют лантаноиды. Выделение высших актиноидов и их отделение от лантаноидов представляет трудную задачу, так как все эти элементы находятся в растворе в форме трехвалентных ионов одинакового размера и поэтому имеют весьма сходные химические свойства. Методы разделения основаны на их несколько различной способности образовывать комплексные соединения в таких процессах, как жидкостная экстракция, ионный обмен и распределительная хроматография с обращенной фа-
265
7М молочная кислота,
0,1 М Na-ДТПА I	/7,//Гм Na-ДТПА I
pH-J,0 (р РЗЭ, рн=1,д(д гЩотходы f
1 M молочная кислота,
/h.HNOj
Лт,Сгп, РЗЭ z-ч
~7 м
Молочная кислота
Регулирование pH ва 1,5
или
^^МдгэгФК^
__________, ( O,JM Д2ЭГФК ДИПБ Оксалат н-додекан
Мт, Ст
Е е"
ЛЛ Отходы	ДГ
2)------ @
J 0,7М Д2ЭГФК Т н-додекан
p4m,Cm
Рис. 7.23. Процесс «талспик», используемый для разделения трехвалентных ак-
тиноидов и лантаноидов



£
зой. Два процесса используются в укрупненном экспериментальном масштабе:
а)	в процессе «талспик» используют экстракцию ди- (2-этилгексил) фосфорной кислотой (Д2ЭГФК) в диизопропилбензоле (ДИПБ), технологическая схема показана на рис. 7.23. С помощью молочной кислоты при pH = 2,54-3,0 актиноиды и лантаноиды экстрагируют вместе в виде комплексов с Д2ЭГФК. Актиноиды реэкстрагируют в водную фазу, содержащую диэтилентриаминпентауксусную кислоту (ДТПУА) в качестве комплексообразователя;
б)	в процессе «трамекс» в качестве экстрагента применяют третичный амин (например, аламин-336 в керосине, рис. 7.42). Исходный раствор, содержащий актиноиды и лантаноиды, доводят до 11 М по ЫС1 в разбавленной НС1. Актиноиды в виде хлоридных комплексов экстрагируются, а лантаноиды остаются в рафинате. Реэкстракцию актиноидов осуществляют с помощью 8 М НС1.
Удаление в космическое пространство. Как показано в предыдущем разделе, актиноиды представляют главную долговременную опасность. Np, Am и Cm можно отделять в цикле разделения от продуктов деления, U и Ри при возврате последних двух в топливный цикл. В реакторе LWR электрической мощностью 1000 МВт образуется ~30 кг Np, Am и Cm в год или ~1 т/год на каждые 30 крупных АЭС. Это количество слишком мало, чтобы такое удаление отходов за пределы Земли было целесообразным. Для таких «космических стран», как США и СССР, удаление отходов в космос, по-видимому, технически осуществимо.
Основная концепция удаления отходов за пределы земного пространства включает безопасную упаковку отходов и транспортирование этих отходов ракетой или каким-либо другим средством в какое-либо место вне Земли. Рассматриваются несколько различных траекторий удаления отходов в космическое пространство: а) высокорасположенная земная орбита (порядка 150 000 км); Ди = 4,1 км/с; б) транспортирование на Солнце; Ди 24,1 км/с; в) солнечная ор-266
УМ LiCl, )0,02М НС1
8 М НС1
Исходный раствор: 70 МЫС!-0,1 MAlClf 0,02 МНС1, актиноиды, про -дукты деления
экстрагент, Ru,Zr,Nb,Fe
Рис. 7.24. Процесс «тра-мекс», используемый для разделения трехвалентных актиноидов и лантаноидов
0,6 М аланин
в диэтилбензоле
Е
Продукт Am-Cm-Bk-Cf, “^5МНС1
Отходы
LiCl-AlClj продукты деления
0,6 М аланин 336• Н С1, 0,1 М аланин 336-НПО3 в диэтилбензоле
Б
бита; Ду ~ 4 км/с; г) выход из сферы притяжения Солнца; Ду ~ 8 км/с. Ду — приращение скорости, которое требуется, чтобы сойти с низкорасположенной земной орбиты, и является прямым указанием требуемых размера и энергии ракет. Для этой цели можно было бы использовать существующие ракеты и челночный КЛА.
Преимуществом высокорасположенной земной орбиты является низкое Ду и возможный впоследствии возврат отходов в целях их утилизации, но в этом случае требуется контейнер, обладающий долгосрочной прочностью и очень большой продолжительностью существования на орбите (пока такого контейнера нет). Преимущества транспортирования на Солнце или за пределы сферы притяжения Солнца заключаются в том, что отходы навечно удаляются с Земли, но для этого требуется создание очень больших Ду. Для вывода на солнечную орбиту необходимо низкое Ду, но очень стабильная орбита, чтобы отходы не вернулись на Землю.
Недостатком удаления отходов в космос является экономическая сторона, так как затраты на транспортирование отходов в космос, по всей вероятности, превысят 2000 долл./кг полезной нагрузки (по расчетам 1977 г.). Масса защиты может, по-видимому, привести к значительному увеличению затрат. Кроме того, предъявляются жесткие требования в отношении целостности капсулы с отходами, чтобы обеспечить приемлемую степень гарантии выживаемости в случае преждевременного выброса капсулы.
Фактические количества, которые можно было бы предназначать для удаления в космос, будут зависеть от варианта топливного цикла. Ближайшая возможная дата для планового удаления отходов в космос (примерно 1990 г.) определяется главным образом разработкой и достижением надежной работы челночного КЛА.
7.12. УДАЛЕНИЕ В ГЕОЛОГИЧЕСКИЕ ФОРМАЦИИ
Существует общее мнение, что о радиоактивных отходах должно заботиться государство, в котором производится ядерная энергия. Таким образом, даже если облученное топливо направляется для пе-267
реработки из одного государства в другое (подобно облученному топливу из японских реакторов, направляемому на завод по переработке в Уиндскейле в Великобритании), государство-производитель ядерной энергии (Япония) должно гарантировать свою готовность взять отходы обратно. Это условие обусловило интенсивные национальные исследования наиболее безопасного пути удаления высокоактивных отходов из биосферы или в форме отвержденных высокоактивных жидких отходов, или в форме облученных ТВС в случае топливного цикла с однократным использованием урана. В этих исследованиях главное внимание уделяют хранению отходов в геологических формациях: кристаллических силикатных породах, глинистых породах, соляных куполах, в морском дне и т. п.
Перед окончательным удалением отходы следует кондиционировать, т. е. отвердить и соответствующим образом упаковать, чтобы они могли выдержать воздействие окружающих условий. В одной из концепций вечного хранения (проекте шведской фирмы «KBS») предложено: 1) в случае у ран-плутониевого цикла перерабатывать облученное топливо после 10-летней выдержки, сразу же отверждать получаемые высокоактивные жидкие отходы, хранить контейнеры с отходами в течение 30 лет в охлаждаемых воздухом подземных камерах. Затем после замены контейнеров новыми помещать отходы в гранитные породы; 2) в случае цикла с однократным использованием урана хранить облученное топливо в форме ТВС в заполненных водой бассейнах в течение 40 лет, затем после замены контейнеров на новые помещать отходы в гранитные породы. В настоящем разделе дается краткое описание этого и других предложенных проектов удаления высокоактивных отходов.
Отверждение высокоактивных жидких отходов. Отверждение высокоактивных жидких отходов считается в настоящее время наиболее целесообразным и реалистичным способом создания условий для длительного безопасного удаления высокоактивных отходов. Цель отверждения — локализовать радиоактивные элементы и уменьшить объем отходов, подлежащих хранению. Отвержденный продукт должен быть недиспергируемым (т. е. не быть тонкоизмельченным как порошок), нерастворимым и химически инертным к действию окружающих условий, быть термически устойчивым, иметь хорошую удельную теплопроводность (это определяет предельно допустимую радиоактивность и объем конечного продукта), быть устойчивым к действию излучения (до 1012 рад) и иметь механическую и структурную прочность.
На рис. 7.25 показаны возможные варианты отверждения и герметизации высокоактивных жидких отходов. Первая стадия в процессе отверждения — обычно кальцинация, в результате которой нитраты разлагаются, а все металлы превращаются в окислы. Тысячи кубических метров высокоактивных жидких отходов отверждены методом кальцинации в псевдоожиженном слое. Однако получаемый в результате этого процесса продукт имеет низкую устойчивость к выщелачиванию, низкую удельную теплопроводность и может легко диспергироваться в воздухе (табл. 7.10). Поэтому его рассматривают лишь как промежуточный продукт.
268
В большинстве стран ведутся разработки методов фиксации радиоактивных отходов в боросиликатном или фосфатном стекле. На рис. 7.26 показан аппарат для кальцинации отходов в псевдоожиженном слое в сочетании с тиглем для плавки силикатного стекла непрерывного действия. Стеклообразующие добавки состоят главным образом из двуокиси кремния (<50%) и буры (<30%В2О3).
В тигле кальцинаты и стекло
Рис. 7.25. Возможные схемы отверждения и герметизации высокоактивных жидких отходов
образующие добавки нагревают до 1000—1200 °C, в результате чего образуется гомогенная стекломасса, которую заливают в цилиндры из нержавеющей стали. С химической точки зрения (устойчивости) стекломасса может содержать до
30 масс. % окислов продуктов деления, но более обычное значение — 20%. Таким образом, для фиксации нуклидов, содержащихся в 1 т топлива реакторов LWR, требуется примерно 200 кг стекла; точная
Таблица 7.10. Характеристики отвержденных высокоактивных отходов
Характеристика	Продукт кальцинации в псевдоожиженном слое	Фосфатное стекло	Боросиликатное стекло
Физическая форма	Гранулы, 0,3—0,7 мм	Монолит	Монолит
Объемная плотность, кг/л	1,0—1,7	2,7—3,0	3,0—3,5
Предел включения продуктов деления, %	50	35	30
Теплопроводность, Вт/(м-К)	0,2—0,4	1,0	1,2
Скорость выщелачивания (при 20 °C), г/(см2-сут)	1,0-0,1	10-4—10-6*1	Ю-s—10-т*в
Максимальная температура в центре, °C Максимально допустимая теп-лонапряженность продуктов деления, Вт/л:	550*2	400*3	700*3
принудительное охлаждение водой*4	45	53	127
охлаждение воздухом путем естественной конвекции*5	38	36	92
** Расстсклованное (кристаллическое) стекло имеет скорости выщелачивания 10 -— 10—3 г/(сл2-сут).
♦2 Из-за возможности улетучивания продуктов деления.
*3 Расстекловывается при более высокой температуре.
»« Для цилиндра диаметром 0,3 м и температуры поверхности <. 100 С.
•6 Цилиндр диаметром .0,3 м.
*6 При 100 °C скорость выщелачивания 10-3 г/(см-сут).
269
Рис. 7.26. Кальцинатор с псевдоожиженным слоем и тигель для плавки силикатного стекла непрерывного действия:
1 — печь; 2 — кальцинированные отходы; 3 — газораспределяющая решетка, поддерживающая слой в аппарате; 4~ ожижающий газ; 5 — кислород; 6 — керосин; 7 — распиливающий газ: 8 — радиоактивные отходы; 9 — слив кальцинированных отходов; 10 — продувка фильтра; 11 — отходящие газы; 12 — фильтры; 13 — пылевидные частицы; 14 — силикатные добавки; 15 — тигель; 16 — стекломасса; 17 — сливной клапан; 18 — емкость для хранения отходов
величина зависит от времени хранения отходов до отверждения. При слишком малом времени хранения отходов высокое содержание нуклидов в стекле привело бы к его плавлению и, возможно, к кристаллизации (при ~700 °C), что может снизить коррозионную стойкость вследствие образования большой внутренней поверхности. Свойства некоторых стекол приведены в табл. 7.10 и 7.11.
С 1969 г. в Маркуле (Франция) ра
ботает опытная установка по отверждению (PIVER)* производительностью ~4 м3 остеклованного продукта. Более крупная установка непрерывного действия построена в Маркуле (AVM) и строится на заводе по переработке облученного топлива на м. Аг (AVH), последняя производственной мощностью 800 м3 высокоактивных жидких отходов в год. Аналогичные разработки ведутся в Великобритании (процесс HARVEST) и других странах. Альтернатива использования боросиликатного стекла — включение отвержденных отходов в фосфатное стекло. В этом случае стадию кальцинации можно исключить. Высокоактивные жидкие отходы вы-
паривают с фосфорной кислотой и денитруют, а затем подают в тигель непрерывного действия, работающий при температуре 1000— 1200 °C. Расплавленное стекло из тигля стекает в цилиндр для хранения. Этот процесс — более коррозионно-активный, а получаемое в
ходе этого процесса стекло по своим характеристикам несколько хуже боросиликатного стекла (см. табл. 7.10). Кроме того, фосфатное стекло обладает способностью к расстекловыванию при относительно низкой температуре (~400 °C), а расстеклованное фосфатное стекло характеризуется довольно высокой скоростью выщелачивания: 10-2— 10~3 г/ (см2 • сут).
В процессе PAMELA** на заводе фирмы «Еврокемик» (Бельгия) гранулированное фосфатное стекло включают в матрицу из сплава металла в стальном цилиндрическом контейнере. Получаемый продукт отличается высокой химической и высокой механической устойчиво-
* PIVER — Pilot Verres, AVM— Atelier de Vitrification Marcoule, AVH — Atelier de Vitrification Hague, HARVEST — Hlghl y-Active Residue Vitrification Engineering Studies — Прим. ped.
PAMELA — Phosphate Glass Solidification and Metal Embedding of Liquid Active Waste. — Прим. ped.
270
Таблица 7.11. Контейнеры для вечного хранения высокоактивных отходов (по данным шведского проекта)
Состояние контейнера	Остеклованные отходы	Облученные ТВС
Эквивалентное количество отходов*1 Состав центральной части Масса центральной части Внешняя оболочка Весь контейнер: масса, т диаметр, м высота, м Тепловыделение контейнера после 40-летней выдержки, кВт Максимальная температура поверхности контейнера, °C*3 После хранения 1000 лет, °C Скорость растворения матрицы, г/(см2-сут) Слой бентонита, м Скважина в горной породе: диаметр, м глубина, м	Из 1 т облученного U-топлива 420 кг Na—В—Si — стекла, 9% продуктов деления +1% Ап*2 470 кг, включая нержавеющую сталь толщиной 3 мм Слой свинца 100 мм плюс слой титана 6 мм 3,9 0,6 1,7 0,5 65*4 35 2-107- 0,2 1 5,0	1,3 т облученного U-топлива 550 ТВС + свинец в пустотах 2 т топлива + 2,5 т свинца 200-мм слой меди 20 0,8 4,7 0,8 77 50 Ю-б-Ю-7 -0,4 1,5 7,7
* При выгорании ~ 30 000 МВт-сут/т U.
*2 55% SiO2t 12% NaO, 20% В2О3, 2% А12О3, 1 %NiO + Fe2O3; 38 кг продуктов деления, ^3 кг U, 0,05 кг Pu, ~ 1 кг других трансурановых элементов.
*3 Максимальная температура, достигаемая примерно через 15 лет после помещения в хранилище, которое осуществляется через 40 лет после выгрузки топлива из реактора.
*4 После 10 лет хранения при воздушном охлаждении путем конвекции: температура поверхности ~ 90 °C, в центре ~ 150 °C.
стью, а также хорошей теплопроводностью [~10 Вт/ (м • К) для свинцовой матрицы; ср. 1,2 Вт/ (м • К) для боросиликатного стекла]. Это снижает температуру в центре стеклогранул и позволяет включать в один контейнер большое количество радионуклидов (до 35% продуктов деления). Высокая теплопроводность получаемого продукта делает возможным короткое время выдержки облученного топлива (до 6 мес) и уменьшает потребность в бассейнах для промежуточного хранения облученного топлива или в резервуарах-хранилищах для высокоактивных жидких отходов.
Описанные выше отвержденные отходы собирают в цилиндрические емкости из нержавеющей стали,Для этой цели предложено также использовать керамические емкости.В процессе ASSA кальцинат или стекломассу помещают в сосуд из А12Оа со стенками толщиной 0,2 —
271
' м, ПОД действием нагревания и равномерно распределенного давления А12О3 спекается, превращаясь в корунд. Корунд — природный минерал. Он имеет скорость выщелачивания <710-8 г/(см2 • сут), очень высокую механическую прочность (вдвое прочнее гранита) и отличается теплостойкостью. Вместо А12О3 или в сочетании с ней можно использовать также гранит.
Если отходы с высоким содержанием продуктов деления при короткой выдержке поместить во влажную среду (например, на морское дно), высокая температура и давление значительно снизят стойкость стеклянной матрицы. Для таких условий кальцинат, возможно, лучше включать в синтетический минерал, получаемый методом изоста-тического прессования при высокой температуре (близкой к солидусу). Такого рода'синтетический материал будет примерно таким же стойким, как природный, т. е. практически безгранично.
Контейнеры с отходами (см. табл. 7.11), содержащие 9% продуктов деления, выделяют ~10 кВт тепла при выдержке 1 год, ~1 кВт после 10 лет и ~ 0,5 кВт после 40-летней выдержки. При более высоком уровне тепловыделения их хранят в заполненных водой бассейнах; при выдержке > 10 лет для хранения отходов можно использовать выемки с воздушным охлаждением. На рис. 7.27 показана схема хранилища отходов с воздушным охлаждением. Обычно предусматривается принудительное охлаждение, но при наличии достаточного конвективного охлаждения в случае выхода из строя системы венти
ляции.
Герметизация отходов перед направлением на вечное хранение. В некоторых странах считают, что цилиндрические контейнеры из нержавеющей стали, содержащие радиоактивные отходы, не будут обеспечивать достаточную защиту от длительной коррозии при вечном хранении. Поэтому предлагают дополнительно заключать контейнеры с отходами в оболочку из различных коррозионно-стойких материалов; свинца, титана, меди, золота, графита, керамики и т. п. Например, по проекту KBS канистры, которые содержат 170 л остеклованных отходов в цилиндре из нержавеющей стали толщиной 3 мм, окружены слоем свинца толщиной 100 мм в оболочке из титана толщиной 6 мм. Общие размеры: длина 1,6 м и диаметр 0,6 м (см. табл. 7.11 и рис. 7.28, а).
Рис. 7.27. Сухое хранилище для отвержденных высокоактивных отходов с охлаждением воздухом, естественной конвекцией или под давлением:
/ — фильтр; 2, 4 — ввод и вывод воздуха; 3 — опорная тр\ба; 5 — заглушка; 6 — верхняя защита; 7— /(/ — канистра с остеклованными высокоактивными отходами;
8 — бетон
272
Рис. 7.28. Хранение высокоактивных отходов:
/ а — герметизированная канистра с отвержденными высокоактивными отходами, помещенная в заполненную глиной скважину в кристаллической горной породе [/ — кварцевый песок (85%), бентонит (15%), 2 —титан (6 мм), 3 — свинец (100 мм), 4 — хромо никелевая сталь (3 мм), 5 — остеклованные отходы, 6 — свинец, 7 — кварцевый песок (90%), бентонит (10%), 8 — титановая крышка]; б — контейнер для облученных (исперсработанных) тепловыделяющих сборок [/ — медная крышка, 2 — медный контейнер (200 мм), 3 — сборки, залитые свинцом, -/ — масса контейнера: свинец 2,5 т, топливо 2,0 т, медь 15,5 т, всего 20,0 т]; в — туннели для хранения остеклованных герметизированных высокоактивных отходов; расстояние между скважинами 6 м, диаметр скважины 1,5 м и глубина 7,7 м; то же и в случае несколько больших туннелей (/ — туннель; 2 —скважина для хранения отходов); г — размещение канистр с остеклованными высокоактивными отходами в скважинах для хранения. Скважины и туннели заполнены смесью глины с бентонитом (/ — вагонетка для бентоннта/псска и вибратор; 2 — вагонетка для радиационной защиты; 3 — передаточный контейнер; 4 — радиационная защита: 5 — канистра с отходами; 6 — скважина для хранения)
Для отвержденных высокоактивных жидких отходов от переработки 1 т топлива реактора LWR электрической мощностью 1000 МВт требуется один такой цилиндр; это соответствует примерно 30 цилиндрам в год.
Хотя UO2 растворяется в грунтовой воде медленнее, чем стекло, облученные ТВС перед направлением на вечное хранение необходимо герметизировать. В табл. 7.11 приводится состав, а на рис. 7.28, б — конструкция канистры для облученных сборок, в которой сборки залиты свинцом и окружены 200-мм слоем металлической меди. Можно также использовать внешний кожух из керамики (рис. 7.29).
Использование толстого слоя металла в этих случаях имеет две цели: снизить поверхностное излучение до такого уровня, чтобы радиолиз грунтовой воды не вызывал коррозии канистры; защитить 10 Зак. 1943	2 73
возможно дольше содержащую отходы матрицу от коррозии. Предполагают, что при контакте с кислородсодержащей грунтовой водой срок службы этого дополнительного контейнера значительно превысит 1000 лет, а при контакте с восстановительной грунтовой водой — 10 000 лет (см. следующий раздел, где рассматривается состав грунтовой воды).
Свойства геологических хранилищ. В качестве места вечного хранения контейнеров с отходами изучают многие геологические формации. Основные требования: а) геологическая стабильность, т. е. пригодны районы с очень низкой сейсмической, вулканической или другой геологической активностью; б) отсутствие трещин, скважин и т. п.; в) непроницаемость для поверхностных^ вод; г) пренебрежимо малая циркуляция грунтовой воды без линий потоков, ведущих к возможным водозаборам; д) хорошая теплопроводность; е) отсутствие интереса и возможно большая отдаленность от деятельности людей.
В настоящее время проводится оценка следующих пород, отвечающих многим из этих требований: каменной соли (Франция, ФРГ, Нидерланды, США), гранита (Канада, Франция, Швеция, США), глины (Бельгия, Италия) и т. п. На рис. 7.28, в показан поперечный разрез хранилища отходов в геологической формации. Изучают также возможность удаления отходов в полярный ледниковый покров (США) и в морское дно (Великобритания, США). Наиболее близки к завершению проект хранения отходов в заброшенной соляной шахте ASSE в ФРГ, где с 1967 г. хранят бочки с низко- и среднеактивными отходами, проект опытного хранилища отходов WIPP в соляном пласте Мендоза в шт. Нью-Мексико (США) и проект шведской фирмы KBS захоронения отходов в граните. Все эти места находятся в геологических формациях, которые оставались неизменяемыми в течение более 100 млн.
лет. По тектонической гипотезе перемещения материковых платформ, тектоническую стабильность можно ожидать по меньшей мере в течение ближайших 10 млн. лет. Хотя со временем поверхность ледового покрова в северных районах может измениться, ожидается, что это окажет пренебрежимо малое влияние на хранилища отходов на большой глубине О 500 м) в гранитной коренной породе. В настоящее время испытывают контейнеры, содержащие реальные отходы.
Фактором, ограничивающим возможность удаления отходов в геологические формации, является теплопроводность. Если теплопро-
Рис. 7.29. Непосредственное хранение облученных тепловыделяющих сборок в свинце с керамическим (например, бетонным) кожухом:
/-свинцовая дробь; 2 — контейнер малоуглеродистой стали
274
водность геологической формации слишком низкая, материал в контейнерах будет плавиться и вступать в реакцию с герметизирующим материалом, что может привести к разрушению контейнера. Поскольку в основе концепции безопасного удаления отходов должно лежать охлаждение за счет проводимости, относительно низкая теплопроводность геологической формации обусловливает необходимость диспергировать отходы в большом объеме. Теплопроводность гранитной породы ~3 Вт/ (м • К) [каменной соли ~9 и влажной глины ~ 1 Вт/(м • К)] ограничивает теплонапряженность горизонта ^20 Вт/м2. Поэтому шведское хранилище в гранитной породе будет состоять из ряда туннелей длиной ~1 км, расположенных на расстоянии друг от друга 25 м, на глубине ~500 м (см. рис. 7.28, в). Контейнеры (см. табл. 7.11), окруженные глиной, будут установлены в вертикальном положении в скважинах, размещенных на расстоянии 4 м друг от друга. При тепловыделении ~500 Вт на контейнер теплонапряженность горизонта будет 6—7 Вт/м2. В этом случае температура внутри стеклоблока никогда не превысит 90 °C, а температура на поверхности 65 °C.
Такие глубокие геологические хранилища отходов защищены от деятельности людей на поверхности земли (включая ядерные взрывы), за исключением бурения с определенной целью или разработки недр. Чтобы избежать такой возможности после того, как хранилище будет забыто, его следует размещать в формации, не представляющей интереса для человека; например, не содержащей каких-либо ценных минералов. С этой точки зрения весьма привлекательна идея захоронения отходов в морское дно на большой глубине. Такое место можно выбрать или глубоко в донном иле, или в коренной породе под морским дном, или, может быть, в тектонически активном желобе, где со временем отходы будут вдавливаться в недра Земли.
Единственную возможную опасность для хранилища в расположенной на материке геологической формации представляет вероятность возникновения сочетания более или менее непредсказуемых условий, которое могло бы привести к разрушению защитных барьеров вокруг матрицы с включенными в нее отходами с последующим растворением и переносом наиболее опасных продуктов по воде к месту, где они могут попасть в пищевую цепочку. Одно из назначений слоя глины вокруг контейнеров в проекте KBS — выполнение роли механического амортизатора, обеспечивающего незначительность влияния на механическую целостность контейнера даже значительного сдвига, вызванного землетрясением.
Когда через длительный период времени растворится металлическая герметизирующая оболочка (см. предыдущий раздел) или если раньше произойдет разрушение контейнера, радиоактивные продукты будут выделяться со скоростью растворения матрицы. Скорость растворения стекла может достигнуть величины 10“6 г/см2 подвергающейся действию среды поверхности стекла в сутки в этих условиях. Это соответствует скорости коррозии поверхности стекла ~ 1,4 • 10~6 м/год. Как показывает опыт, эта скорость быстро уменьшается со временем для стекла, находящегося в земле; таким образом, скорость утечки Ю*	275
стронция уменьшается за 16 лет в 10е раз. Чтобы избежать быстрого растворения, следует выбирать возможно более сухие геологические хранилища.
Рассматриваемые в качестве возможных мест хранения отходов отложения каменной соли образовались более 100 млн. лет назад. Часто они имеют форму купола, верхняя часть которого может находиться на несколько сот метров ниже поверхности земли и иметь глубину более 1000 м. Купол обычно защищен от грунтовой воды кровлей из < кальцита СаСО3. В таких формациях соль добывают сотни лет. Формация содержит лишь микрокристаллизационную воду и является совершенно сухой. Полагают, что контейнеры с отходами, помещенные в такие формации, вряд ли когда-либо растворятся (пока не попадет вода через скважину, пробуренную через слой кальцита). Хорошая теплопроводность таких формаций позволит помещать в них отходы с более высоким удельным энерговыделением, чем допускают глинистые или гранитные породы. Так как соль пластична, скважины и туннели, заполненные измельченной солью, будут самоуплотняться. Однако контейнеры, по всей вероятности, будут перемещаться в пластичной соли и поэтому их едва ли можно будет извлечь для последующей переработки через сто лет.
Гранитные и глинистые формации проницаемы для грунтовой воды, за исключением глубин, которые в настоящее время считаются практически непригодными. Скорость потока воды, м3/с, определяется уравнением
Fw = kpiS,	(7.П)
где kp — проницаемость, м/с; i — гидравлический градиент, м/м; S — сечение потока, м2 [это еще один вариант закона Дарси, см. уравнение (7.10)1. Типичная величина Fw для шведских гранитных формаций на глубине 500 м —0,2 л/(м2 • год), которая дает скорость грунтовой воды 0,1 м/год и 5000 лет для того, чтобы вода переместилась на расстояние 500 м. В этом случае проницаемость породы принимают равной 10-9 м/с; формации, расположенные ближе к поверхности земли, обычно имеют более высокую проницаемость, но известно также много формаций со значительно меньшей проницаемостью (< 10-13).
Глины состоят из небольших частиц, обычно размером <2 мкм (средний размер <0,1 мкм), различных минералов, например кварца, полевого шпата, монтмориллонита (гидратированного алюмосиликата с высокой ионообменной емкостью), слюды и т. п. В общем глины состоят главным образом из двуокиси кремния, окиси алюминия и воды. Частицы минералов в глине обеспечивают очень большую площадь поверхности (1 см3 частиц диаметром 0,1 мкм имеет общую площадь поверхности ~60 м2) и соответственно высокую сорбционную емкость. Хотя глина может впитывать большое количество воды (до 70%), не теряя своей пластичности, водопроницаемость ее крайне низкая. Проницаемость натрийсодержащего бентонита (~90% монтмориллонита), который предполагается использовать в качестве амортизатора в проекте KBS, 2 • 10~14 м/с (10% воды в глине, уплотненной до плотности 2100 кг/м3). Такую глину можно считать непроницаемой для грунто-276
вой воды. Природные глины этого типа встречаются во многих местах (в Нидерландах, Италии и др.).
Когда гранит или глина контактирует с водой, содержащей растворенные катионы, наблюдается сорбция или обмен этих ионов с ионами твердой фазы. Монтмориллонит имеет такую высокую ионообменную емкость, что его используют в качестве природного ионита, например, для водоочистки. Глина и измельченный гранит имеют примерно одинаковую сорбционную емкость и коэффициенты распределения kd, см. уравнение (7.10). Для шведского гранита наблюдаются следующие значения [в скобках рассчитанные по уравнению (7.9) коэффициенты удержания!: Cs 0,064 (400), Sr 0,016 (1500), Ln (111)10 (200 000) и An (IV) 1,2 (23 000). Довольно близкие (различающиеся примерно в 10 раз) значения были установлены для других геологических формаций, подобных туфу в шт. Нью-Мексико, базальту в шт. Айдахо и известняку в шт. Иллинойс (США). Высокие коэффициенты удержания в сочетании с временем переноса воды порядка нескольких лет приведут к полному распаду 90Sr, 137Сг и большей части изотопов Pu, Ат и Ст. При пренебрежимо малой скорости потока воды через глину преобладающим процессом переноса будет диффузия. По расчетам, чтобы пройти через 0,5 м бентонита, Cs потребуется 700 лет, Sr — 1800 лет, Ат — 22 000 лет и Ри — 8000 лет. За это время большая часть радиоактивности нуклидов в отходах снизится до пренебрежимо малых значений. Изучение соляных отложений в шт. Нью-Мексико (США) показывает, что из всех нуклидов, выделившихся из отходов в хранилище, только 14С, "Тс и 1291 могут достичь атмосферы, не претерпев распада.
Важным фактором является состав грунтовой воды. Если вода будет содержать воздух, то можно ожидать следующие валентные состояния: Тс (VII), U (VI), Np (V или VI) и Pu (IV). Многие грунтовые воды содержат Fe (II), который делает ее восстанавливающей (окислительно-восстановительный потенциал Eh будет <0). В такой грунтовой воде с Eh —0,1 В появляются следующие валентные состояния: Тс (IV), U (IV), Np (IV) и Pu (III). Эти формы значительно сильнее удерживаются, чем формы в окисляющей грунтовой воде.
В табл. 7.12 приведено рассчитанное количество выделившихся радионуклидов, которое будет уноситься грунтовой водой из хранилища облученного топлива к приемнику. Источниками значительной радиоактивности являются только уран и его дочерние продукты и 1291. Все другие важные нуклиды распадутся, прежде чем достигнут приемника. Высокие коэффициенты удержания для трех- и четырехвалентных лантаноидов и актиноидов подтверждаются исследованиями природного реактора в Окло (см. гл. 6), которые показали, что образующиеся лантаноиды и актиноиды оставались в месте образования, пока не распались, тогда как стронций и цезий мигрировали из места образования за последние 1,7 млрд. лет.
При попадании грунтовой воды в хранилище в глинистой или гранитной формации скорость растворения наружного герметизирующего материала контейнера и матрицы ограничивается растворимостью их в воде. Предполагается, что в гранитном хранилище контейнер из меди 277
Таблица 7.12. Расчетные Значений утечки радионуклидов из Хранилища облученного топлива в гранитной породе. Время переноса воды из хранилища к приемнику принято равным 1000 годам
Нуклид	7*1 /2* годы	Содержание в топливе, выгружаемом из реактора мощностью 1000 МВт (эл.), Ки/год	Коэффициент сорбции kd, м’/КГ	Время проникновения tn, годы	Утечка при tn, Ки/год
9°Sr	28	1,8-106	0,016	7-Ю5	0
93Zr	1,5-106	57	3	1,3-Ю8	0
"Тс	2,1-IO5	430	0,05	2,2-106	0,3
129J	1,6-107	1	0	1000	1,0
,35Cs	2,3-Ю6	8,6	0,3	1,3-107	0,2
,37Cs	30	2,5-10б	0,3	1,3-107	0
151Sm	93	32 000	16	7-Ю8	0
226Ra	1,6-103	0	0,5	2,2-Ю7	9
229Th	7,3-IO3	0	4	1,7-Ю8	0
233 у	1,6-105	0,1	2	8,6-107	0
238 JJ	4.5-109	9	2	8,6-107	9
237Np	2,1 -106	10,2	2	8,6-Ю7	0
239pu	2,4-104	972	1	4,3- Ю7	0
242Pu	3,9-105	41	1	4,3-107	0
241Am	433	4700	30	1,3-Ю9	0
243Am	7,4-10’	525	30	1,3-Ю9	0
Примечание. Предполагается немедленное полное растворение без изменения состава грунтовой воды£д<— 0,1 мВ, рН~8. vn = k? i/pk^, где А^=Ю — 7, z = 0,01 (для <в = = 1000 лет это дает е = 0, 06), р = 2700 кг/м3.
просуществует более 106 лет. Для растворения стекла потребуется >»107 лет и столько же для иО2-матрицы. Хотя международные соглашения, вероятно, исключат возможность использования дна океана в качестве свалки высокоактивных отходов, расчеты показывают, что скорость выделения радионуклидов из стеклоблоков будет настолько низкой, что значения ПДК в воде никогда не будут превышены.
И скорость растворения нуклидов, и скорость переноса будут зависеть от наличия в грунтовой воде комплексообразователей для сбросных металлов. Такими комплексообразователями являются Cl-, F-, SQ2-, HPQ2-, COj- и органические анионы (например, гуминовая кислота). Комплексы с этими анионами будут в большинстве случаев увеличивать растворимость и —через образование менее положительно заряженных металлических форм — уменьшать коэфффициенты удержания. Поэтому состав грунтовой воды имеет главное значение для оценки безопасности хранилища отходов. Так как эти условия изменяются, их следует оценивать в каждом отдельном случае.
7.13. УТИЛИЗАЦИЯ ЯДЕРНЫХ ОТХОДОВ
Количество радиоактивных ядерных отходов в мире в течение ближайших 10 лет превысит 104 т в год при радиоактивности ^104 МКи. Эти отходы содержат огромные и потенциально ценные источники 278
металлов и излучений. Хотя в настоящее время они не используются, в будущем они могут представить большой интерес. Так как извлечение и использование некоторых продуктов деления или актиноидов после остекловывания и помещения отходов в постоянные геологические хранилища будут, вероятно, неэкономичными, следует, по-видимому, предусмотреть в технологической схеме переработки ядерного топлива извлечение побочных продуктов. Это лучше всего, вероятно, делать в связи с удалением актиноидов из высокоактивных жидких отходов.
В настоящее время наибольший интерес в отходах представляют металлы платиновой группы (вследствие их ценности как металлов), а также 9°Sr, 137Cs, 85Кг, 238Pu и 241Агп (вследствие их радиационных свойств).
Отходы содержат значительное количество Ru, Rh и Pd. Содержание всех этих металлов на земле невелико. Используют их в качестве катализаторов в химической промышленности и как коррозионно-стойкие материалы. Спрос на эти металлы в США превышает производство примерно в 100 раз. Если бы эти элементы извлекали из радиоактивных отходов, то в 2000 г. США перестали бы зависеть от их импорта. Особенно это относится к технецию, так как он может заменить платину. Извлеченные элементы будут радиоактивными, но их активность будет настолько мала, что не вызовет трудностей при обработке этих элементов.
0-Излучение 85Кг на фосфорах вызывает видимый свет. Источники света на радиоактивном криптоне находят широкое применение там, где требуются надежные осветители, например в аэропортах, на железных дорогах, в больницах и т. п., или где источники электроэнергии могут вызвать опасные взрывы, например в угольных шахтах. Однако продукт деления криптон содержит лишь 4% 85Кг, что делает его непригодным для использования в качестве источника света высокой интенсивности. Поэтому необходимо обогатить 85Кг примерно в 10 раз, что в настоящее время достигают термодиффузией.
К 2000 г. радиостронций будет выделять более 100 МВт тепла. В настоящее время в нескольких странах для снабжения работающих без обслуживающего персонала систем получения и обработки данных о погоде, маяков и других средств навигации и т. п. используют термоэлектрические генераторы на стронции. По своей надежности они превосходят все другие автономные источники энергии. КПД существующего термоэлектрического преобразователя равен 5%, тогда как КПД недавно разработанных термомеханических систем достигает 25—30%. Увеличение извлечения радиоактивного стронция из отходов могло бы значительно расширить применение таких систем.
Использование излучения для стерилизации пищевых продуктов имеет глобальное потенциальное значение. В настоящее время для этой цели применяют 6°Со или ускорители, появление же огромного количества радиактивного цезия, извлеченного из ядерных отходов, могло бы оказать огромное положительное влияние на экономику и масштабы использования излучения для обработки пищевых продуктов. Почти такое же значение имело бы использование 137Cs для очпст-
279
ки промышленных отходов, что становится все более и более важным по мере повышения требований к их стерилизации.
Низкое проникающее излучение, большой период полураспада и высокая энергонапряженность 238Ри делают его идеальным источником энергии для специальных целей. В настоящее время 238Ри применяют главным образом в космических исследованиях. В космос запущены источники энергии на 238Ри тепловой мощностью ~30 кВт. 2з8Ри Также используют в стимуляторах сердца, он может найти применение в качестве источника энергии для искусственного сердца. Для производства 238Ри требуется 237Np, который извлекают из отходов и затем облучают, чтобы получить чистый 238Ри.
Спрос на 241Ат значительно превышает существующие производственные мощности вследствие его использования в каротаже нефтяных скважин, в детекторах дыма и для различных контрольно-измерительных устройств. Однако потенциальный источник 241Аш огромен: в 1990 г. содержание 241Ат в ядерных отходах в США достигнет 6,5 т.
В будущем при организации извлечения из отходов всех упомянутых продуктов отходы превратятся в существенный актив с определенными преимуществами в производстве пищевых продуктов, здравоохранении и безопасности, что значительно уменьшит опасность остающихся отходов, что, в свою очередь, существенно упростит вечное хранение отходов.
Глава 8
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: ПРОБЛЕМЫ И ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ
Успех, достигнутый в 40-х годах учеными-ядерщиками в проектировании и строительстве реакторов для производства плутония, позволил прогнозировать получение дешевой энергии из ядра в огромных количествах. В настоящее время, спустя более трех десятилетий, ядерная энергия используется для удовлетворения потребностей в энергии во многих странах. Однако во многих странах существует противодействие использованию ядерной энергии, а в некоторых из них это противодействие угрожает привести к запрету использования ядерной энергии.
В данной главе рассматриваются основные мотивы этого противодействия и делается попытка оценить справедливость выражаемых опасений. Следует указать на достаточно субъективный характер оценки и конечного вывода, который делают авторы, поскольку они выступают в качестве арбитров при выборе между недостатками (а они имеются) и преимуществами (по мнению авторов, их много) ядерной энергии.
К середине 50-х годов ученые-ядерщики поняли, что энергетические ядерные реакторы будут более сложными и более дорогими, чем реакторы для производства плутония (для военных целей). Природный газ и нефть были в изобилии и стоили дешево, поэтому ядерная энергетика развивалась медленно. Однако резкое повышение цен на нефть в 70-е годы, а также прогнозируемое истощение запасов газа и нефти в ближайшие двадцать пять лет ускорили осуществление действующих программ развития ядерной энергетики во многих странах. Прежде чем приступить к обсуждению проблем ядерной энергетики, рассмотрим положение, которое сложилось в мире в области энергетики.
28Q
8.1.	МИРОВЫЕ ПОТРЕБНОСТИ В ЭНЕРГИИ
По мере развития цивилизации общее потребление энергии неуклонно по* вышалось. Потребность в энергии резко возросла примерно в 1900 г., когда некоторые страны вступили в век современной техники. Потребность в энергии зависит от двух главных факторов: роста населения и повышения уровня жизни большинства людей. Несмотря на то что принятого метода определения уровня
Человек эпохи НТР
Человек эпохи развития промышленности
Человек, занимавшийся сельским хозяйством на более высокой ступени Человек, начавший занимать  с я сельским хозяйством
Человек, занимавшийся охотой
Первобытный человек
\Домашнее хозяй-
Промышленность и
\ю	66	L I	L	1—J 1	31	1	 1 1	6c	:	J
! /			Vi \ 1 1		—
]7|	32	| 24	| /4 |					
И // м III					
О	50	100	150	200
Ежедневное потребление энергии на 1 чел.,1с3ккал
Рис. 8.1. Ежедневное потребление энергии на 1 человека для шести этапов развития человечества. Первобытный человек (Восточная Африка, около 1 млн. лет назад), который еще не пользовался огнем, имел только энергию пищи, которую он съедал. Человек, занимавшийся охотой (Европа, около 100 тыс. лет назад), имел больше пищи и сжигал дрова для обогрева и приготовления пищи. Человек, начавший заниматься сельским хозяйством (в 5000 г. до н. э.), выращивал урожай и получал энергию из животной пищи. Человек, занимавшийся сельским хозяйством на более высокой ступени (Северо-западная Европа в 1400 г. н. э.), имел уголь для обогрева, использовал энергию воды и ветра и гужевой транспорт. Человек эпохи развития промышленности (Великобритания в 1875 г.) имел паровой двигатель. В 1970 г. человек эпохи НТР (в США) потреблял 230 тыс. ккал ( — 270 кВт-ч) в 1 сут., большей частью в форме электроэнергии (заштрихованные участки). Пища делится на растительную (слева с краю) и животную (или корм для животных)
жизни нет, в данном случае будем исходить из материального уровня жизни, который тесно связан с потреблением энергии на 1 чел. На рис. 8.1 показана потребность в энергии в зависимости от этого вида уровня жизни. Повышение уровня жизни людей в большинстве стран мира с 1900 г. и огромный рост общего населения в мире привели в общему потреблению энергии в 1975 г., равному 5,7-1019 кал/год или 7,5 ТВт (1 ТВт эквивалентен сжиганию примерно 1 млрд, т угля в год).
При прогнозировании потребностей в энергии значительные разногласия вызывают величины, которые следует принимать в качестве предела роста населения земного шара и в качестве единицы потребления энергии на 1 чел. В 2000 г.
281
Рис. 8.2. Прогнозы относительно потребления энергии на основе различных величин потребления на 1 чел. Потребление энергии дано в тераватт. год, или просто в ТВт
население земного шара превысит 6 млрд, человек. Ожидают, что темпы роста населения будут снижаться, но прогнозы относительно величины этого «уровня» сильно расходятся. Мы будем пользоваться средней расчетной величиной 12—13 млрд., принятой на конференции ООН по росту народонаселения в Бухаресте в 1974 г. Потребление энергии на 1 чел. в будущем также является неопределенным. В настоящее время более чем для 70% людей в мире потреб-
ление энергии составляет меньше средней (глобальной) величины потребления на 1 чел. (2 кВт). Это неравное использование энергии на 1 чел. связано с состоянием развития экономики различных стран. Маловероятно, что такое неравномерное распределение останется неизменным. По мере повышения уровня жизни указанной «непривилегированной» части населения потребление энергии на 1 чел. будет возрастать. На рис. 8.2 представлена общая потребность в энергии на основе ежегодного потребления энергии на 1 чел., равного 2,3 и 5 кВт-год. Конечно, потребление энергии на 1 чел. и численность населения земного шара могут превысить 5 кВт и 13 млрд. чел. соответственно. Поэтому любой прогноз будущих потребностей в энергии весьма неопределен. Однако значение 50 ТВт кажется приемлемым, хотя, возможно, и умеренным для оценки возможных долгосрочных источников энергии.
8.2.	ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ
Простой расчет показывает, что «возобновляемые» (или непрерывно текущие) Энергетические ресурсы, подобные водопадам, геотермальной и солнечной энергии, энергии ветра и морских волн, или энергии сжигания «биомассы» (из быстро растущих «лесов энергии») и т. п., могли бы дать значительный вклад в удовлетворение мировых потребностей в энергии, использовать эти ресурсы в значительно большем масштабе. Однако более тщательный анализ технических, связанных с охраной окружающей среды, и социальных последствий такого широкомасштабного использования возобновляемых энергоресурсов указывает на многочисленные препятствия, например повышение опасности для людей, отсутствие материала (для солнечных элементов, батарей и т. п.) или изменения климата.
В год твердой поверхности земного шара достигает 15—20 ПВт-год (П = = 1016) солнечной энергии, поэтому преобразование в полезную форму даже нескольких процентов решило бы мировую энергетическую проблему. К сожалению, за исключением использования солнечной энергии для отопления зданий, преобразование солнечной энергии в настоящее время требует слишком больших затрат. Более того, маловероятно, что солнечную энергию будут когда-либо использовать в качестве основного промышленного источника энергии, так как это — очень рассеянный низкотемпературный источник. Для сбора солнечного света потребовались бы огромные площади: для станции электрической мощностью 1000 МВт при условии высокого преобразования (~ 15%) в электроэнергию путем сбора дневного солнечного света в умеренных зонах потребовался бы коллектор площадью примерно 100 км2. Для рассчитанной потребности в энергии 50 ТВт для сбора солнечного света потребовалось бы в целом 5 млн. км2. Кроме 282
того, были бы совершенно неприемлемыми затраты На капитальное оборудование, которые превысили бы 15 000 долл, на 1 чел. на современном этапе развития техники.
Можно сделать вывод, что при отсутствии какой-либо крупной и непредвидимой в настоящее время технической разработки в ближайшие 100 лет солнечная энергия будет удовлетворять потребность в энергии лишь на 10—20% (для нужд отопления).
Независимые исследования, проведенные государственными организациями в различных странах, привели к единодушному выводу, что возобновляемые источники энергии могут удовлетворить лишь небольшую долю будущей мир вой
Рис. 8.3. Мировые энергоресурсы, включающие уголь, нефть, делящийся (235U) и сырьевой (238U, при условии деления 60%) уран. Известные запасы антрацита составляют одну треть общих запасов угля. Одной тонне природного урана приписывают энергию, равную 0,43 ПДж (0,12 ТВт-ч; 30 000 МВт-сут/6 т природного урана) в реакторах типа LWR
106ПД,ж
300 г
1400-Ю^Д.ж
10s ТВт-ч
250
200
150
100
50
Возможные общие ресурсы Ожидаемые экономику чески е ресурсы
I | г-; Известные эконо-
30
70
60
50
40
30
-20
-10
Уголь
Нефть Уран в реакторах LWR
Уран в реакторах FBR
потребности в энергии. Сюда относят гидроэнергию (гидроэнергетика), которая в соответствии с большинством прогнозов будет удовлетворять не более чем 2% мировых потребностей в энергии.
На рис. 8.3 показаны невозобновляемые источники энергии. Эти ресурсы делятся на:
а)	общие ресурсы, т. е. общее количество ресурсов па Земле, которое можно теоретически добыть. Эти расчеты основаны на общих геологических соображениях и включают неоткрытые ресурсы. В случае урана они относятся к месторождениям с содержанием урана до 0,005%, в случае угля — к глубинам до 2000 м в пластах толщиной по меньшей мере 0,3 м;
б)	осваиваемые ресурсы, т. е. количество общих ресурсов, которые могут быть хозяйственно освоены на современном этапе развития техники;
в)	известные экономические ресурсы, т. с. ресурсы, которые количественно рассчитаны по данным геологической разведки и которые могут быть хозяйственно освоены.
Можно ожидать, что в течение ближайшего столетня, а, возможно, и раньше, добыча нефти прекратится (в качестве значительного источника энергии). Сравнение данных, приведенных на рис. 8.3, с прогнозируемыми потребностями
283
в энергии показывает, что известные запасы нефти и урана (при его использовании в реакторах LWR) недостаточны для удовлетворения потребности человечества в энергии даже в ближайшем будущем. Возможно даже, что и «неоткрытые» запасы нефти и урана для LWR не позволят поддерживать указанное повышение уровня жизни. Уголь и уран, используемый в реакторах на быстрых нейтронах, единственные источники энергии, которые будут существовать по меньшей мере в течение ста лет.
В настоящее время ископаемые и ядерные ресурсы дают 92% потребляемой энергии, гидроэнергия — 2% и биологические источники (древесина, навоз и т. п.) — 6%. Маловероятно, что доля энергии от «возобновляемых» ресурсов значительно изменится, как указывалось выше, и поэтому она не превысит 10% общей потребности в энергии, если не удастся использовать энергию солнечных лучей для отопления в значительно более широкого масштабе. Даже если можно было бы повысить средний глобальный КПД использования энергии примерно с 30% (в настоящее время) до, возможно, 50%, потребуется, по-видимо му, значительно расширить использование невозобновляемых энергетических ресурсов, прежде чем можно будет развивать гелиоэнергетику.
8.3.	ВРЕДНЫЕ ВЛИЯНИЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭНЕРГИИ
Производство и использование энергии для нужд человечества в малом или большом масштабе связаны с возможностью несчастного случая или болезни, которые могут привести к увечью или смерти. Поэтому важно знать опасности, обусловленные каждым видом энергии, чтобы при выборе национальной политики в области энергетики этот фактор можно было сопоставить с другими аспектами, например условиями работы, затратами, использованием земли, истощением ресурсов и т. п.
Для каждого источника энергии необходимо учитывать опасности, связанные со всем топливным циклом. Общая оценка должна включать опасности, связанные: с приобретением материалов (бетона, стали и т. п.) и строительством электростанции; б) с производством топлива и его транспортированием на электростанцию; в) с эксплуатацией и техническим обслуживанием электростанции; г) с опасностью для населения в результате выбросов и размещения отходов и, наконец, д) с демонтажом электростанции и восстановлением земельного участка. Оценку следует проводить для всего срока службы электростанции и включать в нее как нормальную эксплуатацию, так и аварии. Опасности, указанные в пунктах б) и в), обычно относят к профессиональным; указанные в пункте г) представляют наибольшую угрозу для населения.
Опасности, указанные в пунктах а) ид), редко включают в анализ опасностей. Однако все указанные опасности были рассмотрены в весьма обширном и тщательно проведенном исследовании Инхабера. Некоторые из полученных им результатов приведены в табл. 8.1, в которую включены также данные, характеризующие опасности для профессиональных работников, связанные с эксплуатацией электростанции. Данные, приведенные в табл. 8.1, позволяют сделать вывод, что опасности, связанные с использованием в качестве источников энергии природного газа, гидроэнергии и ядерной энергии, значительно меньше как для профессиональных работников, так и для населения, чем при использовании нефти и угля, а также энергии ветра и солнечной энергии.
Основную опасность для населения при нормальной работе электростанции представляют выбросы отходов производства в атмосферу и водные потоки. Такие выбросы приведены в табл. 8.2; следует отметить, что для ископаемых источников энергии приведены выбросы для электростанции с необычно высокими нормами очистки сбросов: 90% для удаления SO2 и 99% для удаления пыли. И все же большие выбросы углерода, азота и окислов серы представляют серьезную угрозу не только для здоровья населения, но и для климата планеты.
Если экстраполировать всевозрастающую скорость сжигания ископаемых топлив, концентрация СО2 в атмосферном воздухе (в настоящее время ~ 0,0334%) увеличится до 0,0450% к 2010-му г., и до 0,0600% к 2030-му г. Ожидается, что такие концентрации СО2 повысят среднюю температуру планеты на 1 °C (2010 г.) 284
Таблица 8.1. Опасности, связанные с различными источниками энергии номинальной электрической мощностью 1 ГВт «год, для населения и профессиональных работников
Источник энергии	Опасности всего топливного цикла, потерянные чел.-дни		Опасности, связанные с зке-нлуатацней электростанций	
	на население	на профессиональных работников	Количество профессиональных заболеваний	Количество несчастных случаев на производстве со смертельным исходом
Природный газ	1000—2000	5900	22	0,3
Ядерная энергия	1400	8700	35	0,07
Нефть	1 920 000	18 000	42	0,5
Уголь	2 010 000	73 000	875	4,1
Солнечная энергия				
сбор на земле	510 000	101 000	—	—.
сбор в космосе	10 000	103 000	—	—
Электроэнергия	511 000	188 000	—	—
Ветер	539 000	282 000	—	—
Гидроэнергия	—	.—	25	0.13
Дрова	—	—	1380	3,5
Метанол	400	1 270 000	—	—
и 2 °C (2030 г.). Это может иметь несколько последствий: уменьшение количества осадков в тропических районах, увеличение выпадения осадков в полярных районах, таяние полярного льда с повышением уровня океана и т. п. В действительности проблема СО2 может сократить крупномасштабное использование угля в будущем. Лишь при интенсивном потреблении ядерной и солнечной энергии и политике ограничения производства энергии (рис. 8.4, а) можно будет избежать значительных изменений климата планеты в результате сжигания ископаемых топлив (рис. 8.4, б).
Выбросы SO2 в Западной Европе привели к окислению всех не защищенных буфером озер в этом районе, так что в настоящее время pH воды в некоторых озерах меньше 4. По расчетам, в Нью-Йорке ежедневно 28 человек умирают вследствие чрезмерных выбросов SO2. Увеличение смертности можно наблюдать при таких низких концентрациях, как (0,1 —1,0)-10~4, если его воздействие продолжается в течение одного или нескольких суток: при постоянном воздействии таких низких концентраций SO2, как 10~°%, наблюдается увеличение отсутст-
Рис. 8.4. Общая картина распределения источников энергии, ведущая к постоянному потреблению энергии 30 ТВт-год в 2050 г. (п), и его последствия (б) вследствие выброса СО2 в результате сжигания газа, нефти и угля. 1тУЭ (эквивалент тонны угля) =27 ГДж
Сброс С02, Ю9т УЭ/год
285
Таблица 8.2. Выбросы с электростанций электрической мощностью 1 ГВт, которые производят 6 ТВт-ч электроэнергии в год при тепловом КПД 35%
Показатель	Нефть**	Антрацит* *1	Дрова	Природный газ	Природный уран*1
Теплота сгорания, МВт-ч/м	11,5	7,5	5,0	12,9	120 000*4
Расход топлива, Мт/год Выбросы в атмосферу, т/год: двуокись углерода	1,65 5 000 000	2,3 7 000 000	3,4 5 700 000	1,35 3 500 000	0,000143	 Сточные воды, Ки/год*§ Т	10 000*’
окись углеро-	700	1200	15 000	2000	14С	20*7-
да углеводороды	500	350	15 000	30	88Кг	220 000*7-
окислы азота (NOX) окислы серы (SOx)	21 000	19 000	15 000	20 000	Pu (a)	0,001*8
	1ОООО<*10)	12 000<*10)	1700	15	Ри(р)	0,02*8 все ост.	9000*8
дым и пыль	20	1600	200	300	222Rn	4000*8
тяжелые металлы Твердые отходы, т/год:	10	50	70	0	226Ra	0,002*8
зола из фильтров*10	2000	23 000	17 000	0	100 (твердые НАО/САО)*9
отходы от процесса удаления серы*10	360 000	440 000		0	5—10 (остеклованные В АО)
** 3% золы, без золы.
*2 3% серы, 10% золы.
*3 Данные для реакторов PWR и BWR, которые, как показывают, в основном будут использоваться в 1975—2000 гг. (по данным отчета U. S NRC-0002, 1976).
♦< 6 т природного U на 1 т обогащенного урана при выгорании 30 000 МВт-сут/т обогащенного U.
♦5 Значения для сточных вод усреднены для всего срока службы АЭС или завода н включают все сточные воды, образующиеся при эксплуатации реактора и предприятий топливного цикла.
*6 Суммарная коллективная профессиональная доза — 650 чел бэр, для населения — 720 чел-бэр.
*® Сбрасывается на урановом заводе.
♦7 Удержание этих газов не предусмотрено.
♦’ Сбрасывается в воде.
*9 Только отвержденные низко- п среднеактпвные отходы АЭС.
*10 Предполагаемая эффективность фильтров, установленных в вентиляционной трубе, 99% для удаления пыли п 90% для удаления серы (известковые скрубберы).
вия болезни примерно на 1,5 сут на человека в год. Стандарт качества воздуха, установленный Агентством охраны окружающей среды США, равен 80 мкг SO2/m3 или 0,023-10~4% (1-10“4% SO2 = 2,86 мг SO2/m3). Это значительно ближе к наблюдаемым воздействиям на здоровье людей, чем установленные нормы. Если значение 80 мкг/м3 принять за предельно допустимое, то для разбавления сбросов электростанций, работающих на углей нефти (см. табл. 8.2), до приемлемых уровней требуется около 1,4-1014 м3 воздуха в год. Если в такой же объем воздуха сбросить 86Кг и 133Хе с АЭС, то ПДКвозд = 3-10~7 Ки/м3 соответствовала бы приемлемому выбросу 42 МКи/год; однако для АЭС «Библис А> (см. табл. 6.6) допустимый сброс составляет 0,9 МКи/год, а фактический 286
0,002 МКи/год, т. е« примерно в 25 тыс. раз меньше! Очевидно, в случае обычных выбросов сбросы с электростанций, работающих на угле и нефти, представляют значительно большую опасность, чем сбросы с АЭС.
8.4.	АВАРИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Противники ядерной энергетики составили перечни возможных последствий катастрофического повышения мощности реактора. Вопросы безопасности реакторов рассмотрены в гл. 6, включая серьезный случай расплавления активной зоны. В течение более 35 лет со времени пуска первого реактора произошла лишь одна авария с выбросом значительного количества радиоактивных веществ — пожар в уран-графитовом реакторе в Уиидскейле в 1957 г. Даже при этой и нескольких других авариях (например, на АЭС «Три Майл Айленд»), достаточно серьезных, чтобы причинить значительный ущерб станции, выброс активности не имел опасных последствий для здоровья населения: в Уиидскейле 25 человек получили одну десятую предельно допустимой дозы облучения.
Рис. 8.5. Частота событий, обусловленных деятельностью человека (а) н природных событий (б) с числом смертельных случаев, превышающих Af
В исследованиях безопасности реакторов, например в отчете Расмуссена (США, 1976 г.), пытаются оценить опасность крупной аварии реактора для населения. Опасность выражают произведением величины последствий, которые имеют место, когда происходит событие, на частоту (вероятность) этого события:
Опасность —	Величина	•	частота
(последствия/год)	(последствия/события) (события/год)
При расчете этой вероятности Расмуссен использует методологию дерева событий (или дерева отказов). Дерево событий начинается с начального отказа в самой АЭС. «Дерево» составляют, начиная с этого печального события, чтобы определить ход событий, представляющий собой результат работы или
287
бездействия различных систем обеспечения безопасности, исключающих возможность расплавления активной зоны с вероятной утечкой радиоактивности в окружающую среду. Идентифицированы все возможные события и их комбинации и определена достоверная вероятность их появления. Несмотря на то что многие отказы гипотетические, так как они никогда не наблюдались, следует все же учитывать вероятность их появления. Вероятность каждого появления аварии в цепи представляет собой произведение вероятности Pt каждого элемента в неработающей цепи или РгР2-Рз и т. п.
Предполагаемая авария на реакторе типа BWR ведет к выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду, который начинается примерно через 2 ч после начального отказа и продолжается в течение 2 ч. Предполагается утечка всего ксенона и криптона, 40% иода и цезия, 70 теллура, 5% бария и 50%ра-дия в активной зоне. Вероятность этого события ~ 10_° на реакторо-год, что касается воздействия на здоровье людей, то можно ожидать 450 случаев скрытого рака, 12 000 заболеваний щитовидной железы, 450 генетических эффектов; обычное число заболеваний соответственно 640 000, 20 000 и 100 000.
На рис. 8.5 показаны результаты анализа Расмуссена; как видно из рисунка, опасность для населения при аварии ядерного реактора исключительно мала. Отчет Расмуссена подвергся широкому обсуждению, и в нескольких критических обзорах было высказано предположение, что эта опасность может быть почти в 100 раз больше. Однако даже если анализ Расмуссена в 103 уменьшает опасность аварий ядерных реакторов, она меньше опасности аварий плотин, ураганов и т. п. Интересно, что в соответствии с анализом Расмуссена вероятность аварии атомных электростанций типа АЭС«ТриМайл Айленд» составляет один раз за 8000 реакторо-лет, тогда как в действительности авария произошла после 3000 реакторо-лет. Такое согласие, по-видимому, можно рассматривать как дополнительную поддержку этого анализа.
8.5.	НОРМАЛЬНАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ РЕАКТОРОВ
Еще один источник возможной опасности для населения со стороны ядерной энергетики — выброс радиоактивных веществ во время нормальной эксплуатации реактора. Невозможно свести к нулю утечку радиоактивности, как невозможно свести к нулю сброс загрязняющих веществ на тепловых электростанциях. Однако ведется постоянный контроль за теми небольшими количествами радиоактивных веществ, которые сбрасываются, чтобы они не превысили допустимые уровни (такой контроль за сбросом SO2, окислов азота и других вредных веществ почти никогда не ведется на электростанциях, работающих на ископаемом топливе). При эксплуатации реакторов Хе, Кг, 12 и 3Н2 могут сбрасываться в виде газов. Сбрасываемое количество должно быть таким, чтобы предельно допустимая доза на границе территории АЭС была меньше 5 мбэр/год (данное значение зависит от местных норм). На практике эти выбросы приводят к дозам облучения < 1 мбэр/год или < 1% дозы облучения, получаемой каждым человеком от естественного радиоактивного фона. Утечка радиоактивных веществ происходит со сбросом жидких отходов в окружающую среду, нои в подобном случае это количество меньше активности обычных источников. В 1970 г., например, вклад радиоактивных сбросов ядерно-энергетической промышленности США в общую годовую дозу облучения населения составил лишь 0,007% (тогда как вклад в годовую дозу рентгеновского излучения в медицине составляет 13,5%).
Существуют два вида биологических эффектов облучения: соматические и генетические значимые эффекты. По расчетам, если бы радиоактивные выбросы всех существующих атомных электростанций были равны предельно допустимым количествам, во всем населении США (220 млн. чел.) появились бы всего 24 генетические мутации. Однако фактические выбросы значительно меньше и, по расчетам, ведут к одной мутации каждые 4 года. Нормальная частота появления генетических мутаций 800000/год, поэтому вклад даже сильно выросшей ядерно-энергетической промышленности будет, по-видимому, составлять незначительную долю нормальной частоты появления мутаций. В табл. 8.3 288
Таблица 8.3. Расчетная годовая смертность от рака в США в результате облучения и других причин в период 1970—2000 гг.*
Причина рака	Общее количество заболеваний раком со смертельным исходом к 2000 г.	Среднее годовое количество заболеваний раком со смертельным исходом
Источники облучения: естественный радиоактивный фон	200 000	6700
рентгеновское излучение в медицине	100 000	3300
полет на реактивном самолете	7000	230
Радиоактивные выпадения в результате	7000	230
испытания ядерного оружия Ядерная энергетика**	90	3
От всех источников облучения	314 090	10 500
Все другие причины	11 686 000	389 500
Всего	12 000 000	400 000
* По данным «Nuclear Power and the Environment», ANS, 1976.
♦♦ Предполагается, что к 2000 г. будут эксплуатироваться 300 АЭС.
Таблица 8.4. Влияние различных факторов на сокращение продолжительности жизни человека*
Факторы, способствующие сокращению средней продолжительности жизни
Избыточный вес (на 25%)
Принадлежность к мужскому полу
Выкуривание 1 пачки сигарет в день
Жизнь в городских условиях
Фактическое облучение от АЭС (~20 ГВт) в 1970 г.
Расчетное облучение от АЭС при 100-кратном увеличении ядерно-энергетического производства
Уменьшение средней продолжительности жизни
3,6 года
3,0 года
7,0 года
5,0 года < 1 мин
<1 ч
* По данным «Nuclear Power and the Environment», ANS, 1976.
приведены расчетные данные, характеризующие смертность от рака, а в табл. 8.4 — расчетные данные, характеризующие сокращение жизни. Как видно из этих таблиц, цифры, которые можно отнести за счет ядерно-энергетической промышленности в 2000 г., невелики.
8.6. УДАЛЕНИЕ ОТХОДОВ РЕАКТОРОВ
В 1952 г. выдающийся американский ученый Джеймс Конант заявил, что безопасное удаление радиоактивных отходов из биосферы является неразрешимой проблемой и будет препятствовать использованию ядерной энергии. Противники ядерной энергетики все еще приводят эту точку зрения как один из наиболее неотразимых доводов против ядерной энергетики. В принципе до
289
1972 г. казалось, что Конант, возможно, прав; Поскольку отходы будут оставаться радиоактивными в течение жизни многих поколений, вряд ли можно доказать исследованиями, проводимыми несколько лет, что удаление отходов в геологические формации является безопасным в течение тысяч лет. Однако обнаружение остатков природных реакторов в Окло в 1972 г. дало определенные долгосрочные данные по меньшей мере для условий типа «Окло».
В Окло образовалось около 5 т продуктов деления и более 2 т плутония. Не обнаружено никакой миграции образовавшегося плутония в течение всего периода со времени его образования. 137Cs мигрировал, a 90Sr, по-видимому, оставался закрепленным по меньшей мере в течение времени, значительно превышающего его период полураспада (30 лет). Благородные газы утекали, но основная масса продуктов деления, а также трансплутониевые элементы оставались на месте, распадаясь в стабильные изотопы или уран соответственно.
Хотя данные природного реактора в Окло можно непосредственно отнести только к геологии данного района, важно, что «отходы» не подвергались какой-либо обработке для обеспечения их постоянного удержания в месте образования.
Кратковременные лабораторные и полевые эксперименты по изучению поведения плутония и америция обеспечивают сильную поддержку всеобщей применимости данных реактора в Окло, по крайней мере, для актиноидов. Эти элементы, долговременное хранение которых представляют собой проблему, характеризуются очень малой подвижностью в соляных пластах, граните, пористых горных породах, почве и даже воде в естественных условиях.
Удаление отходов подробно рассмотрено в гл. 7. Наш вывод — удаление отходов — больше не представляет неразрешимой проблемы. Данные Окло и продолжающиеся исследования во многих лабораториях свидетельствуют о возможности удаления отходов из биосферы с помощью ряда способов, приемлемых с точки зрения обеспечения минимальной опасности для будущих поколений.
8.7.	КОНТРОЛЬ ЗА РАСПРОСТРАНЕНИЕМ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ
Опасность распространения ядерного оружия определяет политику многих стран в области ядерной энергии и используется в качестве сильного довода против широкого использования ядерной энергии. Под «распространением» понимают расширение возможностей производства ядерного оружия. Часто это слово используют также для обозначения незаконного попадания делящегося материала к небольшим вненациональным группам; мы будем называть это «хищением ядерного материала» и рассмотрим его в следующем разделе.
Хотя делящимися являются не только 235U, 233U и 239Pu, но и другие тяжелые изотопы, наиболее легко можно получить именно эти изотопы достаточной чистоты и в достаточных количествах (10—50 кг, см. гл. 7) для производства ядерного оружия.
235U получают разделением изотопов урана, и самое «первое» ядерное оружие было изготовлено с применением этого изотопа. Для производства оружия необходимы несколько тонн природного урана и технология метода разделения изотопов. Хотя это количество урана относительно легко получить из низкосортных руд или приобрести незаконным путем, метод разделения изотопов всегда был тщательно засекречен. Однако последние годы показали, что технически развитые страны могут разработать свой собственный метод разделения; это, в частности, относится к достаточно простому центробежному способу.
233U можно выделить из облученного нейтронами 232Th. Для этой цели требуется не только работающий на 232Th реактор, но и технология переработки облученного топлива этого типа. Так как в настоящее время в эксплуатации находятся лишь экспериментальные реакторы на ториевом топливе (см. гл. 6), а технология переработки торийсодержащих твэлов разработана плохо (см. гл. 7), 233U не считают в настоящее время материалом, который можно использовать для производства оружия.
290
Прямо противоположное можно сказать о М9Рн. В более чем 20 странах работают сотни АЭС, производящих несколько тонн плутония в год. Даже небольшой исследовательский реактор тепловой мощностью 50 МВт производит в год плутоний в количестве, достаточном для изготовления одной бомбы. В И странах осуществляют переработку облученного уранового топлива на уровне тонн. Кроме того, плутоний выделяют из облученного в реакторе урана по меньшей мере в 20 национальных лабораториях. Таким образом, ядерная энергетика и знание технологии переработки имеются в настоящее время почти в каждой части мира. Это положение может привести к использованию части плутония для изготовления оружия.
Ввиду доступности знания технических процессов производства M6U н М9Рн «оружейного» сорта, единственным определенным средством, по крайней мере в настоящее время, избежать распространения ядерного оружия являются политические соглашения и международный контроль. Этого можно достичь через Договор о нераспространении ядерного оружия и систему контроля и учета ядерных материалов, осуществляемую Международным агенством по атомной энергии.
Договор о нераспространении ядерного оружия предусматривает следующее. Статья I: государства, обладающие ядерным оружием, обязуются не передавать кому бы то ни было ядерное оружие или другие ядерные взрывные устройства, а также контроль над таким оружием или взрывными устройствами равно как и никоим образом не помогать какому-либо государству, не обладающему ядерным оружием, приобретать ядерное оружие или другие ядерные взрывные устройства. Статья II: государства, не обладающие ядерным оружием, обязуются не производить и не приобретать ядерное оружие или другие ядерные взрывные устройства. Статья III: государства-участники принимают контроль МАГАТЭ с целью проверки выполнения их обязательств, принятых в соответствии с Договором. Статья VI: подтверждаются права государств, не владеющих ядерным оружием, развивать исследования, производство и использование ядерной энергии в мирных целях. Договор о нераспространении ядерного оружия охватывает все национальные программы развития ядерной энергетики (включая исследования), существующие в странах, не владеющих ядерным оружием.
В августе 1977 г. Договор о нераспространении ядерного оружия подписали ровно 100 государств, включая СССР, Великобританию и США. Из государств, обладающих ядерным оружием, Договор не подписали Франция и Индия. Лишь еще четыре государства — Египет, Израиль, ЮАР и Испания, в которых ведутся значительные работы в области ядерной энергии, не являются участниками Договора о нераспространении ядерного оружия или не имеют соглашений с МАГАТЭ о гарантиях.
После подписания и ратификации Договора о нераспространении ядерного оружия государство должно заключить с МАГАТЭ «соглашение о гарантиях». Разработаны детальные процедуры контроля за каждым ядерным предприятием: местоположение, конструкция, поток ядерного материала, расположение оборудования для производства или обработки материала, процедуры проверки и т. п. Контроль, осуществляемый в соответствии с системой гарантий, сосредоточен в «стратегических точках», так как изъятие делящегося материала возможно лишь на нескольких ключевых стадиях топливного цикла. Например, верхняя радиационная защита каждого поставленного под контроль МАГАТЭ реактора не только опломбирована МАГАТЭ, по и находится в поле зрения замкнутой автоматической фотокамеры, которая делает снимки через нерегулярные промежутки времени. Все контейнеры, в которых перевозится делящийся материал, пломбируются МАГАТЭ. Администрация АЭС должна вести точный учет всего делящегося материала, находящегося в пределах станции, на основе точных измерений делящегося материала, который могут независимо проверять инспекторы МАГАТЭ. Возможно, на заводах по переработке облученного топлива инспекторы должны находиться постоянно. Однако эта система пе включает заводы, где используется секретная технология (например, разделение изотопов с помощью центрифуг), или предприятия военного назначения.
Соглашение о поставке под контроль МАГАТЭ отдельных предприятий может подписать государство, не являющееся участником Договора о нераспространении ядерного оружия. Государства-участники Договора о нераспространении
291
могут исключить некоторые предприятия из системы гарантий МАГАТЭ. Это относится к предприятиям по производству ядерного оружия в СССР, Великобритании и США. В 1978 г. в странах, не обладающих ядерным оружием, под контролем МАГАТЭ находились около 600 различных предприятий (энергетические реакторы, заводы по переработке и т. п.), на которых имелось более 20 кг плутония.
8.8.	ХИЩЕНИЕ ДЕЛЯЩЕГОСЯ МАТЕРИАЛА
Ядерное оружие может быть приобретено небольшими организованными и весьма решительными группами путем: а) хищения оружия с военного склада; б) хищения соединения высокообогащенного урана из лаборатории или во время перевозки (в реакторах HTGR и некоторых исследовательских реакторах используют уран с обогащением 90%); в) хищения соединения плутония в лаборатории или во время транспортирования; г) хищения облученных ТВС энергетических реакторов. Хищение урана или плутония может осуществляться в течение какого-либо периода времени и пройти незамеченным или может произойти за один прием и, по всей вероятности, будет обнаружено. Тщательный учет материалов (например, под контролем системы гарантий МАГАТЭ) и надежная физическая охрана могут помешать всем этим действиям.
Самая маловероятная операция — хищение облученных сборок, так как в этом случае пришлось бы транспортировать массивный похищенный материал и длительно работать с высокоактивным материалом; возможность пережить захват материала кажется весьма маловероятной. Наиболее уязвимым с точки зрения возможности хищения, по-видимому, является транспортирование плутония. Эту опасность можно практически исключить или уменьшить почти до того же уровня опасности, которую представляют облученные сборки энергетических реакторов, путем использования «безопасных с точки зрения распространения ядерного оружия» топливных циклов.
8.9.	БЕЗОПАСНЫЕ С ТОЧКИ ЗРЕНИЯ РАСПРОСТРАНЕНИЯ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ
Используемый в настоящее время уран-плутониевый цикл (см. гл. 7) считают особенно уязвимым с точки зрения возможности использования делящегося материала в военных целях, так как в этом цикле извлекают и хранят на заводах по переработке огромное количество чистых соединений плутония, которые затем отправляют в центры по изготовлению твэлов. Даже при контроле по системе гарантий МАГАТЭ в этом цикле может произойти хищение.
Эту опасность могло бы значительно уменьшить создание региональных центров ядерного топливного цикла под международным контролем вместо большого числа национальных заводов. Облученное топливо направляли бы в такие центры, где изготавливали новые твэлы с уран-плутониевым топливом для водоводяных реакторов (с содержанием Ри 5%) или для реакторов на быстрых нейтронах (с содержанием Ри 20%). Безопасность с точки зрения возможности распространения ядерного оружия обеспечивается международным статусом центра. Если для получения смешанного уран-плутониевого топлива будут смешиваться растворы плутония и урана, получаемые на заводе по переработке, то чистый плутоний будет находиться только в пределах технологической линии. В случае хищения этого материала для изготовления оружия пришлось бы разделять уран и плутоний химическим способом; если учесть, что раствор плутония представляет опасность с точки зрения возможности достижения критических условий, то эта задача представляет определенные трудности.
Предложено несколько способов дальнейшего повышения безопасности с точки зрения возможности распространения ядерного оружия, а) Предлагается «метить» новые ТВС у-излучающим радионуклидом (например, 137Cs, чтобы для изготовления оружия потребовалось дистанционное манипулирование, б) Но-292
вые ТВС предлагается облучать (например, до 1000 МВт-сут/т), что затруднило бы обращение с ними и, возможно, потребовало бы также переработки для последующего использования в производстве оружия, в) Предлагается модифицировать процесс переработки, чтобы оставлять некоторые продукты деления в плутонии, делая его таким образом очень радиоактивным и, следовательно, более трудным для обработки, г) Предлагается оставлять все актиноиды в уранплутониевом топливе для реакторов на быстрых нейтронах. Хотя два последних предложения будут, по-видимому, приводить к такому же результату, что и предложение б), они имеют дополнительные преимущества.
В соответствии с процессом CIVEX, который в принципе представляет случай в), завод по переработке будет состоять лишь из нескольких камер. Одна камера будет использоваться для резки и растворения топлива. Из второй камеры для химического разделения будут выходить три потока: 1) почти весь плутоний плюс некоторое количество урана (чтобы содержание плутония было 25%) и некоторые продукты деления (в основном Zr и Ru); 2) оставшийся уран; 3) оставшиеся продукты деления. Остальные камеры будут использоваться для изготовления из смеси (Ри—U — продукты деления) новых ТВС, для очистки урана и обработки продуктов деления. В этом случае плутоний в чистом виде на заводе не появляется.
Предложение г) частично рассмотрено в гл. 7. В этом случае можно достичь тех же преимуществ, что и в случае в), но, кроме этого, высокоактивные отходы будут значительно менее вредными и не будут представлять опасности в течение весьма длительного времени, если будут удалены актиноиды.
Во всех четырех случаях новые ТВС будут иметь высокий уровень активности (в случаях а)—в) главным образом у-активность, в случае г) главным образом а- и нейтронное излучение). Хотя это будет создавать некоторые трудности при обращении с ТВС, опыт ядерной промышленности достаточен, чтобы решить данную проблему, и это не окажет значительного влияния на стоимость электроэнергии, производимой на АЭС.
В высшей степени неуязвимым с точки зрения распространения ядерного оружия некоторые считали топливный цикл с однократным использованием топлива (см. гл. 7). Однако размещение огромного количества облученного уранового топлива, содержащего тонны плутония, в земле представляет особую опасность, которую иногда называют «плутониевой бомбой с часовым механизмом». Поскольку радиоактивность продуктов деления будет падать, впоследствии обеспечится возможность извлечения облученного топлива из земли с целью использования содержащегося в нем плутония для производства энергии или изготовления оружия. Так как со временем необходимость защищать хранилище будет возрастать, возникнет весьма сложное положение с обеспечением учета и контроля за ядерным материалом.
Торий-урановый цикл (см. гл. 7) не является более неуязвимым сточки зрения распространения ядерного оружия, чем уран-плутониевый цикл, так как необходимо отделять чистый делящийся 233U от сырьевого материала 232Т11, чтобы замкнуть цикл (см. рис. 7.5). 233 U можно было бы «денатурировать» добавлением 238U. Однако в следующем цикле облучения это привело бы к образованию 239Ри. Разбавление 233U добавлением 235U не дало бы желаемого результата, так как М5и — также делящийся изотоп. Таким образом, в случае торий-уранового цикла, за исключением использования его в реакторе-размножителе на расплавленных солях (см. гл. 6), в котором реактор и переработка топлива будут замкнуты в одну цепь, существуют проблемы, аналогичные проблемам уранплутониевого цикла.
Все мероприятия по охране ядерно-энергетических топливных циклов от хищения ядерного материала и распространения ядерного оружия не смогут предотвратить хищение и распространение ядерного оружия па стадии обогащения топлива. Поэтому все операции, связанные с ураном, также нужно охранять. Было предложено все стадии топливного цикла поставить под контроль, а обогащение проводить только в международных центрах. Однако до тех пор пока некоторые страны не будут участвовать в Договоре о нераспространении ядерного оружия или будут отказываться поставить некоторые предприятия под контроль, абсолютное предотвращение распространения ядерного оружия, по-видимому, невозможно.
293
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
Глава 1
IAEA, Safety Series, Vienna, 1960, and later.
3. T. Price, С. C. Horton, and К. T. Spinney, Radiation Shielding, Pergamon Press. Oxford, 1957.
S. Flugge (ed.), Handbuch der Physik, Band 34, 1958, and 38/2, 1959, Springer-Verlag.
R. L. Mossbauer, Recoilless nuclear resonance absorption, Ann. Rev. Nucl. Sci. 12 (1962) 1.
J. C. Rockley, An Introduction to Industrial Radiology, Butterworths, London, 1964.
C. S. Fadley, S. В. M. Hagstrom, J. M. Hollander, M. P. Klein, and D. A. Shirley, Chemical bonding information from photoelectron spectroscopy, Science 157 (1967) 1571.
D. A. Shirley, Chemical tools from nuclear physics, Science 1<5I (1968) 745.
IAEA, Nuclear Well Logging in Hydrology, Tech. Report 126, Vienna, 1971.
IAEA, Commercial Portable Gauges for Radiometric Determination of the Density and Moisture Content of Building Materials, Tech. Report 130, Vienna, 1971.
G. M. Bancroft, Mossbauer Spectroscopy, J. Wiley, 1973.
J. A. Cooper, Comparison of particle and photon excited X-ray fluorescence applied to trace element measurements on environmental samples, Nucl. Instr. Methods 106(1973) 525.
H. W. Thummel, Stand und Entwicklungstendenzen auf dem Gebiet der Isotopen und Strahlenanalytik. Physikalischc Analysenvcrfahren mit Radionuklidcn, Isotopenpraxis 11 (1975) 1,41, 87, 117,172.
Глава 2
S.	C. Lind, Radiation Chemistry of Gases, Reinhold, 1961.
A.	O. Allen, The Radiation Chemistry of Water and Aqueous Solutions, D. van Nostrand, 1961.
M. Haissinsky and M. Magat. Radiolytic Yields, Pereamon Press. Oxford. 1963.
R. O. Bolt and J. G. Carroll, Radiation Effects on Organic Materials, Academic Press, 1963.
В.	T. Kelly, Irradiation Damage to Solids, Pergamon Press, Oxford, 1966.
J. L. Dye, The solvated electron, Sci. Am. Febr. 1967.
J. R. Cameron. N. Suntharalingham and G. N. Kenney, Thermoluminescent Dosimetry, University of Wisconsin Press. 1968.
E. J. Hart (ed.), Radiation Chemistry, Advances in Chemistry Series 81, Am. Chem. Soc., Washington DC, 1968.
E. J. Henley and E. R. Johnson, The Chemistry and Physics of High Energy Reactions, University Press, Washington DC, 1969.
W. Schnabel and J. Wendenburg, Einfuhrung in die Strahlenchemie, Verlag-Chemie GmbH, 1969.
N. E. Holm and R. J. Berry (eds.). Manual on Radiation Dosimetry. Marcel Dekker, 1970.
J. H. O’Donnell and D. F. Sangster, Principles of Radiation Chemistry, Elsevier, 1970
A. R. DENAROand G. G. Jayson, Fundamentals of Radiation Chemistry, Butterworth, 1972.
G. E. Adams, E. M. Fielden, and B. D. Michael (eds), Fast Processes in Radiation Chemistry and Biology,
J. Wiley, 1975.
J. W. T. Spinks and R. I. Woods. An Introduction to Radiation Chemistry, 2nd edn . J. Wiley, 1976.
J. Silverman and A. R. Van Dyken, Radiation processing. J. Radiation Phys. Cheni 9 (1977) 1-886.
G. V. Buxton and R. M. Sellers, The radiation chemistry of metal ions in aqueous solutions, Coord. Chem. Rev. 22(1977) 195.
Глава 3
H. Yagoda, Radioactive Measurements with Nuclear Emuls' ns, Wiles; 1949.
G. B. Cook and J. F. Duncan, Modern Radiochemical Piaetice, Oxford University Press. 1952.
S. Flugge and E. Cp.urz (eds.), Instrumented? Hilfsmiltel der Kernphysik II. Ilandbuch der P/nstk, XLV. Springer-Verlag, 1958,
G. D. O’Ki i i.i.y, Detection and Measurement.of Nuclear Radiation, NAS-NS 3105, Wash'ineton DC, 1962.
E. Schram and R. Lombaf.rt, Organic Si indllation Detectors. F.lse.v ie.r 1963
294
W. H. Barkas, Nuclear Research Emulsions, Academic Press, 1963.
W. J. Price, Nuclear Radiation Detection, McGraw-Hill, 1964.
P. C. Stevenson Processing of Counting Data. NAS-NS 3109, Washington DC. 1966.
W В Mann and S. B. Garfinkel, Radioacti\ity and its Measurement, van Nostrand, 1966.
Nuclear spectroscopy instrumentation, Nucl. Instr. Meth. 43(1966) 1.
G. Bertolini and А. Сосне (eds.), Semiconductor Detectors, North-Holland, 1968.
R. J. Brouns, Absolute Measurement of Alpha Emissions and Spontaneous Fission, NAS-NS 3112, Washington DC, 1968.
J. M. A. Lenihan and S. J. Thomson, Advances in Activation Analysis, Academic Press, 1969
K. Bachmann, Messung Radioaktiver Nuclide, Verlag-Chemie GmbH, 1970.
С. E. Crouthamel, F. Adams, and R. Dams, Applied Gamma Ray Spectrometry, Pergamon Press, Oxford, 1970.
О. C. Allkofer, Teilchen-Detectoren, Thiemig, 1971.
P. Quittner, Gamma Ray Spectroscopy, Adam Hilger, London,-1972.
H. Kiefer and R. Maushart, Radiation Protection Measurement, Pergamon Press, Oxford, 1972.
R. A. Faires and В. H. Parks. Radinisntone Laboratory Techmaui's ButtcrUorih. 1973.
J. A. Cooper, Comparison ol particle and photon excited X-ray fluorescence applied toiraceelcmenl measurements of environmental samples, Nucl. Instr. Meth. 106 (1973) 525.
J. D. Macdogall, Fission-track dating, Sci. Am. Dec. 1976.
J. Krugers, Instrumentation in Applied Nuclear Chemistry, Plenum Press, 1973.
Users' Guide for Radioactivity Standards, NAS-NS 3115, Washington DC, 1974.
D. L. Horrocks, Application of Liquid Scintillation Counting, Academic Press, 1974.
R. J. Ouseph, Introduction to Nuclear Radiation Detection, Plenum Press, 1975.
R. L. Fi Fisctli R, P. В Prici . and R. M. Wai.ki r, Nuclear Tracks in Solids, Unncrsity of California Pres^ 1975.
Глава 4
H. Bateman, The solution of a system of differential equations occurring in the theory of radio-active transformations, Proc. Cambridge Phil. Soc. 15 (1910) 423.
W. Rubinson, The equations of radioactive transformations in a neutron flux, J. Chem Phys 17(1949)542.
J. Prawitz and J. Rydberg, Composition of products formed by thermal neutron fission of 235U, Acta Chem Scand. 12(1958) 369, 377.
I.	J. Gruverman and P. Kruger, Cyclotron-produced carrier-free radioisotopes: thick targei yield data anc carrier-free separation procedures, Int. J. Appl. Rad. Isotopes5 (1959) 21 -31.
A.	P. Wolf, Labeling of organic compounds by recoil methods, Ann. Rev. Nucl. Sci. 10 (1960) 259.
IAEA, Production and Use of Short-lived Radioisotopes from Reactors, Vienna, 1963.
B.	J. Wilson. The Radiochemical Manual, UKAEA, The Radiochemical Centre. Amersham, 19oo.
J.	Klhnberg (ed.), Collected Radiochemical Procedures, USAEC Rept LA-1721 (3rd edn.), CFST, 1967
A. K. Lavrukhina, T. C. Malysheva, and A. K. Pavlotskaya, Chemical Analysis of Radioactive Materials translated by ScriptaTechnica Ltd., Cleveland, Ohio, CRC Press, 1967 (International Scientific Series).
S. Amiel, Modern rapid radiochemical separation, in Nuclear Chemistry (L. Yaffe ed.), Vol. II, p 251, Academic Press, 1968.
I. Zvara, Yu. T. Chuburkov, R. Caletka, and M. R. Shalaevskh, Radiokhimiya 11 (1969) 163 (= Sov. Radiochem. 11 (1969) 161).
G. Herrmann and H. O. Denschlag, Rapid chemical separations, Ann. Rev. Nucl. Sci. 19 (1969) 1. NAS-NS, Source Material for Radiochemistry, No. 42, 1970.
S. Borg, B. Rydberg, L. E de Geer, G. Rudstam, B. Grapengiesser, E. Lund, and L. Westgaard, On-line separation of isotopes at the reactor in Studsvik (OSIRIS) Nucl. Insirum. Meth. 91 (1971) 109.
D. DeSoete, R. Gubels, and J. Hoste, Neutron Activation Analysis, WHey-Interscience (1972).
P. O. Aronsson, В. E. Johansson, J. Rydberg, G. Skarnemark, J Alstad. B. Bergersen. E. Kvale, and M. Skarestad, SISAK—a new technique for rapid, continuous (radio) chemical separations, J. Inorg. Nucl. Chem. 36(1974) 2397.
W. Muller and R. Lindner (eds), Transplutonium 1975, North-Holland/Elsevier. 1976.
N. Trautmann, Rapid chemical separations. In 3rd Int. Conf. Nuclei Far from stability, CERN. 1976.
H. L. Rawn, L. С. Karraz, J. Denimal, E. Kugler, М. Skarestad, S, Sundell, and L. Westgaard, New techniques at ISOLDE-II Nucl. Instr. Methods, 1976.
NAS-NS, Monograph Series on the “Radiochemistry of Elements" (covers almost all lhe elements).
G. Rudstam, The on-lme mass separator OSIRIS and the study of short-lived fission products, Nucl. Instr. Meth. 139(1976)239.
Radiopharmaceuticals and other compounds labeled with short-lived radionuclides, hit J. Applied Rad. Isotopes 28 (1911) Nos 1/2.
295
Глава S
А. С. Wahl and N. A. Bonner (eds.). Radioactivity Applied to Chemistry, Wiley, 1951 (still useful).
H. Piraux, Radioisotopes and their Industrial Applications, Philips Technical Library, Eindhoven, 1964.
PICPUAE, Vols. 19(1958), 15(1965), 13,14(1972).
E. Broda and T. Schonfeld, The Technical Applications of Radioactivity, Pergamon, Oxford, 1966.
IAEA, Radioisotope Tracers in Industry and Geophysics, Vienna, 1967.
T. Braun and J. Tolgyessy, Radiometric Titrations, Pergamon Press, Oxford, 1967.
J. Ru/к ka and I. Stary, Substoichiometry in Radiochemical Analysis, Pergamon Press, Oxford, 1968.
J. Molinari and J. Guizerix, Technical and economic aspects of the use of radioactive tracers for measuring flow in streams, Kerntechn. Isotopentechn. und Chemie 10 (1968) 264.
J. F. Duncan and G. B. Cook, Isotopes in Chemistry, Clarendon Press, 1968.
H. J. M. Bowen, Chemical Applications of Radioisotopes, Methuen, 1969.
J. M. A- Lenihan, S. J. Thomson, and V. P. Guinn (eds.), Advances in Activation Analysis, Academic Press, 1969 (Vol.. I), 1972 (Vol. II).
J. A. Dean, Chemical Separation Methods, van Nostrand Reinhold, 1969.
A. K. De, S. M. Khopkar, and R. A. Chalmers, Solvent Extraction of Metals, van Nostrand Reinhold, 1970.
С.	E. Crouthamel, F. Adams, and R. Dams, Applied Gamma-ray Spectrometry, Pergamon Press, Oxford, 1970.
D.	L. Massart, Cation-exchange Techniques in Radiochemistry, NAS-NS-3113, 1971.
E.	K. Hulet and D. D. Bode, Separation chemistry of the lanthanides and transplutonium elements, in Lanthanides and Actinides (ed. K. W. Bagnall), МТР Int. Rev. of Science, Butterworth, 1972.
D.	E. Robertson and R. Carpenter, Neutron Activation Techniques for the Measurement of Trace Metals in Environmental Samples, NAS-NS 3114, USAEC, 1974.
Глава 6
S. E. Liverhant, Elementary Introduction to Nuclear Reactor Physics, Wiley, 1960.
S. Glasstone, The Effects of Nuclear Weapons, USAEC, Washington, 1962.
R. G. Hewlett and О. E. Anderson, The Npw World, Pennsylvania State University Press, 1962.
J. K. Dawson and R. G. Sowden, Chemical Aspects of Nuclear Reactors, Butterworth, 1963.
S. Peterson and R. G. Wymer, Chemistry in Nuclear Technology, Pergamon Press, Oxford, 1963.
ANL-5800, Reactor Physics Constants, USAEC, TID, 1963.
Reactor Handbook, 2nd edn , Interscience, 1960-1964.
J. R. LaMarSH, Introduction to Nuclear Reactor Theory, Addison-Wesley, 1966.
J. G. Wills, Nuclear Power Plant Technology, Wiley. 1967.
С. O. Smith, Nuclear Reactor Materials, Addison-Wesley, 1967.
E. Teller, W. K. Talley, G. H. Higgins, and G. W. Johnson, The Constructive Uses of Nuclear Explosives, McGraw-Hill. 1968.
G. I. Bell and S. Glasstonf. Nuclear Reactor Theory, van Nostrand, 1970.
W. Fratzscher and H. Felke, Einfuhrung in die Kerntechnik, NEB Deutscher Verlag fiir Grundstoflfindustrie, Leipzig, 1971.
U.N. Conferences on peaceful uses of atomic energy, 1955, 1958, 1965, 1972.
J. R. Lamarsh, Introduction to Nuclear Engineering, Addison-Wesley; 1975.
IAEA, The Oklo Phenomenon, Vienna, 1975.
N. Piccinni, Coated nuclear fuel particles. Adv. Nucl. Sei, Techn. 8 (1975) 256,
G. A. Cowan, A natural fission reactor, Sci. Am. July 1976.
IAEA, Director of Nuclear Reactors, Vienna, 1959-.
S. D. Dr ell and F. Von Hippel, Limited nuclear war, Sci, Am. Nov. 1976, 235.
J. A. Richardson, Radioactive waste quantities produced by light water reactors, Nucl. Eng Int Jan. (1974)31.
IAEA, Management of Radioactive Wastes from the Nuclear Fuel Cycle, Vols. 1 and 2. Vienna, 1976.
Jahrbuch der Atomwirtschaft 1977, Handelsblatt GihbH, Verlag fiir Wirtschaftsinformation Dusseldorf, Frankfurt. 1977.
Int. Conf, on Nuclear Power and its Fuel Cycle, Salzburg 1977, IAEA, Vienna, 1977.
H. Edelhauser, H. Bonke. I. Gans, O. Huber, K. J. Vogt, and R. Wolter, Radioactive Effluents and Present - and Future Radiation Exposure to the Population from Nuclear Facilities m the Federal Republic of Germane, ibid.
.‘296
Глава 7
ICPUAE, Vol. 9 (1955), Vols. 17 and 18(1958), Vols. 10 and 14(1965), Vols. 8-11 (1972).
M. Benedict and T. H. Pigford, Nuclear Chemical Engineering, McGraw-Hill, 1957.
F. S. Martin and G. L. Miles, Chemical Processing of Nuclear Fuels, Butterworth, 1958.
J. Prawitz and J. Rydberg, Composition of products formed by thermal neutron fission of 1J,U, Acta Chem. Scand. 12 (1958) 369, 377.
R. Stephenson, Introduction to Nuclear Engineering, McGraw-Hill, 1958.
С. B. Amphlett, Treatment and Disposal of Radioactive Wastes, Pergamon Press, Oxford, 1961.
E. Gluckauf, Atomic Energy Waste, Butterworth, 1961.
J. Flagg (ed.), Chemical Processing of Reactor Fuels, Academic Press, 1961.
S. Peterson and R. G. Wymer, Chemistry in Nuclear Technology, Pergamon Press, Oxford, 1963.
IAEA, Disposal of Radioactive Wastes into Seas, Oceans and Surface Waters, Vienna, 1966.
IAEA, Practices in the Treatment of Low- and Intermediate Level Radioactive Wastes, Vienna, 1966.
1АЁА, Assessment of Airborne Radioactivity, Vienna, 1967.
IAEA. Disposal of Radioactive Wastes into the Ground, Vienna, 1967.
D. Dyrssen, J. O. Liljenzin, and J. Rydberg, Solvent Extraction Chemistry, North-Holland, 1967.
J. T. Long, Engineering for Nuclear Fuel Reprocessing, Gordon & Breach, 1967.
Y. Marcus and A. S. Kertes, Ion Exchange and Solvent Extraction of Metal Complexes, Wiley Interscience, 1969.
A. K. De, S. M. Khopkar, and R. A. Chalmers, Solvent Extraction of Metals, van Nostrand- Reinhold, 1970
S. Ahrland, J. O. Liljenzin, and J. Rydberg, (Actinide) Solution chemistry, in Comprehensive Inorganii Chemistry, Vol. 5, Pergamon Press, Oxford, 1975.
R. G. Post and K. Wirtz (eds.), Waste management symposium, Nuclear Techn. 24 (1974) 265-454; ibid. 1975, and later.
K. J. Schneider and A. M. Platt (eds.), High-level Radioactive Waste Management Alternatives, Battelli Pacific Northwest Laboratories,-Richland, Wash. 99352, Report BNWL-1900, NTIS, Springfield, 1974
J. P. Olivier, The management of fission products and long-lived alpha wastes, Adv. Nucl. Sci. Techn. 8(1975 141.
IAEA, Transuranium Nuclides in the Environment, Vienna, 1976.
IAEA, Management of Radioactive Wastes from the Nuclear Fuel Cycle, Vienna, 1976.
ERDA, Alternatives for Managing Wastes from Reactors and Postfission Operations in the LWk Fuel Cycle ERDA-76-43, NTIS, Springfield, 1976.
, AKA; National Council for Radioactive Waste Management (PRAV), Sweden; SOU 1976 ; 30, 31, 32 Stockholm,1976.
IAEA, Regional Nuclear Fuel Cycle Centres, Vienna, 1977.
B. L. Cohen, The disposal of radioactive wastes from fission reactors, Sci. Am. 236 June (1977) 21.
Convention on the Prevention of Marine Pollution by Dumping of Wastes and Other Matter—“The Definitior Required by Annex I, paragraph 6 to the Convention and the Recommendations Required by Annex II Section D”, IAEA, INFCIRC/205/Add. 1, 10 January 1975.
NEA-OECD, Objectives, Concepts and Strategies for the Management of Radioactive Waste Arising fron Nuclear Power Programmes. OECD, 1977.
H. A. C. McKay and M. G. Sowerby, The Separation and Recycling of Actinides, EEC, EUR 5801e, 1977.
A. M. Aikin, J. M. Harrison, and F. K. Hare, The Management of Canada's Nuclear Wastes, Minister o. Energy, Mines and Resources, Report EP 77-6, 1977.
KBS Project, Nuclear Fuel Cycle Back-End, 1978, Karnbranslesakerhct, Fack, 10240 Stockholm.
R. G. Wymer and B. L. Vondra, Technology of the Light Water Reactor Fuel Cycle, CRC-Press. 1980
Глава 8
F. D. SOWBY, Radiation and other risks, Health Physics 11 (1965) 879.
E. M. Mason, Nuclear reactors; transforming economics as well is energy, Techn. Rev., March 1969, p. 27.
C.	Starr, F. J. Dyson, M. K. Hubbert, D. M. Gates, W. B. Kemp, R. A. Rappaport, E. Cook. С. M. Summers, D. B. Luti.n, M. Tribus, E. C. McIrvini , and M. Kaiz, Energy and Pinter, Scientific American Book, Freeman, 1971.
J. W. Gofman and A. R. Tampi in, Poisoned Power. The Case Against Nuclear Гmver Plants, ChattoA Windus, . London, 1973..
D.	R. Inglis, Nuclear Energy—Its Physics and its Social Challenge, Addison-Wcslcj, 1973.
P.	Н. PlGFORD, Environmental Aspects of Nuclear Energy Production, Ann. Rev. Nucl. Sci 24(1974) 515.
Safeguards Against Nuclear Proliferation, SIPRI monograph, The MIT Press, Cambridge, USA, 1975.
N. C. Rasmussen, Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Powet Plants, WASH-1400 (NUREG 75/014), 1975.
P. Beckmann, The Health Hazards of not Going Nuclear, The Golem Press, Boulder, Colorado, 1976.
J. L Weeks, The Biological Costs of Industrial Activities, A ECL, 1975.
297
R. Avenhaus, W. Hafele, and P. E. McGrath, Consideration on the Large Scale Deployment of the Nuclear Fuel Cyc/e,Int. Inst, for Applied Systems Analysis, RR.-75-36, Schloss Laxcnburg, 1975.
The Union of Concerned Scientists, The Nuclear Fuel Cycle, The MIT Press, Cambridge, Mass., 1975.	'
H. Ashley, R. 1.. Rudman, and C. Whipple (eds.), Energy and the Environment: A Risk-Benefit Approach, Pergamon Press, Oxford, 1976.
W. Hafele, Energy options open to mankind beyond the turn of the century, Proc. Int. Conf on Nuclear Power and its Fuel Cycle, Salzburg, 1977; Vol. 1, p. 59, IAEA, Vienna, 1977.
A. B. Lovins, Soft Energy Paths: Toward a Durable Peace, Gallinger, 1977.
The Ford Foundation/The Mitre Coporation, Nuclear Power, Issues and Choices. Ballinger, Cambridge, Mass., 1977.
H. Inhaber, Risk of Energy Production, Atomic Energy Control Board, Report-1119, Canada, 1978.
C1VEX: the answer to blackmail, Nucl. Eng. Int. 23 July (1978) 59.
A. M. Weinberg, Reflections on the energy wars, American Sci. 66 (1978) 153.
R. H. Flowers, K. D. B. Johnson, J. H. Miles, and R. K. Webster, Long-term options for the FR fuel cycle, A tom 259(1978) 138.
J. Williams (ed.), Carbon Dioxide, Climate and Society, Pergamon Press, Oxford, 1978.
Список литературы на русском языке к гл. 4
9. Лаврухина А. К., Малышева Т. В., Павлоцкая Ф. И. Радиохимический анализ. М.: Изд-во АН СССР, 1963.
11. Звара И., Чубурков Ю. Т., Цалетка Р., Шалаевский М. Р. — Радиохимия, 1969, т. 11, с. 103.
Список литературы на русском языке к гл. 5
1.	Использование радиоактивности при химических исследованиях: Под ред. А. Валя и Н. Боннера: Пер. с англ. М.: Изд-во иностр, лит. 1954.
Список литературы на русском языке к гл. 7
2.	Бенедикт М., Пигфорд Т. Химическая технология ядерных материалов: Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1960.
9.	Петерсон 3., Уаймер Р. Химия атомной технологии: Пер. с англ. / Под ред. П. Б. Бравермана и У. Д. Верятина. М.: Атомиздат, 1967.
ДОПОЛНИТЕЛЬНАЯ ЛИТЕРАТУРА
Общие вопросы
1.	Брода Э. Современное состояние радиохимии: Пер. с англ. / Под ред. А. П. Виноградова. М.: Изд-во иностр, лит., 1953.
2.	Вдовенко В. М. Современная радиохимия. М.: Атомиздат, 1969.
3.	Гайсинский М., Адлов Ж. Радиохимический словарь элементов: Пер. с англ. / Под ред. С. С. Родина. М.: Атомиздат, 1968.
4.	Гайсинский М. Ядерная химия и ее приложения: Пер. с франц. М.: Изд-во иностр, лит., 1961.
5.	Келлер К. Радиохимия: Пер. с нем. / Под ред. Б. Ф. Мясоедова. М.: Атомиздат, 1978.
6.	Краткий курс радиохимии / Под ред. А. В. Николаева. М.: Высшая школа, 1969.
7.	Мурин А. Н. Физические основы радиохимии. М.: Высшая школа, 1971.
8.	Несмеянов Ан. Н. Радиохимия. М.: Химия, 1979.
9.	Старик И. Е. Основы радиохимии. Л.: Наука, 1969.
10.	Фридлендер Г., Кеннеди Дж., Миллер Дж. Ядерная химия и радиохимия: Пер. с англ. / Под ред. В. И. Гольданского и Б. Г. Дзаптпсва. М.: Мир.
11.	Хан О. Прикладная радиохимия: Пер. с нем. М.—Л.: Госхимиздат, 1947.
12.	Ядерная химия / Под ред. В. И. Гольданского и А. К. Лаврухиной. М.: Наука, 1965.
История радиохимии и ядерной химии
1.	Вдовенко В. М. Академик В. Г. Хлопин. Научная деятельность. М.: Атомиздат, 1962.
2.	Глесстон С. Атом. Атомное ядро. Атомная энергия. Развитие современных представлений об атоме и атомной энергии / Под род. Л. А. Арцимовича: Пер. с англ. М.: Изд-во иностр, лит., 1961.
3.	Головин И. Н. И. В. Курчатов. М.: Атомиздат, 1972.
296
4.	Гольдшмидт Б. Атомная проблема: Пер. с франц. / Под ред. В. С. Емельянова. М.: Атомиздат, 1964.
5.	Гоудсмит С. Миссия «Алсос>: Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1962.
6.	Гровс Л. Теперь об этом можно рассказать: Пер. с англ. М.: Атомиздат.
7.	Иойрыш А. И., Морохов И. Д. Хиросима. М.: Атомиздат, 1979.
8.	Кедров Ф. Ирен и Фредерик Жолио-Кюри. 2-е нзд. М.: Атомиздат, 1975.
9.	Корсунский М. И. Атомное ядро. М.: Техтеорнздат, 1950.
10.	Коттон Э. Семья Кюри и радиоактивность: Пер. с франц. М.: Атомнз-дат, 1964.
И.	Кюри Е. Мария Кюри: Пер. с франц. / Под ред. Е. Ф. Корша. М.: Атом-издат, 1976.
12.	Кюри М. Радиоактивность: Пер. с франц. М.: Физматиздат, 1960.
13.	Лоуренс У. Л. Люди и атомы: Пер. с англ. / Под ред. В. С. Емельянова. М.: Атомиздат, 1966.
14.	Погодин С. А., Либман 3. П. Как добыли советский радий. М.: Атомнз-дат, 1971.
15.	Рузе М. Роберт Оппенгеймер и атомная бомба: Пер. с франц. 2-е нзд. М.: Атомиздат, 1965.
16.	Сиборг Г., Корлисс У. Человек и атом: Пер. с англ. / Под род. В. Ф. Кулешова. М.: Мир, 1973.
17.	Содди Ф. История атомной энергии: Пер. с англ. / Под ред. А. Н. Крн-вомазова, Д. Н. Трифонова. М.: Атомиздат, 1979.
Химия урана и других радиоактивных элементов
1.	Ампелогова Н. И. Радиохимия полония. М.: Атомиздат, 1976.
2.	Браун Д. Галогениды лантаноидов и актиноидов: Пер. с англ. / Под ред. И. В. Тананаева. М.: Атомиздат, 1972.
3.	Бреслер С. Е. Радиоактивные элементы. М.: Техтеорнздат, 1957.
4.	Бэгналл К. Химия редких радиоактивных элементов полоний—актиний'. Пер. с англ. / Под ред. 10. В. Гагаринского. М.: Изд-во иностр, лит., 1960.
5.	Бэгналл К. Химия селена, теллура н полония: Пер. с англ. / Под ред. С. С. Родина. М.: Атомиздат, 1971.
6.	Вдовенко В. М. Химия урана и трансурановых элементов. М.—Л.: Изд-во АН СССР, 1960.
7.	Гольданский В. И. Новые элементы в периодической системе Д. И. Менделеева. М.: Атомиздат, 1963.
8.	Давыдов Ю. П. Состояние радионуклидов в растворах. Минск: Наука и техника, 1978.
9.	Ершова 3. В., Волгин А. Г. Полоний и его применение. М.: Атомиздат.
10.	Исследования в области химии урана / Под род. В. И. Снннцина. М.: Изд-во МГУ, 1961.
11.	Келлер К. Химия трансурановых элементов: Пер. с англ. / Под ред. Б. Ф. Мясоедова и С. С. Родина. М.: Атомиздат, 1976.
12.	Основные свойства неорганических фторидов. Справочник / Под род. Н. П. Галкина. М.: Атомиздат, 1976.
13.	Плутоний. Справочник. Т. 1. Под ред. О. Вика: Пер. с англ. / Под ред. В. Б. Шевченко, В. К. Маркова. М.: Атомиздат, 1971.
14.	Плутоний. Справочник. Т. 2. Под ред. О. Вика: Пер. с англ. / Под ред. Н. Т. Чеботарева. М.: Атомиздат, 1973.
15.	Радиохимия и химия ядерных процессов / Под ред. А. Н. Мурина, В. Д. Нефедова, В. П. Шведова. М.: Госхимнздат, 1960.
16.	Сиборг Г. Искусственные трансурановые элементы: Пер. с англ. / Под ред. А. К. Лаврухиной. М.: Атомиздат, 1965.
17.	Сиборг Г., Валенс Э. Элементы Вселенной: Пер. с англ. / Под ред. А. П. Виноградова. М.: Физматгиз, 1963.
18.	Сиборг Г. Т., Кац Дж. Химия актинидных элементов: Пер. с англ. / Под ред. Г. Н. Яковлева. М.: Атомиздат, 1960.
19.	Хайд И. Радиохимия франция и тория: Пер. с англ. / Под ред. Г. Н. Яковлева. М., Изд-во иностр, лит, 1961.
20.	Шуколюков Ю. А. Продукты деления тяжелых элементов на земле. М.: Э.чергоиздат, 1982.
299
21.	Эванс Э. Тритий и его соединения: Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1970
22.	Ягодин Г. А., Сииегрибова А. А., Чекмарев А. М. Технология редких металлов в атомной технике / Под ред. Б. В. Громова. М.: Атомиздат, 1974.
Ядерная аналитическая химия
1.	Вдовенко В. М., Дубасов Ю. В. Аналитическая химия радия. М.: Наука.
2.	Методы дистанционного анализа радиоактивных материалов: Пер. с англ. / Под ред. С. С. Родина. М. Атомиздат, 1974.
3.	Кораллова 3., Мясоедов Б. Ф. Аналитическая химия актиния. М.: Наука.
4.	Лаврухина А. К., Поздняков А. А. Аналитическая химия технеция, прометия, астатина и франция. М.: Наука, 1966.
5.	Милюкова М. С., Гусев Н. И., Сентюрин И. Г., Скляренко И. С. Аналитическая химия плутония. М.: Наука, 1965.
6.	Михайлов В. А. Аналитическая химия нептуния. М.: Наука, 1971.
7.	Мясоедов Б. Ф. и др. Аналитическая химия трансплутоннсвых элементов. М.: Наука, 1972.
8.	Пальшин Е. С., Мясоедов Б. Ф. Аналитическая химия протактиния. М.: Наука, 1968.
Радиоактивные изотопы
1.	Коробков В. И., Лукьянов В. Б. Методы приготовления препаратов и обработка измерений радиоактивности. М.: Атомиздат, 1973.
2.	Левин В. Н. Получение радиоактивных изотопов. М.: Атомиздат, 1972.
3.	Методы радиохимического анализа: Пер. с англ. / Под ред. Г. А. Середы. М.: Атомиздат, 1962.
4.	Михеева Л. М., Михеев Н. Б. Радиоактивные изотопы в аналитической химии. М.: Атомиздат, 1961.
5.	Несмеянов Ан. Н., Лапицкий А. В., Руденко Н. П. Получение радиоактивных изотопов. М.: Госхимиздат, 1954.
6.	Нефедов В. Д., Торопова М. А., Кривохатская И. В. и др. Радиоактивные изотопы в химических исследованиях. М.: Химия, 1965.
7.	Новые методы радиоаналитической химии / М. Кирш, 10. Тельдеши, Г. Н. Билимович и др. М.: Энергоиздат, 1982.
8.	Плотников Р. И., Пшеничный Г. А. Флюоресцентный рептгепорадиометри-ческий анализ. М.: Атомиздат, 1973.
9.	Руководство к практическим занятиям по радиохимии / Под ред. Ап. Н. Несмеянова. М.: Химия, 1980.
10.	Тельдеши Ю., Браун Т., Кирш М. Анализ методом изотопного разбавления: Пер. с англ. / Под ред. Ю. В. Яковлева. М.: Атомиздат, 1975.
И.	Тюфяков Н. Д., Штань А. С. Основы нейтронной радиографии. М.: Атомиздат, 1975.
12.	Фролов В. В. Ядерно-фнзические методы контроля делящихся веществ. М.: Атомиздат, 1976.
13.	Характеристики излучений радиоактивных нуклидов, применяемых в народном хозяйстве: оцененные данные. Справочник / Ю. В. Хольнов, В. П. Че-чев, Ш. В. Камынов и др. М.: Атомиздат, 1980.
14.	Хевеши Г. Радиоактивные индикаторы, их применение в биохимии нормальной физиологии и патологической физиологии человека и животных: Пер. с англ. / Под ред. М. Н. Фотеевой. М.: Изд-во иностр, лит, 1950.
15.	Шелемин В. В. Автоматические анализаторы радиохимических сред. М.: Атомиздат, 1971.
Радиационная химия
1.	Аллен А. О. Радиационная химия воды и водных растворов: Пер. с англ. / Под ред. П. И. Долина. М.: Госатомиздат, 1963.
2.	Владимирова М. В. Радиационная химия актиноидов. М.: Энсргоатомиз-дат, 1983.
3.	Джагацпанян Р. В., Емельянов В. И. Технология радиационно-химических процессов в газовой фазе. М.: Энергоиздат, 1982.
4.	Импульсный радиолиз и его применение / Ппкаев А. К., Кабакчи С. А., Макаров И. Е., Ершов Б. Г. — М.: Атомиздат, 1980.
300
5.	Линд С. Радиацноийо-химнческие процессы в газах: Пер. с англ. / Под ред. Б. Г. Дзантиева. М.: Атомиздат, 1965.
6.	Пикаев А. К. Дозиметрия в радиационной химии. М.: Наука, 1975.
7.	Пшежецкий С. Я. Излучение и химия. М.: Энергоатомиздат, 1983.
8.	Радиационная технология и комплексные энерго-химические производства / Н. П. Сыркус, Е. С. Старизный, В. А. Рудой, А. В. Путилов. М.: Атомиздат.
9.	Радиационные характеристики продуктов деления. Справочник / Н. Г. Гусев, П. М. Рубцов, В. В. Коваленко, В. М. Колобашкин. М.: Атомиздат.
10.	Расчет и конструирование радиоизотопных радиационно-химических установок. Справочник / Под ред. Е. Е. Кулиша. М.: Атомиздат, 1975.
11.	Рудой В. А., Путилов А. В. Радиационная технология за рубежом. М.: Энергоатомиздат, 1983.
12.	Своллоу А. Радиационная химия: Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1976.
13.	Харт Э., Анбар М. Гидратированный электрон: Пер. с англ. / Под ред. А. К. Пикаева. М.: Атомиздат, 1973.
14.	Хенли Э., Джонсон Э. Радиационная химия: Пер. с англ. М.: Атомиздат.
15.	Чепель Л. В. Применение ускорителей электронов в радиационной химии. М.: Атомиздат, 1975.
Регистрация излучений, дозиметрия, ядерная электроника
1.	Вартанов Н. А., Самойлов П. С. Прикладная сцинтилляционная у-спект-роскопия. Изд. 2-е. М.: Атомиздат, 1975.
2.	Голубев Б. П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений / Под ред. Е. Л. Столяровой. М.: Атомиздат, 1976.
3.	Горн Л. С., Хазанов Б. И. Избирательные радиометры. М.: Атомиздат.
4.	Иванов В. И. Курс дозиметрии. М.: Атомиздат, 1979.
5.	Ковальский Е. Ядерная электроника: Пер. с англ. / Под ред. И. В. Штра-ниха. М.: Атомиздат, 1972.
6.	Коротков Л. И. Справочник по радиоизотопным приборам для контроля и автоматизации технологических процессов. М.: Атомиздат, 1963.
7.	Кремниевые детекторы ионизирующих излучений / О. П. Федосеева, Л. С. Гаценко, О. В. Захарчук и др. М.: Энергоатомиздат, 1983.
8.	Курочкин С. С., Мурин И. Д. Современная ядерная электроника. М.: Атомиздат, 1975.
9.	Левин В. Е., Хамьянов Л. П. Регистрация ионизирующих излучений. М.: Атомиздат, 1973.
10.	Лукьянов В. Б., Симонов Е. Ф. Измерения и идентификация у-радноак-тивных препаратов. М.: Энергоиздат, 1982.
11.	Матвеев В. В., Хазанов Б. И. Приборы для измерения ионизирующих излучений. М.: Атомиздат, 1972.
12.	Франк М., Штольц. Твердотельная дозиметрия ионизирующего излучения: Пер. с нем. / Под ред. И. Б. Кеирим-Маркуса. М.: Атомиздат, 1973.
13.	Шрам Э., Ломбер Р. Органические сцинтилляционные детекторы. М.: Атомиздат, 1967.
Ядерная технология и переработка облученного топлива
1.	Алексахин Р. М. Ядерная энергия и биосфера. М.: Энергоиздат, 1982.
2.	Ампелогова Н. И., Симановский Ю. М., Трапезников А. А. Дезактивация в ядерной энергетике / Под ред. В. М. Седова. М.: Энергоиздат, 1982.
3.	Бенедикт М., Пигфорд Т. Химическая технология ядерных материалов: Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1960.
4.	Галкин Н. П., Судариков Б. Н. и др. Технология урана. М.: Атомиздат.
5.	Гидрометаллургическая переработка уранорудного сырья / Под ред. Д. И. Скороварова. М.: Атомиздат, 1979.
6.	Громов Б. В. Введение в химическую технологию урана. М.: Атомиздат.
7.	Громов Б. В., Савельева В. И., Шевченко В. Б. Химическая технология облученного ядерного топлива. М.: Энергоатомиздат, 1983.
8.	Даусон Д., Лонг Г. Химия ядерной энергетики: Пер. с англ. / Под ред. М. М. Синявина. М.: Атомиздат, 1962.
9.	Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980.
301
10.	Зефиров А. П., Невский Б. В., Иванов Г. Ф. Заводы по переработке урановых руд в капиталистических странах. М.: Атомиздат, 1962.
11.	Зильберман Я. И. Основы химической технологии искусственных радиоактивных элементов. М.: Атомиздат, 1961.
12.	Зуев В. А., Ломов В. И. Гексафторид плутония. М.: Атомиздат, 1975.
13.	Коэн П. Технология воды энергетических реакторов: Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1973.
14.	Крутиков П. Г., Лошкова Л. И., Медников А. К. Химико-технологические режимы вспомогательных контуров АЭС и ACT. М.: Энергоатомиздат, 1983.
15.	Мартынова О. И., Копылов А. С. Водно-химические режимы АЭС. Системы их поддержания и контроля. М.: Энергоатомиздат, 1983.
16.	Мурогов В. М., Троянов М. Ф., Шмелев А. Н. Использование тория в ядерных реакторах. М.: Энергоиздат, 1982.
17.	Петерсон 3., Уаймер Р. Химия в атомной технологии: Пер. с англ. / Под ред. П. Б. Бравермана и У. Д. Верятина. М.: Атомиздат, 1967.
18.	Подготовка облученного ядерного горючего к химической переработке / А. Т. Агеепков, Э. А. Ненарокомов, В. Ф. Савельев и др. М.: Энергоиздат.
19.	Радиохимическая переработка топлива АЭС / В. И. Землянухин, Е. И. Ильенко, А. Н. Кондратьев и др. М.: Энергоатомиздат, 1983.
20.	Соболев И. А., Хомчик Л. М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М.: Энергоатомиздат, 1983.
21.	Фомин В. В. Химия экстракционных процессов. М.: Атомиздат, 1960.
22.	Харрингтон Ч., Рюэле А. Технология производства урана: Пер. с англ./ Под ред. А. С. Займовского и Г. Л. Зверева. М.: Атомиздат, 1961.
23.	Химическая технология облученного ядерного горючего / Под ред. В. Б. Шевченко. М.: Атомиздат, 1971.
24.	Хоникевич А. А. Очистка радиоактивно загрязненных вод лабораторий и исследовательских ядерных реакторов. 3-е изд. М.: Атомиздат, 1974.
25.	Шевченко В. Б., Судариков Б. Н. Технология урана. М.: Госатомиздат.
26.	Ядерная технология / В. П. Шведов, В. М. Седов, И. Л. Рыбальченко и др.; Под ред. Морохова. М.: Атомиздат, 1979.
Ядерная энергетика
1.	Александров А. П. Атомная энергетика и научно-технический прогресс. М.: Наука, 1978.
2.	Атомная промышленность зарубежных стран / Под ред. А. К. Круглова и Ю. В. Смирнова. М.: Атомиздат, 1981.
3.	Гольдштейн Д. С., Кощеев В. С. Организация индивидуальной защиты в атомной промышленности. М.: Энергоатомиздат, 1983.
4.	Займовский А. С., Калашников В. В., Головин И. С. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов. М.: Атомиздат, 1967.
5.	Зимон А. Д. Дезактивация. М.: Атомиздат, 1975.
6.	Каттон Ф., Гудкин Д., Гриффитс В. Ядерное горючее на основе обогащенного урана: Пер. с англ. / Под ред. Н. П. Галкина. М.: Атомиздат, 1966.
7.	Охрана окружающей среды на предприятиях атомной промышленности/ Ф. 3. Ширяев, Е. Л. Макеев, В. П. Карпов и др.; Под ред. Б. Н. Ласкорина. М.: Энергоиздат, 1982.
8.	Петросьянц А. М. От научного поиска к атомной промышленности. М.: Атомиздат, 1970.
9.	Петросьянц А. М. Атомная энергетика зарубежных стран. М.: Атомиздат.
10.	Петросьянц А. М. Современные проблемы атомной науки и техники в СССР. М.: Атомиздат, 1976.
И.	Петросьянц А. М. Ядерная энергетика. М.: Наука, 1981.
12.	Радиационная безопасность в атомной энергетике / Л. А. Булдаков, Д. И. Гусев, Н. Ю. Гусев и др.; Под ред. А. И. Бурназяна. М.: Атомиздат, 1981.
13.	Радиационная безопасность и защита АЭС / Под ред. 10. А. Егорова. М.: Энергоиздат, 1981.
14.	Сивинцев Ю. В. Радиационная безопасность на ядерных реакторах. М.: Атомиздат, 1967.
15.	Ядерный графит / С. Е. Вяткин, А. Н. Деев, В. Г. Нагорный и др. М.: Атомиздат, 1967.
302
ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие к русскому изданию................................. 3
Глава 1. Прохождение ядерного излучения через вещество ...	5
1.1.	Обзор процессов поглощения............................... 5
1.2.	Кривые поглощения........................................ 7
1.3.	Прохождение протонов и тяжелых	ионов через вещество ... 10
1.4.	Прохождение электронов через вещество....................13
1.5.	Прохождение у-излучения через	вещество........18
1.6.	Эффект Мёссбауэра........................................23
1.7.	Применение электронной спектроскопии для химических анализов (ЭСХА)....................................................2G
1.8.	Рентгенофлуоресцентный анализ...........................27
1.9.	Поглощение нейтронов....................................30
1.10.	Защита от излучений.....................................31
1.11.	Применение источников излучения в технике...............33
Глава 2. Действие излучений на вещество..........................39
2.1.	Энергия переноса и доза облучения.......................40
2.2.	Единицы дозы излучения..................................43
2.3.	Действие излучений на металлы...........................44
2.4.	Неорганические соединения...............................46
2.5.	Ковалентные соединения..................................48
2.6.	Радиолиз органических соединений........................52
2.7.	Радиолиз воды...........................................55
2.8.	Радиолиз водных растворов...............................57
2.9.	Измерение доз излучения.................................59
2.10.	Радиационно-химический синтез..........................62
2.11.	Специальные применения.................................63
Глава 3. Обнаружение и измерение ядерного излучения............64
3.1.	Измерение треков........................................65
3.2.	Ионизационные камеры....................................70
3.3.	Счет импульсов..........................................72
3.4.	Газовые счетчики........................................77
3.5.	Твердотельные детекторы (ТТД)...........................83
3.6.	Сцинтилляционные счетчики...............................88
3.7.	Детекторы Вавилова—Черепкова............................93
3.8.	Специальные счетные системы.............................93
3.9.	Абсолютные скорости распада.............................95
3.10.	Приготовление образцов.................................97
3.11.	Статистика счета и ошибки..............................98
Глава 4. Производство радионуклидов.............................100
4.1.	Общие представления....................................101
4.2.	Выходы при облучении...................................103
4*3. Реакции второго порядка.................................104
4.4.	Условия выбора мишени..................................107
4.5.	Характеристики выпускаемых промышленностью радионуклидов ПО
4.6.	Разделение путем отдачи................................112
4.7.	Быстрое радиохимическое разделение.....................117
303
Глава 5. Применение радиоактивных индикаторов....................122
5.1.	Основные предпосылки для применения индикаторов .... 122
5.2.	Аналитическая химия.....................................124
5.3.	Неорганическая, органическая и биохимия.................132
5.4.	Исследования потоков жидкостей..........................138
5.5.	Некоторые области промышленного использования радиоактивных индикаторов...........................................140
5.6.	Радиоактивные индикаторы в биологических науках........141
5.7.	Поведение веществ, находящихся в микроколичествах.......|44
5.8.	Методы разделения и выделения индикаторов...............149
Глава 6. Цепные ядерные реакции.................................152
6.1.	Ядерный реактор.........................................
6.2.	Выделение энергии при делении...........................
6.3.	Вероятность деления.....................................
6.4.	Коэффициент деления.....................................
6.5.	Замедление нейтронов ...................................
6.6.	Нейтронный цикл.........................................
6.7.	Утечка нейтронов и критические размеры..................
6.8.	Кинетика реакторов......................................
6.9.	Использование топлива...................................
6.10.	Феномен «Окло»..........................................
6.11.	Ядерное топливо.........................................
6.12.	Конструктивные схемы реакторов..........................
6.13.	Исследовательские и испытательные реакторы..............
6.14.	Тепловые энергетические реакторы........................
6.15.	Реакторы-размножители на быстрых нейтронах..............
6.16.	Коэффициент полезного действия АЭС......................
6.17.	Безопасность реакторов..................................
6.18.	Радиоактивные выбросы, обработка и удаление отходов . . .
6.19.	Ядерные взрывы..........................................
153
155
157
159
160
161
165
167
169
174
175
177
179
181
195
200
202
206
212
Глава 7. Переработка облученного ядерного топлива.................216
7.1.	Облученное реакторное топливо...........................216
7.2.	Транспортирование облученного реакторного топлива.......222
7.3.	Возможные топливные циклы...............................224
7.4.	Хранение облученного топлива............................229
7.5.	Переработка уранового топлива тепловых реакторов .... 231
7.6.	Переработка топлива реакторов на быстрых нейтронах .... 248
7.7.	Переработка торийсодержащих топлив......................249
7.8.	Отходы от переработки...................................251
7.9.	Долговременное хранение отходов низкой и средней активности 256
7.10.	Хранение высокоактивных жидких отходов в резервуарах 258
7.11.	Возможные пути окончательного удаления высокоактивных отходов из биосферы............................................260
7.12.	Удаление в геологические формации.......................267
7.13.	Утилизация ядерных отходов..............................278
Глава 8. Ядерная энергетика: проблемы и перспективы развития 280
8.1.	Мировые потребности в энергии............................281
8.2.	Энергетические ресурсы...................................282
8.3.	Вредные влияния производства энергии.....................284
8.4.	Аварии ядерных реакторов.................................287
8.5.	Нормальная эксплуатация реакторов ...................... 288
8.6.	Удаление отходов реакторов...............................289
8.7.	Контроль за распространением ядерного оружия.............290
8.8.	Хищение делящегося материала.............................292
8.9.	Безопасные с точки зрения распространения ядерного оружия топливные циклы................................................292
Список литературы..............................................294
Дополнительная литература .................................... 298