Радиация, жизнь и окружающая среда - Гергалов В.И., Петряев Е.П.

Author: Гергалов В.И. Петряев Е.П.

Tags: несчастные случаи риски опасность профилактика несчастных случаев индивидуальные средства защиты безопасность физика экология окружающая среда радиация радиационная безопасность

ISBN: 5-341-01248-8

Year: 1994

Similar

Атлас последствий аварии на Чернобыльской АЭС на пострадавших территориях России и Беларуси

Основы гамма- спектрометрии природных сред

Новый справочник химика и технолога. Радиоактивные вещества. Вредные вещества. Гигиенические нормативы

Ионизирующая радиация: обнаружение, контроль, защита

Text

В И, ГЕРГА/1ОВ, Е П 1ЕТРЯЕВ
РАДИАЦИЯ,
ЖИЗНЬ
И ОКРУЖАЮЩАЯ
СРЕДА
I иг»»;;;',
“"Г""»»»
w,
““Х:’......-г (
..j
..
..
„рик .ик РРИ
r;::s......
‘ ..........
v
дин всех химичек I
кое уравнение вы₽
НН BKWB3UHH М» I
kceria пи "Р" II
,а1П „аимоасисви' I
mpnin» актиааиии f
Црвая рс^ия
Температур'

(Нпзвпнне >i номер школ и)
Г свпн(| w Нии и фамилии учп IIINосц укЛяао "Г» получении Оценил । учлшемуся ,1л пользоппине учебником
19 /
19 /
•9 /
19 / 1
Учебное издание
Гергалов Валерий Иванович
Петряев Евгений Петрович
РАДИАЦИЯ, ЖИЗНЬ и ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА
Р“°‘*,““‘<« W.OA н
Зав. редакцией Л. И. Минько
Редактор Л В. Гринкевич
ИО АО» к^е*^Н^
Корректоры И. С. Ере^иРк \ В„ ИпваАШК0
„,таю ' "
21,?,?3.”xw/„ ь,...
=.£::“•в"-’-
’»ОО5. М.«._ Км«Г.Ф2з“в"И‘Т МПП° Я *<««•.

В И ТЕРТ А ЛОВ, Е. П ПЕТРЯЕВ
РАДИАЦИЯ,
ЖИЗНЬ
И ОКРУЖАЮЩАЯ
СРЕДА
УЧЕБНОЕ ПОСОБИЕ
ДЛЯ 10—11 КЛАССОВ
ОБЩЕОБРАЗОВАТЕЛЬНЫХ ШКОЛ
И ПРОФТЕХУЧИЛИЩ
Министерством o6f
хф 1
'^Жтэкл
бЕЛДЗЯ^Ж-
н!В ЕН Clт эТА,1
МИ„СК .НАРОДНАЯ АСВЕТА.
ККК 22.383я721
удК ^1504.054:539.1.04Ч-614.8761 f075.3)
*1
I. г|
р|
Гергалов В. И., Петряев Е. П.
Г 37 Радиация, жизнь и окружающая среда: Учеб,
пособие для 10—11-х кл. общеобразоват. шк.
Мн.: Нар. асвета, 1994,— 159 с.: ил.
ISBN 5-341-01248-!
5040054000—005 „
Г---------------84-94
М 303(03)-94
ISBN 5-341-01248-8
ББК 22.383я721 20.1я721
© В. И. Гергалов. Е. П. Петряев, 1994
© Обложка. О И. Романнов. 1994
ОТ АВТОРОВ
много. Эго неРуди^итХе“ьноЧибош " ''ас,“1<ах """"шчо
таимой ме“ре иХ. 8” “”««»«« *
гресс в целом. Однако в сознании ™'ге™ич'’<’ш‘‘ про-
укоренилось мнение о том ит многих людей прочно
несут только °трщ^^ “
способе™,^ поражающие воображен^че"лоТка“по
следствия атомных взрывов над японскими городами
Хиросима и Нагасаки, информация о последствиях ис-
пытании ядерного оружия, тяжелые последствия аварий
на атомных станциях. По убеждению авторов, выбор гой
или инои позиции по отношению к использованию иони-
зирующих излучений должен быть глубоко осознанным.
Этот выбор будут делать нынешние школьники, на
которых и рассчитано настоящее пособие.
Авторы попытались показать, как совершаются от-
крытия. какой переворот в умах людей могут сделать,
казалось бы, чисто теоретические разработки, насколь-
ко при современном уровне развития науки и техники
важна компетентность и глубина понимания сути
процессов и явлений, каковы возможные последствия
некомпетентности и безответственности.
В книге рассказано о явлении радиоактивности, о
механизме рождения частиц и излучений высокой энер-
гии. о проблемах, связанных с мирным и военным при-
менением ядерной энергии, о взаимодействии излучений
с веществом и последствиях этого взаимодействия для
всего живого, о применении радиоизотопов и излучений
в различных областях науки и техники.
Пособие рекомендуется при изучении курса «Ради-
ационная безопасность.. курсов по выбору
химии, биологии в общеобразовательных школах
профтехучилищах.
ОТКРЫТИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
I. ХРОНИКА ВЕЛИКОГО ОТКРЫТИЯ
1
q
6-1
Менее 100 лет отделяет нас от момента открытия ра-
диоактивности - одного из величайших открытий в
истории мировой науки. Дата и время рождения его точ-
но известны. Это случилось 1 марта 1896 г., в 11 ч. Честь
открытия принадлежит известному французскому уче-
ному Антуану Анри Беккерелю. Решающую роль в
обнаружении радиоактивности сыграло пришедшее из
Германии известие об открытии немецким физиком
Вильгельмом Конрадом Рентгеном удивительных
Х-лучей, в настоящее время широко известных под на-
званием рентгеновских лучей.
Открытие Рентгена повлекло за собой целый ряд ис-
следований, в которых физики пытались установить
природу этого таинственного излучения. Они привели к
обнаружению радиоактивности, позволили получить ин-
формацию о структуре атома и ядра, открыть элемен-
тарные частицы, разработать новые способы получения
энергии, да и вообще коренным образом изменили
представления человека об окружающем мире.
Рентгеновские лучи были открыты впервые в катод-
ной трубке, которая и в настоящее время используется в
качестве их источника. Трубка была обычной стеклян-
ной колбой, откачанной до глубокого вакуума и снаб-
ииГ"™ металлических электродов для прохожде-
НИМИ разряда' в пеРвых катодных трубках
испускавшихся^еСК0Г° антикатода и поток электронов,
о ппотивоиппл раскаленным катодом трубки, ударялся
при этом кппмрУЮ стекляинУю стенку трубки, вызывая
сше и сильную яоявления рентгеновского излучения,
вХиИогСо франц зХ™ТЮ СТеКТ- Эт° навел° И3'
на мысль, что Хинрс. МЗТИКа Анри Пуанкаре
хождения, возможно, всХа^поТ"™”0 °Т “ "Р°ИС'
"«ем рентгеновских л^чейХ «спуска-
тщетно пытались обнап ногие Ученые в связи с этим
некоторых люминрспип, ЖИТЬ Рентгеновское излучение
л1°м«несцирующих веществ. В 1896 г. подоб-
ним же опытами тенился Беккерель .
исследований солн урана. облмЗ^щ» Г"*
проецирующей способностью Он пометал иа 2 ЛГ
фическую пластинку, обернутую а черн^’^Х
чек такой соли и освещал его в течение некто Jr’nlnt
мени солнечным светом, а затем проявлял пласти
пытаясь обнаружить на ней следы рентгеновского излу-
чения. Все другие, известные к тому времени лучи, заве-
домо не могли проникнуть через черную бумагу
Вскоре на проявленных снимках Беккерель действи-
тельно обнаружил отпечатки кусков солей урана.
Казалось, что идея подтвердилась. Уже 24 февраля
Беккерель на заседании Парижской академии наук сде-
лал сообщение «Об излучениях, производимых фосфо-
ресценцией». В нем говорилось об экспериментах с
кристаллами двойного сульфата уранила и калия
К-2 [UO2(SO4)2] (Н2О)2 — сильно фосфоресцирующего
вещества. Согласно этим экспериментам, уранилсуль-
фат после облучения соли солнечным светом испускает
излучение, проходящее через светонепроницаемую бу-
магу и разлагающее серебряные соли фотоэмульсии.
Однако в процессе дальнейших опытов Беккерель
открыл вскоре и совершенно новое явление, которое
никак нельзя было назвать излучением рентгеновских
тучей. Проявив пластинку, на которой до того лежал
кусок соли урана, не подвергавшийся еше из-за
пасмурной погоды освещению, необходимому для в
б уждения в нем флуоресценции. Беккерель -же об^
наружил на пластинке отпечаток этого куска. ..ныли
елоаами - следы <0кеаи-
димоГГзД— —
телами», в котором описал со Д льиевш
менты по иэУче"™нР“"Хо сообщения (I марта! он
нилсульфатом. Накаиу яюшее излучение не зави-
обнаружил, чтосильнопроникаюшее.нзлу фосфорес.
сит от предварительноедеи• 6ные0ПЫТЫ.причем
пирующие вещества. Повторив п д нескольк„х
были использованы еоли ур П^яой темноте, а также
лет перед тем находившиеся в пол Беккерель
различные нефлуоресцирую соединений урана,
открыл самопроизвольное иэлу как и рентгенов
Он установил, что °ТКР“ТЫ! “ ластинкн. ионизируют
воздух и другие газы, пр 5
скис пластинки. «О н отличие от рентгеновских лучей
обладают еще большей проникающей способностью.
Беккерель обнаружил также, что интенсивность урано-
пых лучей не уменьшается со временем и нс зависит от
освещения и температуры излучающего вещества. Все
это доказывало, что открытые им лучи представляют
собой совершенно новое явление.
Сообщение Беккереля привлекло к себе присталь-
ное внимание Марии Склодовской-Кюри, которая
в 1897 г. вначале одна, а затем вместе с мужем Пьером
Кюри приступила к подробному исследованию нового
явления, названного ею радиоактивностью. Впервые
термин радиоактивность применен Марией Кюри в июле
1897 г. В результате этих работ уже в 1897 г. было уста-
новлено, что радиоактивное излучение является свойст-
вом’ самих атомов урана.
В 1898 г. Пьер и Мария Кюри одновременно с
немецким физиком Г. К. Шмидтом обнаружили ра-
диоактивность тория, а в процессе переработки урано-
вой руды открыли совершенно новые радиоактивные
элементы — полоний и радий. Интересно, что радиоак-
тивность радия оказалась в миллион раз большей, чем
радиоактивность урана, однако это был и исключи-
тельно редкий элемент — на 1 т урана приходилось
всего 0,3 г радия.
Открытие супругов Кюри дало возможность Эрнесту
Резерфорду и другим исследователям основательно
заняться изучением радиоактивности и строения атома.
В январе 1899 г. Резерфорд опубликовал статью в ко-
торой сообщил об обнаруженной им неоднородности
он назвал олХ поглощаемую часть излучения
•Ччача Через го^ж““’ "“'ло.цаемую - бета-
/Run еРез год французский физик П. У. Вийяо
пикающий вид°излучения УкРаДИ" Н08ый’ еще более про-
нитном поле и по^воей nnJn₽°e "е отклонялось в маг-
рентгеновским лучам Их₽лб°Де оказалось подобным
было введено позже, в 1903г Начение (гамма-лучи)
Таким образом ужр
крытая Беккереля стало ясно Короткое время после от-
чение неоднородно и содержит ° радиоакт"вное иэлу-
®”а' и гамма-лучи. При т,,и ZP” компонента: альфа-,
бета-лучи являются „0₽Т0к™ °казалось. что альфа- и
;“b"°".OTp“aa^bH°0положи-
гамма-излучения была вияс”иа"пЫХ Частиц' ПР"РОДа
6 выяснена позднее, хотя довольно
I
вИо высказывалось мнение, что оно представляет «а
бой электромагнитное излучение гавляет со-
В дальнейшем в опытах над излучением радия ре
зерфорл обнаружил отклонение альфа и бета лу .. й и
электрическом и магнитном полях и сделал в |%2 f
вывод о корпускулярной природе этих лучей Он пока
зал. что бета-лучи являются потоками быстрых злектпо'
нов и высказал правильную мысльотом,что альфа-лучи
представляют собой ядра гелия. Окончательную приро-
ду альфа-лучей Резерфорд установил в 1909 г.
Четыре важных вывода сделали ученые в самом на-
чале XX в. Они доказали, что радиоактивность — свой-
ство атома. Было установлено, что радиоактивные
элементы — уран, радий, полоний, актиний, торий —
встречаются в земных минералах все вместе. Оказалось,
что радиоактивность урана — явление постоянное и не
ослабевает со временем. И наконец, ученые выяснили,
что радиоактивное излучение неоднородно и состоит из
нескольких видов лучей.
2. МОДЕЛЬ АТОМА
™Л,!,902 Г' Эрнест Резерфорд и ФредерикСодди
показали, что радиоактивность является следствием са-
мопроизвольного (спонтанного) распада атомов, в ре-
зультате которого образуются новые химические эле-
менты. Этот факт, а также данные о характере излуче-
ния указывали, с одной стороны, на сложный состав
атомов, с другой — на общность структуры разных
атомов.
Сейчас мы знаем, что альфа-частицы — это ядра
атомов гелия, бета-частицы — электроны. Но первоот-
крывателям этих частиц были неведомы в то время ни
ядра, ни электроны. Только год спустя после открытия
радиоактивности английский физик Джозеф Джон
Томсон установил, что действительно существует ча-
стица с отрицательным зарядом — электрон, который
является составной частью вещества. Оставался неиз-
вестным носитель положительных зарядов — протон.
хотя существование положительных ионов уже было до-
казано. Было ясно, что атомы составляют сложную
электрическую систему, имеющую размер порядка
10~8 см. Учитывая то, что в целом атом электроне р
лен, и, следовательно, положительные и отрицатель*•
заряды, входящие в атом, должны взаимно компенс
,.ться Томсон предложил модель атома и форме сферы
с распределенным по всему объему положительным
зарядом в вкрапленными о это заряженное облачко
материя электронами. Иначе говоря, атом представ
лялся подобным булочке, начиненной изюмом. Таким
ученые представляли себе атом вплоть до IJI1 г. Впо-
следствии эту модель пришлось пересмотреть.
В 1910 г. по поручению Резерфорда молодой ученый
Э. Марсден исследовал рассеяние альфа-частиц при
прохождении их сквозь тонкие металлические пластин-
ки. Вопреки ожиданиям, многие альфа-частицы резко
изменяли свой путь внутри вещества, а иногда отража-
лись в обратном направлении. Этого не должно было
случиться, если бы атомы вещества имели структуру,
предложенную Томсоном. В этом случае альфа-частицы,
по выражению Резерфорда, пронизывали бы атомы, как
пуля бумагу. Пытаясь объяснить обнаруженную законо-
мерность рассеяния альфа-частиц в веществе, Резер-
форд сделал фундаментальный вывод: весь положитель-
ный заряд атома должен быть сосредоточен в его
центре. Только в этом случае атом мог быть серьезным
препятствием на пути альфа-частиц.
Продолжив эти исследования, Резерфорд в 1911 г.
завершил создание своей знаменитой планетарной моде-
ли атома. Согласно Резерфорду, атом состоит из тяже-
лого положительно заряженного ядра, размер которого
™ 12 ди1а!‘5ТРУ составляет величину порядка
10 см, что в 100 000 раз меньше размеров
всего атома, и легких отрицательных частиц — электро-
круг Со1нШцаа'ОШИХ<:Я °°К₽УГ ЯД[>а подо6но ранетам во-
Вместо ньютоновских сил тяготения здесь действу-
ХУо~мИи сиИЛ“ Уравновешиваемые
центробежными силами, возникающими пои движении
ХКТгВронов₽.Упо”™? а™ЯвДРа Равен СУММС 3а₽Я
нейтрален. У ЭТОМ В целом электрически
ФордГтТкГ, м“д*"ивкх"осд₽“ау модель
прерывно излучать энергию и "" °рвитам' Должны не
миллионные доли секунды.
„речило наблюдаемой устойчивости атомов обычных
хИМических элементов. имчн“х
в 1913 г. модель атома Резерфорда была усовео-
шенствована его учеником - одним из крупнейших <Ъи
ЭНКОВ современности — датским ученым Нильсом Бо
ром, который устранил в модели Резерфорда противо
речие между действительной устойчивостью атомов
обычных химических элементов и вытекающей из клас-
сической электродинамики неизбежностью разрушения
их как планетарных систем.
При разработке новой модели атома Бор воспользо-
вался представлениями Макса Планка о дискретно-
сти (прерывности) энергии и высказал три не согласу-
ющихся с классической электродинамикой постулата:
1. Электрон в атоме может устойчиво двигаться
лишь по некоторым определенным орбитам. Радиусы
этих орбит составляют прерывный ряд, соответствую-
щий прерывистому ряду возможных значений энергии
атома.
2. При движении по разрешенным орбитам электрон
вопреки классической электродинамике не излучает ни-
какого электромагнитного излучения. Излучение энер-
гии происходит лишь при скачкообразном переходе
электрона с одной орбиты на другую.
3. Энергия, испускаемая при переходе электрона с
одной разрешенной орбиты на другую, равна разности
энергий электрона на начальной и конечной орбитах.
Выдвинутая Бором теория явилась крупным шагом в
понимании новых квантовых закономерностей, с кото-
рыми столкнулась физика при изучении явлений микро-
мира, показала неприменимость классической физики
для описания внутриатомных явлений. Ценность этой
теории сохраняется до наших дней. Она применима для
объяснения линий в спектре атомарного водорода, для
пояснения расположения элементов в периодической
системе, для описания закономерностей изменения энер-
гии ионизации электронов. Вместе с тем с самого нача-
ла выявились и существенные недостатки теории Ьора.
Во-первых, она не была ни последовательно iмассиче_
ской, ни последовательно квантовой. Во-вт I' •
всегда давала возможность получить надежные количе
ственные результаты, хотя позволяла отчетливо классн
фицировать и качественно интерпретировать многие яв
Ленин Наконец, теория Бора была бессильна при описа
нии атомов более сложных, чем водоро
Л зя строгого обоснования строения атомов потреб.,-
„ялнсв смланне сверхчувствительных методов обнару-
жевня .lacnn., новая экспериментальная техника, ле-
тал "ое нзученне свойств элементарных частиц, раз-
работка квантовой теории Усилиями ученых многих
стран теория атома в основном разработана, но и
сегодня ее нельзя считать законченной Открыто свыше
350 этементарных. в основном нестабильных, частиц, н
число их псе растет. Предпринимаются попытки свести
все известные частицы в единую систему и наверное не-
далеко то время, когда можно будет сказать, что такая
система уже создана.
Очевидно, что в рамках одной книги невозможно
описать все элементарные частицы, поэтому ограничим-
ся описанием только тех, без которых понимание сути
протекающих ядерных процессов и сопровождающих их
явлений было бы невозможно.
3. ЭЛЕМЕНТАРНЫЕ ЧАСТИЦЫ
Выше уже говорилось о том, что первой из обнару-
женных элементарных частиц был электрон. Приоритет
открытия электрона признается за Томсоном, тем не
менее еще в 1874 г. английский ученый Джозеф
С т о н е й предположил, что электрический ток предста-
вляет собой поток отрицательно заряженных частиц и в
1891 г. предложил для них название — электроны. Это
название происходит от греческого слова elektron что
означает янтарь. Электрический заряд электрона усло-
вились считать отрицательным в соответствии с более
Ея«Гятк^>ГЛа“,СНИСМ называть отрицательным заряд
наэлектризованного янтаря.
ЛНТЬОТНоХи.КЛТОДКЬ1МИ ЛУЧаМ" Т°МСОН СМОГ ВЫЧ"С-
Оказалось что заРяда к массе <е/т)для этих частиц,
менным„езавнен™^ т'о 0ТН0ШС"‘'е иеиз-
Для наполнении пачпя °г<)' какои газ использовался
только а случае ₽еХ Н° ЭТ0 “°™ 6ытв
тот же тип частиц И Том™" Га3е "РисУтствует один и
а’омы всех элементов ™“.. ‘ДМал вив°я о том, что
В 1909 г йыоо содеРжат электроны.
м"Дликен.' проаР“-“аи“ий Фимк Роберт Эидрус
масла. овределкТзГря’д Д"™РИМСН™ с капельками
денным Томсоном значением J/₽°"a В сочетаиии с кай-
лить массу m электрона. П ”° "озволило вычис-
10
Принятые в настоящее время значение
^тавляюг: е - 1,602.10-« КлХ-J «•«?-«
В 1919 г, п результате бомвардщ, ’1и' 10 г.
томов водорода Резерфорд от * " ««’роваи»
атома водорода. Он показал, что масса ’ ,"ар“
«м в 1800 раз должна превышать
Найденное п настоящее время численное , роиа
”,= >.67239-10- г. Открытие прХ^Х
прояснило картину внутреннего строения атомного
ядра, однако и то время еще не знали, что а с«т„^ °
ра. кроме положительных частно (протонов! входя,
также другие частицы, не имеющие заряда. Полы™
считать ядра всех атомов состоящими только из поото
нов кончались неудачей. Число протонов и атомная
масса численно совпадали только у водорода Для всех
остальных элементов они существенно различались
В 1920 г. Резерфорд предположил, что различие
между атомной массой и атомным номером элементов
связано с наличием в ядре нейтральной частицы, близ-
кой по массе протону. Через 12 лет это предположение
блестяще подтвердилось. Нейтрон был открыт англий-
ским физиком Джеймсом Чедвиком. Масса этой ча-
стицы равна 1,67482 • 10-24 г.
После открытия нейтрона советский ученый Дмит-
рий Иваненко и немецкий физик Вернер Гейзен-
берг предложили новую модель ядра. Согласно этой
модели, ядро любого атома состоит из протонов, число
которых Z равно сумме его положительных зарядов,
т. е. порядковому номеру элемента в периодической си-
стеме. В отличие от прежних моделей в ядро одновре-
менно с протонами должны входить также нейтроны,
которые не изменяют заряд ядра (порядковый номер в
периодической системе сохраняется), а только увеличи-
вают массу ядра и атома. Число нейтронов в ядре опре-
деляется разницей между значением массы ядра и чис-
лом прогонов. Такая теория атомного ядра объяснила
накопленные к тому времени многочисленные экспери
ментальные факты и показала новые пути для уто
СТРУИзТуУч₽е“иЯеДРеавойсТВ протопоп, -ейгропо. -^
и космического излучения привело к отьр“тастиц ока.
групп новых элементарных частиц. У мно ы
зались свои двойники в виде а11ТНЧа\1ПППТ,)н нейтри-
электрон - позитрон, протон - антипротон, ней р
но — антинейтрино и др.
Антипод электрона - позитрон. с такой же массой.
...... с положительным зародом. был
„м/н 1'111 г американским ученым К. Андерсо-
чем Спустя три толп после этого, когда Фредерик н
Ипен Жолио-Кюри обнаружили явление искусст-
венной радиоактивности, выяснилось, что в процессе
распада ядра некоторые искусственные радиоактивные
Потопы могут испускать позитроны. Образуются пози.
троны в результате превращения протона в нейтрон.
Другим процессом, в котором рождаются позитроны,
является взаимодействие гамма-квантов большой энер-
гии с атомными ядрами.
В процессах бета-распада всегда участвует еще одна
частичка — нейтрино. Она представляет собой элемен-
тарную частицу, не имеющую ни заряда, ни массы по-
коя. Нейтрино настолько слабо взаимодействует со всем
окружающим веществом, что оказывается почти нена-
блюдаемым. Эти частички могут свободно пронизать
всю толщу Земли или Солнца, не испытав взаимодей-
ствия. Если вообразить, что на Землю падает 1012 ней-
трино, то все они, за исключением одного, прошли бы
через земной шар без всяких превращений. До сих пор
эта частица кажется плодом воображения физиков. Од-
нако нейтрино отнюдь не придуманная теоретиками
частичка. Получены не только теоретические, но и
экспериментальные доказательства ее существования.
Теоретически существование нейтрино предсказал
немецкий физик В. П а у л и, экспериментально его обна-
ружили в 1956 г. Ф. Ре инее и К. А. Кован. Эта
трудноуловимая частичка ответственна за потерю части
энергии, уносимой при бета-распаде. Наличие ее позво-
ляет объяснить факт испускания бета-частиц с энергией,
мум°аРаЯ М°ЖеТ Меняться от НУЛЯ до некоторого макси-
HHfl'imimT ®ссгда «спускается в процессе превраще-
ния протона в нейтрон:
Р----п + (?+ + v
В обратном процессе т » п
нейтрона в протон участит Процс5се превращения
Н и, участвует антинейтрино:
-г । - -г v
Отличаются нейтрино и антинейтрино направлением
вращения. Они вращаются в разные стороны.
Нейтрино рождаются также и в процессе электрон-
12
"^/тэ’яЛР"" атомных мектрХ"'к"’’Х7то"’°и''‘
6лижайшей ‘ -«я
Р + Ч ------► п 4- V
Иначе говоря, нейтрино испускаются во всех ппп
цессах, где рождается позитрон или поглощается
электрон, антинейтрино-при испускании элеггоона
или поглощении позитрона. Эти частицы «винтообпаз
ны». Одна из них «ввинчивается» в пространство как
правый, другая — как левый винт.
4. АТОМНОЕ ЯДРО
Согласно описанной выше модели, атом состоит из
ядра и вращающихся вокруг него электронов. В свою
очередь, ядро состоит из протонов и нейтронов. Заме-
тим, что, говоря о конкретном атомном ядре, обычно
употребляют термин нуклид, а ядерные частицы — про-
тоны и нейтроны — в совокупности называют нуклона-
ми. Число протонов в ядре равно числу электронов,
вращающихся вокруг ядра. Зная структуру атома, легко
вычислить его массу.
В настоящее время в качестве стандарта для опре-
деления атомной единицы массы принимается масса ну-
клида ’бС. Здесь С — символ элемента углерода; 6 —
число протонов Z в ядре, равное соответственно атом-
ному номеру элемента в периодической системе и равное
числу электронов, обращающихся вокруг ядра; 12 —
атомная масса или массовое число А.
Так как масса электронов существенно меньше мас-
сы нуклонов, входящих в состав ядра, то разница
12 — б (4 — Z) позволяет найти число нейтронов N в яд-
ре. Рассматриваемому нуклиду приписывается масса
12,0000 а. е. м. (атомная единица массы). Таким оора-
зом, а. е. м. равна '/и части массы этого нук _
Истинное значение одной атомной еди
составляет 1,661 • 10'27 кг. Три фундаментальныеслеп-
цы, являющиеся составной частью атом ,
ющие массы:
т„= 1,007277 а. е. м.
тп= 1,008665 а. е. м.
т, = 0,0005486 а. е. м.
Пользуясь этими значениями, можно вычислить
су каждого конкретного нуклида. Например. маСС 1|0Г1,
клида ??С| представляет собой сумму масс 17 прою
18 нейтронов и 17 электронов: __
17 .(1.007277)+ 18 .(1.008665) + 17 (0.0005486) =
— 35,289005 а. е. м.
Однако точные ’KCn*PJ р^м^тр’иваемого нуклида
тельствуют о том. что масса р рассчитанной и соста-
оказывается несколько мень вычисленным
яляет 34,96985 а. я. м. составляет
и экспериментально "айде,'нь р|, маСсы составляют
0,32016 а. е. м. Таким образом, потер.И наблюдается
около одного процента. I акая ж н
и в случае других нуклидов. л^рктпм массы Те-
Найденную величину называ на
Ь выражающей закон сохранения
массы и энергии: ,
ДЕ = Ате
Когда Z протонов и N нейтронов образуют вместе
стабильное атомное ядро, некоторая масса Ат пропада-
ет и вместо нее выделяется эквивалентная ей энергия
(обычно в виде энергии гамма-квантов). Выделившаяся
энергия по абсолютной величине равна энергии связи
ядра.
Заметим, что энергия связи частицы в ядре есть
отрицательная величина, по абсолютному значению
равная работе, затрачиваемой на вырывание данной
частицы. Чтобы расщепить стабильное атомное ядро на
составляющие его протоны и нейтроны, требуется за-
тратить как минимум энергию, равную энергии связи.
Таким образом, для энергии связи имеем формулу:
ЕсВ = (Z • тр 4- N • тп)с2 — А4яс2
Несложно найти соотношение между одной атомной
единицей массы и величиной соответствующей ей энер-
гии. а. е. м. = 1,661 • 10-21 г, скорость света с = 2,998 X
ХЮ"1 см/с. Следовательно, т • с2 • 1,493 • 10-3 эрг.
В ядерных исследованиях вместо эргов применяют
электронвольты (эВ) или кратные им единицы. Так как
1 эВ = 1,601 • 10-12 эрг, то I а. е. м. = 931,48 МэВ.
1 МэВ = 106 эВ. Умножив это значение на величину мас-
сы частицы, выраженную в а. е. м., можно получить
14
энергетический экВиПяле,п мвСсм
масса электрона экнивалентиа г “м? цТ На"₽им«Р
Один и тог же вид атомов можД ?
ядрами различных масс. Различие и , ”‘‘7’ 'И'елгтавл«“
личном в ядрах разного числа нейтронам?**"0 И*
не влияет на химическую активность атома и пм™
каждый элемент в природе состоит из атомов’с вазгич
ными атомными массами, но с одинаковым атомным
номером, т. е. имеет ядра различной массы, но одинако
кого заряда. Соответственно такие атомы имеют и оди-
наковое число электронов в электронной оболочке ато-
ма. Указанные разновидности атомов одного элемента
называют изотопами. Таким образом, изотопы одного
элемента имеют одинаковый атомный номер, но разные
массовые числа. Например, углерод-12, углерод-13,
углерод-14 представляют собой три изотопа углерода’
Все они имеют одинаковое число протонов в ядре
(Z = 6), но разное число нейтронов (6. 7 и 8 нейтронов
в ядре) и, соответственно, различные атомные массы.
Наряду с изотопами известны нуклиды, имеющие
одинаковые массовые числа, но содержащие в ядре
различное число протонов, т. е. имеющие различные
порядковые номера. Такие нуклиды называют изобара-
ми. Например, изобарами являются нуклиды ?Н и ’Не,
"Ю и l67N, *S?Ag и 'SlCd и др.
Кроме того, известны нуклиды, ядра которых содер-
жат одинаковые количества нейтронов, но разное —
протонов. Такие нуклиды называют изотонами. Напри-
мер, ЙСа и gTi (tf = 24), ЙСа и gTi (Af = 26). 'SC. '?N
и 'SO (W = 8).
Наконец, есть еще один тип ядер, которые на первый
взгляд ничем не различаются. У них равны не только
суммы, но и в отдельности числа протонов и нейтронов.
Тем не менее способность к радиоактивности у них раз-
лична. Такие ядра называют изомерами. Ядро у одного
изомера распадается быстрее, чем у другого.
Это объясняется тем, что их ядра находятся в раз-
личных энергетических состояниях: одно возбужденное,
другое — нет. Пример таких ядер — изомерные ядра
протактиния-234.
Возбужденное ядро протактиния-234 распадается
с Т., = 1,18 мин, невозбужденное — с Гу, = 6,7 ч. в про-
цессе распада возбужденное ядро переходит в невоз-
бужденное состояние. Сейчас известно около 200 изо
мерных пар.
иЗОТОПНЬК
В шкале относительных атомных масс (y(J
массы представляют как результат их делен» |30.
часть массы нуклида ’ЦС. Например, отиосител
тонная масса изотопа ??С1 равна дб885-
34,96885 ». '. м/(('/,:> • 12.0000 •. «. 8М.
Относительные изотопные массы выражав
размерных единицах. ,(,rl/nro эле-
Относительная атомная масса А, химиче нз
мента представляет собой арифметическое ср (|0Г0
относительных изотопных масс с учетом изо
содержания. Она вычисляется суммированием Р' а
деннй относительной изотопной массы каждого 1
и его относительного содержания.
Например, пусть относительная изотопная
изотопа ??С1 равна 34,97 и его относительное^содержа-
ние 0,7553. Соответственно, изотопная масса 17CI равна
36,95 и его относительное содержание 0,2447. Тогда
А, = (34,97 • 0,7553) 4- (36,95 • 0,2447) = 35,45
Известны элементы, существующие в природе в виде
единственного изотопа, например 'BF, другие — насчи-
тывают до 10 и более изотопов, например олово. Инфор-
мация о содержании в исследуемой смеси того или иного
изотопа имеет решающее значение для правильного рас-
чета радиоактивности образцов.
5. РАДИОАКТИВНОСТЬ
Из предыдущего материала мы уже знаем, что ра-
диоактивность — это самопроизвольное испускание из-
лучения каким-либо элементом, обусловленное распа-
1 дом атомных ядер. Всякое атомное ядро, которое меня-
ет свою структуру, испуская гамма-лучи или какие-либо
ядерные частицы, например альфа-частицы, электроны
или позитроны, называется радиоактивным. Всего в
природе найдено 272 стабильных атомных ядра химиче-
ских элементов. Все остальные ядра, называемые
радиоизотопами, или радионуклидами, радиоактивны в
той или иной мере. Всего известно около 2000 радиону-
клидов. Подавляющее большинство радионуклидов по-
лучено искусственно, путем ядерных реакций.
Известны следующие типы радиоактивных превра-
щений: альфа-распад, сопровождающийся испусканием
альфа-частиц (ядер гНе); бета-распад, который может
сопровождаться испусканием электронов (е~-распад),
16
позитронов (е1*-распад) или
электрона, чаше всего с К или / , 5d'"M орбитального
вольное (спонтанное) деление ял»п’ ’ппСКИ ' *МОПР<«’>
ходкого ядра образуются иа и , .
ми или равными массами. протонная Е^ун^Снная
радиоактивности, происходящие с испусканием
ветственно одного или одновременно двух протонов
двунейтронная радиоактивность; распад, связанный с
испусканием бета-частиц и сопровождающийся вылетом
так называемых запаздывающих частиц (протонов ней-
тронов и т. п.).
Различные виды радиоактивности характеризуются
следующими свойствами;
1. Выброс альфа-частицы атомным ядром уменьша-
ет порядковый номер (заряд) на 2 единицы и его массу
на 4 единицы. В качестве примера приведем реакции;
2” Ас >2§Mt + *2He
TeRa >«*Rn + Hle
Интересно, что в последней реакции металлический
радий превращается в два газообразных элемента; ра-
дон и гелий.
В самом деле, ядра гелия имеют положительный
заряд, они притягивают электроны и вследствие этого
обладают высокой ионизирующей способностью. Иони-
зация вещества, в которое они попадают, приводит к
образованию атомов гелия:
Не2+ + 2е~--->Не
В этой связи альфа-распад всегда сопровождается
образованием гелия.
В настоящее время известно около 150 альфа-радио-
активных ядер. Значительная часть этих ядер получена
искусственным путем. В естественных условиях суще-
ствует 30 альфа-радиоактивных ядер в трех радиоак-
тивных семействах. Нестабильными по отношению к
альфа-распаду, как правило, являются ядра с числом
протонов большим 83. Однако есть альфа-излучатели и
среди редкоземельных элементов.
' 2. Выброс бета-частицы атомным ядром повышает
порядковый номер (заряд) ядра на 1 единицу и практи-
чески не изменяет его массу. Примером могут служить
реакции:
ЧС----►l|N + -?e+v_
?«AI--►;SSi + -?e + v
“Хжятэна! 17
' БЕЛДЗЯРЖ-
•УЦ|ВЕРС1ТЭТА|
В первой реакции твердофазный углср°л п*’
стоя в газообразный азот. „„„ться исПУ*
Выброс бета-частицы может conPon?._.l'pJlMep,
сканцем одного и более гамма-квантов.
Wg------^VTe+-fc’ + v+_v
^Co---*tfNi + - '« + 2V + v
Последи»» pe»«u«- ш^«ПоГЗУеТСЯ ДЛ" 0СУЩ"
порядковый номер (заРяД' р массе
иригическ» «< ««“»««" "° <™ массе'
уменьшает
единицу и
Например:
Возможен двойной распад. Например:
130 г с
55<-S
i?Ba+-?e + v
lg°Xe++?e + v
Таким образом, изотоп щелочного элемента це-
зия-130 дает в процессе распада изотоп щелочно-зе-
мельного металла и инертный газ. В итоге имеем три
совершенно различных элемента, имеющих одинаковую
молекулярную массу (изобары).
4. Захват ядром электрона, обычно с наиболее низ-
кого электронного энергетического уровня (из /(-обо-
лочки), приводит* к уменьшению порядкового номера
(заряда) ядра на 1 единицу и практически не влияет на
массу ядра. Подобные реакции описываются таким
образом:
^V+_?e----->$Ti + v
Известны случаи, когда одно и то же ядро превраща-
ется посредством /(-захвата или претерпевает позитрон-
ный распад. Например, марганец-52, прометий-142 и др.
С другой стороны, известны изотопы, у которых отме-
чается и /(-захват и бета-распад. К ним относится ка-
лий-40. Около 89 % его ядер распадаются, испуская
электроны, остальные превращаются посредством /(-за-
хвата с последующим испусканием гамма-квантов.
Наконец, отдельные радиоактивные ядра могут од-
новременно испытывать все три вида бета-превращений.
1 ак, 40 % ядер изотопа меди-64 распадаются с испуска-
нием электронов, в 40 % случаев происходит орбиталь-
18
ный чахиат и 20 % преем
ВОМ ............ р»С„,1а "1’-«ГХ<,„»,
5. Испускание гамма -«мучения в
ких химических изменений не чпои?„ <;'""“ "“«»
только энергетический уровень ядра и™с»»«<я
м, Ва -»*ЦВа + у
Символом т обозначено ядро, находящееся в .от
бужденном состоянии. Ядро возвращается в свое ос™„
ное состояние, испуская гамма-квант
Как уже упоминалось, испускание гамма-излучения
происходит также в процессе электронного захвата
Например, в процессе:
?вАг-f------->??CI + v
6. Радиоактивный распад с вылетом нуклонов явля-
ется сопутствующим процессом. После бета-распада
дочернее ядро иногда образуется в таком сильновоз-
бужденном состоянии, что энергия возбуждения (8—
II МэВ) превышает энергию связи нуклонов в ядре.
Поэтому происходит испускание из дочернего ядра не
гамма-кванта, а нуклона, который в этом случае назы-
вают запаздывающим.
При позитронном распаде образуется запаздываю-
щий протон, при электронном распаде — запаздываю-
щий нейтрон. Процесс испускания запаздывающих ну-
клонов обнаружен только у искусственных ядер, име-
ющих сильное отличие по составу нуклонов от стабиль-
ных значений.
Анализ описанных процессов показывает, что под
общим названием бета-распад объединены три само-
стоятельных вида радиоактивных превращений: элект-
ронный распад (испускание электронов), позитронный
распад (испускание позитронов) и электронный захват
ядром электронов, преимущественное К-оболочки. Поч-
ти 90 % всех известных радиоактивных изотопов пре-
вращается по одному из этих трех путей. Напомним,
что ни электронов, ни позитронов в ядре нет, они рожда-
ются в процессе взаимных превращений протонов и ней-
тронов внутри ядер.
Все приведенные реакции протекают самопроизволь-
но. Позитронный распад и захват /(-электронов встреча-
ются гораздо реже, чем альфа- и бета-распады. Распа .
с испусканием электронов подвержена почти поло°1’“а
(46 %) существующих в природе или искусствен
19
чк <v псех радиоактивных
лученных изотопов Примерно-’ zl' '(|(|((ГО захвата,
ядер превращается в результате > ’Т()ПЫ второй по-
Ему подвержены, главным образе м,(х кОТОрЫх элск-
ловины периодической таблицы, *’ к0 к ядру. Вклад
тройные оболочки расположены электронного:
позитронного распела ‘'“[’""'“'.'„„актиппых изотопов
всего II % из всех известных Pa^
распадается с испусканием ямР р которые
Разумеется, существуюо ИДРУ™ ₽есь „е уПОМ„„а.
имеют, однако, меньшее зна гени
ются.
6. ОСНОВНЫЕ ПОСТОЯННЫЕ РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА
Радиоактивный распад вызывает непрерывное
уменьшение числа атомов радиоактивных элементов.
Количественный закон изменения радиоактивности был
установлен Пьером Кюри в 1903 г. Согласно этому зако-
ну излучение любого количества радиоактивного веще-
ства ослабевает вдвое (т. е. половина имеющегося
количества радиоактивного элемента распадается) в
строго определенный для данного элемента промежуток
времени — так называемый период полураспада Т
1 А'
Таким образом, период полураспада характеризует
время, в течение которого распадается ровно половина
первоначального числа ядер. Это свидетельствует о том,
что радиоактивный распад является статистическим
процессом „^вероятность распада данного радиоактивно-
го ядра постояннгГТГне зависит от присутствия или от-
сутствия других радиоактивных ядер. Следовательно,
скорость, с которой эти радиоактивные ядра распада-
ются, зависит от их числа в данный момент времени и
выражается соотношением:
dN/dt= —\N,
где А/ — число радиоактивных ядер в момент времени /;
А постоянная радиоактивного радпада.
Постоянная X является характеристикой рассматри-
ваемых радиоактивных ядер, позволяющей оценить ско-
соотношения6даекеНИЯ' ИнтегРиРование приведенного
N=N«e-u,
где число радиоактивных ядер в момент времени
20

Если Припять за Т интервал ......
ло радиоактивных ядер уменыиГЛ "И’ ’а “"^рь-й чис
। . ., ся »лвое,то
/гМ> = Nne -кг
Отсюда
1п2 « КГ
и
Т = 0.693/Х.
Очевидно, что Т есть функция К и. следо.атМы<о
также является ядерной константой «льио.
Радиоактивные ядра различных массовых чисел и
различных атомных номеров имеют различные периоды
полупревращения. Следует,однако,помнить что случай-
но два периода полураспада могут оказаться одинако-
выми или слишком близкими для того, чтобы их можно
было отличить. Так, марганец-56 и никель-65 имеют пе-
риоды полураспада 2,58 и 2,56 ч соответственно.
Можно назвать множество других примеров, когда
периоды полураспада разных изотопов очень близки.
В целом же периоды полураспада могут составлять от
миллионных долей секунды до миллиардов лет. По мере
увеличения точности исследований выяснилось, что не-
которые считавшиеся ранее стабильными нуклиды в
действительности радиоактивны, но имеют очень боль-
шой период полураспада. Так, периоды полураспада
церия-142 и неодима-144 составляют величину порядка
5 • 1015 лет, а у рения-187 около 5 • 1016 лет.
Еще раз напомним, что радиоактивное превращение
одного из атомов никак не влияет на превращение со-
седних атомов: процессы распада различных атомов
протекают абсолютно независимо друг от друга. Их не-
возможно замедлить иЛи ускорить действием температу-
ры, давления, изменением хТгшауе'ского состояния ато-
мов или каким-либо другим способом. Поэтому, в отли-
чие от химических отравляющих веществ, радиоактив-
ные вещества нельзя обезопасить ни какой-либо химиче-
ской реакцией, ни физической обработкой.
Бессмысленно говорить о времени полураспада или
времени жизни какого-то одного радиоактивного атома.
При использовании этих терминов подразумевают
усредненные величины, справедливые при наличии до-
статочно большого числа атомов данного изотопа.
И когда говорят о среднем времени жизни радиоактив
кого ядра, то понимают под этим среднее время жизни
ядер в каком-либо образце, содержащем эти радиоа
21
тивные ядра. Среднее в^^^^изни Г свяэ соот-
янной распада Л и периодом полураспада i/2
ношениями:
Т— 1/А.
Г=Г, /1п2=1,44.7’|/
/г '2
Т,, <=0,6937
/а
АКТИВНОСТЬ РАДИОАКТИВНОГО ВЕЩЕСТВА
Активностью радиоактивного вещества называется
число ядер, распавшихся в единицу времени.
А = |ДЛП/Д/«М
По закону радиоактивного распада N = No• е
тогда A=kN0-e~Kl. В начальный момент времени ак-
тивность Ао = Л • No. Следовательно, А = Ао • е К1. Тог-
да А/А0 = е^к‘ или 1п/1/Ло= — М = (—
В начале века П. Кюри, открывший закон радиоак-
тивного распада, высказал идею об использовании этого
явления в качестве атомных часов. В 1946 г. американ-
ский ученый Уиллард Франк Либби предложил радио-
углеродный метод определения возраста ископаемых
находок органического происхождения. Идея метода за-
ключается в измерении остаточной радиоактивности А
радиоактивного изотопа *бС, находящегося в исследуе-
мом предмете, и сравнении ее с некоторым стандартным
значением. Чем сильнее отличается радиоактивность
найденного предмета от стандартной, тем предмет
старше. В качестве стандарта используется содержание
радиоуглерода в живой ткани. Живое растение в про-
цессе фотосинтеза усваивает из воздуха СО2. Природ-
ный углерод представлен стабильными изотопами
^^892 %)’ (1,108 %) и небольшим количеством
П • 10 %) радиоуглерода 1бС. Период полураспада
этого изотопа составляет 5730 лет. Его радиоактивность
обусловлена бета-распадом:
*бС—►'In4- Ле
?й^аХУ«ТСЯ РадиоУглеР°Л в результате воздействия кос-
мического излучения на атмосферный азот по реакции:
'JN-f-л--► 'JC + р
22
/К ПОСКОЛЬКУ ГПрпиил
..... у '•»’ел”яя интенсивность космических лучей
п'1липуглЛгТСЯ СО вРеменсм- то Процент содержания
Р'Д. У леР°ДЗ в живой ткани является практически
неизменным. В среднем живая ткань, находящаяся в
активном контакте с атмосферой, имеет активность
15,3 расп/мин в расчете на I г углерода. Этот уровень
для живой ткани растений и животных не изменяется,
так как убыль радиоуглерода из-за радиоактивного
распада компенсируется постоянным поступлением его
из атмосферы. Однако, как только наступает смерть
растения или животного, поступление углерода в ткани
прекращается, что ведет к постепенному снижению
уровня радиоактивности мертвых тканей.
Таким образом, с момента гибели растения или жи-
вотного количество радиоуглерода в них уже не может
оставаться неизменным: оно должно уменьшаться по за-
кону радиоактивного распада.
Воспользуемся законом радиоактивного распада и
попробуем определить возраст древнего деревянного
предмета. Пусть, например, активность радиоуглерода в
исследуемом предмете составила 3/s активности этого
изотопа в образце, приготовленном из древесины.
Воспользовавшись приведенной выше формулой
1пД/Ло = — М = — 1п2 • f/Ti/2, получим /=—Г/аХ
Х1п(Л/Ло)/1п2, / = — 5730 • 1п(3/5)/1п2.
Проведя вычисления, найдем, что / = 4222,8 года.
За разработку этого метода Либби в 1960 г. присуж-
дена Нобелевская премия по химии. Метод широко при-
меняется для датировки образцов органического про-
исхождения с возрастом вплоть до 35 000 лет. Радиоак-
тивность более древних объектов слишком низка, чтобы
ее можно было измерить достаточно точно. Ошибка ме-
тода примерно 10 %.
8. ЕДИНИЦЫ АКТИВНОСТИ
При измерении активности радиоактивного образца
ее обычно соотносят с массой, объемом, площадью
поверхности или длиной. При этом соответственно полу-
чают удельную, объемную, поверхностную или линей-
ную активность.
Единицей активности радионуклида в СИ является
распад в секунду. Эту единицу называют беккерель
(Бк). Наряду с беккерелем в СИ допускается примене
ние кратных и дольных единиц, которые образуются с
23
помощью мпоЖн! » приставок, перечисленных
Широкое распространение получила внесистемная
единица — кюри (Ки). Эта единица отвечает активно-
сти радионуклида, в котором происходит 3,700 • 10 ак-
тов распада в секунду. Таким образом, 1 Ки = 3,700 X
X Ю'и Бк.
Эта единица была названа в честь супругов Кюри,
которые установили, что такой активностью обладает
1 г радия. В силу особого положения, долгое время зани-
маемого радием в ряду радиоактивных веществ, ак-
тивность 1 г радия была принята за единицу измерения.
Единицы, производные от кюри, образуются с ис-
пользованием обозначений, приведенных в таблице 1.
Например, нанокюри (нКи) равно 3,7 • 1О10 • 10-9 =
= 37 расп/с.
По известной активности Ло радионуклида можно
всегда рассчитать его массу т в граммах. Расчет ведут
по формуле:
т — k • А • Т\/2 • 71 о,
где А атомная масса; Тц2— период полураспада;
Ао — активность в беккерелях или кюри; k — константа,
зависящая от единиц, в которых выражены период полу-
распада и активность.
Если Т\/2 выражен в секундах, тогда при активности,
измеренной в беккерелях, k = 2,4 • 10~24; при активно-
сти, измеренной в кюри, k = 8,86 • 10~14.
Если ТЧ2 выражен в других единицах времени, сле-
юшТий3=ж значение k’ Умножив его на соответству-
3600 и ™Эффициент: в кнутах - на 60, часах - на
Д примера рассчитаем, какая масса изотопа
24
ппи^ ri.ri-* ПСГ1ИОДом полураспада 8,05 дня, потребуется
для создания активности I Ки/км2. У
иоспользовавшись приведенной выше формулой и
значением коэффициент^ k. получим. ₽ Р У ”
т>= 8,86- 10 ,4. 131 . 8,05 • 24 • 3600 • 1 = G.00Q008 г
Таким образом, для создания активности 1 Ки/км2
требуется всего лишь 8 миллионных долей грамма изо-
топов йода-131.
Чем больше период полураспада.тем большая масса
изотопа требуется для создания равноценной актив-
ности.
Так, масса стронция-90, отвечающая активности
1 Ки, (Ti/2 = 29,12 лет) равна:
msr = 8,86 10~14 • 365 • 24 • 3600 • 90 • 29,12 = 0,0073 г
Проведя аналогичный расчет для природного изото-
па калия-40 (Г1/2= 1,25 • 109 лет), получим значение
массы, равное 1,39 • 105 г.
Несложно выполнить и обратный расчет: по приве-
денной массе радионуклида в граммах рассчитать его
активность в беккерелях или кюри. Расчет ведут по
формуле:
До = 1т/(А • Т1/2),
где I — параметр, обратный k. При Т\ц, измеренном в
секундах и До — в беккерелях, I = 4,17 • 1023; при актив-
ности, измеренной в кюри, /=1,13-10'3.
Например, рассчитаем, какую активность в единицах
кюри и беккерель будет иметь Ри-239 массой 32,6 г, если
период полураспада этого изотопа Г|/г = 24 300 лет:
До = 1,13 • 1013 • 32,6/ (239 • 24300 • 365 • 24 • 3600) =
= 2 Ки
До = 4,17 • 1023 • 32,6/ (239 • 24600 • 365 • 24 • 3600) =
= 7,4 • 1О‘° Бк
Приведенные расчеты показывают, что для создания
одинакового уровня активности, в зависимости от значе-
ния периода полураспада, требуется различное количе-
ство радиоизотопов: 1 Ки ' 11 создается навеской
8- IO-’ г. 1 Ки “Sr — навеской 7,3- 10 г. I Ки Рч
навеской 16,3 г. а 1 Ки «К требует навески 139,7 кг.
После аварии на Чернобыльской АЭС очень часто
говорят о зараженности территории различных рети-
омов, вырнжля се в единицах кюри. 3пмгП1,М‘
характеристика
зать ням о дозе излучения, создявас ,„Л.Л «ктоп
веществом, так как кюри оценивает только «ело актов
распада, в которых возникают и0"^ п|)Обсга. Тог-
пезависимо от их вида, энергии, д чн.,ть .... только
да как для расчета дозы необходимо знать нс только
да как для p«icrei а и его энергию. Воппо-
число частиц, но и тип излучения, ..
сы оценки дозы будут рассмотрены ниже.
В начете примера мелим плотность частиц при
зараженности 40 Ки/км .
Очевидно, что общее число распадов на площади
I км2 составит 40-3.7-IO10 расп/(км -с). Зная, что
I км2= ювм’= 1О'°см2. получим 1.4- 10‘расп/м" • с или
140 расп/см'2-с.
9. КРИВЫЕ РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА
Если известен период полураспада какого-либо изо-
топа, то можно построить кривую его распада, показы-
вающую, как происходит уменьшение его массы или
активности стечением времени. Типичная кривая имеет
вид экспоненты (рис. 1).
Период полураспада у разных изотопов сильно раз-
личается, в соответствии с этим различаются и экспо-
ненты, характеризующие распад. В пределах ошибки
большинства определений можно считать, что за период
времени, в 10 раз больший периода полураспада данно-
Псрмод полураспад»
26
го радиоэлемента носл₽лиИй . '
МеЖКрУи"ыеОД"“И "
Кривые, аналогичные приведенной на рисунке I
удобно использовать для графического определения ко-
личества изотопа в любой момент времени Однако
на практике чаще осуществляют математический рас-
чет. Для этой цели используют получающуюся из
уравнения радиоактивного распада зависимость
0,693/Т1/2=2,3/Г •lg(^//V<),
после преобразования которой получают:
t = 3,32 Ti/2 • \g(No/Ni)
Рассмотрим возможности использования полученно-
го уравнения на конкретном примере. Пусть активность
стронция-90 на некотором участке территории сразу
после аварии была 5 Ки/км . Требуется выяснить, как
изменится активность стронция через 6 лет. (Понятно,
что речь идет только о процессе распада и не учитывают-
ся другие механизмы уноса активности.)
Из последнего уравнения находим:
ig(ATo/^) = //(3,32-T1/2)
Зная, что период полураспада 90Sr равен 29,12 лет, пос-
ле подстановки величин, заданных в условии задачи,
имеем:
lg(5//V,)= 6/(3,32 -29,12) =0,062; N, = 5/1O0062 =
= 4,33 Ки
Переходя к СИ, находим, что
М = 4,33-3,7- Ю|0 = 1,6- 10" Бк = 0,16 ТБк.
Очевидно, что приведенная зависимость по извест-
ным величинам начальной и конечной активности, изме-
ренной через некоторый промежуток времени, позволя-
ет определить период полураспада изотопа.
На практике период полураспада с большей точно-
стью определяется графически. С этой целью изобража-
ют график, показывающий зависимость натурального
логарифма активности от времени. Такой график пред-
ставляет собой прямую линию. Эта прямая имеет на-
27
клон, равный — A., no значснн^которой рвссчитывя!
период полураспада. ,.(T/.thviot одно-
Когда в измеряемом препарате присутет у
временно два и более генетически связан!и.у г
го получают сложную кривую, анализ клидь1
быть сильно затруднен, если исследуемы У
имеют близкие значения периодов полурасп д
ли соотношение активностей нуклидов имеет экстр
мальное значение. В таких случаях "Р°В°
лить радиохимическое разделение радионуклидов.
10. РАВНОВЕСИЕ ПРИ РАДИОАКТИВНОМ РАСПАДЕ
По-видимоМу, не нуждается в особых объяснениях
тот факт, что в случае, если из радиоактивного ядра
образуется стабильное, то число стабильных ядер будет
равно числу распавшихся радиоактивных ядер. Форму-
ла, описывающая распад радиоактивных ядер,- имеет
вид: N = Nne~л'. Следовательно, накопление дочерних
ядер будет описываться формулой:
«=Л/о(1 -е-”)
Полученная кривая накопления будет обратна кри-
вой распада, приведенной на рисунке 1.
Часто при распаде образуется не стабильный, а
радиоактивный нуклид. Их называют соответственно
материнский и дочерний нуклиды. В свою очередь, до-
черний нуклид может давать новый радионуклид. Вну-
чатый радионуклид тоже может быть радиоактивным и
т. д. Процесс распада протекает вплоть до образования
стабильного нуклида (см. параграф «Естественная ра-
диоактивность»), В результате образуется генетически
связанный ряд нуклидов — радиоактивная семья, одни
члены которой могут «умирать» вскоре после рождения,
другие — могут быть «долгожителями». Родоначальник
такой семьи всегда «долгожитель», и цепочка распадов
будет существовать до тех пор, пока живет первый
член ряда.
Представьте себе огромную цистерну, из которой в
систему взаимосвязанных сосудов поступает вода. В по-
следний сосуд вода только поступает и никуда из него не
вытекает. Промежуточные же сосуды имеют отверстия
различного диаметра, через которые вода поступает в
следующий сосуд, и т. д. Очевидно, что в исходной
цистерне вода будет непрерывно убывать, в промежу-
28
точных емкостях количество ПОЛЫ ву«,
скоро. Т1.Ю пгнтупле....убили ее
диаметров трубопроводов. к<поры^" “ еЛ и
вытекает вода Если отверстие, мере, к.„„р“"Уи,е7ао
вола, велико, то количество воды и сосуде будет не
значительным, если мало воды накопится больше
В любом случае, в какой-то момент времени скорость
поступления воды будет равна скорости ее вытекания
Когда источник воды иссякнет, вода из промежуточных
сосудов постепенно перельется в последний сосуд. В нем
уровень воды будет непрерывно увеличиваться, пока она
будет вытекать из исходного сосуда.
Приведенная модель удовлетворительно отражает
взаимосвязь между членами радиоактивного семейства.
Из модели ясно, что в случае, если при распаде материн-
ских атомов N образуются нестабильные дочерние ра-
дионуклиды Л/|, то при определении их числа надо учи-
тывать не только скорость образования, но и скорость
распада. В этом случае скорость накопления дочерних
ядер Ni определяется из соотношения:
dNt/dt — 'K- N ^Х,-
где X и Xi — постоянные распада родительских и дочер-
них ядер соответственно.
Слагаемое X•N определяет накопление дочерних
ядер в единицу времени из-за распада родительских
ядер. Слагаемое Xi • Nt показывает уменьшение количе-
ства дочерних ядер из-за их собственного распада.
Воспользовавшись соотношением, приведенным ра-
нее, можно записать:
dNi/dt + hNi = =
Если принять, что в начальный момент времени
/ = 0 число дочерних ядер Л/1 =0, то решение последне-
го уравнения имеет вид:
уу, = А/о. (X/ (X, - X)) • (е“и - е"11')
Анализ этого уравнения показывает, что при Xi X
существует радиоактивное равновесие между материн-
ским и дочерним радионуклидами:
NX=N|Xi или N/Nt = T\/2/Tti/au
Это равновесие называют вековым,или секулярным.
Оно справедливо для всех членов семейства:
Xi N\= X2/V2 = X3N3 = ••• = ^Nn
29
В спо.- время Марии и Пьеру ."[o^oo’oik'p»-’
45 месяцев напряженного груди и свыш» урановой
цнй, чтобы переработать огромное количест ^МОщЬЮ
руды и выделить мнкроколичсство Р®4”” митать Мак
уравнения векового равновесия можно pat ' L В со
симально возможное количество радия в РУ
ответствии с уравнением
Nv/Nn» = T\/av/T\i2«»>
после подстановки значений получаем.
N„, = 10е г • 1600 лет/4.5 • 10у лет = 0,35 г
Учитывая, что содержание самого урана в породе соста
вляетдоли грамма, становится понятной вся сложност
задачи, решенной Пьером и Марией Кюри.
Заметим, что полоний в весовых количествах Пьер
Мария Кюри получить не смогли и доказали его присут
ствие по радиоактивному излучению. Это и не уди—
тельно. Период полураспада 210Ро равен 138,4 сут, и .
в урановых рудах в 4150 раз меньше, чем радия.
Кстати, одной из особенностей радиохимических
следований является невозможность во многих случаи?
выделить весовые количества того или иного радионук
лида. Содержание радионуклида в растворе оказывае-
ся настолько малым, что не достигается произведение
растворимости соединения, в состав которого он входит,
и в раствор приходится добавлять неактивные носители,
вместе с которыми соосаждается исследуемый радио-
нуклид.
11. ЕСТЕСТВЕННАЯ РАДИОАКТИВНОСТЬ
В биосфере содержится свыше 60 радионуклидов
естественного происхождения. Радиоактивными явля-
ются все встречающиеся в природе элементы с атомны-
ми номерами выше 83. Их можно разделить на 2 катего-
рии первичные и космогенные. Первичные радиону-
клиды подразделяются на две группы: радионуклиды,
входящие в семейства урана и тория (всего 47 изотопов
13 элементов периодической системы), и радионуклиды,
находящиеся вне этих радиоактивных семейств (17 дол-
гоживущих изотопов).
Среди радиоэлементов, не входящих в радиоактив-
ные семейства 6 радиоэлементов, претерпевающих
?9о.19Ф2р;раСПад ( Се- Nd> H7 l4B1HBSm, '*Gd, l71Hf,
**’ 4 радиоэлемента, распадающихся с испуска-
зо
IER
W, ' Rb‘ I радиоыи-
“ МЛИО.!. L’, . и‘“Й ........ "
лск“ о uuls „ "P"'1’1”паиовременно „
”“ .t a) PaC''aa C °“6’"oco" электронов
Все перечисленные радиоэлементы характеризуются
чрезвычайно большими временами полураспада ИО" —
10 лет), за исключением калия (Ti 2= 1,25-HP лет»
Существенный вклад в естественную радиоактивность
вносит только 'К. Другие элементы названной группы
чрезвычайно распылены, и их вклад в естественную ра-
диоактивность незначителен
Родоначальниками радиоактивных семейств явля-
ются 2J8U (Ту, = 4,51 • 109 лет), 232Th (Г = 1,41-10’°
лет), 235U (Г1/2 = 7,13 • IО8 лет). При альфа-распаде мас-
совые числа изотопов различаются на величины, крат-
ные четырем. Поэтому семейство 238U известно также,
как семейство 4п + 2, 232Th — как семейство 4л, 215U —
как семейство 4л 4-3. Конечными продуктами распада
в каждом ряду являются свинец и гелий. Ряд
238U оканчивается изотопом 206Pb 235U — изотопом
2°7рь, 232Th — изотопом 2ваРЬ Такое различие очень
важно, так как позволяет по соотношению исходного и
конечного членов ряда датировать возраст различных
минералов.
В природе не был обнаружен только ряд 4п + 1 Он
получен искусственно. Родоначальником его является
нептуний-237. Период полураспада нептуния-237 соста-
вляет только 2,14- 106 лет, и поэтому за период суще-
ствования Земли ряд распался Оканчивается ряд изо-
топом 209Bi.
Схемы распада в каждом ряду приведены на рисун-
ках 2, 3, 4, 5. На них видно, что каждый последующий
изотоп возникает из предыдущего в результате альфа-
или бета-превращения. Среди членов каждого ряда есть
как долгоживущие, так и короткоживущие радиоизото-
пы. Из-за непрерывного пополнения (вспомните мо-
дель) за счет распада наиболее долгоживущего члена
ряда все члены семейства всегда присутствуют в зем-
ной коре. Можно считать, что соотношение их не меня-
ется. Это связано с очень большими периодами полурас-
пада родоначальников ряда. Например, уран-238, как
уже отмечалось, имеет период полураспада 4.5 млрд лет
Объективно масса урана непрерывно уменьшается и
31
9? U
91 Ра
90 Th
89 Ас
88 Ра
86 Рп
85 At
84 Po
85 Bi
82 Pb
81 Tl
Рис. 2. Ряд радиоактивного распада урана —
должно меняться соотношение между изотопами, но это
уменьшение массы за счет распада пракчич
можно обнаружить даже в течение одной ч<
жизни. Для подтверждения этого выполнит .
расчет. ,.
В 1 г урана-238 находится 6,02 • 1023/2с?
атомов урана. Постоянная распада равн ..
,53 •
X = 0,693/(4,5 • I09 • 365 • 24 • 3600) = 4,8с • 10" ” с“ *.
За I с в I г урана распадается 4,88 • • 2.53 X
ХЮ = 12 350 атомов. Допустим, что наблюдени ве-
32
n,AcC‘
[и ...|
91 Ра ' J”' Pal
1.4 K,‘ W<
90 Th р’ UY] 1 Az
«9 Ас 1 7 1 81J 1
88 йа - PM Acxl
и Л I
87 Гг KacKI 14
86 Rn
1 3,92 с 1
85 At I2” At I 4 [z
1 axI
1 z- 1,взломе 1
W Bi |Z15 n. * П
DI
L. 7""“ 1
3 Ряд радиоактивного распада актиния (4я + 3).
2 В И Гсргалов, l^l I ил.

1 А/
P" AcC I
2.16

1 A,
М7АсС
Fl fen]
। 'ао.х.иы. I
дется в течение 70 лет. Это составит 70 • 365 • 24 3600 =
-2,2-109 с. За это время распадется 12 350-2,2 X
X -О9 = 2,72 • 1013 атомов урана. Масса распавшихся в
70 лет атомов составит 2,72 • 1013 • 1/2,53 X
10* — 1,()8 • 10-8 г. Понятно, что обнаружить такое
пленение массы сложно.
К, а тагже уран и торий вместе с продуктами их
;спвда дают существенный вклад в общую дозу, полу-
иную животными и растительными организмами. Ха
гктерно, Чо в результате техногенной деятельности
количество них радиоэлементов, вовлекаемых в при-
родный круговорот, непрерывно увеличивается.
33
82 Pb
90 Th
89 Ac
88 Ra
87 Fr
86 Ph
85 At
84 Po
83 bi
ThC
|™ThB
PM ThD
81 TL
TbC'l
Рис. 4. Ряд радиоактивного распада тория (4л).
Самый распространенный в земной коре радиоактив-
ный изотоп 8,Rb. Его кларк 4,16-10-3 %. Термин
«кларк» предложен А. Е. Ферсманом и обозначает
среднее содержание химического элемента в земной
коре или какой-либо ее части или других космических
объектах. Этим термином отдается дань уважения ич-
вестному американскому химику Ф. У. Кларку "
рый впервые установил количественную распрост
ность химических элементов в земной коре. Да
дуют '"Th (1,3-10-’%), "к (3-10-*%:
(2,5-10"'%).
Кларки некоторых радиоактивных изо-ючов н
вы. например шТе — I 10“’ %. За 4,6 м-ЧД ле
раст Земли) количество радиоактивных изот|>пО|
сократилось.
Космогенные радионуклиды образуютсу» п[
результате ядерных реакций между высокие
34 /
Рис. 5. Ряд радиоактивного распада нептуния (4л + I).
сними космическими частицами и ядрами элементов
атмосферы, гидросферы и верхней земной коры В сред-
нем между процессом образования и радиоактивным
распадом этих нуклидов установилось равновесие и за-
пас их в биосфере держится на одном уровне, испытывая
лишь изменения, связанные с вариациями скорости об-
разования. Среди этих радионуклидов следует прежде
всего упомянуть 3Н, UC, 7Ве, “Na, “Al.
К этому перечню можно было бы добавить образую
щиеся под воздействием космического излучения радио-
35
1
изотопы ”Р и '\S. !l‘Mn и MNi. несколько •'’оТ<г1рцр./Де
бальта и железа и др . однако содержание их в Н ^|J(1
незначительно, и они нс играют большой 1’°^|МРр, что
сферных процессах. Достаточно сказать, nai’l’11 {емЛ1(
количество космогенного ,:'Р по всей ;|,МО1’Ф д^цчена
оценивается в 0.4 г. Невообразимо мала *ril ||р Mvl,ce
но сравнению с массой всей атмосферы и те» ||;|Д|И и
современные методы исследования позволяю Что
измерить количество изотопа по его тлУ' 1(т(| (J гЯ.
кажется фантастичным, но давайте вспомни*. и
кой навеске находится 7,52 • 10 1 атомов фогф^^ рэгио-
напрнмер, такое число атомов можно было
мерно распределить в поверхностных водах »i т,
исты, общая масса которых оценивается в . ре
то на каждый литр воды пришлось бы по мен * м
по 5 атомов радиоизотопа фосфора. В то же вр __________
маркая масса воздуха оценивается величин
5.3) Ю-’т. что примерно в 260 раз меньше обще» ма
воды. Учитывая, что современные методы по ,во
регистрировать даже единичную монизируюшу
цу, задача анализа космогенного фосфора уже
жется столь фантастичной.
12. ИСКУССТВЕННАЯ РАДИОАКТИВНОСТЬ
В апреле 1919 г. Резерфорд опубликовал статью
«Столкновение альфа-частиц с легкими атомами», в ко-
торой сообщил о явлении испускания быстрых прото-
нов. образующихся при бомбардировке альфа-частица-
ми газообразного азота. Позднее было установлено,
что протоны образуются в результате реакции:
'iN + JHe—>'Ю+'Н
В осуществленной Резерфордом реакции в результа-
те взаимодействия альфа-частиц с ядрами азота, F
щими зарядовое число Z = 7 и массовое число А
были получены ядра другого элемента — Ki
Z = 8 и массовым числом А = 17, а также ядра
да }Н, называемые протонами.
В этой реакции впервые один элемент был
венно превращен в другой. Стало ясно, что чг > 4’1
большой энергии могут служить инструментом дл. <су-
ществления ядерных превращений и изучения строения
ядра атома.
Следует отметить, что до начала 30-х годов источни-
36
тинные пшм чвст1и» служили естественные радиоак
ННКТМИ им Ра1М Ча,’,И'“< испускаемы, „ими ИГ'ТОЧ*
Ь(,пЛ 'тХ *"СР1ИЮ до нескольких мет а электрон-
ofH,’ ’"ергия оказалась достаточной, чтобы
наружить атомное ядро и нм »натъ реакции iiocBoaiiie
НИЯ некоторых ядер Дальнейшие Исследования требо-
вали использования частиц с большей энГХй Не
ооходимо было также увеличить и интенсивность потока
зондирующих частиц, которая у радиоактивных препа-
ратов чрезвычайно мала. Эти обстоятельства обуслови-
ли начало разработки методов ускорения заряженных
частиц. Уже в 1932 г. на ускорителе, созданном англи-
чанами Дж. Кокрофтом и Э. У олтоном, была осу-
ществлена первая ядерная реакция в результате об-
лучения лития протонами с энергией 0,7’ МэВ был
получен гелий:
sLi-f-lH---->2|Не
В экспериментах Резерфорда и при облучении на
ускорителе получены стабильные изотопы, но уже в
1933 г. Фредерик и Ирен Жолио-Кюри обнаружили,
что при бомбардировке альфа-частицами бора, алюми-
ния и магния возникают искусственные бета-активные
ядра.
С помощью химических методов удалось показать,
что в реакциях образуются радиоактивные азот (Г|.2 =
= 9,93 мин), фосфор (Г|/2=2,25 мин) и кремний
(Г|/2=4,9 с):
• ов + 4Не->«3N4-Jn; 13N->,s6C + +?e
+ ?gp—H$Si + +1e
ftMg + jHe—fjSi—►gAl + +?e
Заметка супругов Жолио-Кюри об открытом ими яв-
лении была представлена Ж. П е р р е н о м на заседании
Парижской Академии наук 15 января 1934 г. Обнаруже-
ние искусственной радиоактивности сразу же было оце-
нено как одно из крупнейших открытий века. Уже в сле-
дующем году Ирен и Фредерик Жолио-Кюри были удо-
стоены за открытие искусственной радиоактивности Но-
белевской премии.
Весной 1934 г. о публикации супругов Жолио-Кюри
узнал итальянский физик Э. Ферми. Он сразу же ре-
шил вместо альфа-частиц, которые использовались в
опытах французских исследователей, применить ней-
троны.
ского отталкивания заряженного атомного ядро **•
довательио, были в большей мере, чем альфя-частит
пригодны для осуществления всевозможных ^еакци!
Предположение Ферми блестяще подтнсрдилос!
Уже 25 марта 1934 г. он сообщил, что в резу -' ’
бомбардировки нейтронами атомов алюминия и ’Р
получены бета-активные изотопы натрия и азота,
ко испускали они нс позитроны, как в опытах су ;' J
Жолио-Кюри, а электроны.
Число искусственных радиоизотопов стремительл
росло. За короткое время в лаборатории Ферми йы‘
облучено 63 элемента. Для 37 из них было установлен
явление искусственной радиоактивности. Одни искусст-
венные радиоизотопы излучали бета-лучи, другие
гамма-лучи, третьи — альфа-частицы.
Типичные примеры таких реакций:
2?Со -f- on —• 5?Со + у
?Ul + o« —ifNa + ^He
22 октября 1934 г. в лаборатории Ферми было
обнаружено, что наведенная радиоактивность во много
раз увеличивается, если источник нейтронов и облучае-
мую мишень окружить водородсодержащим веществом,
например парафином. Как оказалось, это связано с тем,
что нейтроны при соударении с равными им по массе
протонами быстро теряют энергию, а вероятность захва-
та медленных нейтронов ядрами увеличивается, в то
время как быстрые нейтроны пронизывают ядро,не вы-
зывая в нем изменений.
С помощью медленных нейтронов за короткое время
в лаборатории Ферми было получено свыше 60 искусст-
венных радиоактивных изотопов. Важным было то, что
любой радиоактивный изотоп, получающийся прц облу
чении нейтронами, испускал бета-частицы и, сДедовг
тельно, при его распаде по правилу сдвига образовы-
вался изотоп элемента, следующего за ним в пери
ческой системе. '
Ферми заинтересовал вопрос: что получится (Й? -Н
лучении последнего в то время известного в/.. «ент-
периодическои системы - урана? Можно б: л< ,.г„.
дать, что по реакции
S'U+Jn-jJ’U-g’X+.fe

38
✓поручится элемент с номером 93
В облученном уране Ферми обнаружил не один
a'lerupe носителя радиоактивм«.<ти " мин-
паст па id <• io г. ।-> ивности с периодами полу-
распада 10 с. 40 с 13 мин и 90 мин сотруднику лабо-
ратории Ферми ДАгостино удалось Bu\X7b нос и-
тели радиоактивности с периодами полураспада 13 и
90 мин. Предполагалось, что это первые трансурано-
вые элементы с номерами 93 и 94, которые были названы
аузоний и гесперий.
13. ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР УРАНА
Исследование выделенных в лаборатории Ферми
элементов показало, что радиохимические свойства их
сильно отличаются от тех, которые можно было бы
предсказать по положению новых элементов в перио-
”"1,~ чой системе. И. Кюри и ее сотрудник югославский
П. Савич среди продуктов, образующихся
(бардировке урана нейтронами, открыли изотоп,
й, по их мнению, принадлежал лантану. Известие
столько невероятным, что ему никто не поверил,
только после того, как в Германии О. Ган и
Штрассман повторили опыты Кюри и Савича
аружили в облученном нейтронами уране не только
а, но и 'hBa, стало ясно, что открыта реакция де-
ления ядра. Дата открытия — 22 декабря 1938 г.
Уже 16 января 1939 г. О. Фриш и Л. Мейт-
нер, работавшие в то время в институте Нильса Бора
в Копенгагене, направили в печать статью «Деление
урана с помощью нейтронов: новый тип ядерной реак-
ции», в которой дали объяснение результатов, получен-
ных Ганом и Штрассманом. Высказанная ими гипоте-
за позволила предсказать важные свойства осколков
деления и причины их радиоактивности. Было выдвину-
то предположение, что осколки в процессе деления
приобретают большую кинетическую энергию, вызван-
ную расталкиванием зарядов, и могут быть идентифи-
цированы физическими методами, что заряд и масса
каждого осколка примерно равны половине заряда
и массы ядра урана. Наконец, что в процессе деления
ядра урана на два осколка все Z протонов и все N ней-
тронов ядра урана распределяются между этими оскол-
ками, поэтому в осколках должно быть примерно такое
же соотношение между Z и N, что и в уране:
AU/Zofl( = A/u/Zu= 146/92= 1,6
Но это соотношение нс типично для стабильНЫ|?0тооым
нов средних ядер периодической таблицы,, к * н
относятся осколки. Например, для ядра »я .. „_VIO.
N/7.— 1.45, а не 1,6, Таким образом, осколки, о р‘ ‘'
шиеся при делении, перегружены нейтронами, а 1
вательно, они должны быть бета радиоактивны ГУ
испускать нейтроны. Описанные свойства
были подтверждены экспериментально.
Менее чем за месяц в 4 лабораториях мира в «ко
пенгагене, Париже, Вашингтоне и Нью-Йор
ществлено деление урана и показано, что пр
деляется огромная энергия, примерно 0 aQn.,nnM»
пад. Ф. Жолио-Кюри назвал этот распад « ₽ •
потому что, как показывали измерения и в
такое большое количество энергии не могло полу
ни при каких известных до сих пор на Земле реакциях.
К этому времени исследования были начаты и в
Советском Союзе. Уже через три месяца после опубли-
кования статьи об экспериментах Гана и Штрассмана
был сделан вывод о возможности протекания цепной
реакции деления урана. Одновременно с американцами
было показано, что медленные нейтроны вызывают де-
ление только легкого изотопа урана — 235U. Я. Б. 3 е л fa-
до в ич и Ю. Б. Харитон опубликовали ряд теоре-
тических статей и поставили вопрос о необходимости
обогащения природного урана делящимися изотопами.
Наконец, сотрудники лаборатории И. В. Курчатова,
К. А. Петржак и Г. Н. Флеров открыли процесс
самопроизвольного (спонтанного) деления урана, кото-
рый наблюдается без облучения урана нейтронами, с
периодом полураспада примерно 1016 лет.
Полученные результаты означали, что при достиже-
нии определенной массы урана в ней должна была
протекать самоподдерживающаяся цепная реакция.
Тем не менее попытки осуществить цепную реакцию
некоторое время были неудачными. Дело в том, что в
природном уране содержится три его изотопа: 238U
(99,282 %). (0,712 %) и !3*U (0,006 %). Парамет-
ры этих изотопов резко различаются. Малораспрост-
раненный изотоп 235U способен делиться при погло-
щении нейтронов малой энергии, причем с уменьшением
энергии нейтрона вероятность процесса деления растет.
Деление же U возможно только при облучении ней-
тронами высокой энергии, в то время как медленные
нейтроны захватываются ядром 23«U, что ведет к обра-
40
тония-110 трансУРановых элементов нептуния и плу
. медд. я
---*2«Pu-i* "Р^яукты
п ' 23,64 мии 2,35 лня деления
продукты деления
Собственно о таком процессе и говорил Э. Ферми
хотя выделенные им, как он предполагал, элементы с но-
мерами 93 и 94 на самом деле оказались продуктами
деления урана.
Открытие процесса деления ядер позволило чело-
вечеству получить новый источник энергии.
14. ДЕЛЕНИЕ УРАНА И АТОМНОЕ ОРУЖИЕ
Физики сразу поняли возможные последствия осу-
ществления цепной реакции деления урана. В августе
1939 г. А. Эйнштейн направил письмо президенту
США Рузвельту, в котором подчеркнул, какую опас-
ность представляло бы оружие на основе открытого
процесса деления, если бы оно было разработано
нацистами.
В конце 1941 г. США приняли решение о начале
работ над созданием бомбы, основанной на реакции
ядерного деления, а в августе 1942 г. утвердили проект,
который получил название Манхеттенский и привел к
созданию атомной бомбы и началу атомной эры.
Физиками установлено, что цепная реакция зависит
от результатов конкуренции четырех процессов: 1) вы-
лета нейтронов из урана; 2) захвата нейтронов при-
месями; 3) захвата нейтронов ураном без деления;
4) захвата нейтронов ураном с делением.
Если потеря нейтронов в первых трех процессах
меньше количества нейтронов, освободившихся в чет-
вертом процессе, то цепная реакция протекает; в про-
тивном случае она невозможна.
Нейтроны можно считать потерянными, если они по-
кинут систему, уйдя за ее геометрические границы.
Чтобы снизить потери нейтронов, нужно придать дель
щемуся материалу форму шара. Можно также отра-
жать нейтроны обратно в реагирующую систему, окру
жив ее подходящим материалом.
Очевидно, что число полученных нейтронов пропор-
ционально общему числу атомов, способных делиться,
т. е. объему делящегося материала. Следовательно,
41
ней-
рав-
образование нейтронов и их потерю ”‘,ж' (> уцеличе-
вать измененном размеров системы. * .* ||СйтрОНОв'
ния объема делящегося материл ля ,,,,с .|асгся и при
выходящих из системы, постепенно умен’ п’ ,( потеря
некотором критическом значении Р'|Л“"в||ОВССие. Такая
и образование нейтронов приходят о Р таК0М
система называется критической, а м с
размере - кригичеашР лии'‘"'’„1.„исствЛения процесса
Было ясно, что вероятность о так из-за боль-
лелеян» на "Р"1’м?ом уране “а ^.^ торможения ней;
шого содержания U и осоое захвата, ведущий
тронов более вероятен пронес
к обрыву цепи. „„„ной реакции необходи-
Для осуществления цепной р каж-
„о было создать такие условия, пр' »°™РЫХ
дый нейтрон деления образовывалось бы в среднем
бХ.ее одного нейтрона, т е. чтобы достигался коэффи-
циент размножения нейтронов больше 1 Создать такие
условия можно было двумя путями Первый из них
состоял в увеличении содержания ми, второй учиты-
вал специфику взаимодействия нейтронов с изотопами
урана и заключался в использовании тепловых
тронов, т. е. нейтронов, находящихся в состоянии
новесия с окружающей средой.
Даже в случае использования чистого изотопа
цепная реакция возможна только при достижении
тической массы. Впервые величина критической массы
23SU была оценена Чедвиком в 1940 г. и составляла
примерно 20 кг. Из оценки Чедвика следовало, что
изготовленный из 235U шар с радиусом менее 6,3 см
представляет собой просто кусок металла, тогда как
шар чуть большего радиуса является источником взры-
ва огромной мощности.
В 1941 г. Р. Оппенгеймер подтвердил оценку
Чедвика и установил, что критическая масса другого
делящегося материала — 239Рц — меньше, чем и
равна 7 кг.
Из этих оценок следовало, что объем, занимаемый
критической массой U. составляет примерно I л;
объем, занимаемый критической массой “чРи —1/3 д
Впоследствии проведенные расчеты легли а основу со'
а™“°" бомб“. количество делящегося мате-
критической массЯе°ЛЖ"0 бЫ1Ь’ "° меиьшей меРе’ Рав"°
Следует отметить, что в присутствии легких элемен-
235U
кри-
«2
ис||ользовпнии0С1Х«?ОДОрОЛа; ЯсЙ1‘ Ч'ия- углерода, и при
масса сильно отРажатилсй нейтроном критическая
0.5 кг JИиХУМ'.......и "°*" 03
эникноаки»."0'<аЗЫВ^|от-что кРитическая иа«а для во-
uia-um-L, _11ег|||ои Рк-акик" на природном ураие
1НЛЫ1О больше нагнанной и со< «звляет пример-
В среднем на один распад выделяется 2.46 нейтрона
Развитие цепи протекает очень быстро. Между n-м и
поколе"нем нейтронов проходит примерно
10 с. Нейтроны первого поколения вызывают деление
двух других ядер с высвобождением 4 нейтронов
второго поколения, в третьем поколении высвобождает-
ся уже 8 нейтронов, в десятом — 1000, в тридцатом —
миллиард, в восьмидесятом поколении возникших ней-
тронов достаточно, чтобы расщепить ядра, содержа-
щиеся в нескольких килограммах 235U.
Описанный процесс развивается за 10~7 с. В каж-
дом акте деления выделяется около 200 МэВ энергии.
Отвести такое количество энергии каким-либо теплоно-
сителем за время развития цепной реакции невозмож-
но, и при достижении критической массы происходит
взрыв.
Первая атомная бомба состояла из двух докрити-
ческих масс урана, которые в момент взрыва были
быстро приведены в соприкосновение друг с другом и
образовали сверхкритическую массу. Вторая из двух
впервые примененных атомных бомб была изготовлена
из плутония. Ее размеры также определялись крити-
ческой массой делящегося вещества.
Напомним, как развивались события. Исследования
по созданию атомного оружия продвигались успешно.
Был решен вопрос о конструкции, разработаны и испы-
таны механизмы приведения ее в действие. В марте
1945 г. начали готовить три бомбы: одну — для экспе-
риментального взрыва, две другие — для бомбарди-
ровки японских городов.
Руководитель Манхеттенского проекта генера;
Гровс назначил пробный взрыв на 16 июля 1945 г. 12 и
13 июля к месту испытания в Аламогордо под непосред-
ственным руководством заместителя Гровса генерала
Фаррелла были доставлены составные части и внут-
ренние механизмы бомбы. Незадолго до взрыва их
собрали на специально построенной в точке «нуль»
43
тридцатимстропой стальной Лишне В 5 •• И) мин о'*'*’"’"
ли 20 минутную готовность. Было приказано оЛС
шнтные очки н шлемы Волнение достигло прел®" •
Начался секундный отечет. И пот взрыв нее B0KU
было залито ослепительным зеленоватым светом,
месте стальной башни появился огромный сверка!01*1
шар, его цвет непрерывно менялся. Свет от шара о
в тысячи раз сильнее солнечного и ослеплял даже
через очки, хотя стекла их были настолько толстыми и
темными, что даже Солнце через них казалось бледным
пламенем свечи. Языки пламени из шара были похожи
на солнечные протуберанцы. Шар быстро поднимался
в небо. Вслед за ним поднимался серо-белесый столб.
Казалось, из чрева расколотой Земли растет огромный
огненный гриб. На люден обрушился невообразимый
грохот. Земля дрожала, небо горело. Это был ад наяву.
Постепенно грохот утих. Наступила зловещая ти-
шина, и только ядерный гриб поднимался все выше и
выше. Было ясно, что высота его более 13 км. Когда
Ферми и Андерсен в специальном танке подъехали
к месту взрыва, они увидели, что башни не было.
Многотонная стальная конструкция просто испарилась.
Не было и песка, он расплавился и застыл толстой
стеклянной коркой. Даже Ферми с его необыкновен-
ной интуицией был поражен увиденным. Он не ожидал
увидеть ничего подобного, был подавлен и молчалив.
С точки зрения военных успех был полным. В тот же
день в порту Сан-Франциско на борт американского
крейсера «Индианаполис» были погружены ящики с
грузом, который надо было срочно доставить на остров
диннан в Тихом океане.
К концу июля крейсер прибыл к месту назначения.
Груз переправили в один из ангаров. Здесь должны
были осуществить окончательную сборку. Руководил
операцией генерал Фаррелл. Налет назначили на поне-
дельник 6 августа 1945 г.
К полудню 5 августа монтаж бомбы был завершен.
Командир экипажа бомбардировщика Б-29 «Энола Гей»
полковник Тиббетс должен был сбросить се точно на
центр города Хиросима. На случай плохой погоды опре-
делили две дополнительные цели — Кокура и Нага-
саки. Капеллан лютеранской церкви священник Дауни
отслужил молитву. Судьба сотен тысяч ни в чем не-
повинных людей была решена.
Специалист по вооружению капитан Парсонс, на-
писал н бортовом
холившийся ця
журнале; б0ртУ •Энолы Гей»,
26.,45ГмСТа 1945 Г
«•пому времени ~ яе?^0С1р°.В.а Тиниаи- Ио Вашингтон-
3 4 00 мин м» авгУС1а >> ч 45 мии.) Старт
ва. начата окончательная сборка устройст
6 ч 05 МИН' Сборка окончена
на империю™’ Прошли остров Иа°ДЗима, взяли курс
7 4 30 мин. Введены красные стержни.
' ft4 ооМ"Н Начали набирать заданную высоту...
о ч Зо мин. Набрали высоту 11 тыс м
„зпы^ате^й""”' ПрОвеРена «'"Р*»ностВ ««тронных
взрыва I елей.
9 ч 04 мин. Идем прямо на запад.
9 ч 09 мин. Видна цель — Хиросима.
9 ч 15,5 мин. Бомба сброшена».
В одно мгновение Хиросима превратилась в пылаю-
щие руины. Было убито и ранено свыше 140 тыс. чело-
век. А с борта «Энолы Гей» полетела радиограмма.
«Задание выполнено».
Через три дня американцы сбросили бомбу на Нага-
саки. В результате взрыва была разрушена треть горо-
да, убито и ранено свыше 75 тыс. человек.
Описанные события показывают, что в руки людей
попало оружие огромной разрушительной силы. В ос-
нове этой силы лежат ядерные реакции деления. Каж-
дый раз, когда происходит деление атома 235U, масса
образующихся атомов оказывается на 0,21 а. е. м. мень-
ше массы атома 235U. Потеря массы эквивалентна
выделившейся энергии. 1 г 23aU содержит 6,022- 1023/
/235,04=2,562- 1021 атомов. Таким образом, в процес-
се деления освобождается 2,562 • 1021 • 200- 10ь= 5.124 X
X 10” эВ. Известно, что 1 эВ= 1,602 10-|у Дж,
1 кал= 4,184 Дж. Следовательно, в расчете на 1 г
235U выделится 8,208-1О10 Дж или 1,962-Ю10 кал
энергии.
Сравнивая эту энергию с теплотворной способ-
ностью 1 т условного топлива (ТУТ), получаем, что
энергия деления 1 г урана соответствует энергии, вы-
деляющейся при сжигании 2,8 ТУТ. За условное при-
нимают такое топливо, при сжигании которого выде-
ляется 7000 ккал/кг (29 288 кДж/кг).
Для многих видов топлива этот эквивалент из-за
4 о

низкой теплотворной способности еще более l’l3t()(]()
Например, теплотворная способность древесина
кДж/кг. бурых углей II 550 - - 17 150 кДж/кг. кос-
ного угля 22 170—28 870 кДж/кг и т. д.
Для жидкого топливв. например бензина (те
творная способность 43 693 кДж/кг), эквивалент
сколько меньший: деление I г ядер U эквивалс
теплу, получаемому при сжигании 1.87 т бензина.
Энергия химических превращении существенно
меньше энергии ядерных превращений. Так. при взрыве
I т тротила (тринитротолуола), которым начиняются
обычные снаряды, высвобождается 10 кал. В атомной
бомбе при делении I кг »"Pu или 236UI высвобождается
1,962 • 1013 кал, т. е. примерно в 20 000 раз большая
энергия. Такая атомная бомба называется 20-кило-
тонной.
Опасность этого вида оружия связана также с тем.
что на каждый грамм израсходованного плутония или
урана выделяется I г радиоактивных продуктов деле-
ния. Поэтому ядерные взрывы явились одной из причин
загрязнения атмосферы Земли радионуклидами. Доста-
точно сказать, что в 1945—1962 годах было произведено
360 ядерных взрывов общей мощностью 513 Мт, в том
числе 194 Мт за счет реакций деления. Всего по 1980 г.
включительно взорвано 423 ядерных устройства мощ-
ностью 545 Мт, в том числе 217 Мт обусловлено реак-
циями деления.
Проведенные испытания привели к повсеместному
загрязнению территории Земли радионуклидами, в том
числе долгоживущими изотопами l37Cs и 90Sr.
Современные мегатонные бомбы в миллион раз мощ-
нее обычных. В основе их лежат не реакции деления,
а реакции синтеза ядер. Например, при соединении
двух дейтронов (ядер атома дейтерия) в гелион (ядро
атома гелия) 0,6 % их первоначальной массы превра-
щается в энергию. Если бы удалось использовать
этот процесс синтеза для производства энергии, то он
оказался бы в 6 раз эффективнее деления урана.
ил,ЙЧеНИе Энергии в пРоцессе ядерного синтеза
иллюстрируют следующие реакции:
?Н4- iH-^He + in + 3,2 МэВ
+ 'Н4-4.0 МэВ
। Н + ।Н -► jHe + Jn + 17Д МэВ
з1л+|Н-»-2£Не+17,2 МэВ
46
протекание таких ВЗРЫВС; При обычных темпеозтупах
""алкн.ак ’««» Р««и"й ..««.можно,
до», в мом7„,\??г ,п ар’га "?’» "-д"-»» ух
стигает 10'2 |0« аг"м1ти бомби темперахуца дО.
""Я реакции синтеза »п°Л° аоста""""' х1я "'Уш™™*
ГоИв Гир" т"А Э- ТеЛЛер- ’ СССР А Д СаТа'-
ров и И. t. Тамм.
Для оценки энергии, выделяющейся в реакциях сии
рсак11Яиие|>’ рассчитаем Уменьшение массы для второй
Лт = 3.01606 + 1.007825 - 2(2 OHIO) =
= 0.004315 а.е.м,
В соответствии с уравнением Эйнштейна, выделив-
шаяся энергия вычисляется:
АЕ = Алле2 = 0,004315 • 1,661 • 10"” • (2 998- !08 * * *)2 =
= 6,44- 10"13 Дж
В расчете на моль частиц, входящих в уравнение
реакции, выделившаяся энергия равна:
6,44 • 10"13 • 6,023 • 1023 = 3,88 • 10" Дж
Таким образом, в описанной реакции синтеза с учас-
тием 4 г дейтерия выделяется 3,88* 105 МДж. что экви-
валентно теплу, выделяющемуся при сгорании 13,2 ТУТ.
Реакции синтеза служат источником излучения
звезд и Солнца. Энергия, выделяемая при взрыве совре-
менной водородной бомбы, сравнима с энергией, по-
требляемой всеми странами мира в течение одного дня.
15. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЭНЕРГИИ ДЕЛЕНИЯ В МИРНЫХ ЦЕЛЯХ
Практика использования энергии деления в мирных
целях насчитывает уже несколько десятилетий. Устрой-
ство для осуществления управляемой ядерной реакции
деления называют ядерным реактором. Монтаж перв°-
го ядерного реактора был начат в ноябре 1942 г. в 1ика-
го группой физиков под управлением Э. Ферми. Он соби-
рался в помещении, расположенном под трибунами ста-
-17
Лион;]. Он представлял собой уложенные в О11Р „а.
ной последовательности блоки из оксида урана »
фита. Графит служил замедлителем нейтронов, ок
урана —источником нейтронов и делящегося материи _
Для того чтобы не произошла неуправляемая Реа!“*
деления, в реактор помещали кадмиевые стержни, к.
мий обладает свойством поглотать нейтроны. Ко1Д<
кадмиевые стержни вводили в реактор, деление урана
не происходило. При выведенных стержнях первона-
чально испущенные нейтроны замедлялись в графито-
вых блоках и, попадая в соседний блок с оксидом
урана, вызывали деление ядер УР^на. Первый пуск
реактора осуществили 2 декабря 1942 г. 25 дека р
1944 г. под руководством И. В. Курчатова был пущен
первый советский реактор.
По данным Международного агентства по атомной
энергии (МАГАТЭ), через 40 лет после пуска первого
реактора в 36 странах мира действовали, находились
в стадии строительства или проектировались 673 про-
мышленных ядерных реактора.
Часто реакторы существенно отличаются друг от
друга. Например, по энергии нейтронов, используемых
для осуществления реакции деления, по виду и агрегат-
ному состоянию топлива и теплоносителя, по виду за-
медлителя, по конструктивному исполнению и другим
параметрам. Однако типичный реактор включает 5 обя-
зательных элементов (рис. 6):
1. Делящееся вещество. Обычно это 235U, Z33U или
239Pu. Два последних изотопа получают, соответствен-
но, из 232Th и 238U.
2. Замедлитель. Как правило, это обычная или тя-
желая вода, графит или бериллий. Предназначен для
уменьшения скорости нейтронов, которые высвобожда-
ются в процессе деления. Ранее уже отмечалось, что
процесс деления на медленных нейтронах более эффек-
тивен. Например, без замедлителя для поддержания
цепной реакции содержание 235(J должно составлять
несколько десятков процентов.
3. Теплоноситель. Предназначен для отвода тепла
си“тЛеляЯпш'!Г0СЯ "РИ Л1'ЛеНИИ ялер В качитве теплоно-
возле, " исг,ольз»ют °6ыч"УО ИЛИ тяжелую воду,
сплавы Ил" инертные ГаЗЫ' ₽а<™амеиный натрий или
сплавы некоторых металлов и др
нли^опа’и^'Х^"1'Вы™л"яются из кадмия
или бора и используются для обеспечения контролируй.
Рис. 6. Принципиальная схема ядерного реактора.
мой скорости протекания реакции ядерного деления.
Выдвигая из реактора или вдвигая в него регулирую-
щие стержни, можно контролировать скорость реакции
ядерного деления и, следовательно, выделяемую им
мощность.
5. Защита. Любой реактор является источником
проникающей радиации. В этой связи защита требует-
ся для обеспечения безопасности персонала и нормаль-
ной работы контрольно-измерительной аппаратуры.
В качестве защиты используют, как правило, бетон
Кроме названных элементов, в реакторах для эко-
номии ядерного горючего и увеличения коэффициента
эффективности использования нейтронов применяют
отражатели нейтронов. Они изготовлены из тех же
веществ, что и замедлители. Отражатель окружает
49
активную зону реактора и уменьшает Уге1||<У,-!п'1жается
из нее. так как некоторая часть нейтронов отра*
обратно. пеакто-
Важнейшей особенностью работы яле{’"^оляШихся
ров является активация любых веществ. с ||а.
в активной зоне или вблизи от нее. Это с мзлуче-
лнчием в реакторе мощных потоков им 1тр’ “ „еточ-
пня Так. после облучения образца ,ии ого,-шом
нике он не обладает собственной акт радио-
облучения на реакторе образец ста
аКТИВНЫМ. -„„гепиятяиИИ
Информация, полученная ""’“““"тупить к рабо-
реактора, позволила уже в 194» г. пр у ,,ГТЯНовок
там по созданию ялерио-знергетических установок-
В 1949 г. был пушен реактор с замедлителем нет р
нов на тяжелой воде. 27 июня 1954 г. в Обя”я^ ”ДЧ3
работу первая в мире атомная станция на баз Д р
реактора. Мощность первой АЭС составляла
В 1959 г. реактор был применен для обеспечения энер-
гией двигательной установки первого отечественного
атомного ледокола «Ленин». Через 2 года была создана
самоходная атомная электростанция мощностью 10UU
кВт. Все оборудование этой станции размещалось на
4 гусеничных самоходных платформах. В 1964 г. был
смонтирован реактор — термоэлектрогенератор «Ро-
машка» для космической техники. В том же году пущен
1-й блок Белоярской АЭС.
За короткий период советские ученые разработали
ряд реакторов большой мощности, в том числе реакто-
ров на быстрых нейтронах. Замечательной особен-
ностью таких реакторов является расширенное воспро-
изводство ядерного горючего. Реактор не только выра-
батывает энергию, но и позволяет увеличить коли-
чество делящегося материала. В 1973 г. на базе такого
реактора БН-350 создана АЭС трехцелевого назначе-
ния: для одновременного получения электрической энер-
гии, тепла и дистиллята. Сооружение этой АЭС было
связано с конкретной технологической задачей получе-
ния больших количеств опресненной морской воды для
промышленных и бытовых нужд, а также для тепло-
снабжения г. Шевченко.
Постоянно росла единичная мощность реакторов:
100. 200. 530, 600. 1000, 1500 МВт. В 1985 г. на 16 АЭС
Советского Союза находился в эксплуатации 41 реак-
торный энергоблок. Удельный вес АЭС в выработке
50
" ПТ ,w «»Р» «Вт ....
органического топлива, Золес 60 млн 7 условного
В 0СИ0ВН0мМпПаЛЛЯ атомной ’Ичргетики страны стали
ном два типа реакторов РБМК и ВВЭР в дан.
МОЩНостиакаа|.а Лп'ыйТ^1>“ ,Mlia4al"1; Р=а«т'.р большой
реактор. Отечественный атомный*^
Доколами «Арктика», «Сибирь», «Россия*, «Таймыр»
первым атомным лихтеровозом «Севморпуть», другими
судами. Значительное развитие получила изотопная
промышленность. Началось широкое внедрение радиа-
ционных процессов.
После аварии на Чернобыльской АЭС развитие ядер-
ной энергетики в СССР резко замедлилось. Было за-
морожено строительство нескольких атомных станций.
Три полностью построенные и готовые к пуску станции
были законсервированы из-за протестов населения. В то
же время в эксплуатации находились 46 энергоблоков
общей мощностью 35,4 ГВт, продолжались работы
по созданию новых типов АЭС, принимались техниче-
ские меры к повышению уровня безопасности сущест-
вующих.
Быстрыми темпами развивалась ядерная энергетика
в ряде зарубежных стран. Первые зарубежные АЭС-
были созданы в Англии (1956 г.) и США (1957 г.).
В 1990 г. в 31 стране мира находились в эксплуатации
434 блока АЭС. Наибольшее число атомных станций
на этот период имели США (119), Франция (58),
Англия (42), Япония (40), ФРГ (23). В ряде стран за
счет ядерного топлива получали львиную долю энергии:
Франция — 85%, Швеция — 44 %, Бельгия — 30%,
Швейцария — 30 %, Болгария — 30 % и т. д.
За короткое время ядерная энергетика превратилась
в фактор, имеющий общепланетное значение. Послед-
ствия аварий на ядерных реакторах могут быть весьма
тяжелыми. Это убедительно показала авария на ЧАЭС,
в результате которой радионуклиды распространились
на значительные расстояния и повышение уровня
активности было зарегистрировано во многих странах
мира. Соответственно, в безопасной работе ядерно-
энергетических установок в одинаковой мере заинтере-
сованы как страны, имеющие АЭС, так и те, на терри-
тории которых таких АЭС нет.
Многие люди считают нецелесообразным строитель-
51

ство АЭС н вообще использование
Правомерна ли такая постановка вопросы?
ветить на него, рассмотрим, как протекают рабочие
процессы в реакторе, и ознакомимся с устройством
реактора, аналогичного Чернобыльскому. Тем более, что
подобные реакторы и сегодня работают на Ленинград-
ской, Курской, Чернобыльской, Смоленской и Игналин-
ской АЭС.
I6. РАБОЧИЕ ПРОЦЕССЫ В АКТИВНОЙ
ЗОНЕ РЕАКТОРА
При описании процесса деления было отмечено, что
в момент распада ядра испускаются быстрые нейтро-
ны. Энергия таких нейтронов более I МэВ, скорость
порядка 14 000 км/с. Быстрые нейтроны не очень актив-
но делят 23SU. Чтобы вызвать деление, такой нейтрон
должен пролететь в куске 235U в среднем 8 см. В при-
родном уране до того, как быстрый нейтрон вызовет
деление, он должен пролететь 8-99,282/0,712= 1115,5
см. Это практически невозможно, так как нейтрон
гораздо раньше поглотится 238U.
Медленный нейтрон ведет себя иначе. Энергия та-
кого нейтрона 0,025 эВ и его скорость 2,2 км/с. В куске
- 235U такой нейтрон вызовет деление уже на пути 0,33 мм.
В природном уране медленному нейтрону достаточно
пробежать 4,6 см.
Для замедления от энергии I МэВ до тепловой
нейтрон должен испытать в обычной воде 19 соударений
с атомами водорода, в тяжелой воде — 35, в берил-
лии — 86, в графите — 114, в уране — 2172. Поскольку
легкий изотоп водорода довольно сильно поглощает
нейтроны, то лучшим замедлителем нейтронов является
тяжелая вода, за ней—цзафит, на третьем месте —
бериллий.
В процессах замедления часть нейтронов теряется.
Расчеты показывают, что в порошкообразной смеси
графита и урана потери нейтронов будут велики, но их
можно уменьшить, если стержни из урана поместить
в чистый графит. Наиболее выгодное соотношение гра-
фита и урана: 1 атом урана на 150 атомов углерода.
Оптимальные размеры урановых стержней в диаметре
около 3 см. Наилучшее расстояние между стержнями
около 20 см. В такой уран-графитовой системе коэф-
фициент размножения нейтронов равен примерно
I 13. Очевидно, что часть licfrrnu.u.a_
тону, не вызвав делений, иследстаи! ,жилвег активную
1МИОЖ. ЧИЯ нейтронов становится ""'И'нню иг
,..-..кк,р имеет размеры куба с P»6poJ ЦХ'Гк Е“"
погори нейтронов удается уменьшить до Л—»?v Дм> то
шить коэффициент потерь нейтронов можно та^7”-
1 'Р-финшого отражателя толщиной 40 М А
Наконец, часть нейтронов теряется в материалах и«
лиру юших топливо от теплоносителей Обычно xia утих
материалов используют металлы, слабо поглощающие
нейтроны (алюминий, цирконий, ниобий), но все же
часть нейтронов поглощается, и коэффициент размно-
жения нейтронов оказывается лишь на 5—8% боль-
шим единицы.
Поскольку процессы деления происходят очень быст-
ро, то даже небольшое изменение коэффициента раз-
множения нейтронов вызвало бы сильное колебание
мощности реактора. К счастью, в процессе деления
лишь 99,3 % нейтронов испускается мгновенно, при-
мерно 0,7 % — испускается нейтроноизбыточными яд-
рами элементов, образовавшихся в процессе деления.
Эти нейтроны испускаются с запаздыванием от 0.18 с
(радиоизотопы 93Вг и ,45Cs) до 55 с (радиоизотопы
8'Вг и l42Cs). Кроме указанных, во временном интер-
вале 0,18—0,55 с имеется еще 4 группы запаздывающих
нейтронов. Запаздывающие нейтроны играют роль бу-
фера, смягчающего колебания мощности реактора.
Если коэффициент размножения нейтронов не вы-
ходит за пределы между 0,993 и 1,007, запаздывающие
нейтроны не позволяют слишком быстро увеличивать
или уменьшать мощность реактора. Это облегчает
регулировку реактора и обеспечивает безопасность его
работы. Если коэффициент размножения нейтронов
выйдет за указанные пределы, запаздывающие ней-
троны не могут удержать реактор от быстрой остановки
или быстрого увеличения мощности. В этом случае на-
чинают действовать регулирующие или аварийные
стержни.
Анализ протекающих в реакторе процессов показы-
вает, что в некоторых случаях эксплуатация реактора
может представлять определенную опасность из-за
возможности возникновения неконтролируемой ценной
реакции.
17. КОНСТРУКТИВНЫЕ ОСОБЕННОСТИ РЕАКТОРА
РБМК-КШО
На Чернобыльской АЭС установлен реактор РБМК-
1000, где 1000 означает электрическую мощность реак-
тора в мегаваттах. Тепловая мощность реактора су-
щественно выше и составляет 3200 МВт.
В реакторы такого типа загружается от 180 до
192 т урана, обогащенного по ' U на 1,8%. Инач-
говоря, содержание 23SU в реакторе составляет 3,4 .
Всего на Чернобыльской АЭС было установлено 4 таких
реактора. Авария произошла на 4-м блоке, который
был пущен 31 декабря 1983 г.
Реактор РБМК размещен в бетонной шахте разме-
рами 21,6 X 21,6 и глубиной 25,5 м. Он представляет
собой цилиндрическую кладку из 2488 вертикальных
графитовых колонн обшей массой свыше 1700 т, в цен-
тральных отверстиях которой расположены технологи-
ческие и специальные каналы. Графитовая кладка раз-
мещена в герметичной полости толщиной 30 мм, кото-
рая образована нижней металлоконструкцией, цилин-
дрическим кожухом и верхней металлоконструкцией.
Высота активной зоны 7, диаметр — 11,8 м.
Для охлаждения графита и предотвращения его
окисления вокруг каналов с тепловыделяющими сбор-
ками циркулирует азотно-гелиевая смесь, содержаща
40 массовых процентов гелия.
Вес кладки и всех внутриреакторных устройств и
коммуникаций воспринимается стальными металл
струкциями. которые одновременно служат биоз
той. Основная опорная металлоконструкция выполнена
в форме двух крестообразных плит высотой 5,3 м, уси-
ленных вертикальными ребрами жесткости. Она пере-
дает вес на крестообразную фундаментную плиту из
жаропрочного бетона.
Нижняя металлоконструкция представляет собой
барабан диаметром 14,5 и высотой 2 м и служит опорой
графитовой кладки и коммуникаций низа реактора,
ппм 17Хи Т “^-конструкция - барабан диамет-
ром 17 и высотой 3 м — является несущей для техно-
ZZ,“a”' и °6°руд°ван1"’ и одновременно
выполняет роль верхней биозащиты
для верхней м₽т^ИЧеСКаЯ 3аЩИТа яв^ется опорной
кольцевойг "СТРУКЦИИ и "РРДСтавляет собой
кольцевой бак с внутренним диаметром 16,6 м. запол
54
служ,'"'й ™
•>*«.
сбор. «.и, большой объем кипящей
« .....™ьная »«ку„уляц„И;,В;'е' ш “Л '°ЛУ/МВ”
затруднило ликвидацию аварии иГ“ « б! фИ1Л' ч’“
бильской АЭС. 1 “ г"">“ Черно-
Тепловыделяющая сборка состоит из 18 тепло,.,,..
И-ЮШ..Х моментов (ТВ-ЗДов). закреплении» ТХ™
«арка... Размер ТВЭЛа 135X0 9 „« Он пХта,
лист .обой столбик спеченных из UO, и заключенных
а герметичную оболочку из циркониевого сплава таб
леток.
Топливный канал состоит из трех частей- верхняя
и нижняя из коррозионно-стойкой стали, а центральная
труба (88X4 мм) — из сплава циркония с ниобием
Общее число топливных каналов 1693.
Большое число технологических каналов — это и
достоинство РБМК (канальный вариант не ставит огра-
ничений по развитию мощности реактора и позволяет
без остановки, в процессе эксплуатации, вести ежесу-
точную замену двух—пяти ТВС) и его недостаток:
каждый канал снабжен системой принудительной цир-
куляции с соответствующей запорной арматурой, и
система циркуляции получается очень разветвленной.
Достаточно сказать, что контур циркуляции состоит из
2 параллельных петель. Каждая петля включает 2 ба-
рабана-сепаратора, 4 циркуляционных насоса с обвяз-
кой из клапанов и труб (средний диаметр 300 м, боль-
шой 800 и 1000 мм) и 22 коллектора, питающие каналы
реактора. От каждого коллектора выходит 836 нижних
водяных коммуникаций. Соответственно, пароводяная
смесь отводится к барабанам-сепараторам по 836 паро-
водяным коммуникациям.
Реактор выдает за час 5800 т пара при давлении
6,7 МПа и температуре 280 °C.
Кроме топливных каналов, в реакторе есть ряд спе-
циальных, в том числе: 179 каналов для стержней
Vi давления и защиты (СУЗ), 12 каналов с датчиками
энтроля энерговыделения, 156 каналов охлаждения
отражателя. 20 каналов для измерения температуры
афита. 24 канала ионизационных камер, контроли-
ющих процесс деления.
Стержни управления и защиты выполняются из ма
55
териалов, эффективно поглощающих нейтроны
кадмий), поэтому при введении их между топливным1’
каналами неконтролируемая цепная реакция возник-
нуть не может. Меняя глубину погружения стержней,
можно добиться регулировки работы реактора: о г пол-
ной остановки до получения максимальной мощности.
Работа системы управления и защиты основывается
на контроле энергопыделения в технологических кана-
лах и осуществляется с помощью детекторов нейтрон-
ного и гамма-излучения в 117 каналах реактора. Она
обеспечивает автоматическое поддержание мощности
на заданном уровне, в случае необходимости позво-
ляет выравнивать нейтронный поток по радиусу актив-
ной зоны, обеспечивает снижение мощности со ско-
ростью 4 % в секунду, поддерживает энергетический
режим в аварийных ситуациях.
С помощью СУЗ можно полностью прекратить реак-
цию в случае общего обесточивания, превышения до-
пустимого уровня скорости роста или уровня мощности,
падения ниже определенного расхода питательной воды,
отключения одновременно 2 циркуляционных насосов,
превышения допустимого давления или уровня воды
в сепараторах, течи в контуре и при других неисправ-
ностях.
Остановка реактора в случае необходимости может
быть достигнута путем снижения мощности 8 % в се-
кунду.
Стержни СУЗ подразделяются на группы: 89 типа
РР — обеспечивают регулирование радиального поля
энерговыделения; 12 типа АР — служат для автома-
тического регулирования мощности реактора; 57 типа
АЗ—для аварийного прекращения цепной реакции
деления; 21 типа УСП — осуществляют регулировку
энерговыделения по высоте активной зоны.
Первые три группы выводятся из активной зоны
вверх, укороченные стержни-поглотители (УСП) выво-
ВНИЗ> УпРавление осуществляется с помощью
Надежность работы реакторов РБМК по степени
обеспечения безаварийной эксплуатации достаточна.
Ло не опровергает даже авария на 4-м блоке Черно-
быльской АЭС. Но если надежность реактора доста-
точна, то почему стала зозможной авария?
56
.......... 4BAf"" "* нЕрн„БЫЛМК0((' мс
Реактор обеспечен системой тех.,,... .
,и и блокировки, которая автоматичен 1а“*и
„ости от показаний датчиков. произвовяч'2
роли переключения в технологической схеч
чеки.- меяяяизмоя. остановку или снижение „X™
блока Технологическая защита вступает в ЛгмЛ
когда автоматическое или ручное управление ие спра’
пилось с поддержанием нормального режима работы
блока.
С точки зрения безопасности целесообразно пол-
ностью останавливать блок даже при малейших нару-
шениях режима работы энергосистемы, однако устроен-
ная таким образом защита создала бы непреодолимые
трудности в обеспечении нормальной ее работы. В целях
повышения надежности энергоснабжения при проекти-
ровании систем защиты не предусматривают полную
остановку блока при любых неисправностях. В зави-
симости от типа неисправностей предусматривают
несколько режимов защиты, которые имеют предупреди-
тельный или аварийный характер. Соответствующий
тип защиты включается автоматически в зависимости
от характера поступающих сигналов. Следует отме-
тить, что любые защитные системы создает человек,
он же способен и отключить их, что и произошло на
Чернобыльской АЭС.
Непосредственной причиной катастрофы стал экспе-
римент, проводившийся на одном из двух турбогене-
раторов блока. Ставилась задача проверить, хватит ли
энергии турбогенератора, вращающегося после внезап-
ной остановки реактора, для того, чтобы в_ течение
одной минуты, пока не будет пущен аварийный дизель-
ный генератор, питать током насос водяного охлажде-
ния реактора. Другими словами, пытались проверить,
сможет ли турбогенератор при отключении пара за
счет инерционного вращения ротора выработать элек-
троэнергию, необходимую для питания циркуляционных
насосов.
Программа эксперимента была плохо подготовлена,
в ней был нарушен ряд важнейших положений рег-
ламента эксплуатации, не было получено разрешение.
Наконец, поскольку эксперимент планировали провести
днем 25 апреля, а проводили ночью, сменный персонал
не был соответствующим образом подготовлен к опыту,
57
ПНИ прОВСЛеННИ
не осознавал возможного риска, а 'Ч’и .'ери мента,
испытаний отклонился от программы ’к т|^лонення
Насколько сейчас известно, основны труд-
состояли в следующем: реактор был "‘Т ,1снш.1Й
ноуправляемый и потому и.ттсгорическ< >, ,,.111аса
инструкциями режим, работал т 6ыл0
стержней поглотителей пещронов п »
примерно в лаа раза ниже допустимого леистау^щ
нормативами; обслуживающим пер аварий-
ключена тревожная Щ'™ализания и система аварии
вого охлаждения реактора (провер было
лево что это грубейшее нарушение регламента было
те первым. только в I9S6 г. с середины января до мо-
мента аварии на реакторе 6 раз. без достаточных на
то оснований, выводилась из работы система защиты
реактора); реактор не был остановлен в намеченный
момент.
Авария явилась результатом сочетания целого ряда
маловероятных событий. В условиях отключенного
водяного охлаждения вытеснение воды в каналах паром
может увеличить интенсивность цепной реакции, это,
в свою очередь, усиливает кипение воды и замыкает
фатальный круг событий. Непосредственным толчком,
как ни парадоксально, стал аварийный сброс стержней.
Особенности конструкции РБМК таковы, что при сни-
жении мощности до некоторой критической величины
(в этой ситуации управление должно осуществляться
автоматикой, а она-то и была отключена) наблюдается
небольшое увеличение интенсивности цепной реакции и
только потом ее остановка.
Не исключено также, что из-за отключения системы
охлаждения и образования паровых пузырей вода в
некоторых каналах вообще могла остановиться. Нако-
нец, из-за высокого давления и перегрева могли раз-
рушиться отдельные каналы, как результат — утечка
воды, разгон реактора и нарушение герметичности, ]
Можно привести еще ряд возможных причин, вызвав-
ших столь тяжелые последствия.
Так или иначе, авария в Чернобыле вызвана пятью
обстоятельствами: грубыми ошибками персонала, про-
водившего эксперимент с особенно серьезными наруше-
ниями техники безопасности; недостаточным надзором '
со стороны государственных органов и руководства
пимТнтя/ДИ₽еКТ°Р. АЭС не знал о проведении экспе-
как за эксплуатацией реактора, так и за
58
экспериментами на нем цвял^
персонала; недостатками коц<-т'1ГОЧиг’й квалиФикацией
пост возможностью вмешатетьЛК11ИИ реактора« в част‘
ароматической системы упоаЙЛ71.'1««П*₽СОиала * ₽абатУ
в работе системой безопасности ' сли,,пм>м «ложной
Авария на ЧАЭС явилась крупнейшей =
атомной энергетики. ’ шсй в Встории
1». МАСШТАБЫ И ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИИ
НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС
Авария случилась 26 апреля 1986 г. в 1 ч 25 мин
на 4-м блоке Чернобыльской АЭС, введенном в эксплуа-
тацию в декабре 1983 г. В результате грубых наруше-
ний правил эксплуатации и технологического режима
реакторной установки произошел взрыв. Точнее, с не-
большим интервалом времени произошли два взрыва.
Силой взрыва была смята основная опорная конструк-
ция реактора, разорваны коммуникации и перевернута
1100-тонная крышка реактора, обрушены крыша и сте-
ны верхней части реакторного отделения, частично
обрушены покрытия машинного зала, повреждены мас-
лопроводы.
При взрыве из реактора была выброшена часть
радиоактивных веществ и замедлителя, возникло около
30 очагов пожара. Понятно, что система охлаждения
топлива в таких условиях функционировать не могла.
Началось горение графита, который пришел в соприкос-
новение с кислородом воздуха (горение графита начи-
нается при температуре около 400 °C). Смесь продук-
тов деления и исходного топлива в виде аэрозолей
была выброшена на значительную высоту (в первый
день на высоту до 10 км). Метеообстановка на момент
аварии характеризовалась слабым и неустойчивым вет-
ром в приземных слоях атмосферы. Нижние слои атмо-
сферы медленно дрейфовали на запад, средние гораздо
быстрее шли к северо-западу (на Скандинавию), верх-
ние — на восток к Китаю, Японии, США.
Через день воздушные массы, шедшие в северо-
западном направлении, попали под влияние воздушных
течений, направленных на юго-запад. Радиоактивность
затронула Чехословакию, ФРГ, Голландию, Бельгию,
Великобританию. Наконец, при изменении ветра —
Турцию, Грецию, Югославию.
Разрушенный блок перешел в режим саморегули-
59
рующегося энерговыдслепия и превратился в источник
длительного пульсирующего выброси продуктов ядер
ного деления в атмосферу. Из-за неустойчивости атмо-
сферных явлений наземный след радиоактивных вы-
падений приобрел причудливую конфигурацию, сущест-
венно отличную от конфигурации следи ядерного взры-
ва. Основная часть радиоактивности выпала в южных
областях Беларуси, северных областях Украины, а так
же в граничащих с этими республиками областях
Российской Федерации.
В продуктах деления идентифицировано 328 изото-
пов 37 химических элементов периодической системы.
Из них 81 стабильный и 247 радиоактивных, в том
числе 45 изомерных пар. Итого, без учета изомерных
пар насчитывается 202 радиоактивных изотопа.
Деление ядер происходит, как правило, на два асим-
метричных осколка, поэтому вероятность образования
продуктов деления различных масс характеризуется
седлообразной кривой. С наибольшей вероятностью
образуются изотопы с массовыми числами Д|=95 и
А2= 138 (выход осколков 6,6 %). Симметричное деле-
ние на два одинаковых осколка имеет наименьшую
вероятность (10“2 %). В целом же массовые числа
продуктов деления находятся между А = 72 (цинк)
и А =166 (диспрозий).
Радиоактивные продукты деления характеризуются
различными периодами полураспада (от нескольких
секунд до 1015 лет) и могут быть классифицированы
по этому признаку следующим образом (табл. 2).
Наряду с продуктами деления присутствуют члены
радиоактивных семейств 235U и 238U, а также продукты
________________________________________________Т а б л и ц а 2
Период полураспада Число нуклидов
менее 1 ч
от 1 до 24 ч
от 1 до 30 дней
от 30 дней до 1 года
от 1 года до 10 лет
от ГО до 100 лет
от 100 до 10 000 лет
свыше 10 000 лет
141
50
27
13
5
3
0
8
Итого: 247 нуклидов
60
активации нейтронами
и продукты, Образуюц *‘и,’’РУ*миоииыж материалов
циях, в том числе и тпаисхЛ” В Л>’У,ИХ ядерных реак-
кюрий, берклий. калифош!?й10ВЫе пл*томий- а«*рииий.
При нормальной пабкт,.
жет попадать только ornJJuuI»1*8 “ атмосФсРУ мо-
продуктов распада. В результя??!-”?* ЧМсло л*»учиж
-Р° и горения графв^ВД^ГЖ1^
мере, повали вее упомянутые ра’понуклиды а также
частички топлива Попавшие в атмосферу осколки
е периодом полураспада менее одного дни не могут
быть компонентами глобальных радиоактивных выпа-
дений (как уже упоминалось, практически полный рас-
пад радиоизотопов происходит за время, равное 10 пе-
риодам полураспада). 27 радионуклидов с периодами
полураспада менее месяца вносили значительный вклад
в суммарную активность продуктов деления сразу после
выброса в окружающую среду. Среди них следует
в первую очередь назвать 1311, который имеет период
полураспада 8,05 дня и вносит существенный вклад
в облучении организма вследствие избирательного по-
глощения его щитовидной железой.
Основным компонентом глобальных радиоактивных
выпадений является группа радионуклидов с периодами
полураспада от 30 дней до 100 лет. Среди продуктов
распада, дающих в настоящее время наибольший вклад
в регистрируемое излучение, можно назвать 8эКг,
чп5г4-90У, ™7Cs + |37Ва, |44Се+144Рг. ,47Рт. Другие
радионуклиды либо распались в силу малых периодов
полураспада, либо образуются при делении в незначи-
тельных количествах, либо имеют очень большие пе-
риоды полураспада и не несут значительной дозовой
нагрузки.
Выше было показано, что при делении 1 г ’“U вы-
свобождается 8,208 • 10‘° Дж энергии. В расчете на сут-
ки это составит 8,208 • 1010/(24-3600) = 950 000 Дж/с =
= 950 000 Вт или 0,95 МВт-сут/г. Следовательно,
деление 1 г 235U сопровождается освобождением при-
мерно 1 МВт сут энергии и образованием 1 г продуктов
деления.
По мере работы реактора делящийся материал вы-
горает, а продукты деления накапливаются. Одновре-
менно из 238U образуется вторичное ядерное топливо —
плутоний, который тоже частично выгорает. Следует
отметить, что выходы продуктов деления для различ-
61
пых делящихся ядер несколько различаются, но пере-
чень обрлзоплпшихся продуктов практически одинаков.
Попытаемся оценить общую радиоактивность про-
дуктов деления. Известно, что мощности I Вт соот-
ветствует 3.1 • 10'° делении в секунду. Дли получения
энергии I МВт • сут необходимо осуществить 3,1 • 10 X
X 10е • 24 • 3600 = 2,678 10!1 делений. Так как в I г ура-
на содержится 2,562 • 10JI атомов, то на выработку
1 МВт-сут расходуется примерно 1,05 г a;,sU. Отсюда
следует, что масса горючего, разделившегося за время /
(сут) работы на мощности Р (МВт), т. е. при энерго-
выработке Q = P-t (МВт • сут), равна (г).
т,= 1,05-Р-/= 1.05 -Q
За каждый акт деления образуется два осколка,
которые являются родоначальниками членов радиоак-
тивных цепочек, содержащих в среднем три члена.
Следовательно, если мощность выражена в мегаваттах,
при установившемся режиме деления активность всей
загрузки равна:
А = 3,1 • 10'6 • 1.05 • Р • 2 • 3 = 1,953 • 1017 • Р Бк
Разделив эту величину на 3,7-1010, получим, что
активность на каждый мегаватт мощности равна
5,27- 106-Р Ки.
Таким образом, активность реактора РБМК-1000
можно оценить величиной 1,68- 10’° Ки, или 6,24- 1О20
Бк (624 ЭБк).
Согласно официальным данным в результате аварии
на Чернобыльской АЭС в атмосферу поступило 4 %
активности продуктов деления, что составляет 6,75 X
X Ю Ки, или 25 ЭБк. Безусловно, такая оценка нуж-
дается в уточнении. С одной стороны, в реакторе есть
много короткоживущих продуктов распада, распадаю-
щихся в течение очень короткого периода времени,
с другой — оценка выброса в 4 % является весьма
приблизительной. По мнению многих специалистов вы-
брос активности был существенно большим.
Для того чтобы рассмотреть воздействие выброшен-
ных радионуклидов на окружающую среду, в следую-
ствнЛХ °знакомиися с механизмом взаимодей-
нииами НЫХ ТИ"ОВ излучений с веществом и еди-
ХмодейХТеРИЗУЮШИМИ РаЗЛИ"Ные СТ°Р°™
62
. . В»"Р«м > «дани»
I Кто и коГДа огк|1Мл
2. Какое событие сы Мв"и* Р’лмоактивиости?
активности? Грало Рсшаюшу» роль и открытии ралио-
4. Опишите Ву1тановк\"ИЛ ТСрмИ" "Р’Аио’К’ивиость»?
S Какое ппок.. У U "<,мошьк’ “"’орой были открыты Х-лучи
5. Какое пред110ложе„ие выс„1ал Ьекк, Р “ *
тах РентгсияУ 1 л’ ’’,,ал об опы-
ена. Какие эксперименты решил поставить для пол.
тверждения своего предположения?
в. Перечислите ра««о.к,„,иыс открити, ..
ном этапе изучения явления радиоактивности
7. Кто установил неоднородность излучения урана? Что представ-
ляет собой это излучение?
8. Какие важнейшие выводы сделаны учеными в результате
изучения явления радиоактивности?
9. Какие процессы подтверждают сложную структуру атомов и
одновременно свидетельствуют об общности структуры раз-
личных атомов?
10. Опишите модель атома, предложенную Д. Д. Томсоном. Чем
различаются модели атома Томсона и Резерфорда?
11. Попробуйте посчитать, какие размеры принял бы атом, если бы
его ядро увеличилось до размеров однокопеечной монеты
(I см)
12. В чем планетарная модель атома Резерфорда противоречит
законам классической электродинамики?
13. Сформулируйте постулаты Бора. Назовите достоинства и не-
достатки теории Бора.
14. Кто и когда открыл электрон? Назовите массу и заряд этой
, частицы.
15. Кому принадлежит честь открытия протона? Какова масса этой
частицы? Во сколько раз масса протона больше массы элек-
трона?
16. Почему нельзя предположить, что масса атома состоит из сум-
мы масс протонов и электронов?
17. Когда и кем была предложена современная модель атомного
ядра?
18. Что представляют собой античастицы? Приведите примеры
античастиц.
19. В каких процессах возникают нейтрино и антинейтрино? Чем
они отличаются друг от друга?
20. Поясните разницу между нуклидом и нуклоном. Приведите
примеры.
21. Что представляет собой атомная единица массы (а. е. м.)
Какова связь между а. е. м. и массой атома? Чему равен энер-
гетический эквивалент а. е. м.?
63
H(. 4tpu. WCo? Пользуясь понятием
22. Что означает шым нуклидов-
л. с. м . рассчитайте мл* . 1 ялр(|?
23. Что понимают пои энергпе ‘_ МЛГ(.ы СОстЙВНЛ 0.03036 а. с. м
2-1. Пр||оОрл.->оолнш1ялрлЯ"'лп’,‘ |||0 связи, приходящуюся
Найдите энергию епязи "*р“ " )|(fpnllo связи).
нл одни нуклон (г. е. ул • диг0 примеры изотопных
2.1 Дайте определение изотопов. входящих в состав
ядер Найдите число протонов и ш •। I
трех изотопов магния: 1 Mg. Mg.
/пнптия) известны изотопы тяжелого
Хрола -НлХий%> - 'Рип-й'(Т). Чем различаются ядра
названных изотопов водорода?
27. Какие нуклиды называют изобарами? Приведите примеры изо-
барных ядер.
28. Как называют ядра, содержащие одинаковое число нейтронов
при разном количестве протонов? Приведите примеры ядер
подобного типа.
29. Могут ли ядра содержать разное число электронов?
30. Какие пары ядер называют изомерами? Сколько изомерных
ядер известно в настоящее время?
31. Дайте определение относительной изотопной массы. Почему
относительная изотопная масса 32 33 34 35 36 37 38С1 равна не 35 а. е. м.. а
34,96885? Чем она отличается от изотопной массы?
32. Для чего необходимо знать содержание различных изотопов
в исследуемых образках?
33. Дайте определение понятия «радиоактивность».
34. Назовите число известных стабильных и радиоактивных ядер.
Сравните их с числом известных химических элементов.
35. Какие типы радиоактивных превращений установлены в настоя-
щее время?
36. Как называют ядра, испускающие при распаде альфа-частицы?
Сколько таких ядер известно? Сколько подобных ядер сущест-
вует в естественных условиях?
37. Напишите реакции альфа-распада следующих изотопов:
уран-238, уран-234, торий-232, торий-230, радий-226, радий-224,
радон-222, радон-220 (или торон-220), полоний-218, полоний-214,
полоний-210, висмут-212, свинец-212 Обратите внимание, что
изотопы радона являются дочерними продуктами распада изо-
топов радия. При их распаде с испусканием альфа-частиц
обри>у»тсн изотопы полония Радий и полоний - металлы,
радон — инертный газ.
38. Что происходит при испускании ядром бета-частиц? Напишите
элементы, образующиеся при бета-распаде ядер трития, углеро-
да-14, калия-40, радия-226, радона-222, полония-210, свинца-212.
64
пксмута-212 г
новых изОГо11онРа?""К "ролук’ы бе”' и альфа-распада олииа-
39- Ядра иагрия-22",и Л"луш"
Oprtpa.lnj ’ W*unn-»2.
"«нронтого ? ’ Л”'"" ’ ите»,иь«»
при распаре «•««« хипеж» «,ра,,отс,
Чтг п Д<? ука,анных ядер? Напишите схемы распада
роиХТ""’ "Р” “Р"" К На,.................„
прщсссх «захвати „я след,„шей cpjnnx ,„p; б,рмл.>й.,
к.л.й« tap.,,И. о.р.,,33.
ртуть-195.
41. Для ядер рубидия.84, ипап.132. серевра-lte. «ид«я.|12 к»,
можны все три типа бета-превращений. Ядра каких элемен-
тов образуются в этих случаях? Напишите схемы распада.
Назовите число и тип нуклонов в исходных и образовавшихся
в процессе бета-распада ядрах.
42. Приведите примеры ядерных реакций, в которых образуются
элементы, находящиеся в ином, по сравнению с исходным
веществом, фазовом состоянии (см. задания 37—40).
43. Для ядер 87mRb, l33mBa, l3’mCs, *”nAu, I99,"Hg возможны изо-
мерные переходы. Что при этом происходит? Ядра каких эле-
ментов образуются?
44. В каких процессах образуются запаздывающие нуклоны?
45. Какие процессы объединены под общим названием бета-распад?
Оцените вероятность отдельных видов бета-распада.
46. Кто установил количественный закон спада радиоактивности?
47. Что понимают под периодом полураспада радиоактивного
элемента?
48. Как влияют на процесс распада радиоактивных элементов дав-
ление. температура, концентрация, катализаторы, наличие при-
месей и других радиоактивных элементов?
49. Что происходит с органической молекулой, в структуре которой
имеется углерод-14, в момент испускания ядром углерода
электрона?
50. Что характеризует постоянная радиоактивного распада X? Как
она связана с периодом полураспада?
51. Какими значениями Г|/2 может характеризоваться время рас-
пада отдельных видов радиоактивных ядер?
52. Можно ли говорить о периоде полураспада отдельного радио-
активного атома? Как среднее время жизни Т радиоактивного
ядра связано с постоянной распада и периодом полураспада?
53. Что понимают под активностью радиоактивного вещества?
54. Какие изотопы входят в состав природного углерода? На чем
основан радиоуглеродный метод определения возраста ископае-
мых находок органического происхождения?
55. Почему радиоуглеродные часы непригодны для определения
3 В И Гсргллоо. 10—11 кл
возраста живых растений или животных? Назовите мвксИМ
ный возраст ископаемых предметов, который может быть ус л
новлеи по измерению активности углерода-14.
56. Назовите возраст деревянного предмета, если активность по
углероду-14 составляет 25 % от стандартной.
57. 1 г естественного углерода испускает 15,3 бета-частиц в минуту.
Среднее содержание углерода во всем организме 18 % (12,6 кг
для человека массой 70 кг). Определите количество бета-частиц,
излучаемых ежеминутно за счет распада углерода-14 в вашем
организме.
58. Что понимают под удельной. объемной, поверхностной актив-
ностью вещества? В каких единицах она измеряется?
59. Сколько граммов цезия-137 распределено на площади 10 км2,
если уровень зараженности ее составляет 20 Ки/км2? Период
полураспада цезия-137 принять равным 30.174 года.
60. Какую активность в единицах кюри н беккерель будут иметь
тритий и радий-226 массой 10 г каждый, если период полурас-
пада этих изотопов равен 12,35 и 1600 лет соответственно?
61. Оцените плотность частиц при зараженности 5, 15, 20, 25, 30
и 40 Ки/км2.
62. Какую информацию необходимо иметь для правильной оценки
дозы излучения?
63. Рассчитайте массу в граммах 83Sr (7’|/г=32,4 ч), если актив-
ность изотопа равна 1 Ки.
64. Построите кривые распада изотопов трития, калия-42, неоди-
ма-151, таллия-202, периоды полураспада которых равны соот-
ветственно 12,35 года, 12,36 ч, 12,44 мин, 12,23 сут. Примите
начальную активность каждого из приведенных ниже изотопов
равной 3,7 • 1О10 Бк. Определите на графиках, за сколько пе-
риодов полураспада активность каждого изотопа уменьшится
на 90 % от первоначальной.
65. Для изотопов, перечисленных в задании 64, рассчитайте про-
цент остаточной активности через 2, 4, 6 периодов полураспада.
66. Как находят постоянную распада радиоизотопов?
67. После аварии на Чернобыльской АЭС некоторое время наиболь-
шую опасность для человека представлял изотоп 1311. Период
полураспада этого изотопа 8,05 дня. Через какой промежуток
времени активность этого изотопа уменьшилась на 99 % от
первоначальной?
68 °ПреДеЛеНИе —Ринского, дочернего и внучатого нук-
69.
70.
66
вКыпКа0?ЛиН0ВеСИе "аЗЫВа,0Т ВеК°ВЫМ? Напии)ите математическое
выражение векового равновесия.
' У₽а'"“"’ в'КМ0Г0 >»««•«"" рассчитайте
аисинально емможкое количество урана-234. тория-230,
свинцв.210 „ поЛоиия.а10
распила перечислен,^ , * 1 ’ Уряиа-238 Периоды полу
X Ю'’ лет, 8,0 • IO4 лет, 21 го р,аи“ 2,47 /
Каким образом можно выде^,3 4Л ' l(f лм
из-за низкой концентрации не* ₽ас,в"ра радионуклид. если
творимости соединения? Достигается произведение рас-
Сколько радионуклидов естествеи™-,.____
жено в биосфере Земли? Р схожАения обяару-
71.
72.
73.
74.
75.
76.
77.
78.
79.
80.
81.
82.
83.
84.
85.
86.
87.
88.
89.
90.
91.
Какие радионуклиды естественного
относить к первичным? Какие типы
первичных радионуклидов?
происхождения принято
распадов характерны для
Что представляет собой радиоактивное семейство? Назовите
первичные и конечные элементы каждого семейства. Почему в
природе не обнаружен ряд 4л + 1?
В каких процессах возникают члены радиоактивного ряда?
Назовите характерные признаки члена данного ряда.
Что характеризует кларк элемента?
В каких процессах образуются космогенные радионуклиды?
Назовите важнейшие радионуклиды этой группы.
Когда и кем впервые осуществлено превращение одного эле-
мента в другой? Напишите ядерную реакцию, по которой осу-
ществлено это превращение.
Кто открыл явление искусственной радио активности?
Почему Э. Ферми решил видоизменить опыт супругов Жолно-
Кюри, заменив при получении искусственных радиоизотопов
альфа-частицы нейтронами?
Приведите примеры получения искусственных радиоизотопов
по методу супругов Жолио-Кюри и по методу Э. Ферми.
Почему при окружении источника нейтронов и облучаемой
мишени парафином наведенная активность ядер мишени зна-
чительно увеличивается?
Как Э. Ферми предполагал получить неизвестные в то время
трансурановые элементы?
Как была открыта реакция деления урана?
Почему продукты деления урана радиоактивны?
Какая энергия выделяется при делении одного ядра урана?
Кто открыл процесс самопроизвольного деления урана?
Какие изотопы входят в состав природного урана и какие
из них делятся при облучении медленными нейтронами?
Какие элементы были получены Э. Ферми при облучении
урана? (См. задание 83.)
От каких процессов зависит протекание цепной реакции де-
ления урана?
Каким образом можно уменьшить потери нейтронов, необхо-
димых для поддержания цепной реакции деления урана?
67
92. Почему для протекания цепкой реакции дел1’"
обходима определенная мпссн этого элемента? Как
эту массу и какова ее пеличнип?
93. Каким обрлзом можно уменьшить критическую массу е
истое» Можно л« нолуинть ирнгинескуго ««осу /и и
возникновения цепной реакции а природном уране
94. Что представляли собой первые атомные бомбы?
95. Какая энергия освобождается при делении кг урана-235?
96. Какому количеству органического топлива (угля и нефти)
эквивалентна энергия деления I кг ядер урана-235.
97. Почему при осуществлении ядерных взрывов загрязняется
атмосфера Земли?
98. Какие процессы лежат в основе термоядерного синтеза.
99. Когда был пущен первый ядерный реактор? Опишите прин-
цип устройства этого реактора. Кто руководил осуществле-
нием проекта?
100. Какие обязательные элементы включает типичный реактор?
Как обеспечивается безопасность персонала?
101. Назовите важнейшую особенность работы реактора, связан-
ную с наличием нейтронного излучения.
102. Когда была пущена первая атомная станция на базе атом-
ного реактора?
103. Дайте характеристику современного состояния атомной энер-
гетики.
104. Назовите преимущества и недостатки ядерных энерго,UJ-
новою
105. Почему быстрые нейтроны малоэффективны с точки зрения
осуществления процесса деления урана?
106. Дайте характеристику важнейших замедлителей нейтрон ч.
107. С какой целью в реакторе используют графит?
108. Какую роль играют в реакторе запаздывающие нейтроны?
109. Опишите устройство реактора РБМК. Какое топливо иегдпь-
зуется в реакторе этого типа? С какой целью в реакторе вы-
полняют графитовую кладку?
110. Назовите преимущества и недостатки реактора РБМК.
111. На чем основана и как устроена система управления н защи-
ты реактора?
112. В каких случаях срабатывает защита реактора?
113. Какой эксперимент проводили на Чернобыльской АЭС?
114. В чем заключались основные отклонения от программы
эксперимента и требований технологического регламента?
Что явилось причиной аварии на Чернобыльской АЭС?
в. Каковы последствия взрыва и масштабы аварии на ЧАЭС?
П7. Какие радионуклиды попали в атмосферу в результате аварии?
ГЛАВА ||
ИЗИКА ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЯ
20. ПОГЛОЩЕНИЕ ЭНЕРГИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ ВЕЩЕСТВОМ
В процессе радиоактивного распада или в реакциях
деления возникает несколько типов высокоэнергети-
ческих частиц. Это частицы, не имеющие заряда (нейт-
роны), заряженные частицы (электроны, протоны, аль-
фа-частицы, продукты деления и др.) и фотоны (рент-
геновское и гамма-излучение). Для каждого излу-
чения характерен свой способ взаимодействия с вещест-
вом, однако основным итогом любого типа взаимо-
действия является ионизация или возбуждение ато-
мов или молекул облучаемого вещества.
Из-за способности производить ионизацию частицы
высокой энергии называют ионизирующими. При этом
различают излучения непосредственно ионизирующие
(заряженные частицы) и косвенно ионизирующие (не-
заряженные частицы и фотоны).
Очевидно, что ионизация осуществляется за счет вы-
рывания отдельных электронов из электронных оболо-
чек нейтральных атомов или молекул. В результате
атом или молекула, лишенные одного или нескольких
электронов, приобретают положительный заряд — про-
исходит первичная ионизация.
В свою очередь, вырванные из оболочек электроны
могут обладать энергией, достаточной для того, что-
бы вызвать ионизацию других нейтральных атомов или
кул, встречающихся на их пути. Ионизацию, вы-
<ую выбитыми электронами, называют вторичной.
_ыбитые электроны, обладающие способностью
ионизировать атомы или молекулы, представляют собой
один из многочисленных примеров возникновения вто-
ричного ионизирующего излучения. Например, при
действии гамма-квантов высокой энергии могут рож-
даться электроны, при облучении нейтронами прото-
ны и др.
69
Если энергия, переданная атому или молекуле, м пь-
ше энергии, необходимой для вырывания элект
ионизация ие происходит, по могут вози»
бужденпыс атомы или молекулы. Они оолада < из-
быточной энергией. При переходе атомов или молекул в
основное состояние эта энергия освобождается в виде
излучения (обычно УФ). Существуют и безызлу-
чательные механизмы передачи энергии.
Электрон, вырванный из атома в результате иони-
зации, теряет свою энергию в столкновениях, после
чего «прилипает» к нейтральным атомам или молеку-
лам. образуя отрицательные ионы. Таким образом, ио-
ны образуются парами; число положительных ионов
равно числу отрицательных. Часто наблюдается также
процесс сольватации, в котором электрон создаёт во-
круг себя за счет собственного электрического поля
«шубу» из нейтральных молекул.
Возникшие ионы или сольватированные электроны
исчезают в процессе рекомбинации, т. е. воссоедине-
ния положительных и отрицательных ионов, в котором
образуются нейтральные атомы или молекулы. Как пра-
вило, процесс сопровождается образованием возбуж-
денных атомов или молекул.
Реакции с участием ионов и возбужденных л-..»
лекул имеют чрезвычайно важное значение. Они лех;.~
в основе многих химических процессов, в том числе и
биологически важных. С протеканием этих реакций <
зываются отрицательные последствия воздействия
радиации на организм человека.
Чтобы разобраться, какие излучения и почему наи-
более опасны для человека, рассмотрим механизм взаи-
модействия с веществом различных типов излучений.
21. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ЭЛЕКТРОНОВ С ВЕЩЕСТВОМ
При описании этого вида частиц применяют тер-
мины «ускоренные электроны» и «бета-частицы».
Следует помнить, что отличие между ними заключается
только и происхождении: первые генерируются спе-
Sb."n« машинами~ Укорителями, вторые возни-
ККОЩПНЫе Г31' РаСЛаЛа Р^ИОИУКЛИДОВ. КРОМС ТОГО,
ускоренные электроны характеризуются как пп чвилп
иыТс’ХоТя'ГГ Б"ача™“ имеюГКнё„Рр°Рыв
маль^йКэ5ер?„5 £.:м[П₽0СТИраЮ1цийся от ° *>
70
Выделяющаяся при бет;,
п инп-раале от IH.BI к ,н 1" л »'"РГ“» з»«лю-.е»а
лля тяжелого изотопа бора"%’Сот ' 'Л * ’»
мектроноа зависит от параметров у^кори^я^Чаше
всего использую,си электроны с эяер’ией от еавиио до
нескольких десятков мегаэлектронвольт
Независимо от происхождения механизм жлепи
энергии частицами одинаков, поэтому в дальнейшем
мы будем употреблять только один термин — «элект-
роны»-
Процессы взаимодействия электронов высокой энер-
гии с веществом можно разделить на два типа:
неупругое рассеяние — электромагнитное взаимо-
действие с электронами вещества, вызывающее иони-
зацию или возбуждение атомов и молекул (иони-
зационные потери), а также взаимодействие с куло-
новским полем ядра и электронов с образованием
тормозного рентгеновского излучения;
упругое рассеяние — процесс, в котором сумма кине-
тических энергий взаимодействующих частиц до взаи-
модействия и после него сохраняется неизменной.
Таким процессом является взаимодействие электрона с
ядром, в котором он передает часть своей энергии
ядру и одновременно изменяет первоначальное на-
правление движения. Имеет место также процесс
рассеяния на электронах атомных оболочек, однако
вклад этого процесса невелик.
Для низкоэнергетичных электронов преобладают
потери энергии на ионизацию н возбуждение —
ионизационные потери, для высокоэнергетнчных — ра-
диационные.
Упругие столкновения характерны для
энергетичных электронов в материалах, в состав ко-
торых входят элементы с большими атомными но-
мерами, однако процесс этот менее вероятен, чем иони-
зация и возбуждение.
В диапазоне энергии электронов 10'—10е эВ веро-
ятность упругих столкновений 5 %, ионизации оо /о.
ждения — 60 %.
чеднее значение ионизационных потерь Р
‘/dx)HaH быстрыми электронами на пути dx выра-
я формулой Бете:
низко-
X-n»p4b'
mav л
71
где средняя потеря ’"•%иц"ы "” - «оор
пути; £—кинетическая энергии частиц . •
дииата и направлении движении частиц .- ,|ЯГТИ.
заряд и массе покоя электрон..; о - «оросп,ясен
цы; *г. - число Авогыро; Р "•’огносг,. Я - коэф-'
Z и А — заряд и массовое число вещест . Р
фициент торможения. „ивпгма чпрктпп-
Значение В для релятивистских энергии электро
на т е для электронов, скорость которых сравнима
со скоростью света, определяется из выражения:
В =[1п ~ -1+Р!)+1-Р! +
где р = у/с (с — скорость света); / — средний потен-
циал возбуждения атомов среды; 6 — поправка на поля-
ризационный эффект.
Для нерелятивистских электронов, когда Е
«т,с2 и 2л • Z/137< ₽, значение В равно: В =
= 0,58 mv2/l.
Анализ приведенных выражений показывает, что ио-
низационные потери электронов в слоях равной массы
для различных веществ примерно одинаковы. Это озна-
чает, что при поглощении электронов более тяжелыми
элементами необходима меньшая толщина поглотителя,
чем при поглощении легкими.
С ростом энергии электронов их ионизационные
потери убывают, а затем медленно (по логарифми-
ческому закону) возрастают. В области малых энергий
тормозное излучение и радиационные потери малы. При
большой энергии электронов главное значение имеют
радиационные потери — (dE/dx)faa.
При некоторой энергии, которую называют критиче-
ской, ионизационные и радиационные потери равны.
Это равенство описывается выражением:
- (dE/dx)paa/ — (dE/dx)MH = EZ/800
(Е выражено в мегаэлектронвольтах.)
Из этого выражения следует, что за поглощение
электронов бета-распада в легких поглотителях (на-
пример, А1 или биологические ткани) ответственны
только ионизационные потери. Сумма ионизационных и
радиационных потерь с достаточной точностью опре-
72
дсляет полные потери и, сот.-,
нов в веществе. ’огненно, путь электро
К особенностям иоия.анионяых
большая порция энергии,передаваем ’ 'Ли,хит<я не-
му в одном столкновении. СлеЛов ™*мроиом а1°-
ионизационные потери энергии первично™°' Л™*"-*
складываются из большого числа малых птеок
ионизацию и возбуждение атомов вдоль пути электрон*
в веществе.
Траектория электрона в веществе имеет сложный
вид, связанный с характером взаимодействия. На на-
чальном участке траектории при ионизационных поте-
рях электрон рассеивается на небольшие углы, и
траектория его мало отличается от прямой линии.
По мере уменьшения энергии электрона угол рас-
сеивания возрастает и электрон начинает двигаться
по извилистой кривой.
В процессе радиационных потерь электрон также мо-
жет сильно отклониться от направления своего пер-
воначального движения под действием электрического
поля ядра. Следовательно, истинный путь электро-
нов в веществе не равен толщине слоя вещест-
ва, в котором он полностью поглощается. Это харак-
терно не только для бета-излучения, но и для моно-
энергетичных электронов. Последние имеют одинаковую
начальную энергию, но теряют ее в различных точ-
ках поглотителя. Поэтому часто для характеристики
пробега электронов используют термины: практический
(/?практ) , или экстраполированный пробег, и максималь-
ный пробег (Rum), или максимальная глубина про-
никновения (рис. 7).
Глубина проникновения электронов в вещество пря-
мо пропорциональна энергии электронов и обратно про-
порциональна плотности вещества. Средний пробег
электронов в среде (г/см2) можно вычислять по эмпири-
ческим формулам вида:
/? = 0,407 £1,38 (0,15 <£<0.8 МэВ)
R = 0,542 £ — 0,133 (0,8 < £ < 4 МэВ)
/? = 0,530 £ - 0,196 (2,5 < £ < 20 МэВ)
Энергия, передаваемая электронами среде, распре-
деляется в ней неравномерно. На малых глубинах погло-
щается большая энергия. Это обусловлено попаданием
сюда электронов, рассеянных на больших глубинах
(рис. 8).
73

Рис. 7. Зависимость интенсив-
ности излучения бета-препарата
от толщины поглощающего слоя.
Рис. 8. Нормальное распределе-
ние поглощенной энергии (дозы)
по глубине вещества.
При облучении сложной смеси доля энергии, погло-
щенной одним из компонентов смеси, примерно пропор-
циональна суммарному числу электронов, приходящих-
ся на долю этого компонента, т. е. пропорциональна
его электронной доле.
Доля активированных атомов или молекул различ-
ных компонентов в смесях в первом приближении
равна доле их валентных электронов.
Входящее в уравнение Бете произведение (No/A)Zp
равно числу электронов в 1 см3 вещества, значит тормоз-
ная способность приблизительно пропорциональна
электронной плотности среды, а массовая тормозная
способность — числу электронов в 1 г вещества.
Выше отмечалось, что быстрые электроны могут вза-
имодействовать не только с атомными электронами, но
и электрически взаимодействовать с ядрами. Если энер-
гия, переданная электроном ядру, целиком переходит
в кинетическую энергию атома отдачи, столкновение
называется упругим. Приобретенная ядром энергия из-
за большой, по сравнению с электроном, массы неве-
лика, но она может быть достаточной, чтобы атом не
В "оложе""о. «о и вы-
Гешеткё П„™рЛ°СеДИНХ аТ0М0В “ «Рнсталлическон
р цесс имеет важное значение при облу-
может перед-m Т-да Максима-',ьная энергия, которую
деляется формулой* ₽°И ” Та*°М столк'‘овв"ии. опре
Емикс == 2(Е 4- 2mocl) Е/Мс1
(Здесь М — масса ядра.)
Кроме описанных процессов, начиная с энепгии
0.1 МэВ. до 0,2 % энергии теряется на черенко^кое
излучение. Оно представляет собой излучение света
возникающее при движении заряженной частицы в сре-
де со скоростью, превышающей фазовую скорость
света в этой среде. Существенной роли в передаче
энергии этот процесс не играет, однако в некоторых
случаях черенковское излучение может образовывать
возбужденные молекулы.
Основные результаты взаимодействия электронов
высокой энергии со средой:
1. В неупругих столкновениях энергия затрачи-
вается на ионизацию и возбуждение атомов среды, час-
тично на преобразование в тормозное излучение.
2. В упругих столкновениях энергия преобразуется
непосредственно в тепловое движение.
3. В легких веществах (Z^ 13) тормозное излучение
становится заметным при энергиях электрона более
10 МэВ. При меньших энергиях преобладают потери
на ионизацию.
4. Первичные электроны образуют положительные
ионы и вторичные электроны, способные обладать энер-
гией, достаточной для ионизации. На долю вторичных
ионизаций приходится до 70 % от общей. При замедле-
нии вторичные электроны могут образовывать отрица-
тельные ионы или сольватированные электроны.
5. Траектория электронов при больших энергиях
близка к линейной. При уменьшении энергии электрон
из-за рассеяния двигается по извилистой кривой.
6. Глубина проникновения электронов в вещество
пропорциональна их энергии и обратно пропорциональ-
на плотности вещества. На малых глубинах из-за явле-
ния рассеяния поглощается большая энергия.
7. Доля энергии, поглощаемой каким-либо компонен-
том смеси, пропорциональна числу электронов, прихо-
дящихся на долю этого компонента.
8. В твердых телах высокоэнергетичные электро-
ны способны вызвать смещение атомов или ионов в
кристаллической решетке.
75
22. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ТЯЖЕЛЫХ ЗАРЯЖЕННЫХ
ЧАСТИЦ С ВЕЩЕСТВОМ
Тяжелые заряженные частицы -
... .....фн-ч.к типы, осколки далек» „ерг„„ „а
электронам теряют большую часть cfl° Jvbohob-
ионизацню, возбуждение и в.заимодейств у
скнм нолем ядра к электронов (тормозиос иэлу
чвиие). В значительной мерс эти "
электронами, образовавшимися в процессах псрвич
ной ионизация.
Отличительной чертой тяжелых
нию с быстрыми электронами той же энергии.^являет-
ся их более медленное движение из-за большой массы.
Средние ионизационные потери энергии на единицу
пути (тормозная способность) определяются форму-
лами Бете:
частиц, по сравне-
где z — заряд частицы.
Приведенная формула справедлива для релятивист-
ских частиц. Для нерелятивистских частиц коэффи-
циент, стоящий в квадратных скобках, равен 1п 2 т • о2//.
При энергии в несколько мегаэлектронвольт иониза-
ционные потери для альфа-частиц в 1000 раз больше,
чем для электронов. Вследствие этого при равных энер-
гиях путь электронов в веществе (глубина проникно-
вения) значительно больше, чем путь альфа-частиц.
Например, при нормальных условиях пробеги альфа-
частиц в воздухе составляют несколько сантиметров,
бета-частиц — несколько метров.
Как известно, величина энергии, испускаемой какой-
либо частицей, пропорциональна квадрату ее ускорения
и обратно пропорциональна массе частицы. Из этого
следует, что радиационные потери тяжелых заряжен-
ных частиц, т. е. потери на тормозное излучение,
невелики. Они в (т/My раз меньше по сравнению с
потерями на тормозное излучение электронов (т и М —
массы электрона и тяжелой частицы)
8 МЛ6.\аДЬфа'Ча<:Т"ц " "Р°тонов "PH энергии 4-
опоезе тит. здухе "Р" Нормальных условиях можно
“лРедел“то с помощью выражений: альфа-частицы -
к —u.juy • l , протоны — /? = 1,93 • £,в
При энергии альфа-частиц до 10 МэВ их пробег в
76
любом ПРЩсстве ПЛОТНОСТЬЮ О (|'/см*1 , ,,, „ г .
А равен: ’ ' м с атомной массой
/?Л-0,56.Лй.д',»/р.|0‘ см
Пробег тяжелых частиц, отличных от альфа .частей
по величине заряда „ „„ массе, может быть ночи™
по соотношению:
RZ2/M =Rai/Ma
Соотношение выполняется при одинаковых скорос-
тях частиц. Пробеги альфа-частиц, протонов и дейтро-
нов, обладающих одинаковой начальной скоростью, но
разной энергией, относятся как /?,:/?₽:/?</= 1:1:2. Со-
ответственно отношение пробегов указанных частиц,
обладающих одинаковой начальной энергией- /? Р •
tfd=l:8:5,7.
Столкновение тяжелой частицы с легким электро-
ном не может вызвать заметного отклонения ее от
первоначального направления движения, поэтому путь
тяжелых частиц в веществе прямолинеен. Частицы
одинаковой энергии проходят примерна одинаковые
отрезки пути. Небольшой разброс (3—4%) вызван
статистическим характером столкновений. Типичная
кривая поглощения приведена на рисунке 9. (Обозна-
чения аналогичны принятым в п. 21.)
Тяжелые частицы, как и электроны, передают энер-
гию порциями. Максимальная энергия вторичных элект-
ронов £иакс определяется энергией падающих частиц:
£иакс = 4£(гп/М). Средняя энергия, передаваемая аль-
фа-частицей электрону, намного меньше. Например, в
лобовом столкновении электрона и альфа-частицы с
энергией 5 МэВ электрон получает энергию порядка
2700 эВ, тогда как средняя энергия составляет при-
мерно 200—300 эВ. Этой энергии достаточно для осу-
ществления вторичной ионизации. К примеру, энергия
образования пары ионов в воздухе равна 34 эВ. Таким
Рис. 9. Зависимость числа
регистрируемых альфа-ча-
стиц от расстояния от
источника.
77
Рис io, Зависимость
удельной ионизации поз
духи альфа-частицами
'"’Ро от длины пройден
кого пути.
образом, вторичные электроны также способны вызнать
ионизацию.
Из-за малой роли процесса рассеяния тяжелых
заряженных частиц при их прохождении через вещество
кривые распределения доз монотонно увеличиваются
по глубине (рис. 10).
При облучении тяжелыми заряженными частицами
твердых тел существенное значение имеет процесс
смещения атомов.
Перечислим основные результаты взаимодействия
тяжелых заряженных частиц с веществом:
I. Прохождение тяжелых заряженных частиц через
вещество сопровождается образованием ионов, возбуж-
денных атомов и молекул, а также смещением атомов
при облучении твердых тел.
2. Ионизационные потери намного больше, чем ри
облучении электронами, соответственно пробег тяже.~‘-;х
частиц в веществе намного меньше пробега электрон /В.
3. Траектория движения из-за большой массы мало
отличается от линейной. Скорость движения существен-
но меньше скорости движения электронов.
4. Потери энергии на тормозное излучение пренеб-
режимо малы.
5. Максимальная энергия передается веществу вбли-
зи конца пробега частицы.
23. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ОСКОЛКОВ ДЕЛЕНИЯ С ВЕЩЕСТВОМ
Осколки деления представляют собой многозаряд-
79е »ссРЯД достигает 2°) ионы с массовыми числами
топов “и°”"иа™ри пр" делении ядеР тяжелых изо-
п»п™ТЦГС" яеления образуется около 80 первичных
уже отмДаДппеНИЯ' И3 ТОЛЬКО 6 стабильных. Как
спектпу ... СЬ‘ РаСПРеделение ВЫХОДОВ ОСКОЛКОВ ПО
горбо₽н¥квивойВсХ ЧИСМ лРедставляется в виде дву-
горбой кривой с максимумами: для легких изотопов
в области А = 72 1Н;
л -117 и>6. В п«р0ом%,“; » Л’«<~ги
топы В.. Кг, RI,. У, Z.T Nb м/ ь ' '""И‘"
1. Хе. С. Ba. La. d. Рг. Ndjsb *“• »'•
После деления осколки начинают свое шит», г
энергией от 40 до 120 МэВ. Эта ,„ept„„ ° "X” м
затрачивается на ионизанию и возбуждение э,оД, '
молекул. Важную роль итрают также столкаов-ии.
колков с ядрами.
Отличительная особенность процесса замедления
осколков в веществе — постепенное уменьшение заряда
по всей длине пробега. В противоположность иониза-
ционному эффекту, вызываемому альфа-частицами
плотность ионизаций здесь убывает к концу трека’
По мере уменьшения заряда уменьшаются потери на
ионизацию и возбуждение и увеличиваются потери на
упругие столкновения с ядрами.
Линейный пробег осколков (в сантиметрах) в воз-
у хе оценивают по формуле Я = 4 — 1.35 • 10~2-Д (А —
томная масса осколка).
24. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С ВЕЩЕСТВОМ
зрактер взаимодействия нейтронов с веществом
ит от их энергии, поэтому нейтроны делят на
группы: тепловые (£ = 0,025 эВ); медленные (0,1 <Е<
<1000 эВ); промежуточные (1 кэВ<£<200 кэВ),
быстрые (0,2 МэВ < £ < 20 МэВ); сверхбыстрые (£ >
>20 МэВ).
Основной вид взаимодействия нейтронов с вещест-
вом — взаимодействие с атомными ядрами. В этих взаи-
модействиях нейтроны могут претерпевать упругое и не-
упругое рассеяние, порождать заряженные частицы
и гамма-кванты, вызывать деление некоторых ядер и др.
Вероятность той или иной реакции оценивают сече-
нием взаимодействия о. Коэффициент сигма имеет
размерность площади. Его единица измерения, равная
10~28 м2, получила наименование барн. Чем больше се-
чение реакции, тем больше вероятность ее протекания.
Размеры сечения взаимодействия зависят от скорости
нейтронов и от типа ядра. Полное сечение взаимодейст-
вия (Ополи) примерно равно сумме сечений упругого и
неупругого рассеяния (о₽всс) и сечения захвата (о,«в).
При упругом рассеянии нейтрон передает часть
своей энергии ядру, с которым он столкнулся. При этом
и?
но
по
н
о?
ю-
№
в-
|₽е
tea
го
07
79
нейтрон замедляется и изменяет направление дви
После ряда столкновений замедлившийся не р
хватывастся ядром. Ядро, захватившее не гр . <
новится возбужденным. Переход ядра из J
кого в основное состояние возможен р
путями: ядро может испустить нейтрон меньшей
энергии II один или несколько I амма-кванго». j>aP«
ядра нс меняется; и процессе распада м У £
вываться ядра меньшего или большего заряда и испус-
каться заряженные частицы - электрон, позитрон, аль-
фа-частица, протон и др.; захват нейтрона может со-
провождаться делением некоторых ядер.
Таким образом, при облучении нейтронами создает-
ся уникальная возможность получения изотопов различ-
ных элементов, а характер передачи энергии зависит
от типа протекающей рэакции, т. е. от типа частиц,
испускаемых возбужденным ядром.
25. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ РЕНТГЕНОВСКОГО
И ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С ВЕЩЕСТВОМ
Рентгеновское и гамма-излучение представляет со-
бой электромагнитное излучение с короткой длиной
волны. Такую же природу имеют радиоволны и видимый
свет.
Если энергия Е выражена в электронвольтах, а
длина волны к в нанометрах, то связь между ними дает-
ся простым выражением Е = 1239,8/А.
По принятой шкале электромагнитных волн рентге-
новское излучение характеризуется энергиями 12,4 <
< Е < 4 • 10* эВ, гамма-излучение имеет энергию боль-
ше 4 • 10* эВ.
Электромагнитное излучение обычно испускается
возбужденными атомами (гамма-излучение) или обра-
зуется при торможении электронов, проходящих через
вещество (рентгеновское излучение). При взаимодейст-
вии электромагнитного излучения с веществом возмож-
ны 12 типов процессов. Многие из них встречаются
довольно редко. В области энергий гамма-квантов
от 20 кэВ до 10 МэВ, к которой относятся гамма-кванты
изотопных и реакторных источников, основными про-
Ц1жЭМИ взаимоде^ствия являются фотоэлектрический
эффект, комптоновское рассеяние и образование элект-
ронно-позитронных пар.
Фотоэффект возможен только на связанных электро-
80
нах. В результате фотоэффекта Ич .
Дастся электрон, обладающий Lutru высвобож-
равной энергии падающего кванта за 1ы£етп1ГерГИеЙ’
связи электрона: Ее = hv ~ Е, Ргм - етом ,НСРГИИ
превышает энергию связи электрона
ТО примерно 80 % электрон»,
ЛОННИ На освободившееся место переходит ™
заш'ыи электрон /.-оболочки, па /.-оболочку - электрон
с /И-оболочки и т. д. При „ом испускаются кванты
характеристического излучения (рентгеновское излуче-
ние, характерное для данного атома). Избыток энепгнн
может привести к вылету из атома электрона с верхней
оболочки (эффект Оже). Таким образом, при фото-
эффекте часть энергии первичных фотонов преобразует-
ся в кинетическую энергию электронов, часть — в энер-
гию характеристического излучения. Сечение процесса
определяется по формуле:
т = 2,04 - 10-30 - (Z4 / jE3) - (I -4- 0.008Z),
где Z заряд ядра атома, Е — энергия кванта, МэВ
Из формулы видно, что фотоэффект преобладает
при взаимодействии гамма-квантов невысоких энергий
в материалах с большим Z.
Эффект Комптона, в отличие от фотоэффекта,
не приводит к полному поглощению гамма-квантов.
В процессе взаимодействия электрон приводится в дви-
жение, а энергия фотона уменьшается. Этот процесс до-
минирует над другими в воздухе при энергиях гамма-
квантов 0,02—23 МэВ, в алюминии при 0,05—15 МэВ,
в железе при 0,1 —10 МэВ, в свинце при 0,5—5 МэВ
Коэффициент комптоновского рассеяния энергии а про-
порционален числу электронов в атоме.
Образование электронно-позитронной пары наблю-
дается при взаимодействии гамма-кванта с полем ядра
или атомных электронов. Образовавшейся паре элект-
рон — позитрон передается вся энергия падающего
гамма-кванта. Энергия первичного гамма-кванта долж-
на быть большей 2тоС2 — удвоенной энергии покоя
электрона (1,022 МэВ). Позитрон, замедлившись, взаи-
модействует с одним из электронов среды, в результате
образуется два фотона аннигиляционного излучения с
суммарной энергией 2тоС2. Таким образом, энергия
гамма-квантов преобразуется в кинетическую энергию
движения ионизирующих частиц (электронов и пози-
тронов) и в энергию аннигиляционного излучения.
|ЦЫ
пи
»яе
.‘Й?
зу-
об
iec-
I *та-
ICO-
ов?
гич-
»ни-
юн-
>ни?
«>го
I по
Чем
jro?
про-
нов,
гект-
( lecce
I tccca
I :кого
81
Сечение образования пиры электрон позитрон * в
поле атомного электрона пропорционально Z. » ,,ол®
ядер Оно монотонно увеличивается, начиная с
энергии 1.02 МэВ до 50 МэВ п материалах с высоким z
и при еще больших энергиях в материалах с низким
В зависимости от энергии излучения и атомного но-
мера материала главную роль в ослаблении У
гамма-квантов играет один из трех PatfMOTPe
выше процессов. Сумма линейных коэфф» ц»
ослабления гамма-излучения в этих процессах равна
полному линейному коэффициенту ослабления излу-
чения:
Величину, обратную линейному коэффициенту
ослабления, называют длиной свободного пробега гам-
ма-квантов в веществе.
При отнесении линейных коэффициентов ослабления
к плотности вещества р (г/см’) получают массовые
коэффициенты ослабления;
р/р = т/р + о/р4-х/р
Очевидно, что массовые коэффициенты ослабления не
зависят от плотности и имеют размерность см2/г.
Ослабление монохроматичного пучка гамма-квантов
описывается экспоненциальной зависимостью
/ = /ов-м*.
где / —интенсивность пучка гамма-квантов, прошед-
шего через поглотитель толщиной х; /о — интенсивность
падающего пучка гамма-квантов.
По аналогичному закону изменяется при прохож-
дении через вещество и энергия гамма-квантов.
Различают массовый коэффициент ослабления
(р/р)°сл и массовый коэффициент поглощения (р/р)Погл.
Массовый коэффициент ослабления учитывает не толь-
ко поглощение, но и рассеяние гамма-квантов. К про-
цессам рассеяния принадлежит, например, классиче-
ское рассеяние, когда меняется лишь направление
гамма-квантов, но не их энергия.
„„Лри 0ЧеНЬ аысоких энергиях гамма-квантов воз-
“Х° лротекание фотоядерных реакций, например
Пол “ "Д₽а неитР°"°в или заряженных частиц.
™'й эти? "™ элементов пороговые значения энер-
гии этих реакций составляют 6 и более мегаэлектрон-
выбиванием hHWiw 1.СОСтапляют бериллий (реакция с
квантов I 665 Мчй» В пР,.и,'каСг "Ри вверти гамма-
реакции 2Д226 МэВ) И ле^1еРн^* (пороговое значение
«Ве + у--►?ВеЧ-л
fD + y-->|Н+п
квантов*и°пемаЛ0М’ В области обычных энергий гамма-
облучения янЛ НОВСКОГО излУчения- главным итогом
ион котппм<.В яется образование вторичных эдектро-
мов’ и moL ° визывают ионизацию и возбуждение ато-
дальней К^Л сРеды- Наблюдаемые эффекты вызваны
ных М, п'№вРаи>е"“«м возбужденных и ионизован-
ных атомов и молекул.
26. ЕДИНИЦЫ, ПРИМЕНЯЕМЫЕ ДЛЯ ОЦЕНКИ ИЗЛУЧЕНИЙ
Важнейшей характеристикой любого вида излуче-
ния является энергия излучения. В СИ единицей энер-
гии ионизирующих излучений является джоуль (Дж)
Джоуль равен работе, производимой при переносе
заряда в 1 Кл в электрическом поле с разностью потен-
циалов 1 В.
Внесистемная единица, применяемая для оценки
энергии ионизирующих излучении, электронвольт (эВ).
Он равен энергии, приобретаемой одним электроном
(заряд 1,602 • 10-19 Кл) при прохождении разности
потенциалов в 1 В.
В литературе часто встречается также единица,
применявшаяся в системе СГС,— эрг. Соотношение
между этими единицами равно: 1 Дж= 6.242 • 10” эВ=
= 10' эрг; I эВ = 1,602 • 10“,а эрг = 1,602 • 10"19 Дж.
Поглощение веществом энергии ионизирующих из-
лучений дает начало физико-химическим преобразова-
ниям, которые приводят к наблюдаемому эффекту. Сте-
пень, форма и глубина лучевых поражений при воз-
действии ионизирующих излучений в первую очередь
зависит от величины поглощенной энергии. Мерой дей-
ствия ионизирующих излучений является поглощенная
доза излучения, или просто доза излучения. Она пред-
ставляет собой энергию ионизирующих излучении, по-
глощенную облучаемым веществом и рассчитанную на
единицу его массы. Доза излучения D определяется
формулой:
D = dE/dm
83
Единицей поглощенной долы излучения в СИ явля-
ется грэй (Гр), равный 1 Дж/кг. _
Внесистемная единица—рас?. I рад=О,О1 >р
= 0,01 Дж/кг; I Гр= 100 рад.
Одна и та жб поглощенная доза разных видов
ионизирующих излучений приводит к совершенно раз-
личным эффектам. Следовательно, единицы поглощен-
ной дозы не позволяют оценить биологический эффект
действия излучений. Для оценки биологического эффек-
та вводят понятие эквивалентная доза излучения,
которая представляет собой произведение поглощенной
дозы излучения в биологической ткани на коэффициент
качества К этого излучения в данном элементе биоло-
гической ткани:
= D • К
Значение коэффициента качества обычно принимают
равным 1 для рентгеновского и гамма-излучения, для
электронов, позитронов и бета-излучения.
Для нейтронов с энергией менее 20 кэВ /( = 3, для
протонов и высокоэнергетичных нейтронов (0,1 —
10 МэВ) /(=10, для альфа-излучения и ядер отдачи
К = 20.
Единицей эквивалентной дозы в СИ является зиверт
(Зв). Один зиверт численно равен одному грэю, делен-
ному на коэффициент качества /(. Иначе говоря, зиверт
равен эквивалентной дозе излучения, при которой по-
глощенная доза равна 1 Гр при коэффициенте качества,
равном единице.
Ранее применялась специальная единица эквива-
лентной дозы — бэр (биологический эквивалент рада):
1 бэр = 0,01 Зв, соответственно, 1 Зв = 100 бэр.
Бэром называется такое количество энергии, погло-
щенное одним граммом биологической ткани, при кото-
ром наблюдается тот же биологический эффект, что и
при поглощенной дозе излучения 1 рад рентгеновского
и гамма-излучений, имеющих К=\.
Учитывая, что нам в дальнейшем придется обра-
щаться к этим единицам, рассмотрим примеры перехо-
дов между ними: н
0,65 бэр=о,65-0,01 Зв=0,0065 Зв=65 мЗв
ппа’?/Ч=„5;10’3-0'01 3вА = °.О5 мЗв/ч
0,06 Зв=0,06- 100 бэр = 6 бэр
15мкЗв/ч=|5.10-».100 бэр/ч = 1 "5 мбэр/ч
рых нёйтХ"™ н'б°ль"'“« мер™». Лист
whohJmZ “ "екотоР“« других н-хлучений. когда
являют™ , P°U'"aM" “* втиистаом
помгчп™. ’Г’’1'ЛС’,‘, “",,Я "0И"’«”ИЯ И ВОЛужд. чиС.
ms »o Дма слУжит однозначной характерней-
среду ИЗИРУЮЩеГ0 ИЗЛУче,1ИЯ 1,0 ег0 воздействию на
Это связано с тем, что между параметрами, харак-
теризующими данные виды излучения (поток, плот-
ность потока и др.), и параметром, характеризующим
^•-лациоиную способность излучения в среде — по-
РГ--ценной дозой, можно установить адекватные пря-
зависимости.
Для рентгеновского и гамма-излучений таких зави-
.стей не наблюдается, так как эти виды излучений
нно ионизирующие. Следовательно, поглощенная
не может служить характеристикой этих излуче-
ю их воздействию на среду.
качестве характеристики этих видов излучений по
кту ионизации используют так называемую экспо-
—знную дозу. Она выражает энергию фотонного
излучения, преобразованную в кинетическую энергию
вторичных электронов, производящих ионизацию в еди-
нице массы атмосферного воздуха.
В СИ за единицу экспозиционной дозы рентге-
новского и гамма-излучений принимают кулон на кило-
зрплт (Кл/кг). Это такая доза рентгеновского или
г дмма-излучения, при воздействии которой на 1 кг су-
- атмосферного воздуха при нормальных условиях
•Разуются ионы, несущие 1 Кл электричества каж-
знака.
несистемная единица экспозиционной дозы—рент-
1 рентген (Р) — экспозиционная доза рентгенов-
ского и гамма-излучений, при которой в 0,001293 г
сухого воздуха (1 см3 воздуха при нормальных усло-
виях) образуются ионы, несущие заряд в одну электро-
статическую единицу электричества каждого знака
(2,08 10’парнонов). I Р = 2,58- 10“*Кл/кг; 1Кл/кг =
= 3.88- 10’ Р.
Так как на образование одной пары ионов в воздухе
расходуется в среднем 34 эВ энергии, то при экспози-
ционной дозе в I Р вторичными электронами расхо-
дуется 88 эрг в 1 г воздуха. Эту величину называют
энергетическим эквивалентом рентгена. Примеры пере-
ходов от одних единиц к другим:
ЯНЫ
эти
яие
left?
азу-
об-
цес-
ета-
JCO-
юв?
йич-
ЭНИ-
аон-
|ни?
ного
I по
Чем
эго?
яро-
нов,
екг-
ессе
.есса
кого
85
87
400 Р= 400-2,58- 10 1 Кл/кг = 103,2 мКл/кг
120 Р/мин - 2 Р/с - 2 • 2.58 • 10 ' А/кг
= 0,516-10 ' Л/кг= 0,516 мА/кг
Иэ приведенного материала видно, что взаимный
перерасчет и переход от одних единиц к другим возмо-
жен в тех случаях, когда известен тип изотопа и харак-
тер его распада. Кроме того, должна быть известна и
энергия испускаемых частиц и их количество.
Пусть, например, известно, что при распаде неко-
торого элемента испускается I частица на каждый рас-
пад с энергией 740 кэВ. Легко посчитать, что такая
частица создаст в воздухе 740- 10'734 пар ионов. Зная,
что I Р отвечает 2,08- 109 пар ионов в 1 см* воздуха,
легко посчитать, какой мощности дозы (экспозицион-
ной, а в случае биологической ткани и поглощенной
дозы) отвечает такой источник. Возможна и обратная
операция, если известен тип изотопа, расстояние до
точки детектирования, энергия фотонов.
Заметим, что значение экспозиционной дозы в рент-
генах н поглощенной дозы в воздухе в радах отличает-
ся во внесистемных единицах всего лишь в 1,14 раза:
Озксп = 0,877 • Dnorn-
Хотя рентген определяется как количество излуче-
ния для воздуха, он может характеризовать экспози-
ционное излучение для любого вещества. Однако, так
как процесс поглощения энергии зависит от свойств
среды, различные вещества, подвергнутые облучению
одной и той же экспозиционной дозой в рентгенах, не
обязательно поглотят одинаковое количество энергии
на единицу массы, т. е. не обязательно получат одина-
ковую поглощенную дозу излучения. Чтобы оценить
поглощенную дозу в веществе при экспозиционной дозе
в 1 Р, необходимо знать отношение между энергиями
диссипации в 1 г данного вещества и воздуха. Оно рав-
но отношению массовых коэффициентов поглощения
для этих сред, т. е. может быть найдено из отношения
числа электронов в 1 г этих веществ. Например, 1 Р в
о°о3Лух?п£?вен 0,877 Рад- электронов в I г воды
3,343-10- , в I г воздуха - 3,007- I023. Поглощенная
Доза в воде: 0,87 - 3.343 - 10“/3,007 • 10“ = 0,97 рад.
Поглощенная, экспозиционная и эквивалентная
дозы излучения, отнесенные к единице времени, назы-
^^щенной (Рпогя, экспозицион-
D^Pi И эквивалентной (₽,„.) дозы. Откуда
86

Вопросы И задания
I. Что нредстаиляет собой пропет ионизации? Каки» частицы
объединяет термин «ионизирующие излучения»? Почему эти
частицы называют ионизирующими?
частицы? Что понимают под первичной н вторичной ионизацией?
3. В каких случаях при действии ионизирующих частиц образу-
ются не ионы, а возбужденные молекулы?
4. Приобретает ли вещество электрический заряд в процессе об-
лучения?
5. Что представляет собой процесс сольватации? В каких процес-
сах исчезают сольватированные электроны?
6. Чем отличаются друг от друга ускоренные электроны и бета-
частицы? Какой энергией могут обладать эти частицы?
7. Какие типы процессов характерны для взаимодействия высо-
коэнергетичных электронов с веществом?
8. Какие процессы называют иеупругим рассеянием?
9. Что представляет собой процесс упругого рассеяния электронов?
10. Какой тип. потерь энергии преобладает для ннзкоэнергетнч-
ных электронов?
II. Какие параметры частиц оказывают влияние на величину иони-
зационных потерь энергии?
12. При каких условиях наступает равенство между ионизацион-
ными и радиационными потерями энергии?
13. Какой тип потерь энергии преобладает в биологической ткани?
14. Что представляет собой траектория высокоэнергетичного
электрона в веществе? Как изменяется характер траектории по
мере уменьшения энергии электрона?
15. Что понимают под практическим пробегом электрона? Чем
отличается практический пробег электрона от максимального?
Что такое средний пробег электронов в веществе?
16. Какова связь между энергией электронов и глубиной их про-
никновения в облучаемый материал?
17. Как распределяется по объему материала энергия электронов,
переданная веществу в процессе взаимодействия?
18. Как распределяется энергия, передаваемая ускоренными элект-
ронами облучаемой системе, в случае сложных смесей?
19. От чего зависит тормозная способность вещества?
20. Какую энергию способен передать электрон ядру в процессе
упругого столкновения? Каковы последствия этого процесса
для твердых тел?
21. При каких условиях возможно возникновение череиковского
излучения?
87
Ь-
пер
же
тер
эне
тор
па;
час
чтс
лег
НОГ
доз
one
точ
ген.
ся I
£>„,
НИЯ
цио
как
сре.
ОДН'
обя
на >
ков
пог.
в 1
дис<
но
для
ЧИС.
BO3J
3,34
доз
ДО31
ваю
ной
D =
86
22. Дайте общую характеристику основных результатов вааимодей-
стоил электронов высокой энергии со средой.
23. Какие процессы взаимодействия с веществом характерны для
тяжелых заряженных частиц?
в «« мкличаюте» осмош.ые отличая »о я.аимодейетаии с
' .™«гоо« тяжелых мр.жеппых частиц и меатронов?
JS. Почему при в.апмоаейстаип с веществом тяжелых заряженных
чястнн радиационные потерн меньше ионизационных?
28. Что представляет собой траехтория пробега тяжелой частицы
в среде?
27. Чем определяется величина максимальной энергии вторичных
электронов, образующихся в среде при прохождении через нее
тяжелой заряженной частицы?
28. Как изменяется по глубине величина дозы, поглощенной ве-
ществом в процессе рассеяния тяжелых заряженных частиц?
29. Перечислите основные результаты взаимодействия тяжелых за-
ряженных частиц с веществом.
30. Как образуются и что представляют собой осколки деления?
31. Какой тип осколков преобладает среди продуктов деления?
32. Какую энергию имеют осколки деления в момент своего обра-
зования?
33. В каких процессах растрачивается энергия осколков деления?
В чем заключается особенность этих процессов?
34. Как оценивают величину линейного пробега осколков деления
в воздухе?
35. Почему нейтроны, в зависимости от их энергии, разделяют на
несколько групп? Назовите эти группы.
36. Какие процессы взаимодействия с веществом характерны для
нейтронов? Как оценивается вероятность этих процессов?
37. Что происходит с ядром после захвата нейтрона?
38. Какие частицы ответственны за превращения атомов вещества,
облученного нейтронами?
39. Какова природа рентгеновского и гамма-излучения?
40. Рассчитайте граничную энергию видимого света (длины волн
от 770 до 380 нм) и ультрафиолетового излучения (длины волн
в вакууме от 380 до 10 нм), сравните полученные значения с энер-
гией рентгеновского и гамма-излучения.
41. Назовите важнейшие процессы взаимодействия гамма-излучения
с веществом.
42. Что представляет собой явление фотоэффекта? Для каких энер-
гии гамма-квантов и материалов преобладает этот процесс? На
каких электронах возможен фотоэффект?
43. В каких случаях доминирующим процессом взаимодействия
гамма-квантов с веществом является эффект Комптона?
44. Что представляет собой эффект образования пар? При какой
88
энергии гамма-квантов становится возможным этот процесс?
45. Какую величину называют длиной свободного пробега гамма-
квантов в веществе?
40. Дайте определение линейного и массового коэффициентов
ослабления гамма-излучения.
47. По какому закону уменьшается интенсивность пучка гамма-
квантов, проходящих через поглотитель?
48. Чем различаются массовый коэффициент ослабления и массовый
коэффициент поглощения гамма-излучения?
49. При каких энергиях гамма-квантов возможно протекание фото-
ядерных реакций?
50. В каких единицах измеряется энергия излучения в СИ? Чему
равна эта единица? Назовите внесистемные единицы, применяе-
мые для оценки энергии ионизирующих излучений.
51. Что является мерой действия ионизирующих излучений?
52. Какие единицы применяют для оценки величины поглощенной
дозы? Покажите связь между единицей, используемой для оцен-
ки поглощенной дозы в СИ, и внесистемными единицами.
53. Как оценивается биологическая эффективность действия иони-
зирующих излучений?
54. Дайте определение понятия эквивалентная доза излучения и
единиц, используемых для оценки эквивалентной дозы.
55. Что характеризует и в каких единицах измеряется экспозицион-
ная доза? Покажите связь между основными н внесистемными
единицами измерения экспозиционной дозы.
56. При каких условиях возможен переход от единиц измерения
экспозиционной дозы к единицам измерения поглощенной дозы?
Приведите соотношение между поглощенной и экспозиционной
дозами для воды и воздуха.
57. Что называют мощностью поглощенной, экспозиционной и экви-
валентной доз излучения?
БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУ Н-ппи
пе[
же
те[
эн<
то
па
ча
чт
ле
нс
до
оп
то
ге
ся
D
HI
ш
к:
с|
о,
о
н
к
п
в
д
н
д
27 ЭФФЕКТИВНОСТЬ ИЗЛУЧЕНИЙ РАЗЛИЧНЫХ ВИДОВ.
ВЛИЯНИЕ ЛИНЕЙНОЙ ПЕРЕДАЧИ ЭНЕРГИИ (ЛПЭ)
Эффект лучевого воздействия на живой организм
формируется на клеточном уровне. На первом этапе за
время порядка КГ16—Ю-15 с образуются ионы и воз-
бужденные молекулы. Последние за время порядка
Iq->•»__ IО-13 с диссоциируют на свободные радикалы
(частицы с неспаренными электронами). Затем начи-
наются радиационно-химические реакции с участием
возбужденных и ионизированных молекул и радикалов,
формируется радиационное воздействие в виде нару-
шения функций отдельных органов или целого орга-
низма.
События развиваются по одинаковому сценарию
независимо от типа частиц, однако эффект, достигае-
мый при поглощении одной и той же энергии от разных
видов излучений, существенно различен. Различное
воздействие оказывают также однотипные частицы,
имеющие разную первоначальную энергию.
Критерием, позволяющим сравнивать различные
типы излучения, служит величина потери энергии ча-
стиц на единицу длины пути dEjdx. получившая назва-
ние линейной передачи энергии (ЛПЭ). ЛПЭ принято
выражать в кэВ/мкм. (1 кэВ/мкм=62 Дж/м.) Эта
величина характеризует распределение энергии, пере-
данной веществу, вдоль трека частицы. Чем выше зна-
чение ЛПЭ, тем больше энергии теряет частица на
единице пути, тем плотнее распределены ионы и воз-
бужденные молекулы вдоль трека и тем эффективнее
относительное биологическое воздействие частиц
За эталон принято радиационное воздействие рент-
геновского излучения с энергией £ = 200 кэВ, ЛПЭ
3,5 кэВ/мкм воды и плотностью ионизаций 100 пар
ионов на 1 мкм.
При одинаковых ЛПЭ в интервале 0,02—
100 кэВ/мкм действие частиц различной природы имеет
90
□дисковую «ффевтивносп,. В . думав электроне. и гам
0'1» примерно равна и п,ачитвл,.„„ увели
чиваетси при переходе к thac.ium ча, ,и„ам Лиало.ичпо
?*»!!£?" о,; . ' ","‘"1 Наприир, при энергии чаетип
МэВ ЛПЭ электронов, гамма-квантов, протонов,
£ и альФа частиц соответственно равны 0.187,
0,22, 26,8, 42 и 225 кэВ/мкм.
28. МЕХАНИЗМ БИОЛОГИЧЕСКОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ
ИЗЛУЧЕНИЯ
К 1946 г. радиобиологи установили, что существует
два типа действия радиации: прямое и непрямое (кос-
венное). Под прямым действием подразумевают пере
дачу энергии излучения непосредственно молекуле, пре-
терпевающей превращение. Косвенное действие осу-
ществляется через промежуточные продукты радиолиза
растворителя или растворенных веществ. В организме
косвенное действие осуществляется через продукты
радиолиза воды, так как содержание воды в живой
клетке составляет 60—70 % ее массы.
Основные типы повреждений клеток проявляются
в следующих формах: задержка деления (митоза) кле-
ток или утрата ими способности к размножению (про-
лиферации); нарушение синтеза аденозинтрифосфата
(АТФ), являющегося главным источником энергии в
живой клетке; повреждение клеточных мембран и нару-
шение их проницаемости; нарушение синтеза рибо-
нуклеиновых кислот (РНК), участвующих в реализации
генетической информации; возникновение одиночных и
двойных разрывов в молекуле дезоксирибонуклеиновой
кислоты (ДНК), являющейся носителем генетической
информации; возникновение поперечных сшивок, как
внутримолекулярных, так и между молекулами; блоки-
рование процессов обновления и дифференцировки
клеток; угнетение механизмов иммунитета и наруше-
ние обмена веществ; образование гигантских клеток
(слияние клеток) и др.
29. ПОСЛЕДСТВИЯ ОБЛУЧЕНИЯ
Конкретное проявление того или иного нарушения
зависит от индивидуальных свойств организма, от усло-
вий облучения и, самое главное, от величины погло-
щенной дозы. При достижении определенной дозы.
91
независимо от того, находится ди источник У
вне иди внутри организма, могут нарушь1 1,1 ' 1 у
ним отдельных органов, так и функции организма в
целом.
В зависимости от скорости проявления реакции
организма можно говорить об остром или отдаленном
воздействии. При оценке воздействия различают сома-
тические эффекты — отражают последствия облучения
на самого облученного; соматико-стохастические эф-
фекты — проявляются в форме незначительных изме-
нений в клетках и тканях, которые обусловливают
отдаленные последствия и обнаруживаются за длитель-
ный период наблюдения больших контингентов людей;
генетические эффекты — характеризуют действие облу-
чения на половые клетки при таком уровне дозы, кото-
рая не опасна данному индивидууму, но может про-
явиться в последующих поколениях в форме различного
рода отклонений наследственных признаков.
Заметим, что различные органы человеческого орга-
низма по их радиочувствительности подразделяются
на три группы с высокой, средней и низкой радиочувст-
вительностью. К первой группе органов относят все
тело, гонады и красный костный мозг; ко второй —
мышцы, щитовидную железу, печень, почки, селезенку,
легкие, желудочно-кишечный тракт, хрусталики глаз,
жировую и соединительную ткань и другие, не отнесен-
ные к первой или третьей группе, органы; к третьей —
кожу, костную ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.
Соответственно и эффект воздействия при одной и
той же поглощенной дозе в каждом случае может быть
различным.
Соматические эффекты проявляются при сравни-
тельно высоких дозах и могут реализоваться либо в
форме острой или хронической лучевой болезни, либо
в виде локальных лучевых повреждений.
Первые отклонения в состоянии здоровья людей
наблюдаются при одномоментном воздействии на весь
организм дозы 0,25—0,5 Гр. Изменения в крови прояв-
ляются и при меньших дозах, однако они проходят
практически бесследно. Если облучению подвергается
какой-либо ограниченный участок тела, например при
лечении раковых опухолей, то без особого вреда пере-
носятся дозы существенно более высокие.
Следует отметить, что энергия, поглощаемая при
таких дозах, очень мала. Парадоксально, но даже
смертельной для человека дозе — 6 Гг
отвечает ничтожно малая энергия U?»"8 вселсло ~
такую энергию, выпин чашку теплого чая "и L па1*чает
паст, полипа тело другого человека пп . «трайк-
Пр....«а такого пчсог„в1т„вия ,“S ’к“и'
чгччпом поглощенной анергии и наг,.„,даеи*мУ
том заключается а том. что а живой клетке . Гоги»
ядерного излучения поражает наиболее уягвимие места
жизненно важных молекул, что ведет к наоушевию
жизнедеятельности клетки или ее гибели ру
Вспомним, что даже одна ионизирующая частица
успевает передать свою энергию сотням я даже тысячам
молекул, а образовавшиеся при этом активные про-
дукты реагируют с одной или несколькими молекула-
ми. Кроме того, в самом организме начинают работать
своеобразные механизмы усиления и первоначально
возникшие малые изменения (Ю15 ионов на 1 см3 ткани,
т. е. 1 ионизированная молекула на 10 млн молекул,
не претерпевших изменения при дозе 6 Гр) постепенно,
лавинообразно нарастают.
В живой клетке работает не только механизм раз-
рушения, но и защитно-восстановительный механизм.
Поэтому при сравнительно низких дозах организм еще
способен справиться с нарушениями. Если повреждения
в клетке устранены защитными реакциями до момента
деления клетки, она оставляет жизнеспособное потом-
ство, если повреждения не устранены, то клетка в мо-
мент деления погибает.
Часто делящиеся клетки имеют меньше времени
на репарацию (восстановление) возникших поврежде-
ний, поэтому они более чувствительны к действию из-
лучения. Например, лейкоциты (белые кровяные тель-
ца) живут до деления 6—10 дней, а эритроциты (крас-
ные кровяные тельца) — 80—120 дней. Соответственно,
лейкоциты разрушаются при существенно меньших до-
зах по сравнению с эритроцитами.
При постепенном увеличении дозы рано или поздно
наступает момент гибели для любых типов клеток.
Тяжесть поражений линейно увеличивается с ростом
дозы, начиная с 0,5—1 Гр
При дозе 1—2 Гр развивается острая лучевая бо-
лезнь первой степени. Это выражается в появлении
тошноты, рвоты, исчезновении аппетита. Облученный
испытывает чувство тяжести в голове, сильные голов-
ные боли, сонливость, общую слабость, сухость и го-
93
речь по рту Характерным симптомом "пляьп У. *
шпине числа чеЛкоцито» п кропи ™
состояние продолжается 1 I дни и. инк прв
канчнвается выздоровлением. степень ли
При дозах 2 4 Гр развивается вторая*степ нь лу
чевой болезни. Описанные симптомы приобретают бо-
лее тяжелый характер, серьезно нарушаются функции
кроветворения, уменьшается свертываемость крови,
появляется множество точечных кровоизлиянии, воз-
можны кровотечения, нарушается работа желудочно-
кишечного тракта, организм подвержен инфекциям,
развиваются осложнения в виде поражения легких,
колитов, катара верхних дыхательных путей, проявляет-
ся эпиляция (выпадение волос).
Для этой формы лучевой болезни возможен леталь-
ный исход. Тем не менее организм сохраняет силы к
сопротивлению, и при активном терапевтическом вме-
шательстве (переливание крови, применение антибио-
тиков и др.) возможно восстановление функций орга-
низма через 1 —12 месяцев.
Третья форма лучевой болезни развивается при до-
зах 4—6 Гр и выражается в тяжелом поражении всего
организма. Резко падает кровяное давление, появля-
ются признаки нервно-рефлекторных нарушений, актив-
но разрушаются клетки, появляются многочисленные
кровоизлияния в слизистые оболочки, желудочно-ки-
шечный тракт, мозг, сердце, легкие и др. Прогноз небла-
гоприятный. Лечение требует активного врачебного
вмешательства, вплоть до пересадки костного мозга.
При кратковременном лучевом поражении отдель-
ных органов могут развиваться локальные поражения.
Они возникают при условии, что успевает восстано-
виться не более 5 % повреждений рассматриваемого
критического органа. Если за время не более 6 меся-
цев получена эффективная доза, превышающая допу-
стимую, то возникают подострые лучевые поражения.
При длительном общем равномерном или неравно-
мерном облучении в малых дозах при интенсивности
0,1—0,5 сГр/сут, после суммарной дозы 0,7—1 Гр воз-
никают хронические поражения. Их своеобразие со-
стоит в том, что в активно обновляющихся тканях бла-
годаря интенсивному обновлению клеток длительное
время сохраняется возможность восстановления тка-
ней, на фоне которого стабильные системы организма
(эндокринная, сердечно сосудистая, нервная) прояв-
*"ый ком"лек< Функциональных реакций с
М1дли|ным нарастанием дистрофических изменений.
тд„~'11аСНОСТЬ Латвия излучения связана также с
тератогенным действием радиации, т. с. воздействием
на эмбрион и плод. Тератогенные реакции проявляются
««•специфической паталогией беременности и врожден-
ными уродствами. Повреждение эмбриона (2—9 недель
берсменности) может быть вызвано эквивалентной до-
зой 0,01—0,03 Зв, плода — дозой 0,05 Зв и более Доза,
совершенно безвредная для организма матери может
оказаться губительной для будущего ребенка. Следует
отметить, что в организме, получившем малую дозу
облучения, не возникает каких-то специфических эффек-
тов, по которым ее можно было бы распознать. Она
увеличивает риск для организма стать одной из жертв,
развивающихся по неправильному пути. Достаточно
сказать, что и без облучения до 50 детей из каждых
1000 родившихся имеют тот или иной дефект.
Увеличение этой цифры за счет получения будущей
матерью малой дозы излучения выявить практически
невозможно, потому что неизвестны способы, с по-
мощью которых можно узнать, являются ли аномалии
следствием радиационных или каких-либо других
причин.
Следует учитывать также отдаленные соматические
эффекты. Они могут проявляться в виде разнообраз-
ных реакций организма, возникающих через несколько
лет или даже десятилетий после облучения. Это старе-
ние организма и сокращение продолжительности жизни,
понижение иммунной реактивности организма, возник-
новение злокачественных и доброкачественных опу-
холей или лейкозов и др.
Представляется вполне оправданной оценка, со-
гласно которой в Беларуси на протяжении нескольких
поколений можно ожидать появления 60—1000 мута-
ций на 1 млн родившихся. Число дополнительных на-
рушений на 1 млн родившихся, соотнесенное, с экви-
валентной дозой облучения в 1 Зв родителей, может
составить от 500 до 6500 человек. Эта оценка вызывает
сильное беспокойство ученых, поскольку возможные
генетические изменения могут проявиться у внешне
здоровых людей. Характерно, что прямая связь между
здоровьем родителей, условиями их облучения и состоя-
нием потомков отсутствует. Генетические последствия
могут заключаться в неправильном числе хромосом
95
их число мож<>1 Лить больше или мены"1 нормы. ..
изменением п генах. Напомним, что клжлля
содержит 46 хромосом. 23 хромосомы рсОеиок полг
чает от матери. 23 от отца, кроме того, в ядро клики
входит примерно I03 генов. Соответственно, генетиче-
ские нарушения можно разделить на два типа: хромо-
сомные аберрации, включающие изменение числа или
структуры хромосом, и мутации в самих генах. Уста-
новлено, что уровень повреждений связан не только с
поглощенной дозой, но и с типом частиц, внесших вклад
в поглощенную дозу, с их распределением в жизненно
важных органах и, наконец, с общим состоянием орга-
низма. Особенностью генетических эффектов является
их способность передаваться из поколения в поколение,
и при благоприятных условиях распространяться. И,
лучение не является специфичным по отношению г,
генетическим эффектам. Их может вызвать, напр*?.-—р,
действие лекарственных препаратов, химических С'-сдз-
нений и др.
Таким образом, отклик организма на радиацион-
ное воздействие может передаваться в виде целого
комплекса ответных реакций на клеточном и субкле-
точном уровнях, зависящих от уровня и условий облу-
чения.
Как известно, в результате аварии на Чернобыль-
ской АЭС большие группы населения вынуждены про-
живать в условиях постоянного избыточного облуче-
ния. Это крайне неблагоприятный фактор. Действитель-
но, хотя оценка влияния малых доз на человека весьма
затруднена, достоверно известно, что у людей, получаю-
щих малые избыточные дозы облучения, наблюдается
повышенное содержание клеток крови с хромосомными
нарушениями,заметно увеличивается число злокачест-
венных заболеваний и спонтанных абортов, возможно
отставание умственного развития и др. Так, у жителей
Хиросимы и Нагасаки, находившихся во время взрыва
в зоне облучения и получивших дозы порядка 0,1 Гр,
увеличилось число лейкозов. У потомков японцев, вы-
живших после атомной бомбардировки, наблюдали в
качестве заметного дефекта уменьшение размеров го-
ловы и отставание умственного развития, а среди детей,
о лученных в утробе матери во время атомной бом-
ардировки, число случаев умственной отсталости пре-
высило ожидаемое.
96
РАВНИТГ.ЛЬНЛЯ РАДИОЧУВСТВИТЕЛЬНОСТЬ
ОРГАНИЗМОВ
^®СТОВ<?П||(> ИНи-гти
который не мог г,м г..-.. ' игг ми оди°г° организма.
и н.-г такой ........-и«»мучг. ... м
ллсь бы R жмунтм.. ’ Iигьим- •«"орля не пода иля-
Одн.йо чув, п,Икльк<к,ь
ствию излучения мпж<, Д * организмов к лей-
рядков Наивоис чу.с1вР„,еТ"7 «
гИи6.Х'Х"::Ю,“И.С "КТ' £
бают пои по?» ° Гр’ лР>гие позвоночные ПОТИ-
бают при дозах от десятков до сотен гпэй Уровень
готниВИиТти'НОС1И У Xй мВХ бес"°звоночных составлял
сотни и тысячи грэи. Микроорганизмы погибают при
дозах в несколько тысяч грэи. а некоторые могут жить
вблизи активной зоны реактора и погибают при дозах
порядка 10 —10' Гр. Таким образом, чувствительность
организмов к действию ионизирующих излучений резко
увеличивается по мере усложнения их организации.
Значительные различия в радиочувствительности
среди организмов близких видов связаны с особенно-
стями обмена веществ, активностью восстановитель-
ных систем, содержанием и характером продуктов,
образующихся в органах и тканях.
Радиочувствительность зависит от ряда внешних
и внутренних факторов. Например, от наличия кисло-
рода, температуры, содержания в организме некото-
рых веществ, особенностей распределения изотопов,
типа излучения и т. п.
Представители растительного мира также значи-
тельно отличаются по своей способности переносить
радиационное воздействие. Например, рост одного из
видов грибов подавляется при дозе всего лишь 0,008 Гр.
Высокая чувствительность к излучению отдельных
штаммов актиномицетов позволила использовать их в
качестве чувствительного биологического дозиметра
при осуществлении совместного советско-американско-
го эксперимента «Союз — Аполлон». В то же время
высшие растения обладают достаточно высокой устой-
чи-д-.тью к облучению и погибают при дозах порядка
и тысяч грэй.
Заметим, что интервал доз, оказывающих влияние
звитие высших растений, достаточно широк. 1ак,
уточная доза гамма-излучения', вызывающая при хро
97
В И. Гергалов. 10—11 кл.
ннческом поздеЙствин сильную задержку разви-»»я се-
мян сосны, составляет всего лишь 0.1 Гр. Сем*»«з л- а и и
задерживаются в развитии при хроничс» ком оо- уче-
нни суточной дозой 0.2 Гр, а при облу- семян
гладиолуса такой же эффект достигает-л при дозе
60 Гр. Семена кукурузы и брюквы задержи -а юте я в
развитии при суточных дозах 5 и 10 Гр соответственно
Летальная доза для семян кукурузы и пшеницы
составляет 150, гречихи — 250. овса — 500, клевера --
1000, редиса — 3000, капусты — 4000 Гр. Интересно,
что для одних растений дозы, при которых семена те*
ряют всхожесть, составляют десятые доли грэя, тогда
как для других дозы в десятки грэй оказывают стиму-
лирующее действие.
Существенное влияние па устойчивость растений
к действию излучения оказывает температура, пзо'.’ый
состав атмосферы, содержание воды и другие фактор,ы.
В целом, для большинства растений малые допч излу-
чения стимулируют рост, скорость развития и урожай-
ность. Так, установлено благоприятное влияние малг*х
доз на развитие пшеницы, ячменя, гороха, гречи*и,
сахарной свеклы, картофеля и многих други- кул»;;р.
Увеличение дозы ведет к задержке развит. ссе-
лению иммунитета, влияет на генетически? код расте-
ния. Наконец, при еще больших дозах растени* ,лгг.-
бает.
Влияние радиоизлучений на растения широ- г,>
пользуется в народном хозяйстве. Так, предш»-.гвчое
облучение семян позволяет увеличить урожайность
зерновых и зернобобовых культур на 10—IS %, карто-
феля — на 15—20%, овощных — на 20—30 %. Мор-
ковь, выращенная из предварительно облученных се-
мян, богаче каротином, свекла — сахарозой. Эффект
снижения иммунитета растений используется при про-
ведении прививок черенков в виноградниках. Влияние
облучения на генетический код растений используется
для проведения полезных мутаций и селекции сельско-
хозяйственных и декоративных растений. Например,
посредством отбора полезных мутантов выведен высо-
коурожайный сорт пшеницы «Новосибирская-67», кото-
рым засеваются миллионы гектаров земель в Западной
Сибири. Выведен сорт овса, устойчивого к ржавчине,
и арахиса, устойчивого к пятнистости листьев, созданы
новые сорта ячменя, фасоли, картофеля, сои. гречихи,
карликовые сорта яблонь, новые сорта чая, цветов и т. п.
Наконец, облучение при еще более пысоких (100—
300 I р) лозах позволяет подавить всхожесть, прово
лить стерилизацию и дезинсекцию зерна, лука, карто-
феля, плодов и овощей. Такая обработка применяется
в крупных масштабах. Она позволяет увеличить сроки
хранения, предотвратить прорастание, избежать гние-
ния, уменьшить потери пищевой продукции.
31. ЧЕЛОВЕК КАК ОБЪЕКТ ОБЛУЧЕНИЯ
Любые объекты на нашей планете, живые и нежи-
вые, искусственные и естественные, органические и не-
органические, находятся под постоянным воздействием
ионизирующих излучений. Источниками этих излучений
являются космические частицы, проникающие на Землю
из глубин мирового пространства, долгоживущие ра-
~гг..пы и члены естественных радиоактивных
гр, продукты деления, выпавшие вследствие ис-
: ядерного оружия, радиоизотопы, образовав-
цщеся в результате техногенной деятельности человека.
Все животные и растительные организмы образо-
вались и живут в условиях постоянного воздействия
радиации. В организме человека обнаружены все рас-
в земной коре радиоэлементы. Основной вклад
в поглощенную дозу вносят 40К, элементы радиоактив-
ных рядов, космогенные радионуклиды.
Например, каждый грамм углерода биологическо-
го происхождения дает в минуту 15,3 распада за счет
примеси |4С. Среднее содержание углерода во всем
организме 18 %. При массе 70 кг это составляет 12 600 г.
Следовательно, только за счет углерода в организме
человека возникает ежеминутно 12 600-15,3 =
= 192 780 бета-частиц с максимальной энергией 0,154
и средней энергией 0,05 МэВ. "
Другой пример: в каждом грамме калия за счет ра-
диоизотопа *°К происходит в минуту 1800 распадов,
в результате которых образуется около 1600 бета-ча-
стиц с энергией 1,325 МэВ и примерно 200 гамма-кван-
тов с энергией 1,46 МэВ. При средней массе 70 кг общее
содержание калия в организме составляет примерно
140 г. В таком количестве калия за минуту происхо-
дит 252 000 распадов. Еще около 200 тыс. распадов в
минуту происходит за счет урана и тория и их дочерних
продуктов.
99
Ж
..ft-твин сильную задержку развития се-
„вческов в"^“”ет всего лишь 0.1 Гр. Семена лилии
„Я!1 сосны, соч аил игин хроническом облуче-
эадерживаются в р а облучении семян
„ИИ суточной доз Эффект достигается при дозе
гладиолуса таког к брюквы задерживаются >
60 Гр суточных лозах 5 в 10 Гр соответс-венно
ра”п’„"пиная доза для семян кукурузы и от ени
Летальная д * __ ,50 опса _ 500, кле. ера
составляет 150, греч _ 4000 Гр Интгзег
1000, рсд““ .,'1СТС„ИЙ ДОЗЫ, при которых семч.га
™ Тсхо»’ь составляют десятые доли гр,я. то
как для других дозы в десятки трэи оказывают
лируюшее действие. „
Существенное влияние на устойчивость р
к действию излучения оказывает температура,
состав атмосферы, содержание воды и другие ф
В целом, для большинства растений малые доле
чения стимулируют рост, скорость развития и
посты Так. установлено благоприятное влияние
доз на развитие пшеницы, ячменя, гороха, гречихи,
сахарной свеклы, картофеля и многих других культур.
Увеличение дозы ведет к задержке развитие, ослаб-
лению иммунитета, влияет на генетический код расте-
ния. Наконец, при еще больших дозах растение поги-
бает.
Влияние радиоизлучений на растения широко ис-
пользуется в народном хозяйстве. Так, предпосевное
облучение семян позволяет увеличить урожайность
зерновых и зернобобовых культур на 10—15 %, карто-
феля — на 15—20 %, овощных — на 20—30 %. Мор-
ковь, выращенная из предварительно облученных се-
мян, богаче каротином, свекла — сахарозой. Эффект
снижения иммунитета растений используется при про-
ведении прививок черенков в виноградниках. Влияние
облучения на генетический код растений используется
тя проведения полезных мутаций и селекции сельско-
^™ГВеНИЫХ ,** Декоративных растений. Например.
KovnnJ?&°M .отбора пол«зных мутантов выведен высо-
>Р « ’ Л“И С°РТ "шеницы «Новосибирская-67». кото
Сибипи .СЯ Миллионы гектаров земель в Западной
и арахиса иЛЯаН С°рТ Овса‘ Устойчив,»го к ржавчине,
новые соптГи±ИВО ж К "ятнист^ти листьев, созданы
карликовые соптаал’ Фасоли- каРтофеля, сон, гречихи,
Р а яблонь, новые сорта чая, цветов и т. и.
Наконец, облучение при еще более высоких (100—
300 Гр) дозах позволяет подавить всхожесть, прово
дить стерилизацию и дезинсекцию зерна, лука, карто-
феля, плодов и овощей. Такая обработка применяется
в крупных масштабах. Она позволяет увеличить сроки
хранения, предотвратить прорастание, избежать гние-
ния, уменьшить потери пищевой продукции.
31. ЧЕЛОВЕК КАК ОБЪЕКТ ОБЛУЧЕНИЯ
Любые объекты на нашей планете, живые и нежи-
вые, искусственные и естественные, органические и не-
органические, находятся под постоянным воздействием
ионизирующих излучений. Источниками этих излучений
являются космические частицы, проникающие на Землю
из глубин мирового пространства, долгоживущие ра-
диоизотопы и члены естественных радиоактивных
семейств, продукты деления, выпавшие вследствие ис-
пытания ядерного оружия, радиоизотопы, образовав-
шиеся в результате техногенной деятельности человека,
и др.
Все животные и растительные организмы образо-
вались и живут в условиях постоянного воздействия
радиации. В организме человека обнаружены все рас-
сеянные в земной коре радиоэлементы. Основной вклад
в поглощенную дозу вносят 40К, элементы радиоактив-
ных рядов, космогенные радионуклиды.
Например, каждый грамм углерода биологическо-
го происхождения дает в минуту 15,3 распада за счет
примеси 14С. Среднее содержание углерода во всем
организме 18%. При массе 70 кг это составляет 12 600 г.
Следовательно, только за счет углерода в организме
человека возникает ежеминутно 12 600-15,3 =
= 192 780 бета-частиц с максимальной энергией 0,154
и средней энергией 0,05 МэВ. *
Другой пример: в каждом грамме калия за счет ра-
диоизотопа °К происходит в минуту 1800 распадов,
в результате которых образуется около 1600 бета-ча-
стиц с энергией 1,325 МэВ и примерно 200 гамма-кван-
тов с энергией 1,46 МэВ. При средней массе 70 кг общее
содержание калия в организме составляет примерно
140 г. В таком количестве калия за минуту происхо-
дит 252 000 распадов. Еще около 200 тыс. распадов в
минуту происходит за счет урана и тория и их дочерних
продуктов.
99
С учетом космогенных радионуклидов '
ность человека составляет около 800 000 ра *
нуту, из них примерно 200 с испусканием альф • '
Заметим, что организм находится под по ’
воздействием нс только внутреннего, но и
излучения (космическое излучение и излучение, ис у-
скаемое радионуклидами, содержащимися в верхних
слоях земной коры).
Поскольку определенный уровень излучения на на-
шей планете существовал всегда, зарождавшаяся на
Земле жизнь приспособилась извлекать пользу от воз-
действия излучения. По-видимому, фактор мутаций
под действием ионизирующих излучений сыграл значи
тельную роль в появлении организмов с новыми поле-
ными наследственными признаками. Разумеется, гора .
до чаще могли возникать неблагоприятные насле.
ственные признаки, но их носители безжалостно унич
тожались в процессе эволюции. Роль радиации в жи&.=^,
организмов до конца не выяснена, однако, скос.-
всего, без нее жизнь была бы невозможна. Это под
тверждают, например, опыты, в которых через изолиро-
ванное сердце лягушки пропускали питательный рас-
твор со всеми необходимыми веществами, в том числе
калием. Оказалось, что, пока в растворе содержался
калий, сердце нормально сокращалось. По мере замены
калия (напомним, что один из изотопов калия 5
(40К) — является радиоактивным) на его аналог —
натрий частота биений сердца замедлялась, а при
полной замене калия на натрий сердце переставало
биться. При замене 40К на 226Ra таким образом, чтобы
сохранилась эквивалентная активность, сердце сокра-
щалось в нормальном ритме. Наконец, при замене
внутреннего источника излучения на внешний сердце
также сокращалось.
Медикам хорошо известно, что введение калия сти-
мулирует деятельность сердечной мышцы человека,
ото свидетельствует в пользу важной роли излучения
в жизни организма.
Получены данные, согласно которым очень малые
дозы излучения (порядка 0,11—0,22 сГр) вызывают
увел!ячейке продолжительности жизни мышей. При
6ольш"« дозах, равных 30 и 45 Гр, увели-
к ппозоЛмп₽^,0ЛЖИТельн0сть жизнн мучного хрушака
кишечн?п^„Н0 " ЭТ° еШе не предел' У некоторых видов
стных продолжительность жизни увеличи-
те
веется при облучении лозами 500—2000 Гр. Известно
также, что при облучении небольшими лозами увели-
чивается вылупляемость птенцов.
Можно и дальше приводить факты, свидетельствую-
щие о большой роли излучения в протекании жизненно
важных реакций. Это, однако, не говорит о том, что
излучение безвредно. По-видимому, безвредной можно
считать только фоновую дозу излучения. В Беларуси
средняя доза за счет космического излучения состав-
ляет 0,30 мЗв/год. Внешнее облучение за счет радио-
нуклидов почвы и горных пород 0,32 мЗв/год, внутрен-
нее — 0,37 мЗв/год. Таким образом, суммарная доза,
обусловленная естественным радиационным фоном,
составляет 1,0 мЗв/год. Эта цифра не является абсо-
лютной. Возможные колебания связаны с уровнем сол-
нечной активности, местностью, на которой проживает
человек, условиями проживания и другими причинами.
Избежать
облучения человек
не
может, но он вполне
ет уменьшить риск дополнительного облучения,
энного с его собственной деятельностью.
32. ИСКУССТВЕННЫЕ ИСТОЧНИКИ ОБЛУЧЕНИЯ
Источниками облучения, связанными с деятель-
ностью человека, являются радиоактивные выпадения
ядерных взрывов, отходы, образующиеся при добыче
и переработке ядерного топлива, отходы АЭС и радио-
активные отходы исследовательских установок и лабо-
раторий, радиоизотопы, вовлекаемые в природный кру-
говорот при добыче сельскохозяйственных удобрений
и в процессе сжигания органического топлива, излу-
чение телевизионных экранов, дополнительное облуче-
ние при высотных полетах на самолетах, медицинское
обследование и лечение с использованием радиоизо-
топных и иных источников излучений и др.
Из названных источников наибольший вклад в по-
глощенную дозу излучения вносит медицинское обсле-
дование населения (0,5—1,5 мЗв/год), радиоактивные
выпадения от ядерных взрывов в настоящий момент
дают вклад около 0,01 мЗв/год, выбросы АЭС —
0,003 мЗв/год.
Суммарная эквивалентная доза от естественных и
искусственных источников излучения в среднем состав-
ляет 2,3—2,8 мЗв/год. Этот уровень может испыты-
вать значительные географические и индивидуальные
101
отклонения. Нлпримср, и районпх, поряженных в | -
зультяте аварии на Чернобыльской АЭС, он может д -
стнгать 10 мЗя/Год. Большие периоды полураспада
ряда радиоизотопов обусловливают длительный период
их существования о окружающей среде и. соответствен-
но представляют определенную опасность для челове-
ка' Какова эта опасность? Можно ли ее уменьшить?
Каковы перспективы на будущее? Попытаемся хотя бы
частично дать ответы на эти вопросы.
33 ОСНОВНЫЕ ИСТОЧНИКИ ПОСТУПЛЕНИЯ
РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ
в организм человека и животных радионуклиды
поступают через органы дыхания, пищеварения и по-
средством резорбции через кожу. Главным источником
поступления являются продукты животного и расти-
тельного происхождения, вклад которых зависит от сло-
жившегося рациона питания.
Для населения Беларуси главным источником ра-
дионуклидов являются хлеб и молоко. Через молоко
поступила основная часть активности в первый год
после аварии. Значительная часть радионуклидов в
этот период поступила в организм через органы дыха-
ния и посредством резорбции через кожу.
Из перечисленного ранее перечня продуктов деле-
ния важнейшее значение имеют 8oKr, 89Sr, 90Sr-|-90Y
95Zr + 95Nb, l03Ru, l06Ru+ l06Rh, 13II, ,33Xe. ,37Cs.
H0Ba4-H0La, H4Ce+ l44Pm, l47Pm, а также ряд транс-
урановых элементов, и прежде всего 239Ри.
К настоящему времени основной вклад в поглощен-
ную дозу вносят 85Кг, 90Sr + 90Y и ,37Cs. Другие радио-
нуклиды либо распались, либо имеют очень большие
периоды полураспада и по этой причине не вносят су-
щественного вклада в поглощенную дозу. Важнейшие
свойства, состояние и распределение основных дозо-
ооразующих радионуклидов в окружающей среде,
н?апЫ постУпления их в организм и пути выведения
из организма рассмотрены далее.
34. КРИПТОН
"ь«Ки"е£™ы7газмеЖВИТ К ГРУППе химичсски неактив-
но изотопов криптона R"p“uecce деленил образуется
р она, в том числе ряд стабильных.
102
Важнейшим дозообразующим радиоизотопом криптона
является 'Кг (Г,.-- Ю,7 лет) Выброс "Кг я резуль-
тате аварии на Чернобыльской АЭС составил примерно
3-10 ' Бк В результате ядерных испытаний в атмосфе-
ру попало 1,9- 10 Бк 'Кг. Другие источники крипто-
на — промышленность переработки ядерного топлива и
ядерная энергетика.
Криптон равномерно распределен в воздухе и сво-
бодно поступает в легкие вместе с вдыхаемым возду-
хом. Поэтому из внутренних органов в наибольшей
мере облучаются легкие. Тем не менее критическим
органом для излучения 85Кг является кожа. В орга-
низме общая концентрация 8'Кг отвечает активности
около 390 кБк. Часть криптона из легких проникает
в костный мозг, жировую ткань, кишечник и другие
органы. Однако даже в легких доза от излучения *Кг
примерно в 100 раз меньше, чем на поверхности кожи.
Уменьшение концентрации радиоактивного крип-
тона в воздухе возможно за счет создания безотход-
ной технологии переработки ядерного горючего, пол-
ного прекращения испытаний ядерного оружия и улав-
ливания газа, диффундирующего из разрушенных
ТВЭЛов ядерных реакторов.
Если нынешние темпы развития ядерной энергети-
ки будут сохранены, а газовые отходы не будут улав-
ливаться, то ожидаемая доза облучения кожи может
приблизиться к воздействию внешней компоненты ра-
диационного фона.
35. СТРОНЦИЙ
Важнейшими радионуклидами этого элемента явля-
ются 89Sr и 9()Sr. Периоды полураспада этих изотопов
равны 52,7 суток и 29,12 лет. Оба изотопа распадаются
с испусканием бета-частиц и образуют соответственно
89Y и 90Y. 89Y — стабильный изотоп и в дальнейших
превращениях не участвует. 90Y также испускает б^ета-
частицы, превращаясь при этом в стабильный Zr.
Период полураспада 90Y равен 64 ч.
Наряду с 89Sr и "Sr при делении образуется еще
семь радионуклидов стронция, однако все они коротко-
живущие и не играют существенной роли в радиобио-
логии. 89Sr к настоящему времени также распался и
в дальнейшем вносить вклад в облучение человека и
животных будет только 90Sr, а также его дочерний про-
103
дукт ,0Y. С точки зрения внутреннего облучения
радионуклиды принадлежат к наиболее весомы •
Принадлежность стронция ко второй груг *
дической системы элементов, сходство его хим
свойств со свойствами кальция в значительной мере
определяют также и его поведение в организме, и о i-
ность черт в метаболизме, и характер распреде;
в костной ткани.
Основными каналами поступления Sr в организм
являются желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) и дыха-
тельные пути. В зависимости от диеты в организме
может усваиваться от 30 до 100 % введенного строн
ция. Уже через 5—10 мин часть стронция из ЖКТ ил1
легких попадает в кровь и лимфу. В результате тог
что стронций, как и другие элементы второй группы,
образует прочных связей с белками крови и мягких
тканей, он не задерживается в них надолго и уже через
несколько часов попадает в минеральную часть скелета.
Часть стронция накапливается в зубах. В течение суток
в костную ткань транспортируется 75—80 % однократ-
но введенного стронция. В случае хронического поступ-
ления стронция в организм нарастание активности в
костной ткани происходит в течение длительного перио-
да. Затем накопление стронция замедляется и устанав-
ливается равновесие между процессами поступления
и вывода. Большая часть стронция накапливается в
растущем конце кости (эпифизе).
Таким образом, независимо от пути и ритма поступ-
ления в организм стронций избирательно накаплива-
ется в костной ткани. В мягких тканях задерживается
не более 1 % стронция. Соответственно, облучению
подвергается собственно костная ткань, а также кост-
ный мозг. Величина поглощенной дозы зависит от раз-
мера полости облучения, которая меняется с возрастом.
Следует отметить, что степень содержания 90Sr в
костях и степень задержания костной тканью радио-
нуклида, поступившего в кровь, меняется в зависимости
от ритма и длительности поступления стронция в орга-
низм. При постоянном поступлении стронция с пищей
меГрноИ20У ^°(Г0 "еЛ0ВеКа М0Жет У«РЖ"вать при-
4(>_чп<1/1 п Г ДЛЯ сРавнения- кальция усваивается
жание ern vMA М<?Ре иасышения костной ткани удер-
жание его уменьшается до нуля.
прерывн^мТ,»"°М °бМеН? веществ «остная ткань не-
прерывно заменяется новой. С возрастом этот процесс 104
104 7s
ослабевает. У детей в течение первого года жизни
обмен костной ткани достигает 100%, в возрасте 3—
8 лет только 10%, у взрослых 2,5 %. Очевидно,
что доля стронция, поступающего в организм детей и
входящего в состав скелета, примерно в 5—7 раз выше,
чем у взрослых. Отметим также, что содержание 'i0Sr
в организме матери и плода одинаково. К моменту рож-
дения ребенка в его скелете содержится в 2,3 раза
больше 90Sr, чем в рационе матери в период беременно-
сти. Максимальная кратность накопления стронция в
организме, вероятно, не превышает 250, в том числе за
первый год жизни 19,3.
Количество отлагающегося в костях стронция зави-
сит также от питания и содержания в рационе некото-
рых элементов. Например, уровень усвояемости строн-
цмл уменьшается при добавлении в рацион кальция,
фосфора, фтора. Интересно, что добавление кальция
с ; ацион коров, овец, коз позволяет уменьшить актив-
ность молока.
Г'ри хроническом поступлении стронция с фуражом
с •< -.локом коров выделяется 0,188—1,94 %, коз —
*2.5—3,8 %, овец — 4 % введенной активности. Таким
образом, в расчете на I л молока концентрация строн-
ц’л:! з молоке коров в 10 раз ниже, чем в молоке коз и
овец. Замечено, что уровень усвояемости 90Sr зависит
от формы нахождения и растворимости соединений
стронция. Кроме того, в процессе переработки молока
стронций перераспределяется между молочными про-
дуктами: в масло переходит 3,5—4,2 %, в сливки до
16 %. в творог 21-27 % ’"Sr.
Содержание стронция в молоке зависит не только
от содержания кальция в рационе, но и от продуктив-
ности животных, подбора кормов, режима питания.
Предельно допустимый уровень (ПДУ) 90Sr в фураже
молочных животных составляет 70,3—88,8 Бк/г каль-
ция или 7030—8880 Бк/рацион. У мясных животных,
находящихся на откормке, ПДУ =18,5—25,9 Бк/г
кальция.
Общее содержание стронция в мышечной ткани
взрослых сельскохозяйственных животных (коров, сви-
ней, овец) в 140—3700 раз меньше, чем в костях. По
этой причине, несмотря на то что при кулинарной обра-
ботке в раствор из костей переходит не более 2 % актив-
ности, использовать их для получения бульонов неже-
лательно.
105
Чистые продукты животноводства можно
только при условии использования ’ .
В этой связи огромное значение имеет ’’РаМ^”а” °Р «
низания земледелии. Установлен* • обменно-
стронння в растениях зависит от удержа "«я обме нно-
го кальция, гумуса, обменных оснований, «ОТОШЛЮ-
„ .„.Mziiiua опошеиия, влажности,
шеи емкости почв, режима ириш
Т.к . зависимости от'типа почвы содержание строи-
ция в зерне и зеленой массе одних и тех же сельско-
хозяйственных культур может отличаться в 23—40 раз,
в соломе зерновых и ботве картофеля в 13—14 раз,
в клубнях в 5 раз. в0
Во многих отношениях миграция Ьг в растениях
сходна с миграцией кальция. В генеративных органах
древесной и кустарниковой растительности концентра-
ция стронция заметно ниже, чем в вегетативных.
В свою очередь, в плодовой части растений стронций
накапливается меньше, чем в вегетативной.
Большой период полураспада 90Sr не позволяет на-
деяться на естественную очистку загрязненных этим
радионуклидом территорий, тем не менее некоторое
улучшение ситуации вполне возможно. Известно, на-
пример, что после подписания в 1963 г. Московского
договора о прекращении испытаний ядерного оружия
в атмосфере, космическом пространстве и под водой
наблюдались изменения в уровнях загрязнения про-
дуктов стронцием, которые нельзя объяснить распадом
этого изотопа. Так, содержание 90Sr в зерне за 10 лет,
с 1963 по 1973 г., упало в среднем в 6, в молоке и говя-
дине — в 4,5, в свинине — в 2, оленине — в 8,3, в ябло-
ках и грушах — в 5 раз. Уровень загрязненности карто-
феля увеличился с 0,1776 до 0,2257 Бк/кг, капусты —
от 0,037 до 0,4773 Бк/кг, т. е. в 12,9 раз, пресноводной
рыбы - с 2,257 до 2,738 Бк/кг.
Почвенное поступление 90Sr в продукты питания
было довольно высоким и в силу особенностей почв
Беларуси. Содержание его в среднем было выше, чем
в центральных областях Российской Федерации, на
Украине, в Средней Азии. Загрязненность молока в
некоторых районах достйгала 18,5—37 Бк/л, в то время
как в среднем по бывшему СССР уровень загрязнения
молока Sr составлял 0,2146 Бк/л, говядины —
0,111 Бк/кг, свинины — 0,0962 Бк/кг.
Уровень накопления 90Sr в почве в 1974 г состав-
лял величину порядка 35 мКи/км2, т. е. 3,7. !07 Бк/км2.
106
За счет механических процессов, в том числе и перехо-
да в растительность, почва теряла ежегодно до 25 %
Выведение '"'Sr из организма по биологическим ка-
налам происходит чрезвычайно медленно. По рекомен-
дации Международной комиссии по радиационной за-
щите (МКРЗ) эффективный период полувыведения
90Sr из скелета человека принят равным 1000 дней.
Ряд авторов считает эту цифру явно заниженной и оце-
нивает Г,фф=5700 дней. Эффективный период полу-
выведения радиоактивного изотопа определяется по
формуле:
7*Эфф = 7*физ • ТЬвоа/ (Тфи» 4“ ТЫг»)
Допустимое содержание 90Sr в организме для насе-
ления группы А, т. е. для персонала, ДСх = 7.4 • 10* Бк.
Предельно допустимое поступление ПДП = 1,1Х
X 10э Бк/год. Предел годового поступления для насе-
ления группы Б (остальное население): через органы
дыхания 1,1 • 10* Бк/год, через ЖКТ — 12 • 10* Бк/год.
36. йод
В процессе деления накапливается значительное
количество радиоизотопов йода. В настоящее время
известно 27 изотопов йода, в том числе 26 радиоактив-
ных и один (|271) стабильный. В реакциях деления обра-
зуются радиоизотопы йода с массовыми числами 129—
139. Долгоживущий изотоп l29I (Ti.:= 1.6-!0’ лет) и
изотопы, имеющие периоды полураспада от нескольких
секунд до 21 ч, не играют существенной роли в радио-
экологии. 1311 имеет период полураспада 8,04 дня и при
попадании в окружающую среду, благодаря высокой
летучести, может попадать в организм человека либо
с продуктами питания (преимущественно молоко),
либо ингаляционным путем, либо через кожу (до 8 %
от попавшего на кожу количества).
Йод принадлежит к микроэлементам, которые актив-
но участвуют в метаболических процессах в организме.
Независимо от пути проникновения в организм йод
аккумулируется в щитовидной железе. Вернее, в щито-
видной железе аккумулируется примерно 23 % от обще-
го количества йода, попавшего в организм, но так как
масса щитовидной железы невелика (20 г), то по отно-
шению ко всему организму концентрация йода в ней
оказывается почти в тысячу раз более высокой.
107
При распаде |3|1 испускает ботя-чястины с -”,еР'
глей 0,6 МэВ и гамма-кванты с энергией 0,364 МэВ.
(Реальный спектр излучения представлен частицами
и квантами различных энергий.) Поглощение энергии
частиц ведет к изменению функционального состоя-
ния щитовидной железы, нарушению секреции гормо-
нов и снижению их биологической активности, умень-
шению количества гемоглобина и эритроцитов в орга-
низме, иммунным нарушениям. Особенно опасен 1311
для детей, так как при одинаковом поступлении актив-
ности дозы на щитовидную железу у детей могут в 2—
10 раз превышать дозы на щитовидную железу взрос-
лых. Учитывая, что в нормально функционирующей
щитовидной железе до 90 % йода связано с белками,
особая роль принадлежит эффекту трансмутации,
т. е. превращению йода в другой элемент — ксенон;
которое приводит к разрыву связей белковых молекул.
Непосредственно после аварии йод был одним из
главных дозообразующих радионуклидов. Достаточно
сказать, что концентрация его в молоке нередко дости-
гала 3,7 • 104 Бк/л, а в листве 3,7 • 105 Бк/кг. Минздрав
СССР разрешил реализовывать молоко с концентра-
цией до 3,7-104 Бк/л, в то время как предель-
но допустимая концентрация 1311 в организме равна
2,59 104 Бк. К счастью, и период полураспада, и период
биологического полувыведения (14 сут), и эффектив-
ный период полувыведения 1311 (5,2 сут) невелики и йод
достаточно быстро был выведен из организма. 37
37. КСЕНОН
В процессе деления образуется свыше 20 радиоизо-
топов ксенона. Наибольшее значение имеет 133Хе (Г'д. =
сут). При распаде испускает бета-частицы
<5 = 0,346 МэВ) и гамма-кванты (£ = 0,089 МэВ).
Существенно меньшую роль играют |31тХе (7\ =
= 12 сут), 133тХе (74 = 52,6 ч).
Свыше 99 % ксенона поступает в организм через
u однако ксенон в организме не задерживается
считается источником внешнего излучения, т. е. основ-
пУ34?°ЗУ И3лучения полУчают кожные покровы (см.
108

38. ЦЕЗИЙ
Цезий находится » первой группе периодической
системы элементов. Это самый электроположительный
элемент. Известно 35 изотопов цезия с массовыми чис-
лами от I 14 до 148, в том числе 34 радиоактивных и один
( Cs) стабильный. В процессе деления образуются
радиоизотопы цезия с массовыми числами 135—145 и
стабильный цезий. Наиболее значимым в биологиче-
ском отношении является ,3rCs (!/,= 30,174 года).
Этот изотоп образуется с выходом 6,3 % по радиоактив-
ной цепочке:
Таким образом, когда говорят, что ,37Cs является
гамма-излучателем, допускается неточность. Сам ,37Cs
бета-радиоактивный препарат, а гамма-активным явля-
ется его дочерний радиоизотоп |37тВа. Источники по-
ступления l3'Cs в окружающую среду аналогичны
источникам поступления в окружающую среду '"’Sr.
Заметный вклад в поглощенную дозу внес 114Cs,
(Т'/,= 2,062 года), который образуется в реакторе
при облучении потоком нейтронов l33Cs. Однако к на-
стоящему времени большая часть 13*Cs распалась. Дру-
гие радиоизотопы цезия, за исключением13эСз (Г,-.=
= 2,6 • 106 лет), являются короткоживущими и сущест-
венной роли в биологических процессах не играют.
Общее количество 137Cs, выпавшего на поверхность
Земли после испытания ядерного оружия, оценивается
в 9,6 • 1017 Бк. Средний запас ,37Cs на территории СССР
(1963 г.) составлял 3400 Бк/м2. Наибольшие уровни
поверхностной плотности загрязнения территории
страны l37Cs (3700—6500 Бк/м2) наблюдались в основ-
ном для широтного пояса 50—60° с. ш. С учетом внеш-
него и внутреннего облучения уровни загрязнения
3700 Бк/м* (100 мКи/км2) создавали дозу около
0,06 мЗв/год или 12 % предельно допустимого уровня.
Существующие в Беларуси уровни зараженности
,37Cs существенно превышают поверхностную плот-
ность загрязнения, наблюдавшуюся после испытании
ядерного оружия. Например, при плотности 1 Ки/км‘
109
.. к id паз превышает
(37000 В«/м>) 3>П«С "'С’ДХ™"..мбЛЮДИШую-
поверхностную плотность этою из > ,П11П..ТИ «лепных
СП » период мписимдльпой интенсивности ядерных
"'TSo химические епо,Тетин цезия еиосойстиуют
высокой подвижности '”Cs в ,«.логических цепочках
биосферы. Установлено, что после аварии большая
часть IJ7Cs находилась в усвояемой форме. Большое
значение имело некорневое поступление цезия в расте-
ния Можно ожидать, что через некоторое время доступ-
ность l3?Cs уменьшится из-за необменпой фиксации
радионуклида почвой. Это подтверждается данными
исследований миграции l3?Cs, выпавшего в результате
ядерных испытаний. Согласно этим данным через не-
сколько лет миграция цезия замедляется, а его основ-
ная часть сосредоточивается в верхнем слое почвы, на
глубинах до 3—5 см.
Заметное влияние на миграцию цезия оказывает
кислотность почвы и содержание кальция и калия.
Наибольшее содержание обменной формы наблюда-
ется в почвах с легким механическим составом. В неко-
торых почвах Беларуси содержание обменной формы
составляло примерно 21 % от валового. Так, после
испытаний ядерного оружия в ряде районов Белорус-
ского Полесья из-за благоприятных условий миграции
цезия в растительность наблюдался высокий уровень
загрязнения молока и мясных продуктов. Например,
уровень загрязнения молока в районах Лельчиц и
Пинска составлял более 37 Бк/л (1000 пКи/л), Речи-
цы, Лоева, Житкович, Дрогичина до 7,4—18,5 Бк/л
(200—500 пКи/л), Давид-Городка 1,85 Бк/л (50 пКи/л).
Известкование почвы частично уменьшает кислот-
ность, способствует снижению подвижности цезия и
доли корневого поступления цезия в растения. Наиболее
важные сельскохозяйственные культуры по степени
накопления цезия можно расположить в следующий
ряд: пшеница < ячмень < горох < просо < гречиха <
< овес < фасоль < картофель. Многолетние растения
накапливают цезий лучше, чем однолетние. Коэффи-
1*ппНТ|пллОПЛения цезия растениями может составлять
J0 в расчете на сырую массу. В соломе и ботве
держание цезия в 4—5 раз выше, чем в плодах, а наи-
большая концентрация цезия — в корнях. Через 2—
ппгшип яосле выпадения значительная часть цезия
Р фиксируется в почве и практически нс посту-
ПО
пает в растения. Правда, есть типы почв, где цезий
переходит в растительность лучше, чем стронций.
Данные о наличии |Э7Св в организме человека впер-
вые получены в 1956 г. Как и ’’Sr, он поступает в орга-
низм тремя путями: через ЖКТ с водой и пищей, через
органы дыхания с вдыхаемым воздухом и через кожу.
На пищевой путь приходится не менее 99 % общего
поступления l37Cs. Следует отметить, что содержание
стабильного цезия в организме взрослого человека
составляет около 1100 мкг.
При разовом поступлении ,37Cs очень быстро прони-
кает в кровь и разносится по всему организму. Этому
способствует высокая проницаемость стенок кишечни-
ка для цезия, которая в 2—3 раза превышает проницае-
мость стенок кишечника для кальция и стронция. При
хроническом поступлении концентрация цезия в теле в
3—4 раза превышает концентрацию его в крови.
l3'Cs сравнительно быстро выводится из организма.
Период биологического полувыведения сильно зависит
от возраста. У детей в возрасте до 5 лет он лежит между
10 и 43 днями, в возрасте 6—18 лет составляет от 29
до 88 дней, у взрослых — от 64 до_120 дней. До 15 %
137Cs выводится быстро (ГэфФ= 5,7—9,9 сут). остальной
медленно (Г»ФФ = 36 — 100 сут). Большая часть цезия
выводится из организма с мочой. В среднем с
экскретами ежедневно выводится 0,64—0,99 % цезия.
Вывод цезия ускоряется при увеличении объема гру-
бой пиши с большим количеством клетчатки.
Кратность накопления цезия в организме человека
значительно выше, чем в организме других животных,
и достигает 175 от дневной дозы. Согласно рекомен-
дациям МКРЗ, содержание l3‘Cs во всем организме
при равновесном распределении не должно превышать
1,22 • 10ь Бк (33 мкКи). а поступление с суточным рацио-
ном 740 Бк (2- 10* пКи), предельное годовое поступ-
ление — 5,9 • 106 Бк.
Значительное количество l3'Cs поступает в орга-
низм человека с мясом и молоком, поэтому содержание
,37Cs в фураже не должно быть больше 1110 Бк/кг сена
(11 000 Бк/сут). Равновесное содержание 137Cs в 1 кг
мяса у коров составляет 10 % ежедневного поступления
в организм, у коз и овец— 17,4—20 %. В 1 л молока
у коров поступает 1 %, у овец — 2 %, у коз — 3 от
ежедневно поступающего количества. Активность 1 Cs
в 1 л молока не должна быть больше 388,5 Бк.
Содержание ,vCs п мышечной ткани
до аварии составляло 37—57 Бк/кг. У р -
ядных рыб содержание цезия было в 3 I Г
но зато увеличено содержание Sr.
Анализ данных об уровнях загрязнения продуктов
питания радиоизотопом l37Cs, наблюдавшихся повсе-
местно из-за испытаний ядерного оружия, и скорости
изменения активности во времени после прекращения
испытаний показывает, что скорость миграции и выве-
дения ,37Cs варьирует шире, чем у ’"'Sr. За 10 лет, с
1963 по 1973 г., количество поступающего в продукты
l37Cs существенно уменьшилось (в хлебе в 16,5 раза,
молоке — 11,5. говядине — 10,3, баранине — 13,1, сви-
нине _ 6,9, оленине — 1,2, картофеле — 5,8, капусте —
5,5. яблоках и грушах — 13,1 раза).
В 1963 г. содержание IJ7Cs в суточном пищевом
рационе городского населения СССР составляло 7,8,
сельского — 9,9 Бк. В 1973 г. поступление уменьши-
лось до 1,07 и 1,11 Бк соответственно. (Средние цифры
не отражают уровня загрязнения продуктов в При-
арктической зоне, Белорусско-Украинском Полесье и
некоторых других районах бывшего СССР.) Очевидно,
что наблюдавшееся уменьшение содержания ,37Cs
связано не с его распадом, а отражает изменение мигра-
ционной способности и переход в «необменное» со-
стояние. Это позволяет надеяться на благоприятное
изменение обстановки в зараженных районах.
Суточное поступление l37Cs при существующем
уровне загрязнения продуктов намного превышает до-
аварийные уровни. Так, утвержденные в 1990 г. респуб-
ликанские контрольные уровни (РКУ-90) содержания
радионуклидов цезия-137 (табл. 3) рассчитывались та-
ким образом, чтобы за счет постоянного поступления
радионуклидов с пищевыми продуктами годовая доза
внутреннего облучения критической группы населения
составила не более 0,17 бэр.
Следует отметить, что при кулинарной обработке в
отвар переходит намного больше l37Cs, чем 90Sr. На-
гпибпп’пПРИ варке гороха> щавеля, свеклы, капусты,
грибов в отвар переходит 45, 50, 60, 80 и 85 % ,37Cs
цеРэия ‘‘₽ПпостаЯДИНЫ “ буЛЬО" "еРех“лит °т 20 ДО 50 %
Soraaoaчива"ис "ОД проточной водой и
ляХ в ° 5-2 Л '«-минутного кипячения мяса позво-
ляв в пищевод „род^^нИТЬГОДе₽ЖаННерЭДИОНуКЛ"-
Таблица 3
Прадтет ’"с*.
Молоко, кисломолочные продукты, сметана
творог 135
Масло сливочное, сгущенное молоко, сыр 370
Молоко сухое 740
Мясо, птица, рыба, яйца (меланж) 592
Мясные и рыбные продукты 592
Растительные и животные жиры, маргарин 185
Корнеплоды, столовая зелень 592
Овощи, садовые фрукты 185
Хлеб и хлебопродукты, крупа, мука, сахар, мед 370
Свежие ягоды (садовые и дикорастущие) 185
Сухие ягоды 3700
Детское питание всех видов 37
Лекарственные растения и чай 1850
Прочие продукты питания и добавки 592
39. ПЛУТОНИЙ
Плутоний занимает клетку 94 периодической систе-
мы элементов. Он открыт в 1940 г. К настоящему време-
ни идентифицировано 15 изотопов плутония с массо-
выми числами 232—246. Стабильные изотопы у плуто-
ния не найдены. Наибольшее практическое значение
имеют 238Ри и 239Ри, представляющие собой альфа-излу-
чатели с периодами полураспада 86,4 года и 24 300 лет.
Некоторые изотопЪ! плутония являются короткоживу-
щими: 233Ри (Г/,= 20 мин), 242Ри (Г ..= 4,98 дня),
237Ри (Т'/:= 45,6 дня) и т. д., другие можно отнести к
«долгожителям» 244Ри (?/,= 7,6-107^лет). С наиболь-
шим выходом в реакторе образуется 239 Ри. Источником
его является реакция:
y)2£U —2£NF—23#и
°' *23,5 мял। 2.33 дня 7
В свою очередь, при облучении 239Ри нейтронами накап-
ливаются более тяжелые изотопы плутония. Не касаясь
особенностей образования и накопления в' реакторе
различных изотопов плутония, заметим, что наиболь-
шую опасность для здоровья людей, проживающих
в районах, пораженных в результате аварии на Черно-
быльской АЭС, представляют изотопы 239Ри.
Плутоний тяжелее урана. Казалось бы, он не дол-
113
жен выделяться па аварийного “„клзТа.'кь
часть территории, особенно вбл изи ры н£блюдаемому
зараженной плутонием. Объяснени гпойстнах
фа'кту следует икать в а
этого элемента. Во-первых, темпер плав-
плутоння (639,5 °C) намного ниже те Р neDaTVDe
ления урана, а давление его паров пр Спана
1540 °C в 300 раз больше, чем давление паров урана.
Поэтому значительная часть плутония может быть вы-
делена из топлива. Во-вторых, плутонии может образо-
вывать с углеродом способные к возгонке соединения.
Например, к таким соединениям принадлежат РиСг,
Ри2Сз. Наконец, возможна сорбция соединении плу-
тония на твердых частичках аэрозоля, переносимых
воздушными массами на значительные расстояния.
Как правило, уровень загрязнения почвенного слоя
плутонием не превышает 0,1 Ки/км2. Для создания та-
кого уровня заражения достаточно 1,63 г 239Ри. По
сравнению с уровнями заражения территории цезием
и стронцием, цифра 0,1 Ки/км2 кажется незначитель-
ной. Тем более, что 239Ри — альфа-излучатель, а про-
никающая способность альфа-частиц существенно
меньше, чем проникающая способность гамма- и бета-
излучений. Так, пробег в воздухе альфа-частиц 239Ри,
имеющих первоначальную энергию 5,15 МэВ, состав-
ляет только 3,7 см, а их пробег в мягких биологиче-
ских тканях не превышает 43 мкм.
Однако ситуация гораздо более серьезна, чем это
можно было бы представить только на основании срав-
нения цифр, характеризующих зараженность тем или
иным изотопом. Действительно, внешнее воздействие
альфа-излучения создает опасность только во время
контакта с радиоактивным препаратом, а так как про-
бег альфа-излучения в твердом веществе мал, то даже
резиновые перчатки, надетые на руки работающего,
служат достаточной защитой. Иная картина наблю-
дается при попадании радиоизотопов 239Ри внутрь орга-
низма. Несложный расчет показывает, что одна альфа-
частица * -Рц создает в месте своего поглощения
14,7 млн пар ионов. Процесс ионизации сопровожда-
ется химическими превращениями в биологическом
веществе, а эффект биологического воздействия тем
ООЛЖ’ чем больше плотность ионизации.
и относят к элементам с особо высокой радио-
токсичностью. Это связано с особенностями его рас-
пределения п организме. При попадании ,иРи а кровь
уже через 4 дня 60-70 % его сосредоточивается в
скелете, 10—20 % в печени, незначительная часть за-
держивается в селезенке и почках. Именно в этих орга-
нах альфа излучение производит большие и необрати-
мые изменения. Характерно, что исходная валентность
плутония и пути его поступления в организм отра-
жаются только на динамике распределения и не влияют
на характер распределения в отдельных органах. На-
пример, при ингаляционном введении плутония, а имен-
но этот путь и является основным каналом поступления
плутония в организм, его задержка в дыхательных
путях и распределение в органах и тканях зависит не
от формы соединения плутония, а от размеров частиц
аэрозоля. Частички диаметром 1 мкм и меньше дости-
гают альвеол и надолго задерживаются в легких. Ско-
рость резорбции из легких существенно зависит от рас-
творимости соединения плутония. Как правило, до 40 %
плутония задерживается в легких на длительный срок,
остальная часть быстро проникает в костную ткань
и частично в печень.
Выведение плутония из организма идет преиму-
щественно через кишечник, однако из организма выво-
дится только малая часть плутония. Период полувы-
ведения 239Ри из легких человека составляет 250—500,
из всего организма — 64 000, из костей 72 000 дней.
ПДК 239Ри в скелете человека составляет 1480 Бк
(0,04 мкКи). При одинаковой активности 239Ри в 45—
200 раз токсичнее 90Sr и в 2—45 раз токсичнее 226Ra.
Учитывая это, в настоящее время обсуждается вопрос
о снижении ПДК 239Ри в организме до 0,011 —
0,015 мкКи.
40. СУММАРНЫЙ ВКЛАД ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ
Выше описаны только основные радионуклиды, вы-
брошенные в окружающую среду после аварии. К ним
следует причислить также пары 9’Zr-|-95Nb, ’"'Ru-|-
4- "o3"lRu, |40Ва + u0La, а также Н1Се и |43Рт, внесшие
значительный вклад в общую дозу в первый год после
аварии, l06Ru + l06Rh, ,44Се и |47Рт, значительные коли-
чества которых существовали по меньшей мере 3 года,
и ряд других радионуклидов. В зоне выпадения оскол-
ко§ активность 1 кг травы на пятые сутки после аварии
оценивалась величиной 3100- 10”’Ки/кг. Через год
115

активность упала до 436 • 10 “° Ки/кг, через 3 года Д
186 10 “Ки/кг. На настоящий момент опа составляет
примерно 160. 10~’'Ки/кг.
В случае попадания в организм «молодых» продук-
тов ядерного деления уровень радиоактивности быстро
снижается из-за распада короткоживущих радионукли-
дов. Опыты, проведенные на собаках, которым вводили
продукты ядерного распада в «возрасте» 6—8 ч, показа-
ли, что уровень радиоактивности уже через несколько
часов снизился до нескольких процентов от исходного,
через месяц — до 1 %, а через 3 месяца — до десятых
долей процента. У жителей Маршалловых островов,
пострадавших при испытании ядерного оружия, со-
держание радиоактивных продуктов к 82 дню уменьши-
лось в 57 раз. Понятно, что скорости распада различных
радионуклидов сильно различаются, различаются
также и скорости выведения радиоизотопов разными
органами, и уровни их накопления в организме.
Многие изотопы избирательно накапливаются в не-
которых органах. В костной ткани — 9(1Sr, 90Y, 140Ва
226Ra, 239Pu, 235U, 232Th, в мышечной - 1311, 132Te, H0Ba,
M0La, в печени — 95Zr, 95Nb, l3lI, l40La, l44Ce, U4Pm, в
легких — 89Sr, 95Zr, 235U, в щитовидной железе — l3lI,
в клетках крови — изотопы теллура и т. п. По сте-
пени накопления радионуклидов основные органы мож-
но расположить в последовательности: щитовидная
железа > печень > почки > скелет > мышцы. Соответ-
ственно, по скорости выведения: щитовидная железа
(максимум), печень, почки, селезенка, кожа, мышцы,
скелет.
Скорость выведения может усиливаться за счет
введения стабильных нуклидов. Например, для быстрей-
шего вывода 1 принимают К1 вместе с КС1О4 — 0 125 г
йодистого калия и 0,75 г перхлората калия за прием на
сут. Детям — 0.04 г Ki 1 раз в день в течение 7 сут На
способности организма выводить радионуклиды Осно-
вана практика получения чистых продуктов в зонах
загрязненных радионуклидами. С этой целью скот’
ставят на стойловое содержание и лают
продукты питания. Через определенней п У ч"СТЬ|е
времени большая часть радиоаОтивностО ьк Р УТ°К
организма, и мясо животных становится “однтся из
к употреблению. Ранее было отмечено " "ригодным
радионуклиды полностью из ооганичм. вывести
животных невозможно. и зма человека , и
116
По величине поглощенных доз органы располагают-
ся В ряд; щитовидная железа (максимум), органы
дыхания, кожа. ЖКТ, печень, почки, скелет селезенка
мышцы. Дозы, получаемые различными органами могут
отличаться на несколько порядков. Расчет тканевых
доз облучения весьма сложен и связан с необходи-
мостью получения информации о содержании радио-
нуклидов, как в окружающей среде, так и внутри орга-
низма. О том, как ведут измерения, будет рассказано
в следующей главе.
41. ЗАЩИТА ОТ ИЗЛУЧЕНИЯ
Основными способами защиты от излучения являют-
ся: защита временем, защита расстоянием, применение
защитных экранов, фармакохимическая защита. Пер-
вый способ заключается в сокращении времени пребы-
вания в зоне действия излучения. Второй — в использо-
вании манипуляторов, позволяющих находиться на
безопасном расстоянии от источника, так как интенсив-
ность излучения убывает пропорционально квадрату
расстояния. Третий — в использовании поглотителей
с толщиной, достаточной для ослабления излучения
до безопасного уровня. Четвертый — предполагает
использование разнообразных биопрепаратов и рецеп-
тур, снижающих эффективность действия излучения.
Первые три способа используются для зашиты от
внешних источников, четвертый — для защиты как от
внутреннего, так и от внешнего облучения.
Защита от короткопробежного альфа-излучения из-
вне практически не требуется. Достаточно обезопасить
себя от попадания активности внутрь организма и
проводить работу в резиновых перчатках.
Длина пробега бета-частиц в воздухе может дости-
гать нескольких метров. В ткани организма такое излу-
чение может проникать на глубины до 1 см. Понятно,
что оно может представлять серьезную опасность для
организма. Одна из особенностей защиты от бета-
частиц заключается в использовании экранов из
материалов, изготовленных из элементов с небольшим
порядковым номером. Это связано с тем. что при на-
личии в защитном материале тяжелых элементов, увели-
чивается вероятность возникновения тормозного из-
лучения. Толщина экрана, как правило, невелика. На-
оборот. для зашиты от гамма-излучения применяют
117
изготовленные
сравнительно толстые защитные экраны, и- е||ТЫ с
из материалов, в состав которых входя г
большими Z. „„..жать луче-
Способность химических соединении сш
вое поражение простых молекулярных си
обнаружена в 1940 г. В. Дейлом. В 1949 г. Патт и
Ча нм а н обнаружили защитное действие цистеина
при облучении крыс, а Бак и Э р в сообщили о радио-
защитном действии цианида при облучении мышеи. .Эти
работы стимулировали поиск радиозащитных веществ
среди разных классов химических соединении. Было
обнаружено противолучевое действие цистеамина,
гистамина, триптамина, серотонина, триптамина нор-
адреналина, тиомочевины и многих других веществ.
К настоящему времени число радиозащитных препара-
тов превышает 1,5 тыс. Большинство радиозащитных
веществ (радиопротекторов) приводит к положитель-
ному эффекту только в случае, если они были введены
незадолго до облучения. В основе защитных механизмов
лежат следующие процессы: передача энергии от макро-
молекул организма на молекулы радиопротектора;
конкуренция радиопротектора за основные частицы
радиолиза воды и обрыв возможных цепных реакций;
поглощение энергии вторичного излучения, возбуждаю-
щего макромолекулы; образование защитных связей
с молекулами ферментов и белков и угнетение обменных
реакций; предупреждение нарушения возбудительных и
тормозных процессов в центральной нервной системе;
стимулирование ускоренного выведения из организма
токсичных продуктов радиолиза и ряд других.
Реакция организма на облучение очень сложная, и
универсального механизма защиты нет. Вещества,
используемые в качестве радиопротекторов, принад-
лежат к различным классам химических соединений.
Они различаются как по механизму действия, так и по
степени защиты организма. Для любого радиопротекто-
ра существует порог дозы, выше которой его примене-
ние бесполезно. Общим свойством всех радиопротекто-
’вля™5 зависимость их действия от ЛПЭ — чем
больше ЛПЭ, тем меньше защитное действие
ко паоп»««о. д цировка может различаться на несколь-
рёзевпина не л Например' концентрация цианидов и
резерпина не должна превышать 2—4 мг/кг соплтлнина
и мексамина — 10—60 мг/иг мг/кг.серотонина
на — 190 iftn.an/ мг/кг’ Цистеамина и цистами-
120-180 мг/кг, цистафоса - 300-400 мг/кг, глу-
118
татиона - 1600—4000 мг/кг. Многие, радиопротекторы
в больших дозах являются токсичными для организма
соединениями. Ряд веществ способствует мобилизации
защитных функций организма по отношению к не-
благоприятным факторам. К ним относятся препараты
элеутерококка колючего, лимонника китайского, жень-
шеня и других растений.
Хорошие результаты дает использование витаминно-
аминокислотных комплексов, АТФ, дибазола. Лечебные
мероприятия должны сопровождаться борьбой с инфек-
ционными осложнениями. Целесообразно применение
сульфаниламидных препаратов, водорастворимых (С и
Р) и жирорастворимых (А и Е) витаминов, хлорида
и глюконата кальция, викасола, рутина.
Очень часто говорят о защитном действии алкоголя.
Действительно, молекулы спирта легко окисляются и
способны эффективно захватывать радикалы, образу-
ющиеся при радиолизе воды, однако защитное действие
не проявляется при хроническом облучении организма.
В данном случае алкоголь может оказать только вред.
Определенным защитным действием обладают красные
вина, в которых присутствуют фенольные соединения
(антоцианы, катехины), обладающие антиокислитель-
ной активностью и способные образовывать нераство-
римые комплексы с ионами металлов, в том числе и
радиоактивных. Связывание металлов в комплексы
препятствует всасыванию радионуклидов из пищевода в
кровь и ускоряет их выведение вместе с экскретами.
Однако такой эффект может наблюдаться при одно-
моментном поступлении радионуклидов и при условии
приема вина не позднее 1 —1,5 ч после поступления
радионуклидов в организм. В условиях хронического
облучения в организме создается определенное равно-
весие между поступающими и выводимыми радионукли-
дами и сместить его можно практически только длитель-
ным применением чистых продуктов.
Соединения, способствующие выводу из организма
некоторых радиоизотопов, содержатся в окрашенных
фруктах и овощах, зеленом чае, соках. Очень важно,
чтобы питание было полноценным, калорийным, бога-
тым белками. Необходимо исключить применение плохо
промытых овощей и фруктов, строго соблюдать техноло-
гию приготовления продуктов. Следует помнить, что
даже неразличимая глазом пылинка может стать
источником серьезных радиационных нарушении в
119
оргапизме. Поэтому "?ж"еХ“"тимтыь'ноГ уборка
гомадЛТпар2оди«с«./1 контроль за степенью
зараженности продуктов. ....___
Химические соединения могут нс только уменьшать
степень лучевого поражения, но и увеличивать се. I акие
вещества называют радиосенсибилизаторами. Меха-
низм радиосенсибилизации заключается в увеличении
радиочувствительности отдельных клеток, в создании
эффекта синхронизации, когда клетки облучаются в
радиочувствительной фазе жизненного цикла, и в воз-
действии на механизм восстановления клеточных по-
вреждений.
Вопросы и задания
I. Дайте характеристику первичных эффектов воздействия ионизи-
рующих излучений на живой организм.
2. От каких параметров ионизирующих частиц зависит конечная
эффективность действия ионизирующих излучений?
3. По какому критерию можно сравнить действие на живой организм
разных типов излучений? Что принято за эталон такого воз-
действия?
4. Какой тип частиц оказывает наибольшее воздействие на живую
ткань?
5. Что понимают под прямым и косвенным воздействием излучения
на организм? За счет чего осуществляется косвенное действие
излучения?
6. Назовите основные типы повреждений живых клеток, наблю-
даемые при облучении организмов.
7. Какие факторы влияют на характер нарушений жизненных
функций организма? В чем это проявляется?
8. В чем проявляются соматические, соматико-стохастические и гене-
тические эффекты воздействия излучения на организм?
9. Как различаются органы человеческого организма по их радио-
чувствительности? При каких дозах начинают проявляться откло-
нения в состоянии здоровья людей’
Ю. Почему ничтожно малая энергия, отвечающая HarpeBy оргаииама
низма?"0 "" °’002 'С' ”,ляет™ с“Р’“ьио опасной для орга-
". Как восстановительные функции клеток связаны с временем
до деления? Какие клетки наиболее чувствительны к
действию излучения? >-гвительны к
>2. При каких дозах развивается и в чем проявляется kvuon
болезнь первой степени? лучевая
13. Какие функции организма нарушаются при ВТ0р0й степени
120
лучевой болезни? При каких дозах развивается эта форма
лучевой болезни? Можно ли ожидать восстановления жиэиенио-
важяых функций организма в этом случае?
14. При каких дозах возникает и в чем проявляется лучевая
болезнь третьей степени?
15. В каких условиях облучения возникают локальные и хрониче-
ские поражения организма?
16. Как реагирует организм на облучение малыми дозами?
17. Что понимают под тератогенным действием радиации? В чем и
при каких дозах может проявиться тератогенный эффект?
18. Какие изменения наследственных признаков могут быть вызваны
действием излучений? В чем проявляется особенность генети-
ческих эффектов?
19. Оцените возможные последствия аварии на Чернобыльской АЭС
для населения нашей республики.
20. Что можно сказать о чувствительности различных организмов
к действию излучений?
21. Как чувствительность организма к действию излучения за-
висит от уровня его организации?
22. От каких факторов зависит радиочувствительность?
23. Как влияет излучение на представителей растительного мира?
24. Что наблюдается при облучении семян большими и малыми
дозами? С какой целью ведут предпосевное облучение семян?
25. Приведите примеры использования излучений в сельском хо-
зяйстве.
26. Назовите естественные радионуклиды, вносящие основной вклад
в облучение человека.
27. Сколько распадов происходит за минуту в 1 кг углерода?
28. Общая активность человека составляет около 800 000 расп/мин.
Выразите активность в беккерелях и кюрн.
29. В чем проявляется влияние 40К на сердечную деятельность?
30. Назовите основные источники облучения, связанные с деятель-
ностью человека.
31. Какую суммарную эквивалентную дозу получает в среднем
каждый человек в течение года за счет естественных и искус-
ственных радионуклидов?
32. Каким образом радионуклиды поступают в организм человека
и животных?
33. Какие радионуклиды, из числа попавших в окружающую среду
после аварии на Чернобыльской АЭС, вносят наибольший вклад
в поглощенную дозу?
34. Назовите основной источник поступления радионуклидов в орга-
низм для населения Беларуси.
35. Назовите основные источники криптона-85 в окружающей среде.
36. Как попадает и каким образом распределяется в организме
человека криптон?
л . атмосферу в результате аварии
а-. Сколько К1иот»и-в5 '”п“ таге „роимения ядерпых
на Чернобыльской АЭС и I’ х
испытаний? находящегося в атмосфере, при
38. Рассчитайте массу криптоио-85,
......осп. S.2- |0"Б\ представляют „...большую
39. Какие радиоизотопы стронции пр д _
оя.спость „я человека? Нагадите периоды „олуригаада этих
40. Назовите основные пут» поступления строга..» в оргаиизм.
41. Каи распределяется .. в каких количествах удерживается .
организме стронций-90?
42. Каковы особенности поведения стронция при попадании его
в организм детей и в организм взрослого человека?
43. От чего зависит степень задержания стронция-90 костной
тканью?
44. Каким образом можно уменьшить содержание стронция в орга-
низме?
45. Какой процент поступившей в организм животного актив-
ности стронция-90 выделяется с молоком, при условии хрони-
ческого поступления его в организм животного с фуражом?
Как распределяется стронций-90 в молочных продуктах?
46. Какое количество стронция-90 задерживается в мышечной ткани
животных по сравнению с костной тканью?
47. Как распределяется стронций-90 между плодовой и вегета-
тивной частью растений?
48. Охарактеризуйте особенности миграции стронция-90 в почве и
растениях.
49. Сравните уровни загрязнения продуктов стронцием-90 до аварии
на Чернобыльской АЭС и после нее.
50. Чему равен период биологического полувыведения стронция-90
из организма?
51. Назовите предельное значение допустимого поступления строн-
ция-90 в организм человека.
52. Какие радиоизотопы йода образуются в ядерном реакторе? Какие
из них наиболее важны с точки зрения радиобиологии?
53. Как попадает, каким образом распределяется и какую роль
играет йод в организме человека?
54. Назовите возможные последствия распада йода в Оргз„из„е?
55. Что представляет собой эффект трансмутацин?
55. Какуюопасность представляют для орга„„зиа ,СЯ1ОМ?
Назовите наиболее важные с точки
изотопы ксенона. Р """ Радиобиологи»
57. Какой изотоп образуется при распаде ,зэХе?
58. Почему ксенон относят к внешним источникам
55. Какие радиоиаотопы дезия образуются в „роцтае дХ"я" Какие
122
из них вносят наибольший вклад в поглощенную дозу?
60. Как образуется а реакторе цсэий-137? Напншнте схему рас-
пада этого радиоизотопа.
61. Какое количество цезия-137 попало в атмосферу в результате
испытаний ядерного оружия?
62. Каким образом распределяется цезий-137 в почвах и растениях?
Какие мероприятия позволяют уменьшить подвижность цезия?
63. По каким цепочкам поступает цезий в организм человека?
64. Как распределяется цезий-137 в организме человека?
65. Каким образом и в течение какого времени выводится из
организма человека цезий-137? Как можно ускорить вывод цезия
из организма?
66. Какова кратность накопления цезия-137 в организме?
67. Как отражается содержание цезия-137 в рационе животных на
уровне загрязнения молока и мяса?
68. Охарактеризуйте динамику изменения уровня загрязнения
продуктов цезием-137.
69. Какой уровень загрязнения продуктов питания цезием-137 до-
пускается действующими в настоящее время нормами?
70. Как влияет на содержание цезия-137 в продуктах кулинарная
обработка?
71. Дайте характеристику важнейших изотопов плутония.
72. Какая реакция является источником плутония-239?
73. Сравните уровни загрязнения почвенного слоя плутонием-239
с уровнями загрязнения почв стронцием-90 и цезием-137. В чем
заключается особая опасность плутония-239?
74. Назовите преимущественные пути проникновения в организм
плутония-239.
75. Каким образом распределяется плутоний-239 в организме чело-
века?
76. Сравните токсичность плутония-239 с токсичностью радия-226
и стронция-90.
77. Какие радионуклиды внесли наиболее существенный вклад в
поглощенную дозу в первый год после аварии на Чернобыль-
ской АЭС?
78. Как изменяется уровень активности при попадании в организм
«молодых> продуктов ядерного деления?
79. Приведите примеры изотопов, избирательно накапливающихся
в различных органах.
80. Запишите названия основных органов по степени накопления
в них изотопов.
81. Каким образом можно регулировать скорость выведения изотопов
из организма?
82. Запишите названия органов в ряд по величине поглощенных доз.
83. Назовите основные способы защиты от излучения.
123
84, Как обезопасить организм от действия альфа-излучения?
85. В чем заключаются особенности зашиты организма от
бета-излучения? _____
86. Что следует предпринять для защиты от гамма-излучения?
87. Какие вещества называют радиопротекторами?
88. Какие процессы лежат в основе радиозащитных свойств хими
ческнх веществ?
89. В каких концентрациях вводятся в организм радиозащитнад-
вещества? К каким классам химических соединений они при-
надлежат?
90. Почему при контакте с радиоактивными веществами важно соблю-
дать правила личной гигиены?
91. Какие соединения называют радиосенсибилизаторами?
Глава IV
ИЗМЕРЕНИЕ ИЗЛУЧЕНИЙ
42. МЕТОДЫ И ЦЕЛИ ИЗМЕРЕНИЯ ИЗЛУЧЕНИИ
Для измерения излучений используют физические
и химические методы. Физические методы основаны на
измерении величины какого-либо физического эффекта,
обусловленного поглощением в веществе определенного
количества энергии ионизирующего излучения, хими-
ческие — на определении химических изменений,проис-
ходящих в каких-либо системах при их облучении.
Важнейшими физическими методами являются:
ионизационные — основаны на измерении числа иони-
заций; калориметрические — основаны на измерении
выделяющегося тепла; сцинтилляционные — основаны
на измерении интенсивности вспышек света в вещест-
вах, люминесцирующих при прохождении через них
ионизирующих излучений; активационные — основаны
на измерении числа радиоактивных атомов, образовав-
шихся при прохождении через вещество нейтронов;
методы измерения тока или заряда, индуцированных
пучком заряженных частиц; фотографические — из-
меряется степень потемнения пленок и др.
В химических методах используют индивидуальные
вещества или смеси веществ в газообразном, жидком
или твердом состоянии. После облучения определяют
количество образовавшегося или разрушившегося при
облучении вещества, изменение окраски и другие
эффекты. Рациональный подбор веществ позволяет ре-
шать широкий круг задач, связанных с определением
типа частиц, их энергии, величины поглощенной
дозы и др.
Достоверные определения могут быть выполнены
только при условии соблюдения целого ряда требова-
ний, начиная с отбора и подготовки образцов и кончая
техникой измерений и выбором времени измерения.
Важное значение имеют правильный выбор объема,
массы и толщины образца, соблюдение геометрии изме-
рений, правильная калибровка детектора, определение
эффективности счета частиц и др.
125
Я4. Как обезопасить организм от действия альфа-излучения?
Я5. В чем заключаются особенности защиты организма от действия
бета-излучения?
86. Что следует предпринять для защиты от гамма-излучения?
87. Какие вещества называют радиопротекторами?
88. Какие процессы лежат в основе радиозащнтных свойств хими-
ческих веществ?
89. В каких концентрациях вводятся в организм радиозащитные
вещества? К каким классам химических соединений они при-
надлежат?
90. Почему при контакте с радиоактивными веществами важно соблю-
дать правила личной гигиены?
91. Какие соединения называют радиосенсибилизаторами?
Глава IV
ИЗМЕРЕНИЕ ИЗЛУЧЕНИЙ
42. МЕТОДЫ И ЦЕЛИ ИЗМЕРЕНИЯ ИЗЛУЧЕНИЙ
Для измерения излучений используют физические
и химические методы. Физические методы основаны на
измерении величины какого-либо физического эффекта,
обусловленного поглощением в веществе определенного
количества энергии ионизирующего излучения, хими-
ческие — на определении химических изменений,проис-
ходящих в каких-либо системах при их облучении.
Важнейшими физическими методами являются:
ионизационные — основаны на измерении числа иони-
заций; калориметрические — основаны на измерении
выделяющегося тепла; сцинтилляционные — основаны
на измерении интенсивности вспышек света в вещест-
вах, люминесцирующих при прохождении через них
ионизирующих излучений; активационные — основаны
на измерении числа радиоактивных атомов, образовав-
шихся при прохождении через вещество нейтронов;
методы измерения тока или заряда, индуцированных
пучком заряженных частиц; фотографические — из-
меряется степень потемнения пленок и др.
В химических методах используют индивидуальные
вещества или смеси веществ в газообразном, жидком
или твердом состоянии. После облучения определяют
количество образовавшегося или разрушившегося при
облучении вещества, изменение окраски и другие
эффекты. Рациональный подбор веществ позволяет ре-
шать широкий круг задач, связанных с определением
типа частиц, их энергии, величины поглощенной
дозы и др.
Достоверные определения могут быть выполнены
только при условии соблюдения целого ряда требова-
ний, начиная с отбора и подготовки образцов и кончая
техникой измерений и выбором времени измерения.
Важное значение имеют правильный выбор объема,
массы и толщины образца, соблюдение геометрии изме-
рений, правильная калибровка детектора, определение
эффективности счета частиц и др.
125
ЩИМСР'
При исследовании ядерных излучений могут решать,
ся различные задачи: обнаружение излучения, опре-
деление его типа, измерение энергии частиц, определе-
нис абсолютного числа радиоактивных атомов и
т. а. В соответствии с поставленными задачами выби-
рают тип измерительных приборов. Для измерения
активности и плотности потоков ионизирующих излу-
чений используют радиометры, для определения дозы
излучения — дозиметры, для нахождения распределе-
ния излучения по определенным параметрам (энергии,
заряду, массе) — спектрометры.
Прибор для регистрации ионизирующих излучений
состоит из чувствительного элемента — детектора (дат-
чика) и измерительной аппаратуры. В детектор входит
вещество, с которым взаимодействуют частицы, и пре-
образователь эффектов взаимодействия в регистри-
руемые величины (импульсы, ток и т. д.), которые
фиксируются измерительной аппаратурой.
43. ДЕТЕКТИРОВАНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ЧАСТИЦ
В качестве детекторов используют ионизационные
камеры, пропорциональные счетчики, счетчики Гейге-
ра-Мюллера, сцинтилляционные счетчики, полупро-
водниковые детекторы, камеры Вильсона, диффузион-
ные, пузырьковые и искровые камеры, черенковские
счетчики, специальные фотоэмульсии и др.
По различным причинам наибольшую распростра-
ненность получили различные типы газонаполненных
(газовых) детекторов. Их конструкция очень проста.
Они представляют собой наполненные газами баллоны
с двумя вмонтированными электродами. К электродам
подведено напряжение постоянного тока. Детектор
включен в электрическую цепь. При прохождении иони-
зирующей частицы через газовую среду образуются
ионы, которые собираются на электродах. Положитель-
ные ионы движутся к катоду, отрицательные — к ано-
ду. В электрической цепи начинает течь ток, который
регистрируется измерителем тока. По значению этого
тока судят об интенсивности излучения в газе
гяJ „Р°йТеКание тока наблюдается до тех пор, пока на
не действует7 "злучение- Если излучение на детектор
действует, ток в цепи не протекает так как гач
Z’XV.X’T’0"- ВеЛИЧ,,На "°""’’—го тока
ри постоянной интенсивности излучения зависит от
126
Рис П Зависимость иони-
зационного тока or вели-
чины приложенного на-
пряжения.
приложенного к электродам напряжения. Типичный
характер такой зависимости приведен на рисунке II.
При малых напряжениях (участок I) скорость
миграции ионов к электродам невелика и часть ионов
успевает прорекомбинировать друг с другом. По мере
увеличения напряжения скорость ионов увеличивается,
поэтому ток растет.
На участке II все ионы, образовавшиеся в объеме
счетчика, собираются на электродах, наступает насыще-
ние. В этой области работают ионизационные камеры
(ИК). Токи, регистрируемые с помощью современных
ИК, составляют величины порядка 10_|5А. Энергия
ионизации газа, наполняющего чувствительный объем
ионизационной камеры, мало зависит от природы частиц
и их энергии. Поэтому с помощью ИК можно измерять
энергию частиц.
На участке III кривой электроны, созданные в
результате первичной ионизации, ускоряются полем
настолько, что приобретают способность ионизировать
нейтральные атомы, т. е. создавать некоторое число
вторичных ионов. Ток увеличивается пропорционально
первичной ионизации, поэтому эта область называется
областью пропорциональности, а счетчики, работаю-
щие в этой области,— пропорциональными счетчиками.
Коэффициент усиления по току в области действия
пропорциональных счетчиков составляет 102_Ю3.
127
„„UMBB*
п„,I дальнейшем увеличении напряжения провор,
тональная область сменяется областью ограниченной
пропорциональности (участок IV), а когда напряжение
па счетчике становится настолько большим, что не
только первичные, но и вторичные ионы ионизируют
газ в счетчике, переходит в область Гейгера — Мюллера
(участок V). В этой области при попадании даже
одной частицы в объем счетчика образуется электрон-
ная лавина, величина которой не зависит от первичной
ионизации. Счетчики, работающие в этой области,
называются счетчиками Гейгера — Мюллера. Даль-
нейший рост напряжения вызывает пробой счетчика
и выход его из строя.
Наименьшей чувствительностью обладают иониза-
ционные камеры, наибольшей — счетчики Гейгера —
Мюллера (коэффициент усиления до 1О10). Однако
последние не позволяют дифференцировать различные
виды излучений и малочувствительны к гамма-излуче-
нию. В настоящее время для регистрации гамма-излу-
чения особенно широко используют сцинтилляционные
счетчики, которые обеспечивают почти 100%-ную реги-
страцию гамма-излучения.
44. ВАЖНЕЙШИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ГАЗОНАПОЛНЕННЫХ
СЧЕТЧИКОВ
Возможности каждого типа детектора определяются
его характеристиками. Важнейшие характеристики,
чувствительность, эффективность, разрешающая спо-
собность, стабильность.
Под чувствительностью детектора понимают мини-
мальный ионизационный ток, который можно измерить
с помощью детектора. Как уже отмечалось, современ-1
ные ^ионизационные камеры регистрируют токи до
Эффективность детектора определяется вероят-1
ностью регистрации ядерных частиц, которые попадают
в чувствительный объем счетчика. Она зависит от
режима работы, типа частиц, их энергии и может со-
ставлять от долей процента до 100 %.
Разрешающая способность характеризует способ-
иТДи..При0о₽а Различать 1е или имые характеристики
событий*’ ° п₽едставляет собой максимальное число
сиоытии, которое способен регистрировать летектоо
«единиц, времени. Например, после рагряда в счетчике
128
Гейгера — Мюллера должно пройти некоторое время
(его называют «мертвым» временем),пока чувствитель-
ный объем не освободится от малоподвижных ионов,
и счетчик сможет отреагировать на следующую частицу.
Для газонаполненных счетчиков разрешающая способ-
ность составляет I03—105 с“‘. Для полупроводниковых
детекторов примерно I09 с“*. Очевидно, что ограни-
ченная разрешающая способность и «мертвое» время
счетчиков должны учитываться при измерении высоко-
активных препаратов.
45. ПРИНЦИПЫ ОРГАНИЗАЦИИ ИЗМЕРЕНИЙ
Допустим, что с помощью счетчика зарегистрирова-
но некоторое число импульсов от радиоактивного
препарата. Скорость счета г равна числу импульсов
т, зарегистрированных в единицу времени t. Она пред-
ставляет собой разность скоростей счета в присутствии
препарата zn₽ и в его отсутствии zo (фон счетчика):
z = znp —zo. Эта величина пропорциональна, но не
равна активности образца. Она зависит от эффектив-
ности регистрации счетчиком данного вида излучения,
от взаимного расположения препарата и счетчика, от
разрешающей способности счетной установки, толщи-
ны источника.
Иначе говоря, если в радиоактивном препарате в
единицу времени распадается N атомов и при этом
испускается N частиц, то простейшее счетное устройст-
во зарегистрирует только z частиц (z < /V). Только
небольшая часть излучаемых препаратом частиц по-
падает в счетчик и будет регистрироваться. Отношение
z/W = Лсч называется абсолютным коэффициентом сче-
та установки. Этот коэффициент сильно зависит от
измерительной аппаратуры.
Для точного определения активности препарата N
необходимо выполнить большое число определений с
использованием очень сложной методики измерения и
внесением большого количества поправок. Гораздо
проще выполнить относительные измерения. Они дают
точные значения активности, если использовать в
качестве препарата сравнения образец, абсолютная
активность которого известна. Относительные измере-
ния приводят к определению Nt/Nt-,. что позволяет
вычислить абсолютную активность препарата Nt, если
известна активность Nn препарата сравнения (эталон).
5 В. И. Гергало». 10—И «*• |?q
,,«||0М> "Г""1’.',
Ггли все условия измерения активности данного
препарата и /талона совершенно одинаковы, тан что
«Ре „оправки равны, то отношение «х скоростей счета
равно отношению их активностей z./г, -
Р Эталонные источники необходимо готовить на основе
радиоизотопов, с наличием которых связана активность
измеряемого образна. Это избавляет от необходи-
мости учитывать различную эффективность счета
частиц разной энергии. Тем не менее при отсутствии
эталонных источников примерная оценка активности
может быть выполнена на основе измерения эталонов,
которые можно приготовить из химически чистого
хлористого калия. Однако в этом случае следует вводить
поправки на геометрию счетного устройства, поглоще-
ние, самопоглощение. обратное рассеяние, разрешаю-
щую способность и др.
Заметим, что при однократном измерении скорости
счета получить точное значение этой величины невоз-
можно. Если же число измерений велико, то среднее
значение zlip дает возможность получить наиболее
вероятную величину, так как испускание ядерных
частиц подчиняется статистическому закону. Статисти-
ческому распределению подчиняется также и величина
фона. Поэтому при одинаковом числе измерений фона
и образца наименьшая ошибка будет получаться, если
время измерения счета от препарата). Например, fnp =
-10 мин. z0 = 25 имп/мин, гпр = 2500 имп/мин. t0 =
— Ю • (5/50) = 1 мин.
Таким образом, задача точных количественных из-
мерении активности образцов гораздо сложнее, чем это
пп°Х:.?°Ка3аТЬСЯ На пеРвый взгляд. Индикаторные
ц;?аспространяемые населению, могут дать
питания га°Т0РУ,° инФ°Рмацию ° наличии в продуктах
болееИЯ гам?'иа’ИЗЛуЧаТеЛСЙ- ОпРаделить бета . а тем
невозможно. учение с п°мощью таких приборов
радиоизотопны”? состав°ппобЫХ НауЧНЫХ лабораториях
спектрометрическом Р 6 опРеделяют на сложном
РУДОВании ~ альфа-, бета- и
следуемих обратно.. ™ путем сравнения спектров ис-
их и после-
нию предществу1п ‘ ЭВМ. Как правило, определе-
раиии/ еСТВуют сложные подготовительные one-
Вопросы и задания
। На чем основаны методы измерения излучений?
2 Назовите важнейшие методы измерения излучений. Какие явле-
ния лежат в основе названных методов?
3. Какие задачи могут возникать при исследовании ядерных
излучений? Какие типы измерительных приборов используют
для решения этих задач?
4. Что представляют собой детекторы ионизирующих частиц?
5. Опишите конструкцию газонаполненного детектора.
6. Поясните механизм регистрации излучения пропорциональными
счетчиками, счетчиками Гейгера — Мюллера и ионизационными
камерами.
7. Назовите важнейшие характеристики газонаполненных счетчиков.
8. Что понимают под чувствительностью газонаполненного де-
тектора?
9. От чего зависит эффективность регистрации ядерных частиц
газонаполненными детекторами?
10. Какую особенность счетчиков характеризуют разрешающая
способность и «мертвое» время?
И. Разность скоростей счета в присутствии препарата и в его
отсутствии составила 3600 имп/мин. Можно ли говорить, что
активность образца равна 60 Бк?
12. Как выполняют относительные измерения радиоактивности?
13. С какой целью используют эталонные источники радиоактив-
ности?
14. Можно ли определить активность некоторого образца при от-
сутствии эталонных источников?
15. Поясните связь между длительностью измерения скорости счета
препарата и фона.
ПРОМЫШЛЕННЫЕ
Глава V
источники ИЗЛУЧЕНИЯ
46. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Ядерный реактор является источником смешанного
излучения. Энергия, выделяющаяся в процессе деления
ядер, распределяется между различными видами из-
лучений следующим образом: 81 % энергии уносится
осколками деления, по 2,5 % уносят нейтроны деления,
гамма-кванты, возникающие при делении, и гамма-
кванты, испускаемые в результате захвата нейтронов
веществом реактора, 3 % уносят гамма-кванты и 3,5 %
бета-частицы, возникающие при распаде осколков деле-
ния, 5 % составляет кинетическая энергия нейтрино.
Вещества, попавшие в активную зону реактора,
активируются под действием нейтронов и сами стано-
вятся радиоактивными. Поэтому нейтронное излучение
реактора используется для получения радиоактивных
изотопов и активационного анализа.
В ряде случаев используют отработанные ТВЭЛы
ядерного реактора. Активация в этом случае не наблю-
дается, так как отсутствуют нейтроны. Используется
только гамма- и бета-излучение радиоизотопов, на-
копившихся в ТВЭЛах в процессе деления.
Мощным источником гамма-излучения являются
радиационные гамма-контуры. Они представляют собой
проходящую через активную зону реактора металли-
ческую петлю, в которой с помощью насосов пере-
Л?ТЮТСЯ нек„0Т0Рые легкоплавкие металлы или спла-
ппп п«.ь?7ИВН0И 3°Не ₽еактоРа металлы активируются
и испил неитРонов' выводятся из зоны реактора
способ пп“ТпЯ КЭК Ч<ИСТЫе гамма-излучатели. Такой
- позволяет избежать активации облучаемых
объектов нейтронами. В качестве гаима-^а'мей
используют "Na (Т,„= 14.9 ч). "‘-In (Т,„^54 м^и!
И другие элементы. ' 2 м мин)
47. ИЗОТОПНЫЕ ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЯ
Источники альфа-излучения чаще всего изготавли-
ваются на основе изотопов плутония и используются
ДЛЯ нейтрализации статического электричества. Кон-
структивно они представляют собой пластины с нанесен-
ным слоем изотопа.
В качестве источников бета-излучения наиболее
широко используют изотопы 90Sr-f-90Y (источники
типа БИС-10 — БИС-50, БИС-М, БИС-М-ЛА и др.),
а также источники типа ИРУС для радиационно-
химических установок. Из других бета-излучателей
широко применяют l44Ce-f- l44Pm (источники БИЦ-10—
БИЦ-50), 106Ru + l06Rh (источники БИР-10—БИР-
50), 147Рт (источники БИП-7 — БИП-50 и РИТ-2),
источники на основе |4С, 22Na, 63Ni, 85Kr, 204Т1 и ряда
других изотопов. Как правило, бета-активные изотопы
помещаются в ампулы из алюминия.
Источниками гамма-излучения являются изотопы
"Со. l37Cs, 65Zn, 75Se, "°Ag+ "»”Ag. "‘Sb, '«Cs. '«Eu.
170т I92« 241 а е» < о
I u, Ir, Z4‘Am и ряд других, которые помещены в за-
варенные двухслойные или трехслойные ампулы из
нержавеющей стали.
Для снаряжения промышленных гамма-установок
наиболее широко применяют б0Со (7’1/2=5,27 года) и
l37Cs (7*1/2 = 30,174 года). 60Со испускает два вида гам-
ма-квантов с энергией распада 1,17 и 1,33 МэВ. Макси-
мальная мощность дозы в установках на основе Со
составляет от 2,5 до 70 Гр/с. Обшая активность наибо-
лее крупных установок на основе б0Со достигает 4 МКн,
активность источников на основе 13 Cs — 10 15 МКи.
По оценкам печатав мире функционирует
крупных промышленных установок и свыше 1000 ис-
следовательских. Конструкции гамма-установок весьма
многообразны, однако независимо от этого их можно
разделить на два больших класса: с подвижным и не-
подвижным облучателем. В первом случае облучатель
В нерабочем состоянии находится в хранилище и подает-
СЯ в облучательную камеру с помощью пневматичесК„х.
механических или электромеханических устройств. Во
втором — облучатель постоянно находится в защите,
для облучения объект транспортируется к месту его
Х₽авепелях обеспечения безопасности источники поме-
щают в свинцовую, бетонную или чугунную защиту.
133
одному примеру
либо хранят под водой. Камеры снабжены системой
блокировочных устройств, позволяющих исключить
случайное облучение персонала.
Изотопные источники рентгеновского излучения
СОЗДАЮТСЯ на основе ‘JOSr4-9OY, 2II4TI, uzPm, б5Г‘е.
Источниками нейтронов являются плутоний-берил-
лиевые, полоний-бериллиевые и полоний-борные си-
стемы.
48. УСКОРИТЕЛИ ЧАСТИЦ
Ускорители частиц представляют собой устройства
для получения заряженных частиц с большой кинети-
ческой энергией. Кроме того, с их помощью можно
получать тормозное излучение высокой энергии от 1 до
30 МэВ. Увеличение кинетической энергии частиц в
ускорителях происходит в результате воздействия на
них сил электрического поля. Поэтому ускоряться
могут только заряженные частицы. Большую энергию
они могут получать при однократном прохождении
высокой разности потенциалов, приложенной к ускоря-
ющему промежутку, при многократном прохождении
ускоряющего промежутка, к которому приложено срав-
нительно небольшое напряжение (вспомните, как раска-
чиваются качели), а также при движении их в вихревом
электрическом поле.
Траектория частиц в ускорителе может быть линей-
ной или циклической. Самый большой в мире линей-
ный ускоритель построен в Стэнфорде (США). Электро-
ны могут ускоряться в нем до энергии 36 ГэВ. Он имеет
Длину 3,5 км. Крупнейший циклический ускоритель
^™.₽адиус то'’ь“а пР""еР"° 300 м. В крупных цикли-
ЛмтоЛ»1™’’"™”1 энеРгия частиц достигает 500 ГэВ.
больше "°пР°=""е ускорителей на 1000 ГэВ и
ун»°л\^ые"°у“т70ейстУ™Р"™'1" "Р'Дставляют собой
ФундаментаikHMv ”СТВа И пРименяются только для
»ые "следований. Промышлеи-
могут быт, vrr ,еЮТ существенно меньшие размеры,
рагаитаны „УС„Та"0Влени ° “«“иных помещениях и
30 МэВ. Серийные’ускк энерг"" частиц от 0,3 кэВ до
рассчитаны на энергию 2.3-2Юо‘’^ядсрн01'1 Ф"3"""
134

49. РЕНТГЕНОВСКИЕ ПРИБОРЫ
Для медицинских целей, а также для дефектоскопии,
структурного и спектрального анализа выпускается
широкий ассортимент рентгеновских приборов. Заклю-
чение об их назначении можно сделать по применяемой
маркировке. Принятая маркировка трубок включает в
себя комбинацию цифр и букв. Первая цифра означает
предельно допустимую мощность трубки в киловаттах,
секундную — для диагностических и длительную — для
других типов. Далее следуют буквы, первая из которых
означает характер зашиты от рентгеновских лучей,
вторая — назначение трубки, третья — систему охлаж-
дения.
Например, первая буква Б — безопасная трубка
(для работы в защитном кожухе или в одном баке с
высоковольтным трансформатором); Р — трубка с
защитой от неиспользованного излучения. Вторая буква
Д — диагностика; П — дефектоскопия; С — структур-
ный анализ; Т — терапия; X — спектральный анализ.
Третья буква В — водяное охлаждение; К — воздушное
радиаторное охлаждение; М — масляное радиаторное
(или проточное) охлаждение; отсутствие буквы озна-
чает охлаждение естественной конвекцией или луче-
испусканием. Следующая за буквами цифра соответ-
ствует условному номеру типа в данной группе. Послед-
няя цифра указывает предельно допустимое анодное
напряжение в киловольтах.
Для обозначения импульсных трубок с ненакалнва-
емым катодом используются буквы ИА (импульсная,
автоэлектронная).
Реакторы и ускорители, изотопная и рентгеновская
техника находят широкое практическое применение.
Важнейшие области применения излучении описаны
в следующей главе.
Вопросы и задания
1. Какие виды излучений возникают при работе ядерного реактора?
Как распределяется между этими видами излучения энергия,
выделяющаяся в процессе деления ядер?
2. Что происходит с веществами, попавшими в активную зону
3. Возможна ли активация веществ при облучении их гамма- или
бета-излучением?
13а
4. Что представляет собой радиационный гамма-контур? Какие
задачи решаются с иомшцьй гамма-контуров?
В. Какие нсточинкя излучении называют изотопными?
fl. Какие типы излучений могут генерировать изотопные источники?
7. Дли чего используют изотопные источники альфа-излучения?
fl. Почему бетл-актнвные изотопы помещают а ампулы из алюми-
ния. л ганма-акгийные — в ампулы из нержавеющей стали?
0. Натопите важнейшие бегл-излучающие изотопы.
10. Какие изотопы являются источниками гамма-излучения?
II. Какие изотопы используют для снаряжения промышленных
гаммя-устаиовок?
12. Рассчитайте массы кобальта-60 (Tt/1=5,27 года) и цсэня-137
(Г,,,= 30,174 года), необходимые для получения активности
в 4 МКн.
13. Как можно классифицировать гамма-установки по типу облу-
чателя? Назовите конструктивные особенности обоих типов
установок.
н. к.« бе„„,сность овслуж„„аи)ц1его ала
на гамма-установках? 1
:::==•
f. -zix-™-—
, п "" ч"° к»ф»тс» заряжении, ,
. По Тра,я„рню ла „
ХХ.Г'”’ ”гп
»™ХГ'РГ"” оро„ишлен„ые
21 *" ™б|“?
частицы?
частицы в ускорителях?
"”;л частины в современных
Глава VI
ПРИМЕНЕНИЕ ЧАСТИЦ И ИЗЛУЧЕНИЙ
ВЫСОКОЙ ЭНЕРГИИ
Хотя со времени открытия ионизирующих излучений
прошло менее 100 лет, уже сегодня трудно перечислить
все области человеческой деятельности, в которой бы
излучения не нашли самого широкого применения.
Археология и геология, биология и медицина, радиа-
ционная технология и измерительная техника, промыш-
ленность и сельское хозяйство, производство новых ма-
териалов и научные исследования, охрана труда и охра-
на природы — везде применение излучений приносит
ощутимую, а иногда и незаменимую пользу.
50. ПРИМЕНЕНИЕ РАДИОИЗОТОПОВ И ИЗЛУЧЕНИЯ
В ГЕОЛОГИИ
Ранее было описано применение радиоуглеродного
метода датировки предметов органического проис-
хождения. Этот метод широко применяется в археоло-
гии. Объекты иного типа можно датировать с помощью
других изотопов. Например, образец 238U за 4,5 млрд
лет распадается наполовину, превращаясь в устойчивый
20бРЬ. Для определения возраста минералов,, содер-
жащих уран, измеряют отношение количеств ',:оРЬ и
238U. С помощью этого метода показано, что наиболее
древние минералы, обнаруженные на Земле, имеют
возраст примерно 3 млрд лет, а возраст Земли оценен
в 4,6 млрд лет. Такой же возраст имеют образцы мине-
ралов, доставленных с Луны. Возраст минералов,
содержащих большие количества калия (слюда, поле-
вые шпаты), можно определять по соотношению в них
количеств ЦОК и '“'Аг. Возраст горных пород, содер-
жащих 87Rb, по соотношению количеств 87Rb и дочерне-
го 87Sr. Возраст метеоритов может быть определен по
анализу в них 209Bi, 208Т1 и других радиоизотопов.
Широкое применение в геологии, космохимии, гео-
химии литосферы и гидросферы находит активацион-
ный анализ. Для активации используют фотоны тормоз-
ного излучения и быстрые нейтроны, полученные в
J37
Л НОИСУТСТВИИ Л"»е "ал<,г0
Мек«ои«и« вс,имт»е (пробе) "°
количества алсмсатои . м активности. Няпрн-
1,р»к>г|>яетнк»м " линейных ускорителей
„ер. на »•-«• 'пльното для гамма-активацнон-
электронов созл“"“ у OIUX рул на содержание золота,
кого кн.лиз» „ тотиоэного яэлуче.ядрами
при поглощения фото» ,ЖИ„У111ИЙ и юмер золота,
золота “брозу"С" ,, °?,спускапХм фотонов с энергией
который распада „ проведении анализа.
J79 кэВ, Р^'ЖРуУсСгМ“Хо0ка₽"АУра. позволяет поре-
Созданная и СССР уста ю ,р-птАи содержание
делить но Рракции У io'* % с производитель-
золота на уровне пр м Рентгеновское излуче-
иостью 400 тыс габаритных линейных ускори-
шь. получаемое ппименяется для гамма-
=аТ»Т7ёес«р^ ™
“w глубокого залегания. Гамма-спектрометрический
анализ позволяет проводить количественное опредсле
пне многих радиоизотопов без нарушения целостности
образца, в котором они содержатся. Создана аппарату-
ра для экспресс-аналнза кислорода, серебра, селена,
алюминия, кремния, меди и других элементов; выпуска-
ются установки для определения протеина (по азоту)
в сельскохозяйственной продукции; установки для мно-
гоэлементного анализа на быстрых нейтронах и т. д.
51. ПРИМЕНЕНИЕ РАДИОИЗОТОПОВ И ИЗЛУЧЕНИЙ
В СЕЛЬСКОМ ХОЗЯЙСТВЕ И ПИЩЕВОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ
Ранее были приведены примеры использования излу-
чений для повышения урожайности сельскохозяйствен-
ных культур, выведения новых сортов растений и др.
Еще одной областью биологического применения радио-
излучений является радиационная стерилизация. Тра-
диционные методы стерилизации основаны на нагрева-
нии и химической обработке. В одном случае это
приводит к ухудшению вкусовых качеств пищевых про-
ня»ОпЛ,^РУГО“ “ “ разРУшению витаминов и нояпле-
°ж“ врелных ’ФФ'птов. Радиационная сто-
недостатков, обладает высокой
ди?“ожи^тк'п вкусовых качеств продуй-
S;"bv« ,о .С» Р°°кде"а не"°‘РМ<™кно в упаковке,
Натурах “С“ Обмме продукта, при любых те,/
Например, дозы 0,05—0,15 кГр предотвращают про-
,, i.nint' семян лука, картофеля, батата в течение
нескольких месяцев, т. е. в течение практически всего
(рока хранения. Дозы 0,2—1 кГр позволяют провести
„•шнсекцию зерна от насекомых вредителей. Такие же
ины необходимы для замедления созревания и дезин-
<скипи бананов и плодов манго, фиников, специй и
приправ, фруктов и ягод.
Облучение дозами 2—6 кГр резко подавляет процесс
р.умножения микроорганизмов и в 3—5 раз увеличи-
вает сроки хранения продукции. Такие дозы применяют
л bi стерилизации рыбы, мяса, птицы, рыбных и мясных
продуктов. Еще большие дозы (30—50 кГр) приводят
к полному уничтожению микроорганизмов и обеспечи-
вают длительное (в течение нескольких месяцев, а
иногда и нескольких лет) хранение продукции при
обычйых условиях.
Облучению могут подвергаться и готовые кулинар-
ные изделия — бифштексы и другие мясные блюда с
гарнирами. В результате они могут храниться несколько
месяцев. Стерилизованные таким образом продукты
употребляются космонавтами. Стерильная пиша гото-
вится также для больных лейкемией, реанимационных
больных, лабораторных животных. Замечено, что после
облучения пищевкусовые качества многих продуктов
улучшаются. Быстрее развариваются и становятся
вкуснее картофель, горох, фасоль, соевые бобы,
улучшается качество соков.
В ряде стран воздействие частиц и излучений высо-
кой энергии применяется для обезвреживания промыш-
ленных отходов и коммунальных стоков. Положительный
эффект достигается как за счет гибели под действием
излучения патогенной микрофлоры, так и в результате
радиационного разложения или связывания токсичных
веществ. Например, в ФРГ, США. Японии, бывшем
СССР созданы установки по облучению осадков
сточных вод. Уже при дозах 2—3 кГр в осадках по-
гибает 99,9 % бактерий, подавляется всхожесть семян
сорняков, инактивируются возбудители распростра-
ненных болезней, погибают яйца гельминтов. Наибо-
лее стойкие возбудители болезней погибают при дозах
до 10 кГр. В Боровлянах н Подольске работают
установки по обеззараживанию навозных стоков живот-
новодческих комплексов. В ФРГ. Голландии. Канаде,
Швеции находятся в эксплуатации установки по обез-
139
„„„ гтпков В Японии и США
............ ™РТтМОВ$И НО радиационной очистке
эксплуатируются у ()Т оксидов азота и серы,
выхлопных и дымовых оксидов поглощается
""" &ожены сотни” арнантоа процессов
ми'ческого'^характ^ра, сдерживающие внедрение таких
процессов.
Б2 ПРИМЕНЕНИЕ ИЗОТОПОВ И ИЗЛУЧЕНИЙ
В МЕДИЦИНЕ
В медицинской практике широко используются
короткоживущие радиоизотопы, рентгеновское из-
лучение и ускоренные электроны. Так, способность
рентгеновских лучей проникать через различные веще-
ства уже сразу после их открытия была использована
для получения рентгеновских снимков органов челове-
ческого организма. Рентгенодиагностика заключается в
изучении теневой картины, полученной при просвечи-
вании внутренних органов человека (легких, желудка,
сердца) с целью определения их заболевания, а также
для обнаружения трещин и переломов костей. Облуче-
ние злокачественных опухолей с помощью рентгенов-
ских лучей, ускоренных электронов или под действием
излучений радиоактивных изотопов позволило добиться
хороших результатов в лечении онкологических заболе-
вании. В последние годы все большее применение
находят другие типы ускоренных частиц (протоны,
дейтроны, альфа-частицы и др.).
Новым клиническим направлением, использующим
пучки тяжелых частиц, является бескровная хирургия,
тканях “'3"ач"™ь"ого Рассеяния тяжелых частиц а
Z яТТ""’" °ргаиизма «ажио получать узкие
больные опгав"ыМб«Ь10 осУ,цествлять воздействие на
(»апри„еррв„утр„”"епх:”|=0™ч;«ц»;и0)вмешательства
ме,Х“иГ^^₽^^^ нзУчення
п₽;""°-
ЩИЙ период ,.илуо“с а’?сии технеций (”"Тс). имею-
С11!). Обмен веществ в onvxj™ pa-WjaKT"»"“S йод
чем в окружающих тканя! ™ "Р°"«°Д"т быстрее.
Ну НЯХ1 поэтому радиоизотопы
быстрее накапливаются в опухолях. Через некоторое
время датчик излучений последовательно устанавли-
вается над различными участками тела и исследуется
кривая зависимости скорости счета от положения
датчика. В месте нахождения опухоли счет увеличивает-
ся. Аналогично исследуется метаболизм тканей в теле
человека. Важную роль при выборе радиоизотопа
играют его период полураспада, химические свойства,
расстояние от места производства радиоизотопов до
клиники.
Особую роль играет радиационная стерилизация
в медицине. Широкое распространение получил этот
метод при обработке хирургических инструментов,
лекарств, систем переливания крови, одноразовых
шприцев, трубок, катетеров, ваты, бинтов и др. Только
таким образом проводят стерилизацию кетгута (мате-
риал для наложения послеоперационных швов).
53. РАДИАЦИОННАЯ ОБРАБОТКА МАТЕРИАЛОВ
Проникающие излучения широко используют для
получения материалов с улучшенными эксплуатацион-
ными свойствами. Особенно большие успехи достигну-
ты в области полимерных соединений. Высокоэнергетич-
ные частицы вызывают в облучаемых объектах
радиационно-химические изменения. В результате
процессов сшивания (образование поперечных связей
между молекулами) и деструкции (разрушение макро-
молекул) появляются «перекрестные» химические связи
между соседними макромолекулами. Образуется как бы
пространственная сетка, которая приводит к увеличе-
нию механической прочности, теплостойкости, появле-
нию ряда других полезных свойств. Например, обычный
полиэтилен имеет температуру размягчения 98 °C, после
облучения он может длительное время выдерживать
температуру 200 °C, а температура его размягчения
достигает 350 °C. Трубы из облученного полиэтилена
могут эффективно применяться в системе горячего
водоснабжения, а также для транспортировки хими-
чески активных жидкостей. Особенностью облученного
полиэтилена является способность к усадке при нагре-
вании. Это позволяет надежно соединять гибкими
полиэтиленовыми шлангами металлические трубопрово-
ды. получать упаковочный и изоляционный материал
Такой полиэтилен можно применять для изоляции про-
юда, и кабелей, получения термоусажнаающнхся
“'ffoouecMcmHMHHH использованы при получении
Процессы с „поичпоАстнс полисилоксановых
1К'11'’,11"ИТХосшХ “м^ли,.ак,и1ихсЯ электро-
материал..!! на их основе, для получения
Гн и ил Хиной ИЗОЛЯЦИИ кабелей и проводов и
Х’нйоииой вулканизации полибутаднеиа и других
Комеров, используемых а производстве шин и
пминотехнических изделии.
Широкое распространение получили композицион-
ные материалы на основе пористых материалов, про-
питанных мономерами, способными полимеризоваться
под действием излучений. Таким образом, получены
туфполимеры, асбоцемснтополимеры, древеснополимер-
ныс и бетонполимерные изделия, стеклополимеры и
другие материалы, обладающие комплексом уникаль-
ных свойств. Они в несколько раз превосходят исход-
ные ненаполненные материалы по прочности, упругости,
сопротивлению истиранию, водо- и морозоустойчивы,
хорошо обрабатываются, имеют хорошие декоративные
и санитарно-гигиенические свойства.
Одно из направлений радиационной полимериза-
ции — отверждение лакокрасочных покрытий. Освоены
покрытия на дереве, металле, стекле, пластмассовых
деталях автомобилей, кухонном оборудовании, пусто-
телых щитовых конструкциях, черепице, шифере, бума-
ге, картоне, фанере, полимерных пленках и других
материалах. При этом отпадает необходимость шлифов-
ки изделий, исключается применение легколетучнх
растворителей, достигается сшивка с поверхностью
покрываемого изделия.
За рубежом широко применяется радиационное
отверждение печатных красок. Разработана технология
получения магнитных покрытий, производство гибких
и жестких дисков для записи информации, пленок для
:И^а"ИСИ- Качество получаемых изделий намного
превосходит качество изделий, получаемых по обычной
при °дновР™енном увеличении продолжи-
тельности их работы в 3—4 раза
6ном="°'|име₽ные (мембраны, тканн,
вами Ы’ ФЛОКУЛЯНТЫ и ДР-) с заданными свойст-
оазнппЛЛиГ модиФнкации поверхности прививкой
разнообразных молекул.
Радиационная обработка материалов широко нс-
пользуется в литографии для определения заданного
профиля на твердом веществе. Этот процесс во многом
определяет прогресс развития современной электронной
техники и дает возможность изготовить микросхемы
с минимальным размером отдельных деталей порядка
200 нм. Облучение позволяет внедрить в толшу моно-
кристаллов (имплантировать) заданные ионы и таким
образом получить полупроводники с заданными свойст-
вами и характеристиками. Метод имплантации позво-
ляет легировать поверхностные слои металлических
изделий, придать готовой детали повышенную кор-
розионную стойкость, твердость, ряд других ценных
качеств.
В промышленную практику внедрены процессы
радиационного получения доступных биопереработке
моющих средств на основе алкилсульфонатов, произ-
водство бромистого этила, получение хлорпронзводных
насыщенных и ароматических углеводородов.
54. ПРИМЕНЕНИЕ ИЗОТОПОВ И ИЗЛУЧЕНИЙ
В АНАЛИЗЕ
Стабильные и радиоактивные изотопы одинаковых
элементов химически идентичны. Это дает возможность
исследовать распределение атомов и групп атомов
между различными частями химических систем, кинети-
ку, механизм и скорость химических реакций, просле-
дить за перегруппировками молекул, определить раство-
римость, изучить процессы испарения и диффузии,
механизм абсорбции и др. С помощью радионуклидов
широко изучается распределение и перемещение эле-
ментов в растениях и животных, исследуется износ
деталей машин и инструментов. Их применяют в крими-
налистике, диагностике болезней, при изучения дейст-
вия удобрений в зависимости от места и времени внесе-
ния, состава, формы и т. п.
55. ПРИМЕНЕНИЕ ИЗЛУЧЕНИЙ И РАДИОИЗОТОПОВ
В ТЕХНИКЕ
Важным направлением использования излучений
явтяется рентгеноструктурный анализ. Он основан на
исследовании дифракционной картины, возникающей
при прохождении рентгеновского излучения через
кристаллы и позволяет получить информацию о строе-
металлов, сплавов и полупроводников, определить
Zmv ралиеры элементарной кристаллической
“ Ito размеры и ориентации, кристаллитов, исследо-
ст деформации решетки и г. л. Лаборатории рентгено-
структурного анализа есть на исех машиностроитель,
пых и металлургических заводах.
Метод рентгеновской топографии позволяет осуще-
ствить массовый контроль качества полупроводниковых
кристаллов, используемых для создания электронных
приборов.
Рентгеноспекгральный анализ широко используется
для качественного и количественного элементного ана-
лиза исследуемых препаратов, определения фазового
состава металлических срезов, изучения процессов диф-
фузии и коррозии.
Радиационная дефектоскопия позволяет установить
наличие, местонахождение, форму и размеры внутрен-
них дефектов в материалах и изделиях, шлаковые
включения, непровар, выявить картину внутреннего
строения контролируемого объекта без его разрушения.
Широко распространены методы контроля толщины
деталей, а также контроль толщины теплоизоляционных
и гальванических покрытий готовых изделий с примене-
нием рентгеновского, гамма- и бета-излучений. Разра-
ботаны приборы для непрерывного контроля плот-
ности материалов, датчики контроля уровня заполнения
сосудов, приборы для сепарации некоторых минералов,
в частности алмазов и др.
Вопросы и задания
Какие методы определения возраста минерало» применяют
геологии? Что положено в о™», этих методов?
• чем основан метод активационного анализа образцов?
"0Ж"° ’"““’«’“"ь ' помощью активацион-
Приведите примеры использования
и гамма-излучения?
На чем основан метод радиационной
=Т^^хЛрТ=^г-“—
п7'Н«^’Т”" продукции?
«р?.»и““:= "°-"""'" ркзчиоження микро-
Как влияет оРлуме.и, пищ„ку„вие
в геологии рентгеновского
стерилизации? Назовите
144
9. Какое применение находит излучение в медицине?
10. За счет чего достигается эффект обезвреживания промышлен-
ных стоков при действии излучения?
II. Приведите примеры использования излучений в коммунальном
хозяйстве.
12. На чем основана рентгенодиагностика?
13. Для каких целей можно использовать в медицине тяжелые
заряженные частицы?
14. Как изучают обмен веществ в организме?
15. Какие изотопы можно вводить в организм человека при изуче-
нии обмена веществ?
16. Какие свойства полимерных материалов улучшаются после
обработки их ионизирующими излучениями?
17. Какое применение нашли в промышленности процессы радиа-
ционной сшивки полимеров?
18. Приведите примеры композиционных материалов, полученных
под действием излучений.
19. Назовите основные преимущества радиационного отверждения
лакокрасочных покрытий.
20. Как используют радиационную обработку материалов и изде-
лий в радиотехнической и электронной промышленности?
21. На чем основано применение радиоизотопов в анализе?
22. Какие явления и процессы можно изучать методом изотопного
обмена?
23. Какую информацию можно получить на основании рентгено-
структурного анализа?
24. Какое применение в технике находит метод радиационной
дефектоскопии?
25. Перечислите важнейшие прноорные методы контроля физических
свойств материалов и изделий, основанные на использовании
рентгеновского, гамма- и бета-излучений.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ремы»"’
и .меримом V*11 -
X '"л
«CIUCC1B Г
. я больи“",ствс с"' Г
,.м кониеюраиич I
УР"»»",","
ярости рсак
ягласуси*
опрепсл®1 .
|ривспите примч • /
। отличаются
, ф»>«чес«я»
обио""1' "'I
X,. I
2J Р“' "' "1
,И синел 1
|нно энергию ИК1И*
иивсех химических
ос уравнение выражМ
и а’кгивании^^А

Перевернута последняя страница. Терпеливый чита-
тель узнал о различных сторонах использования энергии
атома. Одна из них черным крылом смерти коснулась
сотен тысяч жителей Японии, внесла горе, тревогу и
смятение в судьбы многих жителей России, Украины,
Беларуси. Только в Беларуси загрязнено радиоактив-
ными выбросами свыше 18 % территории республики.
Особенно пострадали южные области. В Гомельской
области радиоактивное загрязнение отмечено в 16
районах. 563 населенных пункта находятся на террито-
рии с загрязненностью I—5 Ки/км2, 573 — на террито-
рии с уровнем загрязнения 5—15 Ки/км2. В 206 населен-
ных пунктах выпадения l37Cs составили от 15 до 40
Ки/км-. Загрязнения свыше 40 Ки/км2 отмечены в 32
населенных пунктах. Среди наиболее пораженных райо-
нов области следует назвать Ветковский, Кармянский,
Добрушский, Чечерский, Хойникский, Наровлянский и
Брагинский.
В Могилевской области число районов с уровнем
загрязненности 1 Ки/км2 и более несколько меньше,
чем в Гомельской,— 13. Выпадения свыше 15 Ки/км2
отмечены в Краснопольском, Костюковичском, Чериков-
пВГОрОДСКОМ' Климовичском и Быховском
в 847 н>™„В“'и'"КЬ,е Уро"н" загрязнения отмечены
“и теЛ„т™".ых пунктах- °вЩая площадь загрязнен-
77^7Т1 Р составила 6,7 тыс. км!. На территории
учвяии с заг^неВ“Па““ИЯ ”Sr- Имеются отдельные
тяже}ситуацияТ™ Я° ’°0 Ки/км!'
ВИЧ. Новоельня Завадок'Г' ч“ ,Ду6р°“ка' Гацке‘
Малинонка. Каменцы, Осоя.шГТп'1'0" (Чудяны’
Костюковичском районах ’ СлавгоР°лском и
я гьшей —в Ер—
районах. В наибольшей с,‘лки отмечены в 7
Лунинецкого. Пинского и Касается Столинского,
Уровней загрязненности еаышЙбКи/ "™Г° 1’айоно":
момент не отмечено. В Минской к ''Стоящий
«инскои области выпадения
отмечены также в 7 районах, в том числе в Воложин-
ском, Солигорском, Березинском, Вилейском, Борисов-
ском, Молодечненском и Логойском. В Гродненской
области таких районов — 6, в том числе Ивьевский,
Дятловский, Новогрудский, Сморгонский, Кареличский
и Лидский. В Витебской области участки с загрязне-
нием свыше 1 Ки/км2 не выявлены.
Обстановка не является неизменной. Пятна радио-
активной грязи медленно расползаются. Значительную
опасность представляют собой пожары и, как следствие,
распространение радиоактивности с аэрозолями. Часть
радиоактивности перераспределяется вместе с продук-
тами питания в результате атмосферных процессов
и т. д. Это не может не тревожить.
Но есть и другая сторона. Она вселяет надежду
на исцеление огромному числу онкологических больных,
позволяет вовремя распознать болезни, дает тончайший
инструмент для исследований, обеспечивает получение
продукции с уникальными свойствами, способствует
повышению и сохранению урожая, приносит свет и
тепло в дома людей.
Можно еще и еще раз приводить доводы в пользу
использования ионизирующих излучений, мы коснемся
только одной проблемы — использования процесса
деления ядер для получения энергии.
Основными видами энергетических ресурсов в совре-
менных условиях являются горючие ископаемые (уголь,
нефть, природный газ, торф, сланцы) и продукты их
переработки, энергия воды (гидроэнергия), биомасса
(древесина и другое растительное сырье), атомная
энергия. Частично используются энергия Солнца, ветра,
глубинное тепло Земли.
Мировые запасы основных видов топлива оцени-
ваются в 12 800 млрд ТУТ. Из этого количества около
11 200 .млрд ТУТ составляют ресурсы угля. 740 млрд
ТУТ — нефти и 630 млрд ТУТ — природного газа. Есте-
ственно, что при нынешнем уровне потребления
топливно-энергетических ресурсов запасы их интенсив-
но сокращаются и при отсутствии альтернативных
источников энергии человечество ожидает энергети-
ческий голод.
Разумно ли пренебрегать в такой ситуации энергией
ялепного распада? Ведь, как уже отмечалось, при
пяспаяе только 1 г ядер урана выделяется энергия
эквивалентная той. которую можно получить при сжига-
псак'1”"' '
СКОрО'Л .«Й ТСМ”ераЛ'
.................
[ОГО . и, + I f
Л»»’”01'!.
ф...... „ „л. ’
....I
ы
’ „юЙ .J
лииато*'1’
,й смысл
te-uav

„„„ 2.66 т угля, в моровые запасы ядерного топлива
оцениваются в 65 06* млрд • перед тепловыми
Важным преимущсс^ АЭС^ пер Дранспортной
станциями являетеЯ Р Р ,,т„ АЭС мощностью
ЙМВТ потребляет за гол всего .00 т топлииа. а ТЭС •
это не только
„стоя™ энергия, „о я сырье для промышленности:
коксующиеся угли, а их доля неуклонно падает, важны
для металлургии, нефть - важнейший источник сырья
для химической промышленности J1 жидкого топлива
для такой отрасли народного хозяйства, как транспорт
(автомобильный, железнодорожный, водный, авиация).
Не последнюю роль играют экологические причины.
АЭС, работающая в штатном технологическом режи-
ме, не только обеспечивает высокую чистоту воздуш-
ного бассейна в районе ее расположения, но и более
низкий, по сравнению с тепловыми станциями на орга-
ническом топливе, уровень радиационного фона. По
существующим оценкам, тепловые станции, составляю-
щие основу нашей энергетики, не только сжигают
огромные количества кислорода, но и выбрасывают
в атмосферу около 29 % от общего количества всех
вредных отходов промышленности, в том числе оксидов
серы и азота, оксида и диоксида углерода, летучей
золы и углеводородов, альдегидов и фенолов, ряда
токсичных металлов и радиоактивных элементов. Зна-
чительная территория занимается для складирования
твердых отходов и хранения топлива. ТЭС средней
мощности занимает под отвалы 430, а крупная ТЭС
до 1500 га земли.
Общеизвестно, что ТЭС, работающая на твердом
тивности бЬп±С“ВаеТ лВ_°кРу*аюш-У10 среду радиоак-
шая в беаапяпий’и'1еМ той же мои1ности, работаю-
наличие папипа °М Режиме- Причиной этого является
жва Общее Мем<|пов “ видах топ-
лихо „о Тм Д Л “ РЖа“М "а единипУ топлива неве-
лива суммарный ,жжГР°МНЫе объемы сжигаемого топ-
Вееьма 3™тЛФеКТ оказ“а'тся значительным,
к»
окружающую среду6 ЧемШТЭСТ‘"ЛО“01! воздействие на
Среди экологически чистых источников энергии, бе-
зусловно, главная роль принадлежит энергии падаю-
щих на Землю солнечных лучей. Частичное примене-
ние находят также энергия морских приливов, энергия
ветра, тепло Земли. Широко используется энергия рек.
Солнце могло бы удовлетворить все потребности
людей в энергии, если бы люди умели ее реализовать.
Ежесекундно солнце излучает в мировое пространство
2,86- 1033 кВт. Земля получает только 2- 10-7 этого
потока энергии, но даже такой крошечной долей своей
энергии Солнце обеспечивает все многообразие форм
жизни на нашей планете. Подсчитано, что за трое суток
Земля получает от Солнца такое количество энергии,
какое могло бы освободиться при сжигании всех имею-
щихся природных запасов угля, нефти, газа, древесины.
К сожалению, пока гелиоустановки относятся к области
малой энергетики. Суммы капитальных вложений на
1 кВт электроэнергии, вырабатываемой солнечными
электростанциями, все еще в 1000 раз больше, чем на
гидроэлектростанциях.
Энергию ветра и тепло Земли можно использовать
только в определенных районах.
Несомненно, что выбор тех или иных источников
будет зависеть от многих причин, в том числе и от пози-
ции нынешнего и будущих поколений жителей Земли.
Вопросы и задания
1. Какие уровни радиоактивного загрязнения почвы отмечены на
территории Беларуси после аварии на Чернобыльской АЭС?
2. В каких районах Беларуси отмечены наибольшие уровни радио-
активного загрязнения?
3. За счет каких процессов наблюдается перераспределение радио-
активных элементов на местности?
4. Почему человек вынужден использовать энергию ядерного рас-
пада. несмотря на опасность радиоактивного загрязнения окру-
жающей среды?
S. Какие преимущества лает человеку ксполкаоваиие атомное wap-
в. Натайте негативные последствие исио-тиаонаииа виергии мерного
7. Какое’.оадеПет.и. на природу оказывает работа тепловых влеетр»
в. Можио“ли говорить о существовании чистых истое-
ников энергии на территории Беларуси?
149
Состояние и миграция радиоизотопов цезия,
стронция и плутония в почве.
Перспективы самоочищения почв
В Бслгосуниверситете, начиная с 1986 г., проводится
комплексное изучение характера радиоактивного за-
грязнения южных районов Беларуси, в частности ис-
следуются: изотопный состав, формы нахождения
радиоизотопов, уровни радиоактивного загрязнения,
распределение радионуклидов в различных типах почв,
содержание в почве «горячих» частиц, их дисперсность,
биологическая доступность, геохимическая устойчи-
вость, изменение состояния радионуклидов во време-
ни и др.
Для проведения натурных исследований миграцион-
ной способности радионуклидов выбран ряд контроль-
ных участков — стационаров. При выборе контрольных
участков учитывали: охват наиболее типичных для
Беларуси ландшафтных ситуаций и почвенных разно-
видностей; характер радиоактивного загрязнения ближ-
ней (10—40 км) и дальней (200—250 км) зон ЧАЭС;
отсутствие признаков воздействия на почвенно-расти-
тельный покров с момента аварии.
Исследуемые луговые почвы отражают три основных
геоморфологических уровня (расположены в пределах
низкой поймы, надпойменной террасы, водораздела) и
характеризуют наиболее распространенные типы почв
(дерновые, торфяные, дерново-подзолистые).
Стационары ближней зоны характеризуют южную
часть ареала радиоактивного загрязнения, дальней —
восточную часть.
Природные характеристики контрольных участков,
на которых исследуются радиоактивные выпадения,
и плотность загрязнения этих участков важнейшими
дозообразующими радионуклидами приведены в табли-
це на с. 151.
ионуклидами луговых почв

/ иг. — Л Гб) располо-
Ряд контрольна* У''»"ков ('1агряа1,е.и.я этих уча-
ssgtoss
3237 кБк/м2 по Sr и /,> д н суммарную гамма-
гопы цезия яноонт ОСНОв й х „нма излучателей были
активность почв. Среди Др}[ 125sb и др в исследо-
“ХЖ^Хружёно также высокое содержанке
техногенного "К. загрязнений на удалении
?= Ъ:^гхл=х^=
•ЛГя—J1* 9, еще num Г 134 |37 ДОВОЛЬНО высокое
легколетучими изотопами с
(1232н7чите1ьим/Мча)сть радиоактивных выпадений в
стационарах ближней и дальней зон находится в виде
«горячих» частиц топливного и конденсационного про-
исхождения. В 1992 г. их содержание составляло 10 -
Ю4 частиц/м2. При этом на расстоянии 10—20 км от
ЧАЭС доля топливного компонента в первоначальных
выпадениях свыше 90 %, в 40 км — 64 % (ЛГб) и
83 % (ЛГ7), а в дальней зоне преимущественный вклад
(более 90 %) вносит конденсационный компонент. «Го-
рячие» частицы характеризуются разной величиной
дисперсности, имеют сложную структуру, разнообраз-
ный элементный и радионуклидный состав. В дальней
зоне наиболее распространены цезиевые частицы ми-
кронных размеров.
Установлено, что основными носителями альфа-,
бета-, гамма-активности (40—70 %) являются почвен-
ные механические фракции дисперсностью менее
100 мкм. В мелкодисперсных фракциях наблюдается
также и аккумуляция «горячих» частиц.
Определение уровней загрязнения растительного
покрова исследуемых стационаров в 1991 — 1993 гг.
показало, что в целом загрязнение луговой раститель-
ности ниже, чем в первые послеаварийные годы, когда
оно определялось поверхностным переносом радиону-
клидов. Все большую роль начинает играть корневое
поступление радионуклидов. Тем не менее роль поверх-
ностного загрязнения заметна и сейчас.
Удельная активность луговой растительности колеб-
152
лется в широких пределах. В основном загрязнение
лугового разнотравья в 2—7 раз ниже загрязнения
поверхностного слоя почвы. Напротив, если в расти-
тельности преобладают мох и болотные травы, удель-
ная активность растительности оказывается в 2—3 раза
выше, чем у 0—1 см слоя почвы. Уровень загрязнения
сеяных трав весьма низок: 180 Бк/кг по l37Cs и 50 Бк/кг
по 90Sr (ЛГз 1992 г.).
Систематические наблюдения радиоактивного за-
грязнения дикорастущей луговой растительности позво-
лили оценить коэффициенты накопления радионуклидов
хозяйственно полезными травянистыми растениями,
в том числе и кормового назначения.
Установлено, что в зависимости от систематической
принадлежности растений и свойств почвы значения
коэффициента накопления (за который принимается
отношение концентраций радионуклидов (в Бк/кг)
в сухой биомассе и почве из корнеобитаемого слоя)
колеблются в широких пределах: 90Sr — 0,011 — 13 16
,34J37Cs - 0,009-1,036; 144Се — 0,001-0,3; ,06Ru —
0,001—0,013. Причем изотопы цезия и стронция отме-
чены в составе всех растений (обследовано более
100 видов), |44Се — в 9, a l06Ru — в 6 из 22 исследован-
ных семейств.
По значениям Кн были выделены три группы се-
мейств: высокого накопления (концентраторы)—лю-
тиковые, дербенниковые, норичниковые; низкого накоп-
ления (дискриминаторы) — горечавковые, зонтичные,
зверобойные; с широким разбросом Кн — бобовые,
сложноцветные, мареновые.
Уровень поступления радионуклидов в растения
зависит от формы нахождения их в почве, содержания
почвенного гумуса, наличия обменных калия и кальция,
кислотности среды и др. факторов. Различают водо-
экстрагируемое — изотопы извлекаются водой, ионооб-
менное — изотопы извлекаются при обработке почвы
1-нормальным раствором ацетата аммония, подвижное
(легкорастворимое) — изотопы извлекаются 1-нор-
мальным НС1 и фиксированное (радионуклиды, остав-
шиеся после извлечения подвижной формы) состояния.
В случае l37Cs легкорастворимая форма определяет
предельное количество этого радиоизотопа, способное
усваиваться растениями из почвы. Предельное количе-
ство доступного растениям 90Sr ограничивается содер-
жанием в почве его обменной формы. Показано, что
153
п поверхностных (0—1 см) слоях всех исследованных
разновидностей луговых почв (дерновых, дерново-под-
золистых. торфяных) основное количество радионукли-
дов цезия (55—99 %) находится в «фиксированном»
состояния. Доля радиоактивного цезия в водораствори-
мом форме составляет 0,1—0,9 % от его валового содер-
жания в анализируемых образцах почвы. Количество
обменной формы в различных почвах изменяется от
0,3 до 28 %. Наиболее низкое содержание этой формы
отмечено в мелиорированной торфяной и пойменных
дерновых почвах. В песчаных дерново-подзолистых
почвах доля обменного цезия составляет 2,5—3,5 %,
в супесчаных достигает 21 %. Количество цезия, извле-
каемого 1-нормальным HCI, также сильно зависит от
типа почвы. Минимальное содержание (0.6—2.5 /0) от-
мечено в пойменных дерновых луговых почвах, макси-
мальное (14-17 %) - в торфяных и некоторых разно-
видностях дерново-подзолистых почв.
Большая часть выпавшего цезия находится в соста-
ве «горячих» частиц выпадений или внедрена в кристал-
лическую решетку глинистых минералов, в которых
цезий замешает калий. Поэтому содержание обменного
радиоактивного цезия в почвах контрольных стациона-
ров значительно меньше, чем в «фиксированной» форме,
что ограничивает его миграционные возможности в
большинстве исследованных почв.
К лету 1993 г. свыше 90 % цезия находилось в верх-
них слоях почвы. Так, в дерново-подзолистых почвах
на глубинах 1—7 см находится до 96 %, в торфяных —
слой толщиной 2 см содержит около 93 % цезия. Заглуб-
ление всего лишь на 5 см от поверхности приводит к
изменению удельной активности в десятки раз. Напри-
мер. содержание 137Cs в 0—1 см и 5—6 см слоях почвы
составляет 152,8-103 и 2,57 • 103 Бк/кг (репер ЛГ2),
18.9-10 и 1,2-10® Бк/кг (репер ЛГ6). Загрязнение
почвенных слоев ’ Cs на глубине 15—20 см составляет
&3-172 Бк/кг. что соответствует 0.6—1 % суммарного
запаса радионуклидов в почвах. Следует отметить, что
наличие цезия прослеживается вплоть до глубин 50—
/и см. однако в очень небольших или даже следовых
количествах (1.6—1,9 Бк/кг).
В результате определения различных форм 90Sr
® леРнов° подзолистых и торфяных почвах
стационаРов установлено, что основное
количество радиоактивного стронция (51—76 %) в по-
164
мрхностных (0-1 см) слоях большинства изученных
разновидностей почв нахолитсв в обменной форме
Только в двух разновидностях торфяной почвы ближней
зоны ЧАЭС (15—40 км) основной формой радионуклида
является «фиксированная» форма. На ее долю в поверх-
ностных слоях почв приходится 68-70 % ОТ общего
содержания ”Sr в анализируемых образцах. Для этих
же почв характерно минимальное содержание 'Sr в
обменном состоянии (12—13 %).
Доля водоэкстрагируемого радиоактивного строн-
ция составляет 2—14 %, что значительно выше содер-
жания аналогичной формы радионуклидов цезия в тех
же почвах. Во фракцию I н HCI переходит 9 — 35 %
общего количества стронция, содержащегося в поверх-
ностных образцах почв. Относительное количество
«фиксированной» формы радионуклида в слое 0—1 см
в большинстве почв находится в пределах 4—38 %. Со-
ответственно, для 90Sr характерна более высокая по
сравнению с l37Cs подвижность и более равномерное
распределение изотопа по глубине почвенного слоя.
Кроме того, отмечено некоторое увеличение обменной
формы радионуклида в поверхностных слоях пойменной
дерновой и дерново-подзолистой песчаной почв стацио-
наров ближней зоны ЧАЭС, что связывается с посте-
пенным разрушением «горячих» частиц выпадений.
Анализ почв на содержание плутония показал, что
основное его количество (52—89 %) находится в «фик-
сированном» состоянии. Содержание наиболее мобиль-
ных обменных форм плутония в анализируемых почвах
варьирует от 0,5 до 22 %. Максимальная доля обменной
формы изотопов плутония (22 %) отмечена в рыхло-
связанной песчаной почве (ЛГз). минимальная
(0.5 %) — в одной из разновидностей торфяной почвы
(Л Г|). Доля радионуклидов, переходящих во фракцию
I и HCI составляет 0,5—23 %. В слое 0—5 см находится
98,7 % плутония.
Миграция описанных радионуклидов сильно зависит
от режима увлажнения. Например, в сухом торфе на-
блюдается резкое падение концентрации радионуклидов
с глубиной слоя. Напротив, в вязкой торфяной почве
миграция протекает весьма интенсивно. Практически
нет отличия в глубинном распределении цезия и плуто-
ния. Запас 90Sr (43,8 %) в почвах с низким содержани-
ем гумусовых веществ в верхних (0—5 см) слоях почвы
примерно в 2 раза ниже, чем изотопов цезия и плуто-
155
„Я *5,
=р* „«.«"“I
W““ P Я
£ >.........{
и,сПВ? ..-1ПС
16ozul^pe,,,,i\
'«S'*'...
,:x»« .r“<
£
L'«-’ “«
R» "“ T,.«"
кия, а вынос в глубинные слон (10—55 см) составляет
42,8%, что в десятки раз превышает содержание других
изотопов. Расчет коэффициентов миграции показывает,
что скорость самоочищения луговых почв за счет верти-
кальной миграции изотопов цезия и плутония мала.
Период полувыведения за пределы пахотных горизон-
тов. как правило, превышает 20 лет (с учетом радиоак-
тивного распада). Вынос стронция за пределы корне-
обитаемого слоя осуществляется легче, но его нахож-
дение в почвенном слое даже в малых количествах пред-
ставляет серьезную опасность из-за высоких коэффици-
ентов перехода в растительность. Средние коэффици-
енты накопления 90Sr травянистой растительностью
примерно в 7 раз выше, чем у l37Cs.
Распределение радионуклидов в лесных почвах
характеризуется высокой степенью неравномерности
загрязнений даже в близколежащих точках отбора
резким падением концентрации радионуклидов при
переходе от приповерхностной области в глубь почвен-
ного покрова, более интенсивной миграцией 90Sr по
2===^!.= О-в-
Г Г0Такых ”
л о/ „ м слои о—Ю см составил всего 2______
4 /о> в слои 10—50 см 0 5—2 Q °/ чп/
этих слоях составило 18-24.2 % и°12 5I35 з %' °
ЛИТЕРАТУРА
иий электричества,— м„ 1968— iss"3 ₽аЗВНТИе атом,|ых концеп-
к««. 1989 L° |"t yp<’"' Ч'Р"»Шя: радиация, жк,„ь эдоровьв _
Km. IWB.Am4Р"“°М' П' БиогР«Ф»я мемеитариык частиц,-
Ваааоуха в. с.. Фсап,нц г „
органи», и „ , ( Накопление р.д„„ак„в„ых
6.ТИО.О. л. В. Осяо.,0, J М - 1958 - 183 с.
Воронин Л м
М.. 1981- 168 с Особсн"остн эксплуатации и пр
,о° с- ’ ,,цнн и ремонта АЭС —
ВрМ"" «ямич^ки,
156 ' Ради°активные вещества /
Д. Баженов. Л Д. Буллакоа. И. Я. Василе,„ Поа
А. Филова и др.— Л., 1990 - 463 с
Вяльцев А. Н., Кривомаэов А. Н.. Трифонов Д. Н Правило
сдвига и явление изотопии,— М.. 1976.— 208 с
Гольдшмидт Б. Атомная проблема — М.. 1964 — 178 с.
Готт В. С. Удивительный, неисчерпаемый, познаваемый мио —
М.. 1974,—223 с.
Губарев В. С. В двух шагах от эпицентра.— М.. 1979 — 219 с.
Дуков В. М. Электрон: История открытия и изучения свойств -
М.. 1966.—235 с.
Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последстви-
ях. подготовленная для МАГАТЭ // Атомная энергия — 1986 -
Т. 61 — Вып. 5.— С. 301.
Иойриш А. И., Морохов И. Д. Хиросима.— М., 1979.—287 с
Иойриш А. И.. Морохов И Д.. Иванов С. К. А-бомба—М.
1980,— 423 с. -
Искра А. А., Бахуров Б. Г. Естественные радионуклиды в биосфе-
ре- М., 1981.— 124 с.
Козлов В. Ф. Справочник по радиационной безопасности.—
М„ 1991.— 352 с.
Кудряшов Ю. Б., Беренфельд Б. С. Основы радиационной
биофизики.— М.. 1982.— 302 с.
Кюри Е. Мария Кюри.— М., 1979.— 319 с.
Липсон Г. Великие эксперименты в физике.— М., 1972.—215с.
Лоуренс У. Л. Люди и атомы. Открытие, использование и буду-
щее атомной энергии.— М.. 1966.—295 с.
Максимов М. Т.. Оджагов Г. О. Радиоактивные загрязнения
и их измерение.— М.. 1989.— 304 с.
Маргулис У. Я. Атомная энергия и радиационная безопасность —
М.. 1988.— 223 с.
Марей А. Н.. Бархударов Р. М. и др. Глобальные выпадения
продуктов ядерных взрывов, как фактор облучения человека.—
М.. 1980.— 186 с.
Несмеянов А. Н. Прошлое и настояшее радиохимии — Л..
1985 - 167 с.
Одинец М. С. Чернобыль: дни испытаний.—М.. 1988 — 141 с.
Радиация. Дозы, эффекты, риск.—М., 1990. 77 с.
Соддн Ф. История атомной энергии.—М., 1979. 287 с.
Старосельская-Никитнна О. А. История радиоактивности и воз-
никновения новой физики.— М., 1963.— 428 с.
Трифонов Д. Н . Кривомазов А. Н.. Лисневский Ю. И Учение
о периодичности и учение о радиоактивности -М . 1974 - 248 с.
Фейнберг Дж. Из чего сделан мир? — М.. 1981 — 339 с.
Холл Э. Дж. Радиация и жизнь.—М.. 1989.-255 с
Эйзенбад М. Радиоактивность внешней среды.— М-. 196 .
c no on"oJy(.tSct2>
п£* дХ«ь
СОДЕРЖАНИЕ
От авторов ..............................................
Глава I. Открытие ионизирующего излучения................
1. Хроника великого открытия....................
2. Модель атома.................................
3. Элементарные частицы.........................
4. Атомное ядро.................................
5. Радиоактивность..............................
6. Основные постоянные радиоактивного распада . .
7. Активность радиоактивного вещества...........
8. Единицы активности...........................
9. Кривые радиоактивного распада................
10. Равновесие при радиоактивном распаде..........
II. Естественная радиоактивность..................
12. Искусственная радиоактивность.................
13. Деление ядер урана........................ .
14. Деление урана и атомное оружие................
15. Использование энергии деления в мирных целях . .
16. Рабочие процессы в активной зоне реактора . . .
17. Конструктивные особенности реактора РБМК-1000
18. Причины аварии на Чернобыльской АЭС ....
19. Масштабы и последствия аварии на ЧАЭС
Вопросы и задания ................
Глава 11. Физика ионизирующих излучеиий ................
20. Поглощение энергии ионизирующих излучений ве-
Ществом...............
21. Взаниодейет.ие электронов с вещество»
Взаииолействие „жмых зарижеин», частиц с ве-
» Взаимодействие осколков велев,, е веществом '
« Взаимодействие нейтронов е вещество» '
e .Z™7“' Р“"'— » гамма-излучения
г’а"«"эХХ7 »
иннейиой "еревв^Х’ТлПэГ
3
10
13
16
20
22
23
26
28

59
63
69
70
76
78
79
80
83
87
90
158

Мс/аптм биологического воздействия излучений
Последствия облучения ....
28.
29. .—.... .......................................
30. Сравни тельная радиочувствительность организмов
31. Человек как объект облучения..................
32. Искусственные источники облучения
33. Основные источники поступления радионуклидом в
91
97
10!
102
. П»
. 107
. 108
. 109
ИЗ
. 1)5
. 117
. 120
125
128
129
131
. 132
133
134
135
34. Криптон . . . £ ...............
35. Стронций ..........
36. Йод............................
37. Ксенон
38. Цезий • • • ..............
39. Плутоний. . . .;...............
40. Суммарный вклад продуктов деления
41. Зашита от излучения...........
Вопросы и задания ................
Глава IV. Измерение излучений .
42. Методы и цели измерения^влучений
43. Детектирование ионизирующих частиц . . . ... 126
44. Важнейшие характеристики газонаполненныжИЙет-
чнков................, . ....
45. Принципы организации измерений
Вопросы и задания ................
Глава V. Промышленные источники излучения
46. Ядерный реактор..............
47. Изотопные источники излучения
48. Ускорители частиц ...
49 Рентгеновские приборы ...
Вопросы и задания ................
Глава VI. Применение частиц и излучений высокой энергии 137
50. Применение радиоизотопов н излучений в геологии —
51 Применение радиоизотопов и излучений в сельском
хозяйстве и пищевой промышленности.....................138
52. Применение изотопов и излучений в медицине . 140
53. Радиационная обработка материалов ......... 141
54. Применение изотопов и излучений в анализе . - .143
55. Применение излучения и радиоизотопов в технике
Вопросы и задания
Заключение . . .
Вопросы и задания
Приложение . . .
Литература . . .
144
146
149
150
156