Обращение с радиоактивными отходами.

Билет9.

Нейтроны деления. Роль замедлителя в осуществлении цепной реакции.

Испускание нейтронов осколками деления — одна из важнейших особенностей процесса деления тяжёлых ядер. Именно она позволяет создать при определённых условиях цепную реакцию деления.

Мгновенные нейтроны

Это нейтроны, испускаемые осколками деления практически мгновенно после деления составного ядра, в отличие от запаздывающих нейтронов, испускаемых продуктами деления через некоторое время после этого. Количество нейтронов, испускаемых в одном акте деления — случайная величина, распределённая примерно по закону Гаусса около среднего значения (2-3 нейтрона на одно делящееся ядро). Мгновенные нейтроны составляют более 99 % нейтронов деления.

Среднее число нейтронов , образующихся при делении, зависит от сорта ядра-мишени и энергии налетающего нейтрона. Наблюдается заметный рост при увеличении энергии возбуждения делящегося ядра. Экспериментальные данные хорошо описываются линейной зависимостью вида.

где — значение для E=0,025 эВ.

У мгновенных нейтронов были зарегистрированы энергии до 18 МэВ, однако начиная с 10 МэВ нейтронов так мало, что на практике чаще всего принимается, что спектр нейтронов простирается лишь до 10 МэВ.

Спектр мгновенных нейтронов деления — непрерывный в области примерно от 0,01 до 10 МэВ. Наиболее вероятная энергия нейтронов равна 0,7 МэВ, средняя — 2 МэВ. Спектр примерно соответствует зависимости:

Следует отметить, что экспериментальные спектры нейтронов достаточно хорошо аппроксимированы различными зависимостями, показанная выше самая простая и при этом удовлетворительно описывающая данные, поэтому получившая наибольшее распространение.

Запаздывающие нейтроны

Это нейтроны, испускаемые продуктами деления через некоторое время (от нескольких миллисекунд до нескольких минут) после реакции деления тяжёлых ядер, в отличие от мгновенных нейтронов, испускаемых практически мгновенно после деления составного ядра.

В очень редких случаях в цепочке β⁻-превращений образуется ядро с энергией возбуждения, превышающей энергию связи нейтрона в этом ядре. Такие ядра могут испускать нейтроны, которые называются запаздывающими. Испускание запаздывающего нейтрона конкурирует с гамма-излучением, однако в случае перегруженности ядра нейтронами более вероятно будет испускание нейтрона.

Несмотря на малый выход, запаздывающие нейтроны играют огромную роль в ядерных реакторах. Благодаря большому запаздыванию, эти нейтроны существенно, примерно на два порядка и более, увеличивают время жизни нейтронов одного поколения в ядерном реакторе и тем самым создают возможность управления самоподдерживающейся цепной реакцией деления.

Ядро, образовавшееся при испускании запаздывающего нейтрона, может находиться либо в основном, либо в возбуждённом состоянии. В последнем случае возбуждение снимается гамма-излучением.

Составное ядро (Z,N)*^[2] принято называть предшественником запаздывающих нейтронов, а ядро (Z+1,N-1) — излучателем запаздывающих нейтронов.Ядро-излучатель испускает нейтрон практически мгновенно, но со значительным запаздыванием по отношению к моменту деления исходного ядра. Среднее время запаздывания практически совпадает со средним временем жизни ядра-предшественникаЭнергия запаздывающих нейтронов (в среднем примерно 0,5 МэВ) в несколько раз меньше средней энергии мгновенных нейтронов (примерно 2 МэВ).Величина, характеризующая количество запаздывающих нейтронов относительно мгновенных нейтронов, образующихся при распаде ядра данного сорта, называется долей запаздывающих нейтронов (β). Эта величина полностью определяется делящимся ядром и в области энергий от 0,025 эВ до 14 МэВ практически не зависит от энергии нейтронов, вызывающих деление. Для всех ядер значение β составляет менее 1%. Когда ядро урана разваливается на осколки с испусканием нескольких новых нейтронов, эти нейтроны имеют очень высокую скорость и, как результат, очень маленькое поперечное сечение реакции деления. Поэтому когда они в свою очередь столкнутся с новыми ядрами урана, больше шансов будет на то, что они либо останутся в самом ядре с образованием нового изотопа (поглощение) , либо просто вылетят из ядра без всяких последствий для него (рассеяние) . А чтобы произошла реакция деления, нейтроны надо затормозить. Вот для этого и служит замедлитель: вещество из наиболее лёгких элементов таблицы Менделеева (обычная или тяжёлая вода, графит, бериллий) . Сталкиваясь с атомами замедлителя, нейтрон отдаёт им свою энергию и его скорость падает. Такие медленные нейтроны, выйдя из слоя замедлителя, потом очень эффективно разваливают ядра урана на осколки. Причина малой вероятности реакции деления на высоких скоростях состоит скорее всего в малом времени взаимодействия нейтрона с ядром: нейтрон просто не успевает встроиться в структуру ядра и перевести его в возбуждённое состояние.

Билет 10.

1.Дозиметрические характеристики. Единицы дозы.

Дозиметрия-это раздел прикладной ядерной физики. Предметом ее исследования является определение физических величин, характеризующих воздействие ионизирующих излучений на среду. Она имеет дело с физическими величинами, которые связаны с ожидаемым радиационным риском. Задачей дозиметрии является разработкаметодов и средств измерения дозиметрических величин, измерение и расчет доз в полях источников излучений и биологических объектах.Активность-количество ядер,испытывающих превращения в единицу времени или скорость радиоактивного рапала. Скорость радиоактивного распада зависит от читсла радиоактивных ядер и их природы. А=dN/dt=-λN, где λ-радиоактивная постоянная. Единицей активности является беккерель (Бк). Активность радиоактивного вещества - это количество атомных ядер, распадающихся за одну секунду, или число актов распада в секунду (скорость радиоактивного распада). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7*1010 Бк.

Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу: D=de/dm, где de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, а dm - масса вещества в этом объеме. Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж * кг -1), и имеет специальное название - грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).Мощность дозы в общем случае может быть непостоянной во времени. Если р1-мощность дозы в момент времени t, то доза за интервал времени t1 до t2 составляет величину: D= , если р=const, то D=(t1-t2)p.

Доза в органе или ткани (DT) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела: , где mт - масса органа или ткани, а D - поглощенная доза в элементе массы dm.

Доза эквивалентная (HT,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R: H_H,_R = W_R *D_т , где DT - средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а WR - взвешивающий коэффициент для излучения R. При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения. Н_m= ∑ Н_T,R.Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

Доза эффективная (Е) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты: E= ∑W_T*H_T, где HT - эквивалентная доза в органе или ткани T, а WT - взвешивающий коэффициент для органа или ткани T. Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).

Доза эквивалентная, HТ(τ), или эффективная, Е(τ), ожидаемая при внутреннем облучении - доза за время τ , прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:H_T(τ)=∑W_T*H_T(τ)= где t0 - момент поступления, а HT(t) - мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани T. Когда τ не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70-t0) - для детей.

Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв). 19. Доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв). 20. Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

Доза экспозиионная(Х) является специфической дозой фотонного излучения: рентгеновского и гамма излучения. Экспозиционная доза Х равна абсолютному значению полного заряда ионов одного знака, которые образуются в воздухе при полном торможении электронов и позитронов, освобожденных вотонным излучением в единице массы воздуха dm: X=dQ/dm, где dQ-суммарный заряд всех ионов одного знака, созданный в воздухе при полном торможении электронов и позитронов, освобожденных фотонами в массе воздуха dm. Единицей этой дозы является Кл/кг. (1Рентген=2,58*10^-4Кл/кг)

Обращение с радиоактивными отходами.

Радиоактивные отходы образуются в различных формах с весьма разными физическими и химическими характеристиками, такими, как концентрации и периоды полураспада составляющих их радионуклидов. Эти отходы могут образовываться:

· в газообразной форме, как, например, вентиляционные выбросы установок, где обрабатываются радиоактивные материалы;

· в жидкой форме, начиная от растворов сцинтилляционных счётчиков из исследовательских установок до жидких высокоактивных отходов, образующихся при переработке отработавшего топлива;

· в твёрдой форме (загрязнённые расходные материалы, стеклянная посуда из больниц, медицинских исследовательских установок и радиофармацевтических лабораторий, остеклованные отходы от переработки топлива или отработавшего топлива от АЭС, когда оно считается отходами).

Остальное в методичке придется читать.

Билет 11.

Дата добавления: 2018-08-06; просмотров: 199; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

12 3 4 5 Следующая ⇒

Мы поможем в написании ваших работ!