Разработка конструкции и технологии изготовления панелей биологической защиты от воздействия смешанного ионизирующего (n-y) излучения капсул для хранения взрывоопасных материалов

Размещено на http://www.allbest.ru/

Разработка конструкции и технологии изготовления панелей биологической защиты от воздействия смешанного ионизирующего (n-г) излучения капсул для хранения взрывоопасных материалов

Введение

Проблема обеспечения радиационной безопасности населения остро стоит во многих развитых странах мира. В настоящее время не существует материала, который бы на 100 % защищал от ионизирующих излучений. Поэтому актуальна задача выбора материала, обладающего наилучшими показателями радиационной стойкости.

При конструировании защитных конструкций из традиционно используемых материалов толщина, а, следовательно, габариты и масса получаются внушительными. При выборе наиболее радиационно-стойкого материала толщина защиты уменьшится. Необходимо разработать конструкцию, которая обеспечивала бы защиту объектов (или окружающей среды).

Отсюда вытекает задача разработки технологии изготовления такой конструкции.

Подобрав материал, и разработав конструкцию, а также технологию ее изготовления, можно обеспечить защиту населения и окружающей среды от опасных ионизирующих излучений.

1. Литературный обзор

Во всем мире, как за рубежом, так и в России, особенно после терактов 11.09.2001 г., проявляется повышенный интерес к проблемам ядерного и радиационного терроризма. Для ядерного терроризма нужно иметь технические средства, а для этого необходимо похитить или изготовить атомную бомбу.

Во всех случаях приобретение готового устройства или материалов для его изготовления является непростой задачей, несмотря на привлекательность для террористов получить одновременно механическое разрушающее и радиологическое действие, которое существует не только в момент взрыва, но и за счет загрязнений радиоактивными веществами продолжает действовать и после взрыва. Вероятность того, что водородная или атомная бомба попадёт в руки террористов, ничтожно мала.

Однако радиологическая составляющая действия ядерного оружия может быть легко реализована без атомной бомбы в силу доступности и распространенности радиоактивных веществ, широко используемых в науке и технике, медицине и различных производствах.

В медицине используется более 300 разновидностей радиоактивных изотопов, их активность колеблется от 5 до 120 кюри, и среди них такие сильнорадиоактивные изотопы как кобальт-60 и цезий-137. В случае нештатного использования некоторых радиоактивных изотопов (например, изотопа америция) уже через 6 минут в двухкилометровой зоне потребуются меры для защиты населения. Основную опасность представляют так называемые «горячие» частицы, размером от 20 до 100 микрон. Они легко разносятся ветром, а попав в лёгкие человека, застревают там на много лет. Лёгочная ткань рядом с такой частицей находится под постоянным действием излучения. В результате происходят мутации клеток и, в конечном счёте, малигнизация.

К тому же следует иметь в виду, что для биологических объектов зависимость «доза/эффект» - нелинейная и безпороговая. Это значит, что любая, сколь угодно малая доза ионизирующего излучения вызывает у человека тот или иной эффект.

Контроль за радиоактивными изотопами в медицине или, например, за РТГ (радиационные тепловые генераторы), которые являются автономными источниками электроэнергии и содержат капсулу стронция-90, вовсе не столь тщательный, как в ракетных войсках стратегического назначения. Нет никакой гарантии, что во всех странах и во всех учреждениях исключён несанкционированный доступ к подобным радиоактивным материалам. Медицинская радиологическая аппаратура имеется по всему миру, в том числе и в слаборазвитых странах.

По данным интернет-портала «Washington ProFile» в США находится более 2 млн. единиц радиоактивных материалов, которые могут быть использованы для создания грязной бомбы. Они хранятся на 21 тысяче объектов. За период с октября 2008 по март 2009 г. было заявлено о 107 случаях хищений и пропаж. В Европе радиоактивные материалы хранятся на примерно 30 тысячах объектов; при этом ежегодно бесследно исчезают около 70 радиоактивных источников.

Поэтому существенную опасность представляет так называемая грязная бомба: когда обычную взрывчатку смешивают с радиоактивными изотопами. Даже нет нужды, чтобы изотопы были пригодны для создания атомной бомбы, достаточно любого высокорадиоактивного материала. Например, хлорид цезия (похожую на тальк пудру) весьма несложно распылить взрывом. Разлёт радиоактивной пыли будет на несколько километров. А современный город практически невозможно полностью очистить от радиоактивной пыли.

При подрыве заряда взрывчатого вещества контейнер с изотопами разрушается и, за счёт ударной волны, радиоактивное вещество распыляется на достаточно большой площади. Размер бомбы может быть различным в зависимости от количества исходного материала. Одним из вариантов «грязной бомбы» может быть намеренный подрыв установки невоенного назначения, использующей радиоактивные материалы.

Следует отметить, что для того, чтобы площадь оказалась достаточно большой при разумных геометрических размерах «грязной бомбы», в качестве заряда придется использовать атомную бомбу.

Помимо «грязных бомб», рассматривалось также механическое распыление радиоактивного материала. В фантастической литературе данный вариант был впервые описан Робертом Хайнлайном в рассказе «Никудышное решение» (англ. Solution Unsatisfactory) в 1940 году.

Однако сама возможность перехода от грязной бомбы к чистой оказалась гораздо проще. В начале 60-х ЦРУ проводила эксперимент со студентами, в котором было предложено найти наибольшее количество информации в библиотеке о том, как сделать атомную бомбу. Паре студентов удалось найти почти полное описание исследований Манхэттенского проекта. Собственно единственным условием было подразумевающееся наличие 50 кг чистого урана-235.

Идею кобальтовой бомбы высказал в 1950 году Лео Силард в качестве примера оружия, способного превратить континенты на долгое время в нежилые земли.

Созданный взрывом высоко в стратосфере, изотоп 60Со способен рассеиваться на больших площадях, заражая их. Такие бомбы никогда не испытывались и не изготавливались из-за отложенности и непредсказуемости эффекта их действия.

Взорванная в центре густонаселенного города «грязная бомба» не вызывает таких больших разрушений, какие бывают при использовании ядерного оружия. Взрыв такой бомбы, помимо прочего, произведет «наводящее ужас и деморализующее воздействие на людей».

Самым распространенным предположением остается то, что те, кто кочет создать грязную атомную бомбу, будут пытаться это сделать просто потому, что это гораздо легче, чем создать обычную. Скорее всего, взрыв грязной бомбы не убьет десять тысяч человек, но при взрыве в густонаселенной местности, например, в городе, точно убьет несколько сот человек и посеет панику среди выживших. Поэтому почти все ученые называют грязную атомную бомбу «оружием чистого террора».

По мнению экспертов, проблема предотвращения использования грязной бомбы является крайне актуальной. Можно лишь радоваться тому, что до сих пор грязная бомба не была применена. Ведь реальных и сколько-нибудь надёжных способов предотвратить использование грязной бомбы человечество пока не придумало. И нет способа проще, чем взрыв грязной бомбы, для создания массовой паники среди населения.

Террористический акт с радиационным воздействием может быть проведен внезапно, быстро, скрытно и в непредсказуемом, неожиданном месте. Все эти обстоятельства в той или иной степени нашли отражение в существенном повышении требований к обеспечению в стране радиационной безопасности, в том числе и по предотвращению радиационного терроризма. В частности, одним из важнейших требований Законов Российской Федерации «Об использовании атомной энергии» и «О радиационной безопасности населения» является создание единой системы планирования, координации, контроля и реализации комплекса технических и организационных мер, направленных на:

* предотвращение хищений радиоактивных и делящихся материалов (РДМ) и их порчи;

* предотвращение попадания РДМ в среду обитания населения.

В настоящее время этими проблемами также серьезно занимаются многие международные организации: Международное агентство по

атомной энергии (МАГАТЭ), Всемирная таможенная организация, Интерпол, Международная электротехническая комиссия и др.

В настоящее время существуют специальные службы по борьбе с терроризмом, одной из обязанностей которых является обезвреживание взрывных устройств. Для безопасного хранения и транспортировки взрывоопасных устройств и веществ, используются специальные взрывозащитные контейнеры.

Контейнеры обеспечивают полное отсутствие бризантного, фугасного и осколочного воздействия на лиц, находящихся в непосредственной близости от контейнеров, при взрыве в них взрывных устройств или взрывчатых веществ различной массы в любой осколочной оболочке. Конструктивное исполнение корпусов контейнеров гарантирует, также, отсутствие прорыва газообразных продуктов, образующихся при взрыве. Но при перевозке или хранении «грязной бомбы», они не обеспечивают защиту окружающей среды и населения от проникновения радиации.

Поэтому необходима дополнительная защита таких контейнеров радиационно-стойким материалом от воздействия смешанного ионизирующего излучения.

Для того чтобы правильно подобрать материал защиты от радиации, необходимо четкое и полное понимание терминов «радиация» и «радиоактивность».

Радиация, или ионизирующее излучение - это частицы и гамма-кванты, энергия которых достаточно велика, чтобы при воздействии на вещество создавать ионы разных знаков. Радиацию нельзя вызвать с помощью химических реакций. Примечание. Видимый свет и ультрафиолетовое излучение не включают в понятие «ионизирующее излучение».

Радиоактивность - неустойчивость ядер некоторых атомов, проявляющаяся в их способности к самопроизвольным превращениям (распаду), сопровождающимся испусканием ионизирующего излучения.

Различают несколько видов радиации.

Альфа-частицы - относительно тяжелые, положительно заряженные частицы, представляющие собой ядра гелия.

Бета-частицы - это просто электроны или позитроны.

Гамма-излучение - фотонное излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер или при аннигиляции частиц. Гамма-излучение имеет ту же электромагнитную природу, что и видимый свет, однако обладает гораздо большей проникающей способностью.

Нейтроны - электрически нейтральные частицы со спином 1/2 и массой, превышающей массу протона на 2,5 электронных масс. В свободном состоянии нейтрон нестабилен и имеет время жизни около 16 минут.

Рентгеновское излучение подобно гамма-излучению, но имеет меньшую энергию. Солнце - один из естественных источников рентгеновского излучения, но земная атмосфера обеспечивает от него надежную защиту. Заряженные частицы очень сильно взаимодействуют с веществом, поэтому, с одной стороны, даже одна альфа-частица при попадании в живой организм может уничтожить или повредить очень много клеток, но, с другой стороны, по той же причине, достаточной защитой от альфа- и бета-излучения является любой, даже очень тонкий слой твердого или жидкого вещества - например, обычная одежда (если, конечно, источник излучения находится снаружи).

Следует различать радиоактивность и радиацию. Источники радиации - радиоактивные вещества или ядерно-технические установки (реакторы, ускорители, рентгеновское оборудование и т.п.) - могут существовать значительное время, а радиация существует лишь до момента своего поглощения в каком-либо веществе.

1.1 Ионизация, проникающая способность и защита

Расстояние, на которое ионизирующее излучение может проникать в вещество, называется его проникающей способностью. Оно зависит от энергии излучения и свойств вещества, через которое излучение проникает.

1.1.1 Альфа-излучение

Альфа-частица - это ядро атома гелия, она имеет двойной положительный заряд и четыре единицы массы. Масса б-частицы равна 4,002777 а.е.м. Распад, в основном, претерпевают радионуклиды тяжелых элементов. Энергия б-частиц (Еб), испускаемых естественными и искусственными радионуклидами, колеблется в пределах 4,0 - 9,0 МэВ. Так, у 239Рu Еа = 5,15 МэВ, у 210Ро - 5,30 МэВ, у 226Ra - 4,78 МэВ. Скорость движения б-частиц порядка 10-2 м/сек.

При прохождении через вещество энергия б-частицы. в основном, расходуется на ионизацию и возбуждение атомов поглощающей среды (ионизационные потери), которые при Еа>0,1 МэВ можно выразить формулой

, (1.1)

где Еа - кинетическая энергия альфа-частицы; е - заряд электрона; z - заряд б-частицы: Z - порядковый номер поглотителя: n - число атомов в 1 см3 вещества; В - коэффициент торможения: mo - масса покоя электрона: V - скорость частицы.

Когда альфа-частица проходит в непосредственной близости от электрона (рисунок 1.1), она притягивает его и может вырвать с нормальной орбиты. Атом теряет электрон и таким образом преобразовывается в ион. Так б-частицы обычно ионизируют вещество.

Рисунок 1.1 - Ионизация вещества альфа-частицами

К концу пробега энергия альфа-частицы уменьшается настолько, что она уже не способна производить ионизацию и, присоединив к себе два электрона, превращается в атом гелия. Ионизация атома требует приблизительно 30-35 электрон-вольт энергии. Поэтому полная ионизация для б-частиц составляет несколько сот тысяч пар ионов. Например, альфа-частица с энергией 7 МэВ образует

пар ионов.

Чем больше энергия б-частицы, тем больше ее пробег и больше образованных пар ионов.

Альфа-частицы с одинаковой энергией (моноэнергетические) в поглотителе проходят практически одно и то же расстояние - т.е. число б-частиц почти на всем пути пробега постоянно и резко падает до нуля в конце пробега. Пробег б-частиц практически прямолинеен из-за их большой массы, которая препятствует отклонению б-частицы от прямолинейного пути под действием электрических сил атома. Несмотря на высокие значения энергий б-частиц, их проникающая способность и пробег крайне малы (таблица 1.1).

Таблица 1.1 - Пробеги б-частиц R

МэВ	Алюминий (с=2700 кг/м3)	Биологическая ткань* (с=1000 кг/м3)	Вода (с=1000 кг/м3)	Воздух (с=1,293 кг/м3)	Медь (с=8930 кг/м3)	Свинец (с=11340 кг/м3)	Углерод (с=2250 кг/м3)
	м·10-6	м·10-6	м·10-6	м·10-2	м·10-6	м·10-6	м·10-6
1	2	3	4	5	6	7	8
0,1	0,95	1,03	1,00	0,11	0,54	0,85	0,62
0,2	1,47	1,61	1,57	0,18	0,84	1,31	0,96
0,3	1,88	2,09	2,04	0,23	1,08	1,67	1,23
0,4	2,24	2,53	2,46	0,27	1,28	1,96	1,47
0,5	2,56	2,94	2,87	0,31	1,46	2,23	1,69
0,6	2,87	3,35	3,28	0,35	1,62	2,47	1,91
0,7	3,17	3,77	3,69	0,39	1,79	2,70	2,12
0,8	3,46	4,19	4,11	0,42	1,95	2,92	2,33
0,9	3,76	4,63	4,54	0,46	2,11	3,13	2,54
1,0	4,05	5,06	4,96	0,50	2,26	3,34	2,76
1,5	5,63	7,50	7,38	0,71	3,09	4,41	3,96
2,0	7,38	10,40	10,20	0,97	3,96	5,61	5,37
2,5	9,32	13,60	13,40	1,25	4,88	6,94	6,98
3,0	11,50	17,40	17,10	1,58	5,88	8,39	8,82
3,5	13,90	21,60	21,30	1,96	6,96	9,98	11,00
4,0	16,50	26,20	25,80	2,37	8,13	11,70	13,20
4,5	19,20	31,20	30,80	2,82	9,35	13,40	15,70
5,0	22,20	36,70	36,20	3,29	10,60	15,30	18,40
6,0	28,80	48,80	48,20	4,37	13,50	19,40	24,30
7,0	36,20	62,40	61,70	5,58	16,60	23,80	31,00
8,0	43,40	78,00	76,80	7,19	20,90	31,50	39,10
9,0	52,20	94,40	93,00	8,66	24,50	37,00	47,20
10,0	61,60	112,00	111,00	10,20	28,30	42,70	56,10

Примечание

* Состав биологической ткани в массовых долях: H - 0,1; O - 0,75; C - 0,11; N - 0,026; Ca - 0,000031; P - 0,0018; S - 0,0018; K - 0,003; Na - 0,0016; Cl - 0,0018; Mg - 0,00018

В живой человеческой ткани пробег частицы менее 0,7 мм. Альфа-излучение, воздействующее на незащищенную часть тела, не может проникнуть даже через наружный слой кожи, образованный отмершими клетками, и не причиняет вреда организму. Поэтому альфа-излучение опасно только тогда, когда альфа-частицы попадают внутрь организма (с воздухом, питьевой водой и пищевыми продуктами) и напрямую воздействуют на клетки органов, вызывая их повреждения.

Значительную роль в решении этой задачи играют средства индивидуальной защиты (СИЗ) органов дыхания, пищеварения и кожных покровов человека.

1.1.2 Бета-излучение

Взаимодействие легких заряженных частиц с веществом рассмотрим на примере в-частиц. Бета-частицы представляют собой поток электронов или позитронов. Электрон и позитрон имеют одинаковую массу и одинаковый заряд, но различаются знаком заряда. Масса электрона равна 0,000549 а.е.м. В отличие от б-частиц, в-частицы имеют сплошной, непрерывный, энергетический спектр.

В зависимости от энергии бета-частиц различают мягкое и жесткое в-излучение. Бета-частицы, имеющие энергию до нескольких десятков кэВ, называют мягким в-излучением, а имеющие большую энергию - жестким в-излучением.

Процесс прохождения бета-частиц через вещество более сложный, чем процесс прохождения альфа-частиц. Энергия расходуется на ионизационные и радиационные потери, на рассеяние в-частиц. Ядерные реакции протекают только при больших (более 20 МэВ) энергиях электронов.

Ионизационные потери бета-частиц, так же как и для б-частиц, связаны с ионизацией и возбуждением атомов поглотителя, но вероятность взаимодействия в-частиц с веществом меньше, чем для а-частиц, так как в-частицы имеют в два раза меньший заряд и во много раз меньшую массу (в 7000 раз) по сравнению с б-частицами. При ионизации в-частицы выбивают орбитальные электроны, которые могут производить дополнительную (вторичную) ионизацию. Полная ионизация представляет собой сумму первичной и вторичной ионизации. На 1 мкм пути в веществе в-частица создает несколько сот пар ионов. Замедленный электрон останется свободным или захватится атомом и окажется в связанном состоянии, а позитрон аннигилирует.



Рисунок 1.2 - Ионизация вещества бета-частицей

Ионизационные потери зависят от числа электронов в атомах поглотителя. Число электронов в 1 см3 вещества можно вычислить из соотношения

n = с·NA(Z/A) = 6,023·1023·p·(Z/A), (1.2)

где NA - число Авогадро; А - атомный вес; с - плотность поглотителя; Z - атомный номер элемента поглотителя.

Следовательно, ионизационные потери

(dE/dx)ион? с·Z/A. (1.3)

При изменении Z отношение Z/А изменяется от 0,5 для легких веществ до 0,4 для свинца, т.е. для различных элементов отношение Z/А изменяется незначительно (за исключением водорода, у которого Z/А =1), что позволяет считать это отношение приблизительно постоянным. Поэтому, выражая измеряемую толщину поглощающего слоя не в сантиметрах, а в единицах с·м, т.е. в кг/м2, можно заключить, что величина поглощения в-излучения данной энергии будет приблизительно одинаковой для всех веществ.

Бета-частицы, пролетая вблизи ядра атомов поглотителя, тормозятся в поле ядра и меняют направление своего движения. Уменьшение энергии в результате торможения электрона в поле ядра поглотителя (радиационные потери) связано с испусканием тормозного излучения.

Примерно половина кинетической энергии бета-частиц тратится на энергию тормозного излучения.

Теория тормозного излучения на сегодняшний день разработана недостаточно, чтобы количественно определить энергию тормозного излучения при прохождении через вещество бета-частиц больших энергий.

Для бета-частицы с энергией до 3 МэВ приближенно можно считать, что энергия тормозного излучения (Еторм) на один акт распада пропорциональна квадрату энергии бета-частиц и атомному номеру Z вещества.

При торможении бета-частиц, обладающих непрерывным спектром, энергия тормозного излучения на акт распада может быть определена по формуле

Еторм=1,23·10-4(Zґ+3)· МэВ/распад, (1.4)

где 1,23·10-4 - коэффициент пропорциональности; - максимальная энергия бета-частиц в МэВ; Zґ - эффективный атомный номер вещества, который может быть определен по следующей формуле

, (1.5)

где ai -- весовая доля вещества с атомным номером Z в химическом соединении.

При торможении моноэнергетических электронов энергия тормозного излучения в МэВ на электрон может быть определена

Еторм=5,77·10-4Z· МэВ/электрон, (1.6)

где 5,77·10-4 - коэффициент пропорциональности; Zґ - эффективный атомный номер; - энергия бета-частиц в МэВ.

Так как масса в-частиц невелика, то для них характерен эффект рассеяния. Рассеяние в-частиц происходит при соударениях с орбитальными электронами атомов вещества поглотителя. При рассеянии энергия в-частицы теряется большими порциями, в отдельных случаях до половины. Рассеяние зависит от энергии в-частиц и от природы вещества поглотителя, с уменьшением энергии в-частиц и с увеличением атомного номера вещества поглотителя рассеяние увеличивается.

В результате рассеяния в поглотителе путь в-частиц не является прямолинейным, как для б-частиц, и истинная длина пути в поглотителе может в 1,5 - 4 раза превосходить их пробег. Слой вещества, равный длине пробега в-частиц, имеющих максимальную энергию, полностью затормозит в-частицы, испускаемые данным радионуклидом [8].

Таблица 1.3 - Максимальный пробег моноэнергетических электронов в различных веществах

Е, МэВ	Биологическая ткань, г/см2	Вода, м·10-2	Алюминий, м·10-3	Железо, м·10-3	Медь, м·10-3	Свинец, м·10-3	Стекло “пирекс” (с=2700 кг/м3), г/см2
0,01	0,0002	0,0002	0,0013	0,0005	0,0005	0,0007	0,0003
0,03	0,0017	0,0018	0,0027	0,0035	0,0032	0,0039	0.0022
0,05	0,0044	0,0043	0,0211	0,0084	0,0077	0,0089	0,0534
0,07	0,0079	0,0078	0,0378	0,0148	0,0137	0,0153	0,0954
0,10	0,0142	0,0140	0,0700	0,0269	0,0248	0,0273	0,0175
0,30	0,0856	0,0842	0,4000	0,1530	0,1400	0,1450	0,1000
0,50	0,1780	0,1740	0,8300	0,3160	0,2280	0,2910	0,2120
0,70	0,2800	0,2770	1,3000	0,4920	0,4480	0,4440	0,3330
1,00	0,4400	0,4360	2,0300	0,7630	0,6950	0,6730	0,5220
1,50	0,7200	0,6960	3,2700	1,2200	1,1000	1,0400	0,8410
2,00	0,9800	0,9790	4,4800	1,6700	1,5000	1,3800	1,1600
3,00	1,5200	1,5000	6,8500	2,5200	2,2800	2,0900	1,7800
4,00	2,0600	2,0000	9,1900	3,3400	3,0000	2,5800	2,3800
5,00	2,5600	2,5500	11,4000	4,1100	3,6900	3,1000	2,9700
7,00	3,5800	3,5500	15,7000	5,5700	4,9800	4,0200	4,0900
9,00	4,5000	4,5000	19,7000	6,9200	6,1700	4,8200	5,1600
10,00	5,0300	4,9700	21,6000	7,5500	6,7300	6,1800	5,6800
20,00	9,4200	9,3200	39,1000	13,0100	11,600	8,3000	10,4000
30,00	13,3300	13,1700	53,7000	17,3000	15,200	10,200	14,4200
50,00	20,0600	19,8300	77,3000	23,6000	20,500	12,9000	21,1100
70,00	25,7700	25,4700	96,1000	28,2000	24,400	14,7000	26,5300
90,00	30,7100	30,3500	111,8000	31,9000	27,500	16,1000	31,1100
100,00	32,9600	32,5800	118,7000	33,5000	28,900	16,7000	33,1500

При выборе материалов для защиты от бета-частиц необходимо учесть, что при прохождении бета-частиц через поглотитель возникает тормозное излучение. Из формул (1.5) и (1.6) видно, что энергия тормозного излучения увеличивается с ростом атомного номера поглотителя Z. Поэтому для защиты от бета-излучения лучше применять легкие материалы (алюминий, плексиглас, полистирол, люцит и др.).

Для защиты от бета-частиц (электронов) высоких энергий используют экраны из свинца, но внутренняя облицовка экранов должна быть изготовлена из материалов с малым Z, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов, а следовательно, и энергию тормозного излучения, возникающего в свинце (в нашем случае этой «облицовкой» может служить корпус взрывозащитного контейнера).

1.1.3 Гамма-излучение

Гамма-излучение (гамма-кванты) - коротковолновое электромагнитное излучение с длиной волны меньше 2·10-10 м, Из-за малой дайны волны волновые свойства гамма-излучения проявляются слабо, и на первый план выступают корпускулярные свойства, в связи с чем его представляют в виде потока гамма-квантов (фотонов). Являясь одним из трех основных видов радиоактивных излучений, гамма-излучение сопровождает распад радиоактивных ядер, так как в природе практически не встречаются вещества, излучающие только г-кванты. Из всех видов радиоактивных излучений гамма-излучение обладает самой большой проникающей способностью. Гамма-излучение возникает не только при радиоактивных распадах ядер, но и при аннигиляции частиц и античастиц, в ядерных реакциях, при торможении быстрых заряженных частиц в веществе (тормозное излучение), при распаде мезонов и входит в состав космического излучения. Гамма-излучение отличается от рентгеновского излучения природой происхождения, длиной электромагнитной волны и частотой.

Особенностью г-квантов при прохождении через вещество является то, что они сравнительно редко сталкиваются с электронами и ядрами, но зато при столкновении, как правило, резко отклоняются от своего пути, т,е, практически выбывают из пучка. Вторая отличительная особенность гамма-квантов состоит в том, что они обладают нулевой массой покоя и, следовательно, не могут иметь скорости, отличной от скорости света, а это значит, что г-кванты в среде не могут замедляться. Они либо поглощаются, либо рассеиваются, причем в основном на большие углы [9].

Поглощение и рассеяние гамма-квантов в веществе происходит в результате следующих процессов: фотоэффекта, эффекта образования пар, ядерного превращения и комптон-эффекта.

Процесс фотоэлектрического поглощения гамма-кванта (фотоэффект) заключается в вырывании электрона из атома. При этом энергия гамма-кванта переходит в кинетическую энергию вырванного электрона за вычетом энергии связи в той оболочке атома, с которой вырван электрон. Вероятность фотоэффекта, при данной энергии г-кванта, в тяжелых поглотителях (с большим атомным номером Z), увеличивается с ростом атомного номера поглотителя пропорционально Zm, где m лежит в пределах 3ч5.

Рисунок 1.3 - Ионизация вещества гамма-излучением (фотоэффект)

Процесс образования пар состоит в том, что вблизи атомного ядра исчезает гамма-квант, а вместо него возникает пара (позитрон и электрон). Этот процесс становится возможным только при энергии гамма-кванта большей чем 1,02 МэВ, что соответствует сумме энергии масс покоя электрона и позитрона. При этом процессе гамма-квант полностью выбывает из потока излучения. Вероятность процесса образования пар при данной энергии г-кванта увеличивается с ростом атомного номера поглотителя пропорционально Z2.

Ядерный фотоэффект заключается в том, что под действием гамма-квантов достаточно большой энергии (порядка нескольких МэВ) могут произойти ядерные реакции типа (г, n) и (г, p) и др. Поперечное сечение этих реакций по сравнению с реакциями других процессов незначительно.



Рисунок 1.4 - Схема образования электронно-позитронной пары

Комптон-эффект или комптоновское рассеяние заключается во взаимодействии гамма-квантов с электроном атома. Этот процесс сопровождается изменением энергии и направления движения гамма-кванта. Энергия, которую теряет гамма-квант, переходит к электрону отдачи, на котором происходит рассеяние. Величина этой энергии зависит от угла отклонения гамма-кванта от первоначального его направления.

Рисунок 1.5 - Схема комптоновского рассеяния

При комптоновском рассеянии гамма-кванты рассеиваются во всех направлениях, а электроны отдачи двигаются преимущественно «вперед». Если размеры поглощающей среды достаточно велики, то может происходить многократное рассеяние г-квантов, которое каждый раз сопровождается изменением направления и уменьшением энергии. Когда энергия рассеянного гамма-кванта уменьшится до величины, при которой наиболее вероятен процесс фотоэлектрического поглощения, то гамма-квант поглощается в результате фотоэффекта. Вероятность процесса комптон-эффекта при данной энергии г-квантов пропорциональна Z поглотителя.

Из вышеприведенного видно, что первые три процесса связаны с поглощением г-квантов, а последний - с рассеянием их. Рассеянные гамма-кванты меняют свое направление, то есть отклоняются от первоначального пути и обладают энергией меньшей, чем первичные гамма-кванты. Процесс изменения числа квантов и их энергии при прохождении через вещество называется ослаблением гамма-излучения.

При прохождении моноэнергетического фотонного излучения через легкое вещество одновременно может иметь место не более двух эффектов взаимодействия: фотоэффекта и комптон-эффекта, либо комптон-эффекта и образования пар. Для немоноэнергетичного фотонного излучения осуществляются одновременно все три типа взаимодействия. Интервалы энергий фотонов, в которых один из трех процессов взаимодействия с веществом является доминирующим, приведены в таблице 1.4.

Таблица 1.4 - Интервалы энергий фотонов, в которых один из трех процессов взаимодействия фотонов с веществом является доминирующим

Вещество	Интервал энергий фотонов, Е, МэВ
	Фотоэффект	Комптон-эффект	Образование пар
Воздух	<0,02	0,02<Е<23	>23
Алюминий	<0,05	0,05<Е<15	> 15
Железо	<0,12	0,12<Е<9,5	>9,5
Свинец	<3,50	0,50<Е<4,7	>4,7

В дозиметрии используют так называемые "узкие" и "широкие" пучки фотонного излучения. Примером узкого пучка (коллимированного) может служить г-излучение, выделенное с помощью диафрагмы (рисунок 1.6). Диафрагма ограничивает попадание рассеянного излучения в детектор. Узкий пучок используют, например, для градуировки дозиметрических приборов, в установках дефектоскопии металла и т.п.

Рисунок 1.6 - Геометрия узкого пучка гамма-излучений: где 1 - источник излучения; 2 - диафрагма; 3 - поглотитель; А - измерительный прибор

Ослабление интенсивности монохроматического гамма-излучения в условиях узкого пучка будет следовать закону

Ix=I0e-мx, (1.7)

где I0 - интенсивность гамма-излучения, измеренная прибором «А» в отсутствие поглотителя; Ix - интенсивность гамма-излучения, измеренная прибором «А» при наличии поглотителя толщиной х; м - линейный коэффициент ослабления гамма-лучей, который характеризует относительное изменение интенсивности на единицу толщины поглощения; его можно представить как сумму компонент

м= мф+ мк+ мп+ мя, (1.8)

где мф, мк, мп, мя - линейные коэффициенты ослабления гамма-излучения за счет фотоэффекта, комптон-эффекта, образования пар и ядерного эффекта. Каждый из этих коэффициентов по-разному зависит от атомного номера поглотителя и энергии фотонного излучения. Коэффициент мя мал по сравнению с остальными коэффициентами, поэтому в дальнейшем его опускаем.

Для легких материалов с некоторым приближением можно считать, что коэффициент и. пропорционален плотности вещества и не зависит от порядкового номера материала Z, то есть массовые коэффициенты ослабления излучения равны.

Используя закон ослабления гамма-излучения в узком пучке, можно экспериментально определить линейные коэффициенты ослабления гамма-лучей в различных поглотителях. Для этого снимают кривую ослабления интенсивности гамма-излучения в зависимости от толщины поглотителя и строят график. По оси абсцисс откладывают толщину поглотителя в см, а по оси ординат - соответствующее значение .

Слой половинного ослабления связан с коэффициентом м следующим соотношением . Кроме слоя половинного ослабления, вводится понятие слоя десятикратного ослабления d1/10, то есть слоя, который дает ослабления интенсивности излучения в 10 раз.

Тогда аналогично слою d1/2 связь между d1/10 и м будет . Значения слоев d1/2 и d1/10 зависят так же, как и коэффициент ослабления гамма-излучения м от энергии излучения и защитного материала (рисунок 1.7).

В таблице 1.5 даны численные значения линейных коэффициентов ослабления для различных энергий и материалов в .

Рисунок 1.7 - График изменения слоя десятикратного ослабления d1/10 для различных энергий гамма-квантов Е и материалов, полученных в условиях узкого пучка

Таблица 1.5 - Величины линейных коэффициентов ослабления гамма- излучения различных энергий для различных материалов

Энергия излучения, МэВ	Свинец с=11340 кг/м3	Чугун с=7200 кг/м3	Алюминий с=2700 кг/м3	Бетон с=2300 кг/м3	Вода с=1000 кг/м3
0,1	60,000	2,570	0,444	0,378	0,171
0,2	11,800	1,030	0,323	0,275	0,137
0,3	4,760	0,780	0,278	0,236	0,119
0,4	2,510	0,670	0,251	0,214	0,106
0,5	1,720	0,600	0,228	0,194	0,097
0,6	1,370	0,550	0,210	0,179	0,089
0,7	1,120	0,510	0,196	0,167	0,084
0,8	0,990	0,470	0,184	0,156	0,079
0,9	0,860	0,460	0,176	0,150	0,074
1,0	0,790	0,430	0,166	0,141	0,071
1,2	0,680	0,390	0,152	0,129	0,064
1,4	0,600	0,360	0,141	0,120	0,060
1,6	0,550	0,340	0,131	0,111	0,056
1,8	0,530	0,320	0,124	0,106	0,052
2,0	0,510	0,300	0,117	0,100	0,049
2,5	0,480	0,280	0,106	0,090	0,044
3,0	0,460	0,260	0,094	0,080	0,040
4,0	0,470	0,240	0,084	0,071	0,034
5,0	0,490	0,230	0,075	0,064	0,030
6,0	0,510	0,220	0,072	0,061	0,028
7,0	0,530	0,240	0,070	0,060	0,026
8,0	0,550	0,230	0,068	0,058	0,024
9,0	0,580	0,230	0,063	0,054	0,023
10,0	0,600	0,230	0,062	0,053	0,022

В большинстве случаев в практике расчета ослабления фотонного излучения используют широкий пучок (рисунок 1.8), т.е. пучок фотонов, где присутствует рассеянное излучение, которым пренебречь нельзя.

Рисунок 1.8 - Прохождение гамма-излучений в широком пучке: где 1 - источник излучений; 2 - поглотитель; А - измерительный прибор

Наибольшее отклонение от экспоненциального закона ослабления широкого пучка наблюдается для тех энергий фотонов и тех веществ, для которых комптоновское рассеяние преобладает над фотоэффектом и эффектом образования пар. Вследствие наличия рассеянного излучения, широкий пучок фотонного излучения ослабляется в меньшей мере, чем узкий. Различие между результатами измерений узкого и широкого пучков характеризуется фактором

B=Iшир/Iузк, (1.9)

который зависит от геометрии источника, энергии первичного фотонного излучения, материала, с которым взаимодействует фотонное излучение, и его толщины, выраженной в безразмерных единицах мd.

Закон ослабления для широкого пучка фотонного излучения выражается формулой

I = I0exp(мd)B ~ I0ехр(мширd), (1.10)

где м, мшир - линейные коэффициенты ослабления для узкого и широкого пучков соответственно. Значения м и В для различных энергий и материалов приведены в справочниках по радиационной безопасности. Если в справочнике указан м для широкого пучка фотонов, фактор накопления учитывать не следует.

Связь между линейным коэффициентом ослабления узкого м и широкого мшир пучков, а также фактором накоплены В выражается соотношением:

мшир=(мd-lnB)/d. (1.11)

Если рассматривается ослабление дозы, то соотношение Dшир/Dузк, показывающее во сколько раз увеличивается доза, создаваемая широким пучком при использовании защитных экранов одинаковой толщины, носит название лозового фактора накопления ВД

ВД= Dшир/Dузк. (1.12)

Значения дозовых факторов накопления для различных материалов приводятся в справочниках по радиационной безопасности. В соответствии с данными для В из таблиц справочников следует, что дозовый фактор накопления при больших значениях мd существенно превышает 1, т. е. доза, создаваемая за защитным экраном рассеянным излучением широкого пучка, на много превышает дозу, создаваемую при тех же условиях излучением узкого пучка. Указанное важное обстоятельство необходимо учитывать при расчете защитных экранов от фотонного излучения.

Для защиты от гамма-излучения наиболее часто применяются следующие материалы: свинец, бетон, сталь, железо, вода и т. д. Для смотровых систем применяют прозрачные материалы, свинцовое стекло и др. Рассмотрим физические и экономические характеристики этих материалов.

Свинец (с=11340 кг/м3, Z=82). Благодаря высокому коэффициенту фотоэлектрического поглощения свинец особенно эффективен для защиты от мягкого гамма-излучения.

Основными недостатками свинца являются его плохие механические свойства (текучесть и др.) и высокая стоимость.

Сталь (с=7500-7900 кг/м3, Z=26). Разные сорта стали обладают большой прочностью и значительно дешевле свинца, но защита из стали занимает больший объем, что в некоторых случаях является недостатком.

Бетон (с=2300 кг/м3). Защита из бетона наиболее дешевая, но занимает еще больший объем. Для уменьшения объема защиты необходимо повысить защитные свойства бетона и для этого в обычный бетон добавляют вещества с высоким атомным номером (тяжелый бетон). Коэффициент ослабления гамма-излучения такого бетона увеличится пропорционально изменению плотности.

Вольфрам (с=17000-19000 кг/м3, Z=74) является твердым металлом. Применяется при защите от излучений высокой энергии для изготовления особо ответственных частей защиты.

Прозрачные защитные материалы. Прозрачные материалы чаще всего применяют для смотровых систем, и поэтому они должны обладать не только хорошими защитными, но и высокими оптическими свойствами.

Хорошо удовлетворяют таким требованиям следующие материалы: свинцовое стекло, известковое стекло, стекло с жидким наполнителем (бромистый цинк и хлористый цинк).

Находит применение в качестве защитного материала от гамма-лучей также свинцовая резина.

Характеристика защитных материалов и опыт работы с источниками излучений позволяют наметить преимущественные области использования того или иного защитного материала. Металл чаще всего применяют для сооружения передвижных защитных устройств, а строительные материалы (бетон, кирпич и др.) - для сооружения стационарных защитных устройств.

Пример 1. Работа производится с источником Со-60. Обосновать выбор материала для стационарного защитного экрана, необходимого для ослабления мощности дозы с Р0=200 мкр/с до значения Р=2,5 мкр/с; Ег=1,25 МэВ.

Решение. Определим кратность ослабления мощности дозы

По универсальным таблицам определим толщину защитного экрана для различных материалов при К=80 и Ег=1,25 МэВ [7].

Определим вес 1 м2 защитного экрана (сх) и относительный вес защитных экранов (сх/схрв).

Все расчетные данные сведем в таблицу 1.6.

Таблица 1.6 - Расчетные данные (широкий пучок)

Материалы	Толщина защиты х, м	Плотность материала, кг/м3	Вес 1 м2 защиты с·х, кг/м2	Относительный вес защиты (сх/схрв)
Свинец	0,080	11340	907,2	1,00
Железо	0,155	7890	1223,0	1,35
Бетон	0,534	2300	1228,2	1,35

Из таблицы видно, что применение железа или бетона увеличивает вес защитного экрана на 30% по сравнению с экраном из свинца. Габариты экрана из бетона будут в 3,5 раза больше, чем из железа. Но учитывая, что это защитное устройство стационарное и габариты не имеют большого значения, выгодно применить бетон. Стоимость такого экрана значительно дешевле.

Пример 2. Работа производится с источником Сs-137. Обосновать выбор материала передвижного экрана, необходимого для ослабления мощности с Р0=200 мкр/с до значения Р=2,5 мкр/с; Ег=0,661 МэВ.

Решение. Определим кратность ослабления

По универсальным таблицам определим толщину защитного экрана для различных материалов при К=80 и Ег=0,661 МэВ [7].

Определим вес 1 м2 защитного экрана (сх) и относительный вес защитных экранов (сх/схрв). Все расчетные данные сведем в таблицу 1.7.

Таблица 1.7 - Расчетные данные (широкий пучок)

Материалы	Толщина защиты х, м	Плотность материала, кг/м3	Вес 1 м2 защиты с·х, кг/м2	Относительный вес защиты (сх/схрв)
Свинец	0,040	11340	453,6	1,00
Железо	0,112	7890	883,7	1,95
Бетон	0,420	2300	966,0	2,12

Из данных таблицы следует, что вес защиты увеличивается почти в два раза при применении железа или бетона (по сравнению с защитой из свинца). Поэтому в этом случае целесообразнее защиту сделать из свинца.

Расчеты, приведенные в этих примерах, показывают, что замена свинца строительными материалами при защите от мягкого гамма-излучения нецелесообразна, так как при этом значительно возрастают габариты и вес защитного сооружения. При сооружении защитных ограждений иногда необходимо заменить свинец полностью или частично другими материалами (бетон, чугун, сталь и т. д.).

1.1.4 Нейтронное излучение

Нейтрон (англ. neutron, от лат. neuter - ни тот, ни другой) (n), нейтральная элементарная частица со спином 1/2 и массой, превышающей массу протона на 2,5 электронных масс; относится к барионам. В свободном состоянии нейтрон нестабилен и имеет время жизни около 16 минут. Вместе с протонами нейтрон образуют атомные ядра.

Не имея электрического заряда, нейтрон не взаимодействует с электрическим полем заряженных частиц и ядер атомов и может пройти значительное расстояние в поглощающем веществе до столкновения с ядром, т.е. при прохождении через поглощающее вещество нейтроны взаимодействуют только с ядрами атомов.

Нейтроны обладают весьма широким диапазоном энергий - от долей до десятков миллионов электрон-вольт. На практике условно принято следующее разбиение нейтронов по энергиям:

* медленные, Е<1 кэВ. В эту группу входят ультрахолодные

(Е<10-7 эВ), холодные (10-7<Е<5·10-3эВ), тепловые (5·10-3<Е<0,2 эВ), надтепловые (0,2 эВ < Е < 1 кэВ),

* промежуточные, 1 кэВ < Е < 0.2 МэВ,

* быстрые, 0,2 < Е < 20 МэВ,

* сверхбыстрые, Е > 20 МэВ.

Тепловые нейтроны находятся в термодинамическом равновесии с атомами среды, в которой они распространены. Наиболее вероятная скорость движения тепловых нейтронов при температуре 295 К (22 °С) составляет 2200 м/с, а соответствующая ей энергия - 0,025 эВ.

В поле ядра атома нейтроны в зависимости от их энергии могут испытывать различные типы взаимодействия: упругое и неупругое рассеяния, радиационный захват с испусканием фотона, захват с испусканием заряженной частицы и деление ядер.

Вероятность того или другого процесса различна и зависит от энергии нейтронов и вещества, через которое проходят нейтроны.

Тепловые и медленные нейтроны в основном захватываются ядрами вещества. Нейтроны с энергией до 0,5 МэВ теряют энергию в результате упругих соударений с ядрами. При этом максимальная потеря энергии будет при столкновении нейтронов с ядрами атомов водорода, так как массы нейтрона и ядра водорода (протона) примерно равны.

Нейтроны с энергией выше 0,5 МэВ, кроме упругих соударений, могут испытывать и неупругие, при которых ядро возбуждается и затем энергия возбуждения выделяется в виде гамма- или другого вида излучений.

Вероятность процесса неупругих соударений возрастает с увеличением энергии нейтрона и массы рассеивающего ядра. В среде с легкими ядрами роль неупругого соударения незначительна. В процессе упругих и неупругих соударений энергия нейтронов уменьшается до тех пор, пока они не придут в тепловое равновесие.

Упругое рассеяние [8]. В этом виде взаимодействия нейтрон рассеивается ядром, изменяет направление движения, теряя часть своей энергии. Так как при упругом рассеянии полная кинетическая энергия системы нейтрон-ядро остается неизменной, то существует простая связь между энергией, переданной ядру, и углом рассеяния:

Еs/Е0 = (А2 - 2·А· щ + 1)/(А+1)2, (1.13)

где Е0 и Es - энергии до и после рассеяния соответственно, щ - косинус угла рассеяния в системе центра масс, А - атомная масса рассеивающего ядра.

Упругое рассеяние играет большую роль в ослаблении потока быстрых нейтронов. Наиболее эффективное ослабление на единицу массы наблюдается в водородосодержащих средах. Так как массы протона и нейтрона практически одинаковы, то при столкновении с ядром водорода, нейтрон в среднем теряет половину своей энергии, при рассеянии на ядрах углерода - примерно 14-17 %. Поэтому в качестве замедлителей нейтронов лучше всею использовать водородосодержащие или легкие вещества - обычную или тяжелую воду, парафин, полиэтилен, углерод. В процессе упругого рассеяния энергия нейтрона постепенно уменьшается и приближается к энергии теплового движения атомов и молекул среды, равной примерно 0,025 эВ, т.е. такие нейтроны становятся тепловыми. Чтобы нейтрон с первоначальной энергией 1 МэВ стал тепловым, число столкновений с ядрами водорода должно быть n = 25. В углероде энергия достигает 0,025 эВ после 100 столкновений, а при взаимодействии с ядрами урана -- после 2100 столкновений. Этот процесс завершается примерно через 106 секунд.

Тепловой нейтрон будет блуждать в веществе до тех пор, пока не будет захвачен одним из ядер атомов поглощающей среды, в результате чего произойдет следующая реакция

(1.14)

т.е. образуется изотоп исходного элемента, а избыточная энергия, полученная ядром вследствие такой перестройки, испускается в виде г-кванта. Этот тип взаимодействия называется радиационным захватом с испусканием фотона. В ядерных реакторах, где создаются мощные потоки тепловых нейтронов, ядерная реакция указанного типа используется для получения искусственных радионуклидов. Можно считать, что в других веществах нейтроны с энергией приблизительно до 1 МэВ преимущественно испытывают упругое рассеяние.

Не только тепловые, но и быстрые нейтроны могут быть захвачены ядрами атомов. В результате произойдет ядерная реакция с вылетом б-частицы, протона и т.д. и образуется ядро другого элемента:

. (1.15)

Этот тип взаимодействия называется радиационным захватом с испусканием заряженной частицы.

Неупругое рассеяние [8]. При захвате нейтрона ядром может произойти ядерная реакция, в процессе которой образуется ядро исходного нуклида, но при этом энергия испущенного нейтрона меньше энергии захваченного:

. (1.16)

В этом случае произойдет процесс неупругого рассеяния, поскольку суммарная энергия системы нейтрон-ядро до взаимодействия не равна энергии системы после взаимодействия. Неупругое рассеяние нейтронов имеет пороговый характер. Оно может произойти лишь в том случае, если энергия падающего нейтрона E0 превысит энергию Е* первого возбужденного состояния ядра-мишени. После неупругого рассеяния ядро-мишень остается в возбужденном состоянии, а энергия нейтрона равна Е0-Е*. Энергия возбужденного ядра-мишени снимается путем испускания одного или нескольких фотонов, спектр которых определяется структурой энергетических уровней возбужденного ядра.

Неупругое рассеяние нейтронов существенно лишь для тяжелых ядер. Если энергия нейтронов становится ниже порога неупругого рассеяния, то из-за очень слабого замедления он может пройти в тяжелых материалах большое расстояние. Для ослабления таких нейтронов необходимо вводить в защиту вещества с легкими ядрами, эффективно ослабляющие нейтронный поток вследствие упругого рассеяния.

Фотонное излучение, возникающее при радиационном захвате, имеет весьма высокую энергию (6-8 МэВ) и часто играет определяющую роль в формировании поля излучения за защитой. Это следует учитывать при выборе конструкционных материалов для проектирования защиты. Радиационный захват с испусканием б-частиц, протонов и т. д., такие реакции зависят от энергии нейтрона и становятся возможными в том случае, когда быстрый (с энергией больше 1 МэВ) нейтрон передаст б-частице или протону энергию, достаточную для преодоления потенциального барьера.

Таким образом, защита должна иметь в своем составе водород или другое легкое вещество для замедления быстрых и промежуточных нейтронов при упругом рассеянии, тяжелые элементы с большой атомной массой для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния и ослабления от захватного г-излучения, элементы с высоким эффективным сечением Уа поглощения тепловых нейтронов.

Во многих случаях приходится обеспечивать защиту от смешанного излучения, состоящего из нейтронов и фотонов в широком диапазоне энергий. Таким примером может служить ядерный реактор [9].

Известно, что тяжелые материалы хорошо ослабляют быстрые нейтроны и г-излучение, но плохо - промежуточные нейтроны, которые эффективней ослабятся водородсодержащими веществами. Поэтому следует искать такую комбинацию тяжелых и водородсодержащих веществ, которые давали бы наибольшую эффективность. Характеристики наиболее благоприятных двойных комбинаций таких материалов (без учета экономических и конструкционных соображений) приведены в таблице 1.8, в которой длина релаксации мощности дозы Lб - для быстрых нейтронов (с энергией Еn>0,2 МэВ); Lп - для промежуточных нейтронов (0,4 эВ < Еn < 0,2 МэВ); Lт - для тепловых нейтронов (Еn<0,4 эВ); Lг - для г-излучения (Ег?6,0 МэВ); L - для (n-г)-излучения.

Таблица 1.8 - Оптимальная комбинация защитных материалов [9]

Комбинация материалов	V*, %	Плотность, кг/м3	Длина релаксации мощности дозы, м·10-2
			Lб	Lп	Lт	Lг	L
Со; Н2О	60	5700	6,8	6,8	2,0	5,1	6,8
Pd; H2О	60	7700	6,9	6,9	2,0	3,7	6,9
Fe; H2О	61	5100	7,0	7,0	2,0	6,8	7,0
Pb; полиэтилен	21	3100	8,7	2,9	4,0	8,7	8,7
Тяжелый бетон	100	3800	9,0	6,0	2,0	9,0	9,0
Pb; Н2О	71	8400	9,6	9,6	4,0	3,4	9,6
Обычный бетон	100	2300	12,0	6,0	3,0	17,0	17,0
H2O	100	1000	10,0	2,6	2,8	39,0	39,0

Примечание

* V - объемная доля тяжелой компоненты.

Из таблицы видно, что сочетание свинца и полиэтилена дает оптимальное соотношение мысы и защитных свойств материала.

1.2 Защитный материал

Используемые в настоящее время контейнеры для длительного хранения, перевозки и захоронения радиоактивных отходов могут быть однослойными и многослойными. В качестве материалов используются бетон, полимеры, стальной прокат, нержавеющая сталь и другие материалы в различных сочетаниях. Лидирующую позицию занимают железобетонные контейнеры. Масса таких контейнеров - не менее 4000 кг.

К тому же при помещении в такой контейнер взрывозащитной капсулы его габариты и масса существенно увеличатся, что повлечет к перерасходу материала.

Поэтому предлагается использовать в качестве защиты от ионизирующих излучений материал, в состав которого будет входить свинец и полиэтилен с целью снижения массы конструкции. Применение чистого свинца оказывается нецелесообразным из-за его значительной текучести под влиянием даже собственного веса защитной кладки.

В качестве материала можно было бы использовать полиэтилен наполненный частицами свинца, но возникают трудности в технологии изготовления такого материала. При введении в расплав полиэтилена свинцового ворошка происходит химическая реакция с выделением газообразных продуктов, которые вспенивают материал, тем самым ухудшая качество материала и его эксплуатационные свойства.

Применение в качестве защитного материала эпоксидную смолу, модифицированную ультрадисперсным свинцом, наполненную гранулами полиэтилена можно избежать этих проблем.

(К тому же температура переработки такого материала снизится от температуры плавления полиэтилена Тпл.пэ=.130 єС до температуры размягчения смолы Т=55-60 єС). Использование эпоксидной смолу способствует улучшению физико-механичеких характеристик материала, при этом его показатели радиационной стойкости не снизятся, как видно из таблицы 1.9.

Таблица 1.9 - Средняя радиационная стойкость для полиэтилена и эпоксидной смолы

Материал	Допустимый поток нейтронов, нейтрон/см2	Допустимая экспозиционная доза г-излучения, р
Эпоксидное связующее	107	5·108
Полиэтилен	107	108

При анализе множества вариантов компоновки элементов радиационной защиты с учетом массовых характеристик и свойств её компонентов было принято решение остановиться на применении мелкодисперсного свинца в качестве поглотителя жесткого электромагнитного излучения. Из имеющихся в литературе данных взаимодействие гамма-излучения с мелкодисперсным поглотителем происходит иначе, нежели со сплошным поглотителем той же природы. При этом отмечалось увеличение коэффициента поглощения до 25-30 % [12].

Для соединения мелкодисперсного свинца и полиэтилена была разработана технология получения литьевого композиционного материала, в котором содержание дисперсной фазы свинца определялось не только его массовой долей но и наличием эпоксидной связки.

1.2.1 Испытания на радиационную стойкость

Были проведены испытания на радиационную стойкость такого композиционного материала. Было отработано три типа материала (К1, К2 и К3) из которых изготовлены образцы различной толщины для натурных испытаний. В таблице 1.10 приведены компонентные составы этих типов материалов.

Таблица 1.10 - Компонентные составы материалов по массе, %

Тип материала	К1	К2	К3
Полиэтилен	9,25	5,82	7,66
Свинец	81,67	88,47	81,08
Смола	9,07	5,71	11,26

Расчеты проводились для гамма-излучения источника Со-60 активностью 10 ГБк, располагающегося либо в геометрическом центре контейнера, либо после подрыва заряда распределенного по его внутренней поверхности. С учетом толщины стенки контейнера (до 15 мм стали) снижение уровня радиационного воздействия на расстоянии 1 м от контейнера до предельно допустимых значений происходит при толщине защитного свинцового экрана от 15 мм. При этом кратность ослабления излучения равнялась 1,22.