• β-излучение наблюдается, когда нейтрон ядра с избытком нейтронов превращается в протон:
• γ-излучение наблюдается, когда γ-фотон испускается из ядра с избытком энергии, который возникает после испускания ядром α— или β-частицы.
Теория радиоактивного распада основана на предположении случайности этого процесса, и вероятность того, что ядро распадется в промежуток времени Δt, пропорциональна Δt. Отсюда:
где X — постоянная распада. При преобразовании уравнения получаем N = N0 e-λt, где N0 — начальное количество атомов.
Активностью радиоактивного изотопа называется количество ядер, распадающихся в секунду. Отсюда активность где N — количество оставшихся радиоактивных ядер. Поскольку Δ — λN, активность Δ радиоактивного изотопа уменьшается экспоненциально, в соответствии с уравнением Δ = Δ0 e-λt, где Δ0 — начальная активность.
Кривая полураспада
Периодом полураспада изотопа называется время, требующееся для сокращения количества ядер изотопа на 50 %. Оно равно времени, за которое активность также уменьшается на 50 %. Так как после первого периода полураспада N = 0,5N0, то 0,5N0 = N0 e-λt, что дает λΤ 1/2 = ln2.
См. также статьи «Радиоактивность 2», «Ядерная модель атома».
РАДИОАКТИВНОСТЬ 2 — СВОЙСТВА α-, β — и γ- ИЗЛУЧЕНИЯ
Распространение при атмосферном давлении:
α-излучение; α-частицы, испускаемые определенным изотопом, имеют одну и ту же кинетическую энергию, которая отличается от энергии α-частиц других изотопов. Поэтому расстояние, на которое распространяются α-частицы, легко определить; оно составляет до 10 см.
β-излучение; β — частицы, испускаемые определенным изотопом, обладают широким спектром кинетической энергии вплоть до максимума, определяемого этим изотопом. Расстояние, на какое они распространяются, бывает разным в пределах приблизительно 1 м.
γ-излучение; γ-фотоны распространяются из точечного источника во все стороны и почти не взаимодействуют с молекулами воздуха. Расстояние, на которое они распространяются, безгранично, хотя интенсивность γ-излучения из точечного источника подчиняется закону обратных квадратов, так как они распространяются во все стороны равномерно и без поглощения.
Поглощение веществом:
α-излучение; α-частицы поглощаются бумагой, тонким картоном или металлической фольгой.
β-излучение; β-частицы проникают сквозь бумагу, тонкий картон и тонкую металлическую фольгу. Алюминиевая пластина толщиной более 5 мм поглощает в-частицы.
γ-излучение; γ-фотоны поглощаются свинцовыми пластинами толщиной около 50 мм.
Ионизация:
α-частицы образуют порядка 10 000 ионов на 1 мм 3 воздуха, что гораздо больше, чем ионизация β- частиц и у-излучения.
β-частицы образуют меньше ионов на 1 мм 3, чем α-частицы, потому что они гораздо быстрее их.
γ-излучение вызывает весьма малую ионизацию воздуха, так как фотоны не имеют заряда. Следует отметить, что рентгеновское излучение также представляет собой поток высокоэнергетических фотонов и, следовательно, вызывает ионизацию. Рентгеновские лучи образуются в рентгеновской трубке.
См. также статьи «Законы обратные квадратов», «Ионизация», «Радиоактивность 1».
РАДИАКТИВНОСТЬ 3 — РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ
Радиоактивные отходы делятся на отходы низкого, среднего и высокого уровня радиоактивности.
• Отходы низкого уровня (оборудование и спецодежда), которые использовали рабочие, имеющие отношение к радиоактивным веществам, хранятся в запечатанных контейнерах в контролируемых местах. Охлаждающая вода в теплообменниках лишь слегка радиоактивна, и ее сливают в море.
• Отходы среднего уровня (теплоноситель ядерного реактора) делают густыми и хранят в запечатанных контейнерах под землей в контролируемых районах захоронений.
• Отходы высокого уровня радиоактивности (замедлители, тепловыделяющие элементы — твэлы и отработанное топливо, подвергнутое процессу переработки) хранятся в течение многих лет так же в запечатанных контейнерах под землей в контролируемых районах захоронений.
Отработанные твэлы ядерного реактора содержат неиспользованный уран-235, уран-238 и плутоний-239, образующийся в результате поглощения ураном-238 нейтронов и осколков с большим содержанием последних. Таким образом, различные изотопы в отработанном топливе содержат источники α-, β- и γ-излучения с различными периодами полураспада. Самый короткий период полураспада у изотопов, имеющих самую большую активность на единицу массы, поэтому отработанные твэлы реактора в высшей степени радиоактивны. Их удаляют из реактора и перерабатывают с помощью устройств с дистанционным управлением.
Далее твэлы помещают в бассейн выдержки приблизительно на год, пока не распадутся изотопы с коротким сроком жизни. Затем контейнер с топливом открывают; отработанное топливо вынимают и подвергают химической обработке; неиспользованные уран и плутоний выделяют для последующего применения. Все другие материалы хранят в запечатанных контейнерах для отходов с высоким уровнем радиоактивности. Коррозия контейнеров может стать источником потенциальной опасности, но ее можно избежать путем витрификации (застекловывания) отходов. Материал смешивают с расплавленным стеклом и остужают, в результате чего получаются стеклянные блоки с материалом, предохраняющие от коррозии. При этом следует соблюдать осторожность и не располагать рядом большие порции урана и плутония. В противном случае может начаться цепная реакция и последовать взрыв.
См. также статьи «Атомная энергия», «Деление ядра».
РАДИОАКТИВНОСТЬ 4 — ИЗМЕРЕНИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Ионизирующее излучение губительно для живых клеток, так как необратимо повреждает их мембраны и разрушает механизм репликации,[4] повреждая цепи ДНК в ядрах клеток. Кроме того, ионизирующее излучение образует свободные радикалы, которые служат причиной образования опухолей.
Дозой излучения, полученного веществом от ионизирующего излучения, называется количество энергии, поглощенной веществом на единицу массы. Единицей дозы ионизирующего излучения служит грей (Гр), равный 1 Дж/кг.
Относительной биологической эффективностью (ОБЭ) рассматриваемого ионизирующего излучения называется отношение поглощенной дозы стандартного излучения (обычно 250 кВ рентгеновского излучения), к поглощенной дозе рассматриваемого излучения, вызывающей определенный биологический эффект. Например, ОБЭ α-излучения равна 10; это значит, что для произведения такого эффекта нужно взять десять доз стандартного излучения и одну дозу α- излучения.
Дозовый эквивалент, полученный живой материей при поглощении некоей дозы ионизирующего излучения, равен дозе рентгеновского излучения 250 кВ, необходимой для произведения такого же биологического эффекта. Единицей дозового эквивалента служит сиверт (Св), также равный 1 Дж/кг.
Дозовый эквивалент равен произведению дозы излучения на относительную биологическую эффективность.
Суммарным дозовым эквивалентом воздействия различных типов излучения называется сумма дозовых эквивалентов каждого типа излучения.
Нижнего предела биологического вреда от ионизирующего излучения не существует; максимум допустимого воздействия ионизирующего излучения определяется на основе признанного риска. В Великобритании установлено максимально допустимое воздействие, равное 15 Св в год, для профессий, связанных с ионизирующим излучением, и 0,5 Св в год выше естественной нормы для остального населения. Эти предельные показатели рассчитаны на основе трех смертельных случаев заболевания раком на один миллисиверт на 100 000 выживших при атомной бомбардировке Хиросимы и Нагасаки. Так, годовой предел в 0,5 мСв соответствует 750 смертям в год на население в 50 миллионов человек.