Радиоактивность

Если  жнергия γ-кванта превышает 1,02 Мэв, становится возможным процесс образования  электрон-позитроновых пар в электрическом  поле ядер. Вероятность образования пар  пропорциональна квадрату атомного номера и увеличивается с ростом hν. Поэтому при hν ~10 Мэв основным процессом в любом веществе  оказывается образование пар. 

                            100 
 
 

                              50

                                0

                                  0,1   0,5   1    2      5      10       50

                                         Энергия γ-лучей ( Мэв ) 

Обратный  процесс аннигиляция электрон-позитронной  пары является источником гамма-излучения.

Для характеристики ослабления гамма-излучения в веществе обычно пользуются коэффициентом поглощения, который показывает, на какой толщине  Х поглотителя интенсивность I₀ падающего пучка гамма-излучение ослабляется в е раз:

I=I₀e^-μ0x

Здесь μ₀ – линейный коэффициент поглощения гамма-излучения. Иногда вводят массовый коэффициент поглощения, равный отношению μ₀ к плотности поглотителя.

Экспоненциальный  закон ослабления гамма-излучения  справедлив для узкого направления  пучка гамма-лучей, когда любой процесс, как поглощения, так и рассеяния, выводит гамма-излучение из состава первичного пучка. Однако при высоких энергиях процесс прохождения гамма-излучения через вещество значительно усложняется. Вторичные электроны и позитроны обладают большой энергией и поэтому могут, в свою очередь, создавать гамма-излучение благодаря процессам торможения и аннигиляциии. Таким образом в веществе возникает ряд чередующихся поколений вторичного гамма-излучения, электронов и позитронов, то есть происходит развитие каскадного ливня. Число вторичных частиц в таком ливне сначала возрастает с толщиной, достигая максимума. Однако затем процессы поглощения начинают преобладать над процессами размножения частиц и ливень затухает. Способность гамма-излучения развивать ливни зависит от соотношения между его энергией и так называемой критической энергией, после которой ливень в данном веществе практически теряет способность развиваться.

Для изменения  энергии гамма-излучения в эксперементальной  физике применяются гамма-спектрометры различных типов, основанные большей частью на измерении энергии вторичных электронов. Основные типы спектрометров гамма-излучения: магнитные, сцинтиляционные, полупроводниковые, кристал-дифракционные.

Изучение  спектров ядерных гамма-излучений  дает важную информацию о структуре ядер. Наблюдение эффектов, связанных с влиянием внешней среды на свойства ядерного гамма-излучения, используется для изучения свойств твёрдых тел.

Гамма-излучение  находит применение в технике, например для обнаружения дефектов в металлических деталях – гамма-дефектоскопия. В радиационной химии гамма-излучение применяется для инициирования химических превращений, например процессов полимеризации. Гамма-излучение используется в пищевой промышленности для стерилизации продуктов питания. Основными источниками гамма-излучения служат естественные и искусственные радиоактивные изотопы, а также электронные ускорители.

Действие  на организм гамма-излучения подобно  действию других видов ионизирующих излучений. Гамма-излучение может  вызывать лучевое поражение организма, вплоть до его гибели. Характер влияния гамма-излучения зависит от энергии γ-квантов и пространственных особенностей облучения, например, внешнее или внутреннее. Относительная биологическая эффективность гамма-излучения составляет 0,7-0,9. В производственных условиях (хроническое воздействие в малых дозах) относительная биологическая эффективность гамма-излучения принята равной 1. Гамма-излучение используется в медицине для лечения опухолей, для стерилизации помещений, аппаратуры и лекарственных препаратов. Гамма-излучение применяют также для получения мутаций с последующим отбором хозяйственно-полезных форм. Так выводят высокопродуктивные сорта микроорганизмов (например, для получения антибиотиков ) и растений.

Современные возможности лучевой теропии расширились в первую очередь за счёт средств и методов дистанционной гамма-теропии. Успехи дистанционной гамма-теропии достигнуты в результате большой работы в области использования мощных искусственных радиоактивных источников гамма-излучения (кобальт-60, цезий-137), а также новых гамма-препаратов.

Большое значение дистанционной гамма-теропии  объясняется также сравнительной  доступностью и удобствами использования  гамма-аппаратов. Последние, так же как и рентгеновские, конструируют для статического и подвижного облучения. С помощью подвижного облучения стремятся создать большую дозу в опухоли при рассредоточенном облучении здоровых тканей. Осуществлены конструктивные усовершенствования гамма-аппаратов, направленные на уменьшение полутени, улучшение гомогенизации полей, использование фильтров жалюзи и поиски дополнительных возможностей защиты.

Использование ядерных излучений в растениеводстве  открыло новые, широкие возможности  для изменения обмена веществ  у сельскохозяйственных растений, повышение их урожайности, ускорения развития и улучшения качества.

В результате первых исследований радиобиологов  было установлено, что ионизирующая радиация – мощный фактор воздействия  на рост, развитие и обмен веществ  живых организмов. Под влиянием гамма-облучения у растений, животных или микроорганизмов меняется слаженный обмен веществ, ускоряется или замедляется (в зависимости от дозы) течение физиологических процессов, наблюдаются сдвиги в росте, развитии, формировании урожая.

Следует особо отметить, что при гамма-облучении в семена не попадают радиоактивные вещества. Облученные семена, как и выращенный из них урожай, нерадиоактивны. Оптимальные дозы облучения только ускоряют нормальные процессы, происходящие в растении, и поэтому совершенно необоснованны какие-либо опасения и предостережения против использования в пищу урожая, полученного из семян, подвергавшихся предпосевному облучению.

Ионизирующие  излучения стали использовать для  повышения сроков хранения сельскохозяйственных продуктов и для уничтожения различных насекомых-вредителей. Например, если зерно перед загрузкой в элеватор пропустить через бункер, где установлен мощный источник радиации, то возможность размножения насекомых-вредителей будет исключена и зерно сможет храниться длительное время без каких-либо потерь. Само зерно как питательный продукт не меняется при таких дозах облучения. Употребление его для корма четырех поколений экспериментальных животных не вызвало каких бы то ни было отклонений в росте, способности к размножению и других патологических отклонений от нормы. 
 
 
 
 

Атомный реактор.

Источником энергии  реактора служит процесс деления  тяжелых ядер. Напомним, что ядра состоят из нуклонов, то есть протонов и нейтронов. При этом количество протонов Z определяет заряд ядра Ze: оно равно номеру элемента из таблицы Менделеева, а атомный вес ядра А – суммарному количеству протонов и нейтронов. Ядра, имеющие одинаковое число протонов, но различное число нейтронов, являются различными изотопами одного и того же элемента и обозначается символом элемента с атомным весом слева вверху. Например, существуют следующие изотопы урана: ²³⁸U, ²³⁵U, ²³³U,...

Масса ядра М не просто равна сумме  масс составляющих его протонов и  нейтронов, а меньше её на величину     М, определяющую энергию связи

(в соответствии с соотношением  )  М=Zm_p+(A-Z)m_n-(A)A, где(А)с - энергия связи, приходящаяся на один нуклон. Величина (А) зависит от деталей строения соответствующего ядра... Однако наблюдается общая тенденция зависимости её от атомного веса. А именно, пренебрегая мелкими деталями, можно описать эту зависимость  плавной кривой, возрастающей при малых. А, достигающей максимума в середине таблицы Менделеева и убывающей после максимума к большим значениям А. Представим себе, что тяжелое ядро с  атомным весом А и массой М разделилось на два ядра А₁ и А₂ с массами соответственно М₁ и М₂, причем А₁ + А₂ равно А либо несколько меньше его, так как в процессе деления могут вылететь несколько нейтронов. Возьмем для наглядности случай А₁ + А₂ = А. Рассмотрим величину разности масс начального ядра  и двух конечных ядер, причем будем считать что А₁ = А₂, так, что (А₁)= (А₂),  М=М-М₁-М₂=- (А)А+ (А₁)(А₁ +А₂) =А( (А₁)- (А₁)). Если А соответствует тяжелому ядру в конце Периодической системы, то А₁  находится в середине и имеет максимальное  значение (А₂). Значит, М>0 и, следовательно,  в процессе  деления выделяется  энергия  Е_д= Мс². Для тяжелых ядер, например для ядер урана, ( (А₁)- (А))с²=1 МэВ. Так что при А=200 имеем оценку Е_д = 200 МэВ. Напомним, что электрон-вольт (эВ) внесистемная единица  энергии, равная энергии, приобретаемой элементарным зарядом под действием разности потенциалов 1В ( 1эВ = 1,6*10^-19 Дж). Например, средняя энергия, выделяемая при делении ядра  ²³⁵U

                                              Е_д = 180 МэВ = 180 10⁶ эВ.

Таким образом, тяжелые ядра являются потенциональными источниками энергии. Однако самопроизвольное деление ядер происходит исключительно  редко и практически значения не имеет. Если же в тяжелое ядро попадает нейтрон, то процесс деления  может резко убыстриться. Это явление происходит  с различной интенсивностью для различных ядер, и мерой его служит эффективное поперечное сечение процесса. Напомним, как определяются эффективные сечения и как они связаны с вероятностями тех или иных процессов. Представим себе пучок частиц, (например, нейтронов), падающих на мишень, состоящую из определённых объектов, скажем ядер. Пусть N₀ - число нейтронов в пучке, n-плотность ядер, приходящаяся на единицу объема (1 см³ ). Пусть нас интересуют события определённого сорта, например деление ядер мишени. Тогда число таких событий N будет определяться формулой N=N₀nl _эф, где l- длинна мишени и _эф называется поперечным сечением процесса деления (или любого другого процесса) заданной энергией Е, соответствующей энергии налетающих нейтронов. Как видно из предыдущей формулы, эффективное сечение имеет размерность площади(см²). Оно имеет вполне понятный геометрический смысл:  это площадка, при попадании в которую происходит интересующий нас процесс. Очевидно, если сечение большое, процесс идёт интенсивно, а маленькое сечение соответствует малой вероятности попадания в эту площадку, следовательно, в этом случае процесс происходит редко.

      Итак, пусть для некоторого ядра  мы имеем достаточно большое  эффективное сечение процесса деления при этом, при делении наряду с двумя большими осколками А₁ и А₂ могут вылететь несколько нейтронов. Средне число дополнительных нейтронов называется коэффициентом размножения и обозначается символом k . Тогда реакция идёт по схеме

                                                      n+A           A₁+A₂+k n.

Родившиеся в  этом процессе нейтроны, в свою очередь, реагируют с ядрами А, что даёт новые реакции деления и новое, ещё большее число нейтронов. Если k  > 1, такой цепной процесс  происходит с нарастающей интенсивностью и приводит  к взрыву с выделением огромного кол-ва энергии. Но процесс этот можно контролировать. Не все нейтроны обязательно попадут в ядро А: они могут выйти наружу через внешнюю границу реактора, могут поглотиться в веществах, которые специально вводятся в реактор. Таким образом, величину k , можно уменьшить до некоторой k_эф, которая равна 1 и лишь незначительно её превышает. Тогда можно успевать отводить производимую энергию и работа реактора становится устойчивой. Тем не менее в этом случае реактор работает в критическом режиме. Неполадки с отводом энергии привели бы к нарастающей цепной реакции и катастрофе. Во всех действующих системах предусмотрены меры безопасности, однако аварии, с очень малой вероятностью, могут происходить и, к сожалению происходят.

   Как выбирается  рабочее вещество для атомного  реактора?  Необходимо, чтобы в  топливных элементах присутствовали  ядра изотопа с большим эффективным  сечением деления. Единица измерения  сечения 1 барн = 10^-24 см². Мы видим две группы значений сечений: ( ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu ) и малые(²³²Th,²³⁸U). Для того, чтобы представить себе разницу, вычислим, какое расстояние должен пролететь нейтрон, чтобы произошло событие деления. Воспользуемся для этого формулой N=N₀nl _эф. Для  N=N₀=1 имеем Здесь n- плотность ядер, , где p- обычная плотность и m =1,66*10^-24г- атомная единица массы. Для урана и тория n = 4,8^.10²² см³. Тогда для ²³⁵U имеем l = 10см, а для ²³²Th  l = 35 м. Таким образом, для реального осуществления процесса деления следует использовать такие изотопы как ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu. Изотоп ²³⁵U в небольшом кол-ве содержится в природном уране состоящем в основном из ²³⁸U, поэтому в качестве ядерного топлива обычно используют уран, обогащённый изотопом ²³⁵U. При этом в процессе работы реактора вырабатывается значительное кол-во ещё одного расщепляющегося изотопа-   ²³⁹Pu. Плутоний получается в результате цепочки реакций