Сборник тезисов докладов VIII Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2005

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Безопасность ядерных технологий»

Все доклады секции


РАСЧЕТ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ ОТ -ИЗЛУЧЕНИЯ

Захарчук И.В., Ярцева А.А.

Озерский технологический институт (филиал) МИФИ

В данной работе предлагается программа вычисления толщины физической защиты от ионизирующих излучений, в которой рассматриваются наиболее распространенные источники -излучения, используемые в специальных химических лабораториях.

Как правило, -излучение регистрируется сцинтилляционными детекторами, разрешающая способность которых велика по сравнению с ионизационными камерами. На этих счетчиках возможна регистрация активности до сотен тысяч Беккерелей. Для разных источников это разная масса.

Нами были рассмотрены такие изотопы, как Sr-90 и равновесные с ним Y-90m, Y-90 Zr-90m; Ru-106 и равновесные с ним Ru-106 Rh-106, Te-127m; Cs-137 и равновесные с ним Cs-137 Ba-137m, Ce-144, Eu-155, U-234, U-235, Pu-238, Pu-239, Np-237; Pu-241 и равновесные с ним Pu-241 Am-241m.

Все изотопы являются продуктами работы ядерного реактора. Помимо них есть еще и много других продуктов, но они либо не излучают -квантов, либо период их полураспада менее одной десятой года. В большинстве литературных источников по переработке отработанного ядерного топлива указывается, что целесообразнее производить очистку ценных для нас компонентов от примесей после выдержки хотя бы  в течение года [5]. Таким образом, коротко живущие изотопы уйдут, а относительно долго живущие останутся. Именно на них чаще всего студенты изучают статистический характер ядерного распада, находят максимальную энергию -излучения, распределение по каналам энергий присущих для -квантов и многое другое.

Граммовые количества этих веществ активны вплоть до сотен кюри (см. табл.).

Изотоп источник

Активность 1г, Ки

Максимальная активность в Бк

Необходимая масса в г

Sr-90

426

150000

1.30196E-07

Ru-106

3380

150000

1.64183E-08

Te-127m

1226

150000

4.52701E-08

Cs-137m

98

150000

5.64834E-07

Ce-144

1332

150000

4.16695E-08

Eu-155

1360

150000

4.08133E-08

U-234

0.0062

150000

0.008958418

U-235

2.1644E-06

150000

25.64242111

Pu-238

17

150000

3.23515E-06

Pu-239

0.062

150000

0.000892757

Np-237

0.00071

150000

0.078610512

Pu-241

103

150000

5.37896E-07

 

Реально получить десятые и сотые микрограмм тяжело, поэтому в хранилище они хранятся в граммовых количествах, а необходимую концентрацию на подложке получают разведением растворов с последующей просушкой.

В работе предлагается программа, в которой для получения данных о необходимой кратности ослабления дозы и вывода графиков на монитор необходимо лишь ввести изотоп и массу его навески.

Литература

1.        Глушаков С.В., Сурядный А.С., Программирование на Visual Basic 6.0, Харьков, Фолио, 2002.

2.        Кимель Л.Р., Машкович В.П., Защита от ионизирующих излучений, справочник, изд.2, М.: Атомиздат, 1972.

3.        Селинов И.П., Изотопы. Справочные таблицы, Т1, М.: Наука, 1970.

4.        Селинов И.П., Изотопы. Справочные таблицы, Т2, М.: Наука, 1970.

5.        Шведов В.П., и др. Ядерная технология, М.: Атомиздат, 1979.