2.4 Материалы для защиты от гамма-излучения
Гамма-излучение наиболее эффективно ослабляется материалами с большим атомным номером и высокой плотностью (свинец, сталь, бетон, магнетитовые и другие руды, свинцовое стекло).На АЭС в качестве материала для биологической защиты обычно используется бетон, металлические конструкции и вода. Рассмотрим некоторые материалы, получившие широкое применение в качестве защиты от гамма-излучения.
Вода используется не только как замедлитель нейтронов, но и как защитный материал от нейтронного излучения вследствие высокой плотности атомов водорода. При поглощении тепловых нейтронов ядрами водорода по реакции H(n,γ)D, возникает захватное γ-излучение с энергией E =2,23 МэВ. Захватное γ-излучение можно снизить, если применить борированную воду. Тепловые нейтроны поглощаются бором по реакции B(n,α)Li, а захватное излучение имеет энергию E = 0,5 МэВ. Конструктивно водяную защиту выполняют в виде заполненных водой секционных баков из стали или других материалов.
Полиэтилен (р = 0,93 г/см3, nн= 7,92 ·1022 ядер/см3) — термопластичный полимер (CnH2n), является лучшим замедлителем, чем вода. Применяют в виде листов, лент, прутков и т.п. на таких участках защиты, где температура tполиэтилена меньше tразмягчения=368К. Необходимо учитывать высокий коэффициент его линейного расширения (в 13 раз больше, чем у железа). С повышением tполиэтилен размягчается, а затем загорается, образуя двуокись углерода и воду. Защитные свойства от γ-излучения примерно такие же, как у воды. Для уменьшения захватного γ-излучения в полиэтилен добавляют борсодержащие вещества.
Из других водородсодержащих веществ используют различные пластмассы (полистирол, полипропилен) и гидриды металлов.
Железо - в виде изделий из стали и чугуна (прокат, поковка, дробь). Сталь (углеродистая и с легирующими элементами) является конструкционным материалом для изготовления узлов реакторных установок (корпус реактора, тепловая и радиационная защита, трубопроводы, различные механизмы, арматура для защиты из других материалов и т.п.). В стали сочетаются конструкционные и защитные свойства. Масса зашиты из стали от γ-излучения на 30% больше массы эквивалентной свинцовой защиты, однако повышенный расход материала компенсируется лучшими конструкционными характеристиками стали. Под действием тепловых нейтронов железо, являющееся основной составной частью стали, активируется с образованием радионуклида 55Fe (Т1/2=45,1 сут), излучающего фотоны (Eγ1= 1,1 МэВ; Eγ2=1,29 МэВ). При захвате нейтронов атомами железа возникает захватное γ-излучение (Eγ =7,7 МэВ). При несовершенной конструкции реакторной установки захватное γ-излучение в железных конструкциях тепловой защиты определяет выбор зашиты от излучения. Следует обращать внимание на содержание в стали марганца, тантала и кобальта, так как наведенная γ-активность определяется в основном содержанием этих элементов стали. Сталь, подвергающаяся облучению нейтронами высокой плотности, должна содержать не более 0,2% марганца, а тантал и кобальт могут находиться лишь в виде следов. Захватное γ-излучение и остаточную активность можно в значительной степени уменьшить, если добавить в сталь борное соединение и получить борную сталь. Бор интенсивно поглощает тепловые нейтроны, при этом образуются легко поглощаемое γ-излучение (E =0,5 МэВ) и α-частицы. Борная сталь по механическим свойствам хуже конструкционной стали, очень хрупка и трудно поддается мехобработке.
Свинец используется для защиты в виде отливок (очехлованных стальными листами), листов, дроби. Из имеющихся дешевых материалов свинец обладает наиболее высокими защитными свойствами от γ-излучения. Его целесообразно использовать при необходимости ограничения размеров и массы защиты. Применение свинца ограничивается низкой температурой плавления (600 К). Защитные материалы вольфрам, тантал могут использоваться в горячих зонах, в которых применение свища исключается. Использовать эти металлы для защиты промышленных реакторов нецелесообразно, так как они крайне дороги.
Кадмий хорошо поглощает нейтроны с энергией меньше 0,5 эВ. Листовой кадмий толщиной 0,1 см снижает плотность потока тепловых нейтронов в 109 раз. При этом возникает захватное γ-излучение с энергией до 7,5 МэВ. Кадмий не обладает достаточно хорошими механическими свойствами. Поэтому чаще применяют сплав кадмия со свинцом, который наряду с хорошими защитными свойствами от нейтронного и γ-излучений имеет лучшие механические свойства чем свойства чистого кадмия.
Бетон является основным материалом для защиты от излучений, если масса и размер защиты не ограничиваются другими условиями. Он состоит из заполнителей, связанных между собой цементом. В состав цемента входят окислы кальция, кремния, алюминия, железа и легкие ядра, которые интенсивно поглощают γ-излучение и замедляют быстрые нейтроны в результате упругого и неупругого столкновений. Поглощающая способность γ-излучения зависит от плотности бетона, которая может составлять 2,1 — 6,6 т/м3. Наибольшая плотность бетона при использовании заполнителя- железного скрапа (стальных шариков, проволоки, обрезков стального лома), наименьшая — при использовании песка и гравия. Конструкция бетонной защиты может быть монолитной (для больших реакторов) или состоять из отдельных блоков (небольших реакторов). Для снижения выхода захватного γ-излучения в бетон вводят вместо заполнителя до 3% B4C.
Основным показателем защитных свойств материала по отношению к γ-излучению служит линейный коэффициент ослабления плотности (мощности дозы) γ-излучения. Чем выше плотность материала тем больше μ (коэффициент ослабления), тем более высокими защитными свойствами обладает материал. Защитные свойства материалов улучшаются в результате введения в них тяжелого компонента (железа, бария и др.). γ-излучение ослабляется за счет увеличения плотности материала.
2.5 Индивидуальная аварийная дозиметрия гамма-излучения
Дозы γ-излучения наиболее точно измеряют радиотермо- (РТЛ) и радиофотолюминесцентными (РФЛ) и фотопленочными дозиметрами.
В лабораторных условиях фотопленочные дозиметры позволяют измерять дозу γ-излучения с допустимой погрешностью,а их практическое применение для индивидуального аварийного контроля затруднительно. Погрешность возникает из-за различия в условиях хранения и ношения. К недостаткам относятся энергетическая зависимость чувствительности, необходимость процедуры проявления и денситометрирования, чувствительность к климатическим условиям. Фотопленки в индивидуальной аварийной дозиметрии вытесняются радиофото- и радиотермолюминесцентными дозиметрами. Принцип действия РФЛ-дозиметров - на испускании видимого света при ультрафиолетовом возбуждении облученных твердых веществ. В дозиметрах используются метафосфатные стекла, активированные серебром. Если при радиофотолюминесценции созданные ионизирующим излучением центры захвата сохраняются после ультрафиолетового возбуждения, то при радиотермолюминесценции происходит рекомбинация электронов с дырками, что приводит к разрушению центров захвата. Радиофотолюминесцентные дозиметры допускают многократное определение показаний без потери информации, а радиотермолюминесцентные после определения показаний могут быть использованы для нового облучения. Для регистрации РТЛ люминофор помещают на нагревательное устройство перед фотоумножителем и измеряют зависимость интенсивности свечения от температуры или времени нагрева. Желателен люминофор с линейной зависимостью интенсивности РТЛ от дозы, нечувствительный к освещению, температурным и климатическим факторам. Выход РТЛ должен быть большим, а спектр удаленным от собственного свечения нагревательного устройства и соответствовать спектральной чувствительности используемого фотоумножителя. Учитывая всё это, в аварийной дозиметрии широко используют три типа термолюминофоров: фтористый литий, фтористый кальций и термолюминесцирующие стекла. На АЭС используются комплекты детекторов индивидуального дозиметрического контроля на основе LiF,которые могут регистрировать дозы аварийного облучения. Преимущество LiF связано с небольшим эффективным атомным номером, равным 8,14 и близким к эффективному атомному номеру мышечной ткани. По этой причине у фтористого лития незначительная зависимость дозовой чувствительности от энергии фотонов. После облучения в дозе более 100 рад фтористый литий необходимо подвергать регенерации путем длительной термообработки для снятия радиационных дефектов.LiF допускает многократное применение (до 100 раз) без изменения чувствительности при дозе до 1000 рад. Эффективный атомный номер CaF2 выше, чем у LiF, поэтому его чувствительность сильнее зависит от энергии фотонов. Хотя такие дозиметры отличаются стабильными характеристиками, высокой точностью и большим сроком службы, но они сложны в изготовлении и довольно громоздки, особенно если речь идет об их объединении с индивидуальными дозиметрами нейтронов в общий аварийный дозиметр γ - n-излучения. В качестве термолюминесцентных дозиметров используют стёкла. Алюмофосфатные стекла стали основой метода термолюминесцентной дозиметрии ИКС. Требования, предъявляемые к термолюминофорам, удается удовлетворить подбором состава стекла, выбором активатора, разработкой технологии изготовления стекла. Без активатора (лучшим оказался марганец) собственная радиолюминесценция у стекла невелика. Так как эффективный атомный номер алюмофосфатного стекла равен около12, что значительно больше, чем у биологической ткани, то в области низких энергий фотонов дозиметры обладают значительным ходом с жесткостью. Отношение дозовой чувствительности к нейтронам и аналогичной чувствительности к γ-излучению для стекол с литием равно около 100. Относительная чувствительность стекол к быстрым нейтронам по сравнению с γ-излучением для нейтронов с энергией ниже 5 МэВ не превышает 3—5%. Хотя по своим временным характеристикам термолюминесцирующие стекла уступают таким люминофорам, как LiF или CaF2,но они являются довольно стабильными к климатическим и температурным условиям. Они устойчивы к коррозии, тепловым ударам при быстром нагреве и охлаждении. Показания дозиметров в пределах ±3% не зависят от температуры при облучении в интервале от - 20 до + 600C.На основе алюмофосфатных стекол, промышленному выпуску которых присвоена марка ИС-7, создан комплект индивидуальных аварийных дозиметров γ-излучения ИКС-А и индивидуальный дозиметр кожной дозы β- и γ-излучений ИКС. У дозиметра ИКС-А полный диапазон по тканевой дозе γ-излучения от 0,5 до 1000рад разбит на три поддиапазона от 0,05 до 10 рад, от 10 до 100 рад и от 100 до 1000 рад. Основная погрешность измерения дозы не больше ±15%.