Электромагнитное излучение (стр. 12 )

vc = nHV =nH-nR4. первичного нщ^

l2i и с ядром

гий

356 Физика высоких энер,

Каждое столкновение приводит к образованию вторичного нейтпп самоподдерживающаяся реакция возникает при условии, что v = j# '

Следовательно, минимальный критический размер активной зон (в которой протекает цепная реакция):

1 =

n„nR2

По известной плотности урана р = 18,7 • 103кг/м3 и молярной массе М = 235 • 10~3 кг/моль можно оценить концентрацию ядер (NA— число Авогадро):

»■ - £ ^mn- - ШЗ ■6-02 •102' -4-8 ■1028м"-

Учитывая, что радиус ядра урана R ~ 7,4 • 10~15м, получаем критический размер активной зоны:

/=4,8-1028я-(7,4-1(И9)2 ~°'12м-

Считая, что активная зона имеет форму куба со стороной I, можно оценить критическую массу:

ткр = pi3 = 33,2 кг.

Более точные расчеты дает значение критической массы, по порядку величины совпадающее с результатом нашей оценки (т =47 кг).

Значение критической массы зависит от формы, структуры и внешнего окружения активной зоны. Если уран прослоен полиэтиленовыми пленками, замедляющими выход нейтронов из зоны реакции, и окружен бериллиевой оболочкой, мешающей вылету электронов наружу, критическая масса 2||U уменьшается до сотен граммов.

ВОПРОСЫ

1.  Почему для деления ядер используют нейтроны? Приведите примеры реакции деления ядра.

2.  Какую энергию называют энергетическим выходом реакции? Как оценить энергетический выход для реакции деления?

3.  Какой величиной характеризуют скорость цепной реакции? Запишите необходимо условие для развития цепной реакции.

4.  Какую реакцию деления называют самоподдерживающейся? Когда она возникает?

5.  Проведите оценку критического размера активной зоны и критической массы.

физика

атомного ядра

357

A Q6- Использование энергии деления ядер. Ядерная энергетика

Я рныи реактор. Управляемые цепные реакции деления ядер осу-ествляются в ядерных реакторах.

Ядерный реактор — устройство, в котором выделяется тепловая энергия в результате управляемой цепной реакции деления ядер.

Впервые управляемая цепная реакция деления ядер урана была осуществлена в 1942 г. в США под руководством итальянского физика Ферми. Цепная реакция с коэффициентом размножения нейтронов k = 1,0006 длилась в течение 28 мин, после чего реактор был остановлен. В настоящее время в мире работает около тысячи ядерных реакторов различного типа и назначения.

Принципиальная схема ядерного реактора показана на рисунке 273.

Ядерное топливо (уран) располагается в активной зоне в виде вертикальных стержней 1, называемых тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). Число ТВЭЛов определяет максимальную мощность реактора. В активной зоне реактора может находиться до 90 000 ТВЭЛов.

Таблетка урана ▲ 273

Топливный стержень

Как мы уже отмечали, наиболее эффективное деление ядер 2g|U происходит под действием медленных нейтронов. Однако вторичные нейтроны, образующиеся в результате реакции деления, являются быстрыми, обладая энергией порядка МэВ. Для того чтобы их последующее взаимодействие с ядрами 9|U в цепной реакции было наиболее эффективно, их замедляют, вводя в активную зону замедлитель 2 — вещество, уменьшающее кинетическую энергию нейтронов. В качестве замедлителя часто используется обычная (Н20) и тяжелая 1^0) вода. Это связано с тем, что ядром атома водорода в молекуле воды является протон, масса которого близка к массе нейтрона. В этом слу-ае потеря энергии нейтрона оказывается макси-альной (вспомните столкновения движущихся покоящихся бильярдных шаров (см. Ф-10, 4)). Хорошим замедлителем считается также Рафит, ядра которого не поглощают нейтронов.

Для уменьшения утечки нейтронов и увели-

ия коэффициента размножения активную зо-

Схема ядерного реактора

°кРУжают отражателем нейтронов 3 — обо-

кои, отражающей нейтроны внутрь зоны.

358 Физика высоких энерГи-

Управление скоростью цепной реакции осуществляется с поадгт передвижения в активной зоне регулирующих стержней 4. Такие степ *° ни изготавливают из материалов, сильно поглощающих нейтроны (к мий, карбид бора). При увеличении глубины погружения регулирующих стержней в активную зону число поглощаемых нейтронов возрастает вследствие чего цепная реакция ослабевает. При полностью погруженных в активную зону стержнях цепная реакция должна прекратиться

Реактор начинает работать тогда, когда регулирующие стержни выдвинуты настолько, что коэффициент размножения нейтронов оказывается равным единице.

Для защиты персонала, обслуживающего ядерный реактор, от мощного потока нейтронов и у-квантов, возникающих при делении ядер и бе-га-распадах осколков реакции, предусмотрена радиационная защита 5. Быстрые нейтроны вначале замедляются с помощью материалов из легких элементов, а затем поглощаются тяжелыми элементами. Наилучшими материалами для защиты от у-квантов являются материалы с большим значением Z. Поэтому в качестве радиационной защиты используется бетон с железным заполнителем и соединениями бора.

Ядерные реакторы нашли применение в силовых установках кораб-

1ей и подводных лодок. Ядерные реакторы используются для произвол -

:тва искусственных радиоактивных изотопов для научных исследований

1 в медицинских целях. Одним из важнейших получаемых изотопов яв-

шется плутоний 2g|Pu, используемый, как и 2gfU, в качестве ядерного

юплива. Эффективность деления плутония под действием медленных

гейтронов превышает эффективность деления 2||U. Плутоний долучает-

я в результате бомбардировки нейтронами изотопа урана 2g§U, состав-

[яющего 99,27% от естественного урана, находящегося в активной зоне

•еактора. Сначала при захвате ядром нейтрона образуется изотоп урана

||и (рис. 274, а). В результате его бета-распада возникает трансурано-

ый элемент нептуний 2g|Np. Период полураспада 2||Np составляет

1,5 дня. В результате бета-распада нептуния (рис. 274, б) и возникает

||Ри. Примерно через год треть урана 2||U в реакторе превращается в

лутоний, который можно использовать как ядерное топливо в реакто-

ах или для производства ядерного оружия. Возможность производства

ружейного плутония в обычном ядерном реакторе существенно затруД

яет контроль выполнения договора о нераспространении ядерного ору

сия.

Атомная электростанция (АЭС). Ядерный реактор является основ-ым элементом атомной электростанции (АЭС), преобразующей тепло^ ую ядерную энергию в электрическую. В результате деления ядер в Р кторе выделяется тепловая энергия. Эта энергия преобразуется в энер

Физика атомного ядра

359

23о! и

а) о» + °"9"2

атт

J>U

93Np + >

^274

Производство плутония в ядерном реакторе: О а) образование нептуния ^g|Np; б) возникновение 93NP * 294PU + - Iе плутония 2ЦРи

гию пара, вращающего паровую турбину. Паровая турбина в свою очередь вращает ротор генератора, вырабатывающего электрический ток.

Принципиальная схема атомной электростанции приведена на рисунке 275.

Мощность реактора — количество тепловой энергии, выделяющейся в единицу времени.

Пар (вые. да

Электрический ток енера-тор (низк. давл.) Вода (хол.) Вода (гор.) Вода (низк. давл.)

Первый контур

*275

РиЩипиальная схема атомной электростанции

360 Физика высоких энеРги-

При каждом акте деления выделяется энергия около 200 МэВ = 3,2-10"пДж. Тогда мощности 3000 МВт будет соответствовав 3 • 109/3,2 • 10"11 ~ 1018 актов деления в секунду. При делении ядер стенки ТВЭЛов сильно нагреваются. Отвод тепла из активной зоны осуществляется теплоносителем — водой. В мощных реакторах зона нагревается цо температуры 300 °С. Во избежание закипания вода выводится из ак-гивной зоны в парогенератор под давлением порядка 100 атм (107Па) В парогенераторе (теплообменнике) радиоактивная вода (теплоноситель) циркулирующая в первом контуре, отдает тепло обычной воде, циркули-эующей во втором контуре. Передаваемое тепло превращает воду во вто-эом контуре в пар. Этот пар с температурой около 230 °С под давлением J0 атм (3 • 106Па) направляется на лопатки паровой турбины, а она вра-цает ротор генератора электрической энергии. Конденсация отработан-юго пара происходит в конденсаторе.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была покроена в 1954 г. в нашей стране (г. Обнинск).

Коэффициент полезного действия АЭС зависит, в частности, от КПД гарогенератора и турбины. У современных АЭС КПД порядка одной тре-■и. Например, мощность реактора в 3 ГВт обеспечивает мощность элект-•ической энергии 1 ГВт.

Ядерная безопасность АЭС. Учитывая значительную величину теп-:овой энергии, выделяемой в ядерном реакторе АЭС, решение проблем юнтроля и ядерной безопасности оказывается жизненно необходимым. Грежде всего следует иметь в виду, что значительная доля тепловой нергии выделяется не в результате цепной реакции деления ядер 2||U> а ак следствие бета-распадов осколков реакции. Даже после завершения епной реакции, когда регулирующие стержни оказываются полностью огруженными в активную зону, энергия выделяется в результате про-олжающихся бета-распадов. Для реактора мощностью 1 ГВт эта допол-ительная тепловая мощность составляет около 200 МВт. В отсутствие хлаждающей воды этой мощности оказывается достаточно для расплав-ения оболочки реактора и проникновения ядерного топлива в окружаю-цую среду. Подобная авария произошла в 1979 г. на АЭС в Три-Майл-йленд (США).

В 1986 г. в реакторе третьего энергоблока Чернобыльской АЭС избьг >чное (по сравнению с необходимым) число регулирующих стержней лло удалено из активной зоны реактора. Мощность реактора при этом i 4 с выросла с 1% от нормы в 100 раз по сравнению с нормальной, зрыв пара разгерметизировал трубы системы охлаждения и повреди; зонную плиту радиационной защиты. Графитовый замедлитель от из »1точного тепловыделения сгорел за несколько дней. Выброс радиоак

физИка атомного ядра

361

явных веществ в атмосферу составил около 1018Бк. Радиоактивное за-яясение обширных территорий Украины, Белоруссии и России будет азываться еще в течение многих лет (достаточно сказать, что период полураспада плутония 21\Ри — 24 000 лет). В результате работы АЭС возникают ядерные отходы. Радиоактивность отработавших ТВЭЛов остается высокой, представляя опасность для людей спустя 25 000 лет. Отработавшие ТВЭЛы хранят в жидком виде в цистернах из нержавеющей стали, окруженных бетоном. Наиболее активные отходы остекловывают и хранят в глубоких шахтах под землей.

ВОПРОСЫ

1.  Какое устройство называют ядерным реактором? Когда впервые была осуществлена управляемая цепная реакция деления ядер урана 2g|U?

2.  Перечислите и объясните назначение основных элементов ядерного реактора на схеме (рис. 273).

3.  В результате каких процессов в ядерном реакторе производится плутоний 2|дРи? Для каких целей он может быть использован?

4.  Как происходит преобразование ядерной энергии в электрическую на АЭС? Перечислите и объясните назначение основных элементов принципиальной схемы АЭС (рис. 275).

5.  Охарактеризуйте основные меры безопасности, необходимые при работе АЭС.

§87 . Термоядерный синтез

Термоядерные реакции. Выделение ядерной энергии может происходить не только при реакции деления ядер, но и при реакции соединения (синтеза) ядер. Выделяющаяся энергия оказывается наибольшей при синтезе ядер легких элементов, обладающих минимальной энергией связи (см. рис. 264). При соединении двух легких ядер, например дейтерия iH и трития ^Н, образуется более тяжелое ядро гелия |Не с большой энергией связи:

?Н + ?Н -> |Н,+ 1/г. (249)

При таком процессе ядерного синтеза выделяется значительная энер-

я (17,6 МэВ), равная разности энергий связи тяжелого ядра |He и двух

гких ядер ^н и \Н. Образующийся при реакции нейтрон (рис. 276) при-

Ретает 70% этой энергии. Сравнение энергии, приходящейся на один

Уклон в реакциях ядерного деления (0,9 МэВ), и синтеза (17,6 МэВ) по-

ч 1Вает' что реакция синтеза легких ядер энергетически более выгодна,

Реакция деления тяжелых.

362 Физика высоких энерг -

Q Слияние ядер происходит под действием си

-ЖЯг

ол ядерного притяжения. Поэтому они должн
сблизиться до расстояний, меньших 10~14м \
iH £ЕХ которых действуют ядерные силы. Этому сбли-

жению препятствует кулоновское отталкиванир
ij^ ^ положительно заряженных ядер. Для его пре-

2Н g£\ одоления ядра должны обладать кинетической

1 Цр энергией, превышающей потенциальную энер-

гНе гию их кулоновского отталкивания.

А 276

Оценим потенциальную энергию взаимодействия ядер дейтерия и трития, имеющих заряд Термоядерный синтез (+е) и сблизившихся на расстояние г = 10~14м

(см. Ф-10, формула (236)):

W = k^ =9-109(1,6'ц°ы19)2 = 2,3 -10-14Дж = 0,14 МэВ.

Средняя кинетическая энергия ядер определяется температурой (см. Р-10, формула (172)):

£ = |/е7\

Тогда преодолеть кулоновское отталкивание смогут лишь ядра, имею-цие кинетическую энергию:

E>W [ли температуру

T>2W= 2-2,8-10-» =1Q9K 3k 3-1,38-Ю-28

Кинетическая энергия наиболее быстрых ядер может быть порядка,14 МэВ и при температурах 107К, на два порядка меньших за счет хвоста» максвелловского распределения частиц по скоростям (см. Ф-Ю, 50). Тем не менее реакции слияния легких ядер могут протекать лишь ри температурах порядка сотен миллионов градусов и поэтому называйся термоядерными (от лат. therme — тепло).

Термоядерный синтез — реакция, в которой при высокой температуре, большей 107К, из легких ядер синтезируются более тяжелые.

Термоядерный синтез — источник энергии всех звезд, в том числе олнца.

Основным процессом, в котором происходит освобождение термоядер эй энергии в звездах, является превращение водорода в гелий. За сч

физика атомного ядра 363

пеления энергии в этой реакции масса Солнца уменьшается каждую секунду на 4 млн т.

Большую кинетическую энергию, необходимую для термоядерного яятеза, ядра водорода получают в результате сильного гравитационного притяжения к центру звезды.

Управляемый термоядерный синтез. Осуществление управляемого термоядерного синтеза (УТС) предоставило бы человечеству новый, практически неисчерпаемый источник энергии. Дейтерий, необходимый для наиболее эффективной реакции (247), содержится в воде морей и океанов (в виде молекул Н20 и D20). Его количества хватит на сотни миллионов лет. Тритий можно получать в ядерном реакторе в результате облучения жидкого лития (запасы которого огромны) нейтронами:

In + |Li ->|Не + IН.

Одним из важнейших преимуществ УТС является то, что в отличие от реакций деления тяжелых ядер, в результате термоядерного синтеза не образуются радиоактивные отходы, т. е. не возникает опасность загрязнения окружающей среды. При решении проблемы УТС выяснилось, что при нагревании газа до температур порядка 107К (например, в результате электрического разряда) атомы водорода ионизуются. Поэтому сообщить ионам плазмы достаточную кинетическую энергию можно, приложив к плазме ускоряющее электрическое поле. Разность потенциалов 1 кВ сообщает ядрам дейтерия и трития энергию 1 кэВ или температуру 1,16 • 107К (1 эВ соответствует температуре 11 600 К). Такую температуру, конечно, не выдерживают никакие оболочки. Однако удержание в замкнутом объеме движущейся плазмы оказалось возможным с помощью магнитного поля (рис. 277, а). При движении заряженных частиц в Цилиндрическом объеме плазмы возникает электрический ток. Вокруг тока создается магнитное поле, линии индукции которого представляют собой концентрические окружности. На ток со стороны магнитного поля Действует сила Ампера, сжимающая плазму и удерживающая ее в цилинд-ическом объеме. Из-за неоднородности магнитного поля силы сжатия азмы оказываются различными в разных сечениях электрического раз-Да- Поэтому нарушается конфигурация плазменного столба, разряд ставится неустойчивым. Для уменьшения пространственной неоднороднос-Разряда российские физики и предложили Менять плазменную конфигурацию в форме бублика (тора), которая пользуется в установке УТС «Токамак» (рис. 277, б). На этой установке ось нагреть плазму до температуры 1,3 • 107К.

Днако удержать возникающую при этом плазму в течение необходи-Для поддержания термоядерной реакции времени пока не удается,

364

Физика высоких энерги-

а)

А277

Управляемый термоядерный синтез:

а) удержание плазмы магнитным полем; б)установка «Токамак»

но существует обоснованная уверенность, что создание термоядерного реактора — дело ближайшего будущего.

ВОПРОСЫ

1.  Почему синтез легких ядер энергетически более выгоден, чем реакция деления тяжелых?

2.  Почему реакции слияния легких ядер могут протекать лишь при температурах порядка миллионов градусов? Приведите оценку такой температуры.

3.  Почему реакции слияния легких ядер называют термоядерными? Какую ядерную реакцию называют термоядерным синтезом?

4.  В чем преимущества управляемого термоядерного синтеза по сравнению с управляемым делением ядер, осуществляемым в ядерном реакторе?

5.  Почему при высоких температурах только магнитное поле может удерживать плазму в замкнутом объеме?

§ 88. Ядерное оружие

Атомная бомба. При управляемых цепных реакциях коэффициент размножения нейтронов k = 1. Если число вторичных нейтронов превос ходит число первичных, то k > 1. При этом возникает неуправляема цепная реакция деления ядер с огромным выделением энергии я # яый взрыв. Необходимым условием для осуществления такой реакД

физика атомного ядра

365

вляется наличие критической массы урана 2g|U «ли плутония 2|)4Ри (см. § 85). Превышение критической массы ведет к неуправляемой реакции взрывного типа.

1 А 278 Принципиальная конструкция атомной бомбы

Одна из возможных конструкций атомной бомбы приведена на рисунке 278. В ее состав входят два куска урана 2||U (или плутония 2||Ри) 1, а также источник первичных нейтронов 2. Масса каждого из этих кусков меньше критической. Поэтому в отдельности они взорваться не могут.

Однако их суммарная масса превышает критическую. После выстреливания одного куска урана в другой с помощью запала 3 бомба взрывается.

Первая атомная бомба была испытана США в штате Нью-Мексико в 1943 г. При взрыве атомной бомбы температура в ее эпицентре достигает 100 млн К. При такой температуре резко повышается давление (до 1012 атмосфер) и возникает мощная разрушительная ударная волна. Раскаленный газообразный шар, содержащий уран и любые другие вещества, находящиеся поблизости, быстро расширяется, сжигая и разрушая все на своем пути. Продукты цепной реакции при взрыве радиоактивны и опасны для живых организмов. Взрыв сопровождается интенсивным световым излучением, а также мощной электромагнитной волной, выводящей из строя радиоаппаратуру и средства связи.

Мощность взрыва характеризуют тротиловым эквивалентом. Мощность первого ядерного взрыва составила 20 кт, т. е. при таком взрыве выделяется такая же энергия, как и при взрывет тринитротолуола.

Водородная бомба. Неуправляемый термоядерный синтез удалось осуществить при взрыве водородной (термоядерной) бомбы. Одна из возможных конструкций водородной бомбы приведена на рисунке 279. Термоядерным зарядом является твердое вещество дейтерид лития LiD. ° его состав помимо дейтерия входит изотоп лития |Li. В качестве запала ^пользуется атомная бомба А. Сначала происходит взрыв атомной бом-

ы - Он сопровождается резким ростом темпера-

1^^^

А 279 Принципиальная конструкция водородной бомбы

УРы, электромагнитным излучением, а также в°зникновением мощного потока нейтронов. В Результате реакции нейтронов с изотопом лития 0бРазуется тритий f Н:

Jn + fLi-H>fHe + ?H.

«аличие дейтерия и трития при высокой тем-Р&туре взрыва атомной бомбы инициирует

Физика высоких энерГий

а)

Л

■—-—

277

Управляемый термоядерный синтез:

а) удержание плазмы, магнитным полем; б)установка «Токамак»

дело ближайшего будущего. ВОПРОСЫ

но существует обоснованная уверенность, что создание термоядерного реактора — дело ближайшего будущего.

4.

5.

Почему синтез легких ядер энергетически более выгоден, чем реакция деления тяжелых?

Почему реакции слияния легких ядер могут протекать лишь при температурах порядка миллионов градусов? Приведите оценку такой температуры. Почему реакции слияния легких ядер называют термоядерными? Какую ядерную реакцию называют термоядерным синтезом?

В чем преимущества управляемого термоядерного синтеза по сравнению с управляемым делением ядер, осуществляемым в ядерном реакторе? Почему при высоких температурах только магнитное поле может удерживать плазму в замкнутом объеме?

§ 88. Ядерное оружие

Атомная бомба. При управляемых цепных реакциях коэффициент размножения нейтронов k = 1. Если число вторичных нейтронов прево ходит число первичных, то k > 1. При этом возникает неуправляем3 цепная реакция деления ядер с огромным выделением энергии дДеv ный взрыв. Необходимым условием для осуществления такой реакД

Физика атомного ядра

365

«ляется наличие критической массы урана 2||U

й плутония 2g;jPu (см. § 85). Превышение критической массы ведет к неуправляемой реакции взрывного типа.

А 278

Принципиальная конструкция атомной бомбы

Одна из возможных конструкций атомной бомбы приведена на рисунке 278. В ее состав входят два куска урана 2||U (или плутония 2||Ри) 1, а также источник первичных нейтронов 2. Масса каждого из этих кусков меньше критической. Поэтому в отдельности они взорваться не могут.

Однако их суммарная масса превышает критическую. После выстреливания одного куска урана в другой с помощью запала 3 бомба взрывается.

Первая атомная бомба была испытана США в штате Нью-Мексико в 1943 г. При взрыве атомной бомбы температура в ее эпицентре достигает 100 млн К. При такой температуре резко повышается давление (до 1012 атмосфер) и возникает мощная разрушительная ударная волна. Раскаленный газообразный шар, содержащий уран и любые другие вещества, находящиеся поблизости, быстро расширяется, сжигая и разрушая все на своем пути. Продукты цепной реакции при взрыве радиоактивны и опасны для живых организмов. Взрыв сопровождается интенсивным световым излучением, а также мощной электромагнитной волной, выводящей из строя радиоаппаратуру и средства связи.

Мощность взрыва характеризуют тротиловым эквивалентом. Мощность первого ядерного взрыва составила 20 кт, т. е. при таком взрыве выделяется такая же энергия, как и при взрыве 20 000 т тринитротолуола.

Водородная бомба. Неуправляемый термоядерный синтез удалось осуществить при взрыве водородной (термоядерной) бомбы. Одна из возможных конструкций водородной бомбы приведена на рисунке 279. Термоядерным зарядом является твердое вещество дейтерид лития LiD. И его состав помимо дейтерия входит изотоп лития |Li. В качестве запала используется атомная бомба А. Сначала происходит взрыв атомной бом-

Ь1- Он сопровождается резким ростом темпера-

1^* ■

А 279 Принципиальная конструкция водородной бомбы

УРЫ, электромагнитным излучением, а также возникновением мощного потока нейтронов. В Результате реакции нейтронов с изотопом лития °бразуется тритий f Н:

In + |Li -» |Не + f Н.

Наличие дейтерия и трития при высокой тем-Р&туре взрыва атомной бомбы инициирует

366

Физика высоких энергий

▲ 280

термоядерную реакцию (239), которая и дает основное выделение энергии при взрыве водородной (термоядерной) бомбы. Если корпус бомбы изготовлен из природного урана 2||U, то быстрые нейтроны (уносящие 70% энергии, выделяющейся при реакции (247)) вызывают в нем новую цепную неуправляемую реакцию деления. Возникает третья фаза взрыва водородной бомбы. Подобным образом создается термоядерный взрыв практически неограниченной мощности (рис. 280).

Термоядерный взрыв в атмосфере

Первая водородная бомба была испытана в России в 1953 г.

Ядерное оружие — оружие огромной разрушительной силы, представляющее угрозу существованию человечества. Термоядерный взрыв мощностью 20 Мт уничтожает все живое на расстоянии до 140 км от его эпицентра. В настоящее время при наличии глобального ядерного конфликта использование всех запасов ядерного оружия способно несколько раз уничтожить все живое на Земле. Поэтому жизненно необходимыми являются международные договоры о запрещении ядерных испытаний и о нераспространении ядерного оружия и средств его доставки.

ВОПРОСЫ

1.  При каком условии возникает неуправляемая цепная реакция деления ядер? Какое значение при этом имеет коэффициент размножения нейтронов?

2.  Опишите одну из возможных конструкций атомной бомбы.

3.  Какая величина характеризует мощность ядерного взрыва? Какой мощности был взрыв первой в истории атомной бомбы?

4.  Чем отличается водородная бомба от атомной?

5.  Опишите одну из возможных конструкций водородной бомбы. Какой мощности достигает взрыв водородной бомбы?

§ 89. Биологическое действие радиоактивных излучений

Воздействие радиоактивного излучения на вещество. Изучение воз гействия радиоактивного излучения на живые организмы становится а дуальной задачей современной цивилизации. Использование полоЖ "ельных полезных аспектов этого воздействия и возможное своеврем

шизика атомного ядра

367

прогнозирование предотвращения его негативных последствий предъявляет в настоящее время практический интерес.

Термин радиоактивное излучение подразумевает не только гамма - и пентгеновское излучение, но и продукты радиоактивных превращений: члектроны, протоны, а-частицы, ионы тяжелых элементов. Торможение быстрых заряженных частиц в электрическом поле ядра атомов сопровождается испусканием квантов тормозного рентгеновского излучения. Радиоактивное излучение называют также ионизирующим излучением, так как, проходя через живую ткань, оно вызывает ионизацию атомов. Характер воздействия ионизирующего излучения зависит от дозы поглощенного излучения и его вида.

отношение энергии излучения

Доза поглощенного излучения Е

, поглощенной облучаемым телом, к его массе т:

D =

Е т

Единица дозы поглощенного излучения — грэй (1Гр); 1 Гр = 1 Дж/кг.

1 Гр — доза поглощенного излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж.

При одной и той же дозе поглощенного излучения разные виды излучения вызывают неодинаковый биологический эффект. Различие биологического действия различных видов излучения характеризуют коэффициентом относительной биологической активности (КОБА) или коэффициентом качества k. Коэффициент качества рентгеновского и гамма-излучения принят равным единице. Биологический эффект, вызываемый любым ионизирующим излучением, оценивается в сравнении с эффектом от рентгеновского и гамма-излучения. В таблице 14 приведе-аы коэффициенты качества для различных видов ионизирующих излучений.