Радиоактивных препаратов

Радиационный контроль сварных соединений производится также гамма-излучением, образуемым при распаде ядер радиоактивных материалов — изотопов. При контроле пользуются искусственными изотопами, которые получают при бомбардировке ядер элементов нейтронами. Последние присоединяются к атому и приводят его в неустойчивое состояние, переходящее в распад.

Радиационный контроль металла и сварных соединений производится также гамма-излучением, образуемым при распаде ядер радиоактивных материалов - изотопов. При контроле пользуются искусственными изотопами, которые получают при бомбардировке ядер элементов нейтронами.

Небольшие количества радиоактивных материалов, имеющихся в продаже, представлены либо в элементарном виде, либо в виде простых соединений. Комиссия по атомной энергии США (АЕС) предложила новую стандартную форму радиоактивного изотопа Калифорния-252 в виде кермета палладий — окись калифорния (Pd — Cf20a) для капсулирования 13]. Такая смесь изготовляется либо в виде проволоки, либо в виде таблеток.

13.Процесс распада радиоактивных материалов может быть представлен уравнением типа (1.7): N(t) — = N(Q)e~kt, где N(t) —число атомов в данный момент времени. Если в каком-либо ядерном реакторе за год работы образуется около 40 кг элемента Cs"7 (изотоп цезия), сколько его накопится через 100 лет? (ядерный распад характеризуется «периодом полураспада> т0, т. е. временем, за которое половина вещества распадается:

В случае выброса радиоактивных материалов из твэлов на их пути встает второй заслон, предотвращающий поступление радиоактивного материала в окружающую среду. Этим заслоном является корпус реактора. Типовой корпус реактора с кипящей водой спроектирован таким образом, чтобы выдерживать давление около 8,5 МПа при нормальном рабочем давлении 7 МПа. В реакторе с водой под давлением эти показатели составляют соответственно 1,70 и 1,5 МПа. Из этого видно, что корпуса реакторов PWR и BWR проектируются с учетом сравнительного небольшого превышения нормального эксплуатационного давления. Они смогут удержать радиоактивные материалы, выделяющиеся из поврежденного топливного элемента, в системе охлаждения. Однако более серьезная авария может привести к разрушению и этого заслона. Тогда наступает очередь последнего барьера — самого здания реактора, называемого защитной оболочкой. Это здание имеет характерную сферическую или цилиндрическую форму, являющуюся визитной карточкой АЭС в США. Они должны выдерживать превышения давления примерно 0,3—0,5 МПа. Эти показатели определены с помощью моделирования, при этом были приняты во внимание наиболее вероятные виды химических и ядерных реакций, которые могут иметь место при определенном, наиболее опасном виде аварии, которая может произойти на работающем ядерном реакто-

Газообразные отходы необходимо подвергать очистке с тем, чтобы предотвратить попадание в атмосферу радиоактивных веществ. Например, пар в реакторе с кипящей водой содержит следы радиоактивных материалов, проникающих в систему через несплошности или тре-

На рис. 2 показана схема системы, смонтированной на станции в Пойнт Бич [2]. Кроме газообразных отходов, состоящих преимущественно из азота, эта установка очищает еще и газы, выделяемые теплоносителем (преимущественно водород), которые содержат следы радиоактивных материалов. В установке имеются баки с древесным углем для разложения (при комнатной температуре) короткоживущих изотопов и оборудование для йодной хемосорбции, удаления следов кислорода, воды, предварительного охлаждения и селективной криогенной адсорбции на древесном угле. Примерно раз в 6 мес адсорбент нагревают и выделяющиеся газы собирают для длительного хранения.

Слизистые оболочки глаз и носа также страдают от пыли. Тяжелыми заболеваниями являются изъявление носовых слизистых оболочек и прободение носовой перегородки (носового хряща), вызываемые пылью и дымами хрома. Некоторые виды пыли оказывают сильное аллергическое воздействие. Изучение действия пыли радиоактивных материалов показало, что в биологическом отношении она чрезвычайно вредна даже в ничтожных концентрациях и что опасность, создаваемая присутствием радиоактивной пыли в атмосфере, нисколько не меньше той, которая вызывается радиоактивным излучением.

база в недрах есть конечная величина, поскольку современные темпы образования этих видов топлив пренебрежимо малы. Если говорить о ядерном топливе, то количество радиоактивных материалов в земной коре также ограничено, и в случае использования их в современных реакторах ресурсы этого топлива следует рассматривать как невоспроизводимые. Однако в случае их использования в реакторах-размножителях получаемая энергия увеличивается настолько, что этот ресурс по сути дела становится воспроизводимым.

3) затраты, связанные с хранением радиоактивных материалов;

Отсюда следует, что для возможно большего сокращения веса и объема при сжигании радиоактивных материалов необходимо стремиться к уменьшению механического недожога и уноса радиоэлементов в аппарат мокрой газоочистки.

Осн. энергетич. хар-ка Л.— величина, наз. энергетическим выходом Л., к-рая показывает, какая доля энергии, поглощаемой веществом, преобразуется в энергию люминесцентного излучения. Для хар-ки фотолюминесценции вводится понятие квантового выхода Л., равного отношению числа испускаемых фотонов к числу поглощаемых фотонов. Л. используется для изучения строения и св-в молекул, при качественном и количественном хим. анализе (л ю-минесцентный анализ); в электроннолучевых приборах (кинескопах, осциллографах и др.); в люминесцентных лампах и газосветных трубках; для обнаружения, исследования и использования невидимых УФ и рентгеновского излучений; при регистрации а-, р- и -^-излучений радиоактивных препаратов и т. д.

Сплавы вольфрам—медь—никель (тяжелый сплав). К группе электроконтактных сплавов W—Си примыкают сплавы высокого удельного веса, содержащие 85—95% W, 3—10% Ni и 2—5% Си. Эти сплавы получают металло-керамическим методом. В результате спекания спрессованных заготовок получаются беспористые сплавы с высоким удельным весом 17—18 Г/см3. Эти сплавы находят применение в радиотерапии для защиты от жестких f-лучей и для изготовления контейнеров для хранения радиоактивных препаратов. Кроме того, эти сплавы могут служить для изготовления электроконтактов.

Трубы высокого давления подвергают магнитному контролю методом магнитной суспензии при циркулярном намагничивании пропусканием переменного тока большой силы. Выявленные при контроле трещины, закаты, крупные волосовины и другие дефекты удаляют шлифованием; при этом ослабление стенки не должно превышать 10—12% от номинальной толщины. Обычные методы измерения не позволяют контролировать толщину стенки трубы непосредственно на участке, где удален дефект, так как вследствие большой длины труб доступ к такому участку невозможен. Поэтому для контроля толщины стенки труб используют ультразвуковой метод. Точность измерения достигает 1,5—2%. Трубы, имеющие сварные швы, подвергают дополнительному просвечиванию посредством радиоактивных препаратов.

Сплавы вольфрам—медь—никель (тяжелый сплав). К группе электроконтактных сплавов W—Си примыкают сплавы высокого удельного веса, содержащие 85—95% W, 3—10% Ni и 2—5% Си. Эти сплавы получают металло-керамическим методом. В результате спекания спрессованных заготовок получаются беспористые сплавы с высоким удельным весом 17—18 Г/см3. Эти сплавы находят применение в радиотерапии для защиты от жестких f-лучей и для изготовления контейнеров для хранения радиоактивных препаратов. Кроме того, эти сплавы могут служить для изготовления электроконтактов.

В другом образце разностеномера для труб диаметром до 50 мм с толщиной стенок до 4 мм успешно применяется Т1204, в котором используется й-излучение с энергией 0,076 Мэв [8] и тормозное излучение Р-частиц с энергией до 0,76 Мэв. Для защиты от воздействия излучения на оператора, капсули с радиоактивным веществом помещаются в свинцовый шарик радиусом 5—10 мм. Указанная толщина стенок вполне достаточна, чтобы практически полностью поглотить тормозное и р-излучение радиоактивных препаратов, а также f-излучение таких препаратов, как Т1204 и др.

Проверка влияния геометрических размеров и весового количества препаратов Ти170 на выявляемость дефектов показала, что лучшая выявляемость достигается в случае применения радиоактивных препаратов меньших геометрических размеров.

•фокусные расстояния при просвечивании стали разной толщины f-лучами Со60 с размерами радиоактивных препаратов 5, 10 и 15 мм. Эти значения оптимальных фокусных расстояний обеспечивают наименьшее размытие изображений при приемлемом времени экспозиции и они могут быть использованы при промышленной радиографии.

Установки для просвечивания с помощью радиоактивных препаратов имеют специальные защитные контейнеры, обеспечивающие безопасность хранения и снабженные устройством для управления на расстоянии выдвижением препарата, экспозицией и обратным перемещением препарата для хранения. В СССР наиболее распространены установки ГУП-Со-50-1 (фиг. 5), ГУП-Со-0,5-1 и др.

необходимо развивать гамма-просвечивание путем освоения новых радиоактивных препаратов с широким диапазоном энергии излучения;

Активность гамма-излучения должна быть достаточной для проведения измерений счета е умеренной экспозицией и в то же время не слишком большой, чтобы не создавать опасных уровней облучения вблизи установки. Применение этого метода возможно лишь в установках замкнутого типа. Обеспечение биологической защиты персонала и соблюдение техники безопасности при этом связаны со значительно большими трудностями, чем при использовании эмулированных радиоактивных препаратов.

Ввиду высокой чувствительности приемника излучения (газоразрядных и сцнктилляционных счетчиков) на него одновременно с излучением исследуемого объекта действует также и внешний фон. Этот фон обусловливается наличием космических лучей, естественной радиоактивностью земли и атмосферного воздуха, а также излучением находящихся поблизости радиоактивных препаратов.