Promieniotwórczość naturalna
Przemianom jąder atomowych towarzyszy promieniowanie wykryte w 1895
r. przez Henri Becquerela. H. Becquerel badał promieniowane wysyłane
przez rudę uranu, stwierdzając, iż charakteryzuje się ono następującymi
właściwościami:
1. wywołuje jonizację cząstek substancji przez które przechodzi
2. powoduje zaczernienie kliszy fotograficznej
3. wywołuje świecenie ekranu z siarczku cynku (luminescencję)
Dalsze badania nad tym promieniowaniem prowadzili: Maria Skłodowska-
Curie, Piotr Curie, E. Rutherford.
W polu magnetycznym promieniowanie wysyłane przez źródło
promieniotwórcze dzieli się na trzy wiązki: promieniowanie
, i .
Rozpad
Rozpad
zachodzi w przypadku większości jąder o liczbie
masowej A > 209. Wewnątrz jądra następuje związanie dwóch
protonów i dwóch neutronów w układ tworzący cząstkę
(jądro
helu). J ądro macierzyste emitując cząstkę
ulega przemianie w
jądro pochodne. W zjawisku rozpadu
spełniona jest zasada
zachowania ładunku i zasada zachowania energii.
1
n
w
i
i
Z
Z
gdzie:
Z
w
– liczba atomowa jądra wyjściowego
Z
i
– liczby atomowe elementów rozkładu
2
1
n
w
i
i
M
m
c
gdzie:
M
w
– masa jądra wyjściowego
– energia wydzielana w czasie rozpadu
m
i
– masy elementów rozpadu
4
4
2
2
A
A
Z
Z
X
Y H
e
226
222
4
88
86
2
235
231
4
92
90
2
240
236
4
94
92
2
R
a
R
n H
e
U
Th H
e
Pu
U H
e
Rozpad
Rozważm
y rozpad
jądra
226
88
Ra
Masa jądra radu
225,9778 u
Masa jądra radonu
221,9711 u
Masa cząstki
+ 4,0015 u
225,9726 u
R ó ż n ic a
m m ię d zy m a s ą ją d ra ra d u i s u m a m a s e le m e n tó w ro zp a d u
w y n o s i:
m = 2 2 5 ,9 7 7 8 u – 2 2 5 ,9 7 2 6 u = 0 ,0 0 5 2 u
P o n ie w a ż je d n o s tc e m a s y a to m o w e j o d p o w ia d a e n e rg ia 9 3 1 M e V / u ,
z a te m w a rto ś ć w y d z ie lo n e j e n e rg ii w ty m ro z p a d z ie je s t ró w n a :
M eV
0, 0052 u 931
u
4,8 M eV
E n e rg ię tę u z y s k u je c z ą s tk a
w fo rm ie e n e rg ii k in e ty c z n e j. C zą s tk a
jo n iz u ją c c z ą s te c z k i s u b s ta n c ji, p rz e z k tó rą p rz e c h o d z i, tra c i e n e rg ię . Z a s ię g
c z ą s tk i
o e n e rg ii o k . 5 M e V w y n o s i w p o w ie trz u 6 ,5 c m .
P r o m ie n io w a n ie
W cza sie p rze m ia n y
_
ją d ro e m itu je e le k tro n y .
L iczb a m a so w a ją d ra n ie u le g a zm ia n ie .
{
0
1
1
A
A
Z
Z
czą stka
X
Y
e
W j ą d r z e n a s t ę p u j e p r z e m i a n a n e u t r o n u w p r o t o n i e l e k t r o n . C i ą g ł y r o z k ł a d
e n e r g i i e m i t o w a n y c h e l e k t r o n ó w ( c z ą s t e k
) w s k a z u j e n a w y s t ę p o w a n i e w
t e j p r z e m i a n i e j e s z c z e j e d n e j c z ą s t k i z w a n e j a n t y n e u t r i n e m e l e k t r o n o w y m
e
%
.
1
1
0
0
0
1
1
0
e
n
p
e
%
R
ó
w
n
i
e
ż
z
a
s
a
d
a
z
a
c
h
o
w
a
n
i
a
p
ę
d
u
w
y
m
a
g
a
w
p
r
o
w
a
d
z
e
n
i
a
c
z
ą
s
t
k
i
e
%
.
W czasie przemiany
z jądra może być wyrzucona cząstka
(
0
1
e
pozyton). Wówczas w jądrze następuje przemiana protonu w neutron.
1
1
0
0
1
0
1
0 e
p
n
e
Przykłady przemian
:
3
3
0
0
1
2
1
0
14
14
0
0
6
7
1
0
22
22
0
0
11
10
1
0
13
13
0
0
7
6
1
0
e
e
e
e
H
He
e
C
N
e
Na
Ne
e
N
C
e
%
%
W
y
c
h
w
y
t
K
P
rz
e
m
ia
n
y
p
ro
to
n
u
w
n
e
u
tro
n
m
o
ż
e
n
a
s
tą
p
ić
w
c
z
a
s
ie
tz
w
. w
y
c
h
w
y
tu
K
(z
ja
w
is
k
o
o
d
k
ry
te
w
1
9
3
7
r. p
rz
e
z
A
lv
a
re
z
a
).
Je
ś
li e
le
k
tro
n
z
p
o
w
ło
k
i K
z
o
s
ta
n
ie
w
y
c
h
w
y
c
o
n
y
p
rz
e
z
ją
d
ro
, n
a
s
tę
p
u
je
w
ją
d
rz
e
p
rz
e
m
ia
n
a
p
ro
to
n
u
w
n
e
u
tro
n
:
1
0
1
0
1
1
0
0 e
p e n
n
p
.
7
0
7
4
1
3
e
B
e e L
i
. N
e
u
trin
o
e
u
n
o
s
i c
a
ła
e
n
e
rg
ię
ro
z
p
a
d
u
. Z
ja
w
is
k
u
to
w
a
rz
y
s
z
y
p
ro
m
ie
n
io
w
a
n
ie
X
.
Promieniowanie
J est to promieniowanie elektromagnetyczne o
energii kwantów rzędu MeV. J ądra pochodne,
powstające w wyniku rozpadu
lub są na ogół
jądrami wzbudzonymi. Przechodząc do niższego
stanu energii emitują promieniowanie
.
Prawo rozpadu
Wprowadzamy pojęcie aktywności źródła promieniotwórczego A:
N
A
t
gdzie:
N – liczba rozpadających się jąder
t – czas, w którym rozpadło się N jąder
Jednostką aktywności jest 1 Bq = 1 rozpad / 1s.
C z ą s t k i t r a fi a j ą c w e k r a n Z n S d a j ą k r ó t k i e t z w . s c y n t y l a c j e – m o ż n a j e
l i c z y ć i m i e r z y ć N , a w i ę c e k s p e r y m e n t a l n i e w y z n a c z y ć A ź r ó d ł a .
D o ś w i a d c z a l n i e b a d a n o z m i a n y a k t y w n o ś c i z u p ł y w e m c z a s u . W y n i k
e k s p e r y m e n t u :
S t w i e r d z o n o , ż e a k t y w n o ś ć m a l e j e w y k ł a d n i c z o z u p ł y w e m c z a s u :
0
t
A
A
e
g d z i e :
– s t a ł a , r ó ż n a d l a r ó ż n y c h ź r ó d e ł p r o m i e n i o t w ó r c z y c h
F a k t e m e k s p e r y m e n ta l n y m j e s t , i ż A ~ N ( N – l i c z b a j ą d e r ) . M o ż n a w i ę c
z a p i s a ć :
0
0
A
c N
A
c N
w i ę c
0
t
c N
c N
e
0
t
N
N
e
e m p i r y c z n e p r a w o r o z p a d u
g d z i e :
N – l i c z b a j ą d e r ź r ó d ł a p r o m i e n i o tw ó r c z e g o p o u p ł y w i e c z a s u t
Wyjaśnienie prawa rozpadu
Załóżmy, że rozpad jądra jest zjawiskiem przypadkowym.
Ponieważ źródło promieniotwórcze zawiera bardzo dużą liczbę
jąder, więc możemy stosować prawa statystyczne.
O z n a c z y m y :
- d N – u b y t e k j ą d e r m a c ie r z y s t y c h
N – a k t u a ln a lic z b a j ą d e r m a c ie r z y s t y c h
d t – c z a s , w k t ó r y m u b y ł a d N j ą d e r
M o ż e m y z a p is a ć :
d N
N d t
:
lu b
d N
N d t
g
d
z
ie
:
–
w
s
p
ó
łc
z
y
n
n
ik
p
o
c
h
ła
n
ia
n
ia
e
n
e
r
g
ii w
o
ś
r
o
d
k
u
d
N
d
t
N
Całkując stronam
i otrzym
ujem
y:
lnN
t C
C w
yznaczam
y z w
arunków
początkow
ych – jeśli t =
0,
to N =
N
0
lnN
0
=
C. Zatem
0
0
0
0
ln
ln
ln
ln
ln
t
N
t
N
N
N
t
N
t
N
N
e
N
0
t
N
N e
N = N
o
/2, gdy t = T
0
2
2
l
n
2
l
n
2
T
o
T
N
N
e
e
T
T
Z
w
i
ą
z
e
k
m
i
ę
d
z
y
o
k
r
e
s
e
m
p
o
ł
o
w
i
c
z
n
e
g
o
r
o
z
p
a
d
u
T
i
s
t
a
ł
ą
r
o
z
p
a
d
u
.
Ja
k
i
je
s
t
s
e
n
s
fi
z
y
c
z
n
y
s
t
a
łe
j
r
o
z
p
a
d
u
?
Z
e
w
z
o
r
u
m
a
m
y
:
d
N
N
d
t
Zatem stała rozpadu
jest miarą prawdopodobieństwa, że dane
jądro rozpadnie się w czasie 1s.
Ją
d
ro
p
rom
ie
n
iotw
órcze
C
za
s T
R
od
za
j
rozp
a
d
u
1
4
6
C
5
5
7
0
la
t
1
3
1
5
3
J
8
d
n
i
2
2
2
8
6
R
n
3
,8
2
d
n
i
2
2
6
8
8
R
a
1
6
0
0
la
t
2
3
5
9
2
U
7
,1
*1
0
8
la
t
R o z p a d p r o m i e n i o t w ó r c z y s u k c e s y w n y
{
{
{
9 4
*
9 4
*
9 4
3 8
3 9
4 0
s tr o n t
i tr
c y r k o n
S r
Y
Z r
W c h w ili t
0
= 0
N
0 1
N
0 2
= 0
N
0 3
= 0
P o u p ł y w ie c z a s u t
N
1
N
2
N
3
G d y
t
N
1
= 0
N
2
= 0
N
3
= N
0 1
Oznaczamy:
dN
1
– ubytek jąder izotopu 1 w czasie dt;
1
1
1
dN
N dt
dN
2
– ubytek jąder izotopu 2 w czasie dt;
2
1
1
2
2
(
)
dN
N
N dt
dN
3
– ubytek jąder izotopu 3 w czasie dt;
3
2
2
dN
N dt
1
2
2
1
1
01
1
2
01
2
1
1
1
3
01
2
1
2
1
1
t
t
t
t
t
N
N e
N
N
e
e
N
N
e
e
Szereg promieniotwórczy uranu 238
Szereg promieniotwórczy toru
Enrico Fermi:
1934 r. – bombardował neutronami jądra uranu
1938 r. – otrzymał nagrodę Nobla za prace dotyczące reakcji jądrowych
1942 r. – przeprowadził pierwszą reakcję rozszczepienia jądra
Otto Hahn i Fritz Strassman stwierdzili, że jądro uranu po pochłonięciu
neutronu ulega deformacji, a następnie rozszczepia się na dwa fragmenty. W
czasie rozszczepienia jądra powstają dwa lub trzy neutrony oraz pojawia się
silne promieniowanie
-
. Z badań wynikało, że reakcje te wywołują neutrony
„powolne” o energii ok. 1 eV. Neutrony powolne stosunkowo długo przebywają
w pobliżu jądra i mogą być wychwycone. Fragmenty rozszczepienia X’ i Y’ nie
są określone.
Reakcje rozszczepiania jąder ciężkich
Dlaczego powolne neutrony ?
piłka toczy się
z mała prędkością
piłka toczy się
z dużą prędkością
R e a k c j e r o z s z c z e p i e n i a
2 3 5
1
2 3 6
*
*
*
9 2
0
9 2
2 3 5
1
2 3 6
*
1 4 4
*
8 9
*
1
9 2
0
9 2
5 6
3 6
0
2 3 5
1
2 3 6
*
1 4 8
*
8 5
*
1
9 2
0
9 2
5 7
3 5
0
2 3 5
1
2 3 6
*
1 4 0
*
9 4
*
1
9 2
0
9 2
5 4
3 8
0
3
3
2
U
n
U
X
Y
n e u t r o n y
e n e r g i a
U
n
U
B a
K r
n
e n e r g i a
U
n
U
L a
B r
n
e n e r g i a
U
n
U
X e
S r
n
e n e r g i a
0
0
0
0
1
1
1
1
1 4 0
*
1 4 0
*
1 4 0
*
1 4 0
*
1 4 0
5 4
5 5
5 6
5 7
5 8
e
e
e
e
X e
C s
B a
L a
C e
]
]
]
]
Energia wyzwolona w czasie reakcji rozszczepiania jednego
jądra uranu wynosi ok. 208 MeV.
masa U
234,9933 u
masa 1 neutronu
1,0087 u
Razem (M
1
):
236,0020 u
masa Ce
139,8734 u
masa Zr
93,8841 u
masa 2 neutronów
2,0174 u
masa 6 elektronów
0,0033 u
Razem (M
2
):
235,7782 u
M = M
1
– M
2
= 0,2238 u
E = 0,2238 u * 931 MeV / u = 208,36 MeV
1 kg uranu 2 500 000 kg węgla
Reakcje rozszczepiania mogę mieć przebieg lawinowy. Nie
wszystkie jednak neutrony emitowane w czasie rozszczepień
wywołują kolejne reakcje.
Dlatego samopodtrzymującą się reakcję
rozszczepienia uzyskamy, gdy każde rozszczepienie powoduje
wywołanie kolejnego rozszczepienia.
Minimalna masa substancji, w której może zachodzić reakcja
łańcuchowa, nazywa się masą krytyczną.
W reaktorach jądrowych otrzymujemy kontrolowaną reakcję
rozszczepiania. Najczęściej „paliwem” w reaktorze jest uran.
Jednak rudy uranu zawierają tylko 0,7% izotopu
235
U (ok. 99,3%
izotopu
238
U). Rozszczepienie
238
U wywołują szybkie neutrony
(ok. 2 MeV), ale prawdopodobieństwo wychwycenia szybkiego
neutronu jest bardzo małe. Jądro uranu 238 wychwytując
powolne neutrony nie ulega rozszczepieniu (stąd straty
neutronów). Należy więc wzbogacać uran w izotop
235
U
przynajmniej do 3%.
By uzyskać z wiązki szybkich neutronów (ok. 2 MeV) neutrony
termiczne (~eV), które mogą wywołać reakcję rozszczepienia
należy neutrony spowalniać. Do tego celu służy tzw. moderator
(ciężka woda D
2
O lub grafit). W wyniku zderzeń neutronów z
jądrami deuteru lub węgla neutrony tracą energię - są
spowalniane.
Reakcja łańcuchowa rozszczepienia
Reaktory jądrowe
Kryteria klasyfikacji reaktorów:
1. reaktory z zastosowaniem szybkich i powolnych neutronów
2. rodzaj moderatora (ciężka woda, zwykła woda, grafit)
3. rodzaj paliwa (uranowe, plutonowe)
4. rodzaj przeznaczenia (reaktory badawcze, energetyczne, medyczne)
5. rodzaj materiału chłodzącego (woda, ciekły metal)
Reaktory badawcze służą:
1. jako źródło neutronów wykorzystywanych do badań reakcji jądrowych
2. do wytwarzania pierwiastków promieniotwórczych w celach
technicznych, medycznych
3. do szkolenia personelu
Reaktory mocy (energetyczne) –
elektrownie jądrowe
Reaktor z wrzącą wodą ma następujące zalety:
1. woda pełni funkcję moderatora i służy jednocześnie do uzyskania
pary wodnej, wykorzystywanej bezpośrednio do napędu turbin
parowych
2. większe bezpieczeństwo pracy z reaktorem
Przyczyny strat neutronów w czasie reakcji łańcuchowej:
1. część neutronów ucieka z obszaru wypełnionego uranem
2. niektóre neutrony są pochłaniane przez jądra
238
U (nie ulegają
rozszczepieniu)
3. neutrony pochłaniane są przez jądra materiałów, z których
zbudowane są urządzenia pomocnicze ora przez jądra zanieczyszczeń.
W celu realizacji przebiegu reakcji łańcuchowej (zapobieganiu „przegrzania”
reaktora) stosuje się pręty kadmowe wychwytujące neutrony. Pręty te
wsuwane są do reaktora na większą lub mniejszą głębokość.
Zmiany składu paliwa w czasie eksploatacji reaktora polega na „wypalaniu
się” nuklidów rozszczepialnych. Gdy paliwem jest
235
U, to stopniowo
zmniejsza się koncentracja tego izotopu. Z drugiej strony pochłanianie
neutronów przez
238
U prowadzi do powstania plutonu 239.
O
c
h
r
o
n
a
r
a
d
io
lo
g
ic
z
n
a
(P
o
d
s
t
a
w
o
w
e
p
o
ję
c
ia
i ic
h
je
d
n
o
s
t
k
i)
D
a
w
k
a
p
o
c
h
ło
n
ię
t
a
M
ia
r
ą
ilo
ś
c
i p
o
c
h
ło
n
ię
t
e
g
o
p
r
o
m
ie
n
io
w
a
n
ia
je
s
t
t
z
w
. d
a
w
k
a
p
o
c
h
ło
n
ię
t
a
D
D
m
J
k
g
Dawka pochłonięta równa się stosunkowi średniej energii
promieniowania jonizującego przekazanej materii o masie
m do
wartości tej masy.
Jednostką dawki pochłoniętej jest 1 grej.
1 J
1 Gy =
1 kg
D
aw
kę pochłoniętą w
yraża się najczęściej w
centygrejach 0,01G
y =
1 cG
y
lub
1cG
y =
1 rad (radiation absorbed dose).
D
aw
kę pochłoniętą m
ożem
y określić np. dla ściany, podłogi i rów
nież dla
ciała ludzkiego.
M
oc d
aw
ki
D
D
t
M
ocą daw
ki nazyw
am
y stosunek przyrostu daw
ki pochłoniętej w
czasie
t
do czasu
t. Jednostką m
ocy daw
ki jest
1
G
y
1
s
lub np.
1
ra
d
1
s
.
Skutek biologiczny zależy od dawki pochłoniętej ale również
od:
rodzaju promieniowania
wielkości napromieniowanego obszaru ciała
narządu lub tkanki
wieku
mocy dawki (czasu, w jakim dawka została
pochłonięta)
I s to tn y je s t tz w . w s p ó łc z y n n ik j a k o śc i p ro m ie n io w a n ia Q .
p ro m ie n io w a n ie
, , x ( p o w y że j 3 0 k e V ) Q = 1
n e u tro n y s z y b k ie
Q = 2 5
n e u tro n y te rm ic z n e
Q = 4 ,5
c z ą s tk i
Q = 2 5
R ó w n o w a ż n ik d a w k i H
H
Q D
R ó ż n e s ą s k u t k i b io lo g ic z n e p r z y n a p r o m ie n io w a n iu r ó ż n y c h
n a r z ą d ó w i t k a n e k . W p r o w a d z a s ię w s p ó ł c z y n n ik w a g o w y
t k a n k i W
T
.
p r z e w ó d p o k a r m o w y
W
T
= 0 , 2 5
p ł u c a
W
T
= 0 , 1 2
t a r c z y c a
W
T
= 0 , 0 3
s k ó r a
W
T
= 0 , 0 1
E f e k t y w n y r ó w n o w a ż n ik d a w k i H
E
o b lic z a m y w g . w z o r u :
E
T
H
W H
J e d n o s t k ą r ó w n o w a ż n ik a d a w k i ( e f e k t y w n e g o r ó w n o w a ż n ik a d a w k i)
j e s t 1 s iw e r t .
1 S v = 1 0 0 re m
1 re m = Q 1 ra d
G r a n ic z n a d a w k a d la lu d n o ś c i – 1 m S v n a r o k w o k r e s ie 5 la t .
Ź r ó d ł a n a t u r a ln e p r o m ie n io w a n ia
R e j o n
R o c z n y r ó w n o w a ż n ik
D a w k i ( m S v )
W ie lk a B r y t a n ia / L o n d y n
1 , 9 / 0 , 9
S t a n y Z j e d n o c z o n e / K o lo r a d o
1 , 0 / 2 , 5
S r i L a n k a ( p o d ł o ż e g r a n it o w e )
3 0 – 7 0
F r a n c j a
3 , 5
B r a z y lia
1 7 – 1 2 0
R io d e J a n e ir o – p la ż a
5 , 5 – 1 2 , 5
P o ls k a
2 , 8
S z w e c j a
4 , 3
Przeciętny mieszkaniec Ziemi otrzymuje ze źródeł
zewnętrznych 0,7 mSv / rok, a ze źródeł
wewnętrznych 1,3 mSv / rok.
Przebywając na Kasprowym Wierchu otrzymujemy
dawkę ok. 2,4 razy większą niż na plaży w Juracie.
Dawki promieniowania otrzymywane przez mieszkańców
Polski
pożywienie
9,1%
promieniowanie
kosmiczne
12,1%
skały, gleba
18,2%
medycyna
18,2%
radon
42,4%
Średni efektywny równoważnik dawki dla jednego mieszkańca Polski wynosi
3,3 mSv na rok z czego:
2,8 mSv (82%) – pierwiastki promieniotwórcze w środowisku
0,6 mSv (17,6%) – diagnostyka medyczna
0,005 mSv (0,15%) – przedmioty powszechnego użytku
W Polsce średnie roczne wartości stężeń radonu w powietrzu, w
mieszkaniach:
murowanych – 50,7 Bq / m
3
betonowych – 24,7 Bq / m
3
drewnianych – 60,7 Bq / m
3
W województwie jeleniogórskim – przeciętnie 50% większe niż w pozostałej
części kraju.
Wielkość skażenia w przypadku płynów określa się w bekerelach na litr
(Bq / l), zaś w przypadku powietrza i materiałów stałych w Bq / m
3
.
Dopuszczalne skażenie wody i mleka wynosi 1000 Bq / l.
Dawka
(Sv)
Skutek biologiczny po jednorazowym
napromieniowaniu całego ciała
0,25 – 0,5
Objawy kliniczne nie występują.
1 – 2
Niewielkie objawy kliniczne, duże
prawdopodobieństwo występowania skutków
późnych.
2 – 3
Ciężkie objawy kliniczne. Dawka śmiertelna dla ok.
25% napromieniowanych osób.
3 – 5
Dawka śmiertelna dla 50% napromieniowanych.
Uszkodzenie szpiku.
5 – 7
Przeżywa od 0 do 20% osób. Śmierć po kilkunastu
– kilkudziesięciu dniach.
10 – 30
Krwotoki. Śmierć po kilku – kilkunastu dniach.
50
Zaburzenia świadomości, oddychania, krążenia.
Śmierć po kilkunastu godzinach do 3 dni.
Średnie stężenie Ra i Th w materiałach budowlanych
Średnie stężenie (Bq / kg)
Kraj
Materiał
Ra
Th
gips
< 19
< 11
cegła
czerwona
281
233
Niemcy
cement
< 26
< 19
gips
22
7
cegła
czerwona
52
44
Wielka Brytania
cement
22
18
gips
26 – 740
11 – 44
cegła
czerwona
19 – 22
22 – 44
Polska
cement
7,7 – 26
11 – 60
Migracja radioaktywnych chmur w pierwszych dniach po awarii.
http://kwark.if.pw.edu.pl/mtj/students/1999-2000/Potrzebowski/Czarnobyl/SKUTKI/skutki_awarii.htm
Skażenie terytorium Polski po katastrofie w
Czarnobylu w 1986 roku
Document Outline
