В чем особая опасность нейтронного излучения. Характеристика отдельных видов излучений

C евастопольский Национальный Университет ядерной энергии и промышленности

Контрольная работа по дисциплине

Радиационная безопасность

Тема: Природа, источники, механизм взаимодействия с веществом, особенности воздействия на организм человека нейтронного излучения

Выполнил:

Студент заочного отделения

Факультета ЯХТ

Бурак Л.А.

Севастополь

Введение

Нейтрон был открыт в 1932 году. Открытие нейтрона было поворотным пунктом в исследовании ядерных реакций. Так как нейтроны лишены заряда, то они без препятствия проникают в атомные ядра и вызывают их превращения. Итальянский физик Ферми, который первым начал изучать реакции, вызываемые нейтронами, обнаружил, что ядерные превращения вызываются даже медленными нейтронами, движущимися с тепловыми скоростями. Практическое использование внутриядерной энергии оказалось возможным благодаря тому, что фундаментальным фактом ядерного деления является испускание в процессе деления двух-трёх нейтронов. Энергия освобождённых в процессе деления нейтронов имеет различное значение- от нескольких миллионов электрон-вольт до совсем малых, близких к нулю.Только в ядрах нейтрон за счёт взаимодействия с другими нуклонами приобретает стабильность. Свободный же нейтрон живёт в среднем 16 мин. Это было экспериментально доказано лишь после того, как были построены ядерные реакторы, дающие мощные пучки нейтронов.

Радиоактивность – способность радионуклидов спонтанно превращаться в атомы других элементов, вследствие перехода ядра с одного энергетического состояния в другое, что сопровождается ионизирующим излучением. В нормальном состоянии соотношение между количеством нейтронов и протонов в ядре строго определенное. Расстояние между ними, их энергия связи – минимальные, ядро устойчивое. В результате облучения нейтронами (или другими частицами), ядро переходит в возбужденное состояние. Через промежуток времени оно переходит в устойчивое состояние, а избыточная энергия превращается в радиоактивное излучение ядра. Процесс перехода ядер из неустойчивого в устойчивое состояние с излучением избыточной энергии называется радиоактивным распадом.

1. Природа, источники, механизм взаимодействия с веществом, особенности воздействия на организм человека нейтронного излучения

1 .1 Нейтронное излучение

Основными видами радиоактивных излучений при распаде ядер являются:

· гамма – излучение;

· бета – излучение;

· альфа – излучение;

· нейтронное излучение.

Нейтронное излучение . Нейтроны излучаются ядрами при ядерных реакциях, когда полученная извне ядром энергия бывает достаточная для разрушения связи нейтрона с ядром, в результате деления ядер урана. Не имея заряда, нейтроны не взаимодействуют с электрическими полями электронов и ядер при прохождении через вещество и беспрепятственно движутся до столкновения с ядром. А так как размеры ядер неизмеримо меньше самих атомов, то столкновения очень редки и длина свободного пробега даже в твердых телах достигает несколько сантиметров (в воздухе сотни метров).

Рассматривают три вида взаимодействия нейтронов с веществом:

· упругое рассеяние на ядрах – когда часть энергии нейтрона передается ядру, другая часть остается у рассеянного нейтрона. При упругом рассеянии внутренняя энергия ядра не изменяется, она лишь приобретает кинетическую энергию;

· неупругое рассеяние на ядрах – когда внутренняя энергия отдачи изменяется. Ядро становится возбужденным и возвращаясь в нормальное состояние может испустить гамма-квант;

· захват нейтронов ядрами – при захвате нейтронов ядрами образуется сильно возбужденное ядро, которое, возвращаясь в нормальное состояние, может испустить различные частицы.

По энергии нейтроны делятся на тепловые, промежуточные и быстрые. Для защиты от нейтронного излучения применяются материалы, обладающие высокой замедляющей и поглощающей способностью – вода, парафин, графиты, бор, кадмий и т.д.

Основным источником нейтронов является работающий реактор. Под действием нейтронов в реакторе происходит активация теплоносителя, конструкционных материалов, а также продуктов коррозии оборудования и трубопроводов. Образующиеся при этом радиоактивные изотопы являются источниками гамма- и бета – излучений. При делении урана в реакторе образуются осколочные продукты деления обладающие, в основном, гамма- и бета- активностью, а также газообразные продукты деления.

1 .2 Источники излучений на АЭС

Вне зависимости от типа реактора, установленного на АЭС, и ее технологической схемы основными источниками излучения на АЭС являются активная зона реактора, трубопроводы и оборудование технологического контура, бассейны выдержки с отработанным ядерным топливом, системы спецводоочистки и их оборудование, сама защита реактора.

Рис.1 Источники нейтронов.

Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора можно подразделить на четыре группы:

· мгновенные нейтроны, т.е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер горючего;

· запаздывающие нейтроны - испускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления;

· нейтроны активации - испускаются при радиоактивном распаде продуктов некоторых ядерных реакций;

· фотонейтроны - образуются в результате (γ, n)-реакций на некоторых ядрах.

Наибольший вклад в дозу облучения, при работе реактора на мощности, вносят мгновенные нейтроны.

Источники нейтронов. Мгновенные нейтроны образуются практически одновременно с делением ядра. Среднее число мгновенных нейтронов при делении 235 U, 233 U, 239 Pu равно 2,5 ±0,03, 2,47 ± 0,03 и 2,9 ± 0,04 соответственно. Запаздывающие нейтроны образуются в количестве, существенно меньшем (0,002 - 0,007 нейтр./деление), и испускаются некоторыми продуктами деления с периодами полураспада 0,18 - 54,5 с.

Энергетическое распределение мгновенных и запаздывающих нейтронов описывается различными эмпирическими формулами, но чаще формулой:

где S(E n) - количество нейтронов.

E n - энергия нейтронов, МэВ.

В области энергий от 4 до 12 МэВ - наиболее важной с точки зрения радиационной зашиты-спектр нейтронов деления можно описать простой экспонентой:

S(E n) = 1,75 ехр (- 0,776 E n), (2)

погрешность этого соотношения не более 15%.

Для целей радиационной защиты необходимо иметь интегральный спектр нейтронов деления, то есть количество нейтронов в спектре нейтронов деления (1) с энергией, превышающей E n:

Для профилактической работы спектр нейтронов деления (рис. 6.2) и интегральный спектр нейтронов деления (рис. 6.3) представляют в виде таблиц, в которых S(E n) и χ(Ε n) нормированы на единицу. Наиболее вероятная энергия нейтронов деления 0,6 - 0,8 МэВ, а средняя - 2 МэВ, максимальная принимается равной 12 МэВ.

В результате взаимодействия нейтронов, образовавшихся при делении с ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (упругое и неупругое рассеяние, поглощение, деление), спектр нейтронов деления (рис. 6.2) деформируется и приобретает вид, показанный на рис. 4. В области энергий, соответствующих группе быстрых нейтронов, он практически не отличается от спектра нейтронов деления, в промежуточной области энергий - это спектр замедляющихся нейтронов, то есть 1/E n - спектр, а в тепловой и надтепловой областях энергии - спектр Максвелла. Естественно, что на рис.4 показан принципиальный вид спектра, реальный зависит от состава активной зоны, и информацию о нем, так же как и о спектре нейтронов утечки из активной зоны и их количестве (плотности потока нейтронов на поверхности активной зоны), можно получить из результатов расчета физических характеристик активной зоны.

Рис. 4. Спектр нейтронов в активной зоне ядерного реактора.

1.3 Защитные свойства материалов от нейтронного излучения

Защитные свойства материалов от нейтронного излучения определяются их замедляющей и поглощающей способностью, степенью активации. Быстрые нейтроны наиболее эффективно замедляются веществами с малым атомным номером, такими как графит и водородсодержащие вещества (легкая и тяжелая вода, пластмассы, полиэтилен, парафин). Для эффективного поглощения тепловых нейтронов применяются материалы, имеющие большое сечение поглощения: соединения с бором - борная сталь, бораль, борный графит, карбид бора, а также кадмий и бетон (на лимонитовых и других рудах, содержащих связанную воду).

Вода используется не только как замедлитель нейтронов, но и как защитный материал от нейтронного излучения вследствие высокой плотности атомов водорода. После столкновений с атомами водорода быстрый нейтрон замедляется до тепловой энергии, а затем поглощается средой. 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 значительно снизить, если применить борированную воду. В этом случае тепловые нейтроны поглощаются бором по реакции B(n,α)Li, а захватное излучение имеет энергию E = 0,5 МэВ. Водяную защиту выполняют в виде заполненных водой секционных баков из стали или других материалов.

Кадмий хорошо поглощает нейтроны с энергией меньше 0,5 эВ. Листовой кадмий толщиной 0,1 см снижает плотность потока тепловых нейтронов в 10 9 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 по сравнению с чистым кадмием.

Бетон является основным материалом для защиты от излучений, если масса и размер защиты не ограничиваются другими условиями. Бетон, применяющийся для защиты от излучений, состоит из заполнителей, связанных между собой цементом. В состав цемента в основном входят окислы кальция, кремния, алюминия, железа и легкие ядра, которые интенсивно поглощают γ-излучение и замедляют быстрые нейтроны в результате упругого и неупругого столкновений. Ослабление плотности потока нейтронов в бетоне зависит от содержания воды в материале защиты, которое определяется в основном типом используемого бетона. Поглощение нейтронов бетонной защитой может быть значительно увеличено введением соединения бора в состав материала защиты. Конструкция бетонной защиты может быть монолитной (для больших реакторов) или состоять из отдельных блоков (небольших реакторов).

1 .4 Дозиметрия нейтронного излучения

Процессы взаимодействия нейтронов с веществом определяются энергией нейтронов и атомным составом поглощающей среды. Для регистрации нейтронов используют различные виды вторичных излучений, возникающих в результате ядерных реакций или рассеяния нейтронов на ядрах с передачей им энергии. Тепловые и надтепловые нейтроны регистрируют с использованием реакций 10 В(n, α) 7 Li, 6 Li(n, α) 3 Н, 3 Не(n, р) 3 Н, а также деления тяжелых ядер 235 U и 239 Pu.

Пропорциональные счетчики. Если реакция с бором происходит внутри пропорционального счетчика, то результирующие ядра 4 He и 7 Li, разлетающиеся с энергией соответственно 1,6 и 0,9 МэВ, могут быть легко зарегистрированы. Обычно нейтронные пропорциональные счетчики имеют достаточно толстые стенки, счетчики могут заполняться газом BF 3 , в котором 10 B входит в молекулу. Тонкий слой твердого вещества B 4 C может наноситься на внутреннюю поверхность стенки счетчика(в этом случае в ионизации участвует только одна из частиц, так как другая поглощается стенкой). Поэтому камеры с газовым заполнением BF 3 более эффективны, чем камеры с твердым слоем B 4 C.Отметим, что вероятность захвата быстрых нейтронов ядром 10 B очень мала. Только тепловые нейтроны захватываются с высокой вероятностью. С другой стороны быстрые нейтроны становятся тепловыми при замедлении. Детектор тепловых нейтронов можно превратить в детектор быстрых, окружив его слоем замедлителя нейтронов, веществом с большим содержанием водорода (например, парафин). Такие"всеволновые" детекторы выполняются из 2- 3 водородсодержащих коаксиальных цилиндрических слоев с внутренним расположением борного счетчика или из нескольких полиэтиленовых шаров различных диаметров - замедлителей, надеваемых на детектор так, чтобы он находился в центре шара.

Рис5 Всеволновой счетчик

Конструкция всеволнового счетчика, который может регистрировать нейтроны в диапазоне от 0,1 до 5 МэВ с постоянной эффективностью, показана на рис5. Счетчик состоит из двух цилиндрических парафиновых блоков (1), вставленных один в другой (диаметр 380 и 200 мм, длина 500 и 350 мм соответственно), между которыми находится экран (2), состоящий из слоя B 2 O 3 . Экран и внешний цилиндрический парафиновый блок предназначены для уменьшения чувствительности всеволнового счетчика к рассеянным нейтронам, поступающим не с правого торца счетчика. Внутри парафиновых блоков устанавливают пропорциональный борный счетчик (4), который с правого торца закрывается кадмиевым колпачком (5) для экранировки от прямого пучка тепловых нейтронов. Для увеличения эффективности регистрации медленных нейтронов в торцевой части парафина по окружности высверлено несколько отверстий (3). Быстрые нейтроны проникают в парафин, где они замедляются и регистрируются счетчиком. При плотности потока нейтронов1 нейгр /(см 2 ·с) скорость счета всеволнового счетчика достигает 200отсч /мин Эффективность борного счетчика h, зависящую от длины рабочего объема l , энергиинейтронов E n и давления газа p , можно определить по формуле:

η = 1 - ехр(-0,07 р l /E n 1/2) (4)

При p = 0,1 МПа, l = 20см, E n = 0,0253 эВ, η = 0,9

Камеры деления. Для регистрации нейтронов любых энергий можно использовать деление тяжелых ядер в камерах деления, например 235 U и 239 Pu. Сечения деления для них изменяются незначительно в большом диапазоне энергий нейтронов и имеют наибольшие значения по сравнению с сечениями деления для других радионуклидов. Во избежание самопоглощения продуктов деления, делящееся вещество наносится тонким слоем (0,02 - 2 мг/см 2) на электроды ионизационной камеры, заполненной аргоном(0,5 - 1,0 МПа).

Рис. 6. Камера деления с высокой эффективностью.

По сравнению с борными счетчиками камеры деления более долговечны и могут работать при высокой температуре. Эффективность камер деления с 235 U равна 0,6%, те значительно ниже, чем для борных счетчиков. Для увеличения чувствительности камер деления к нейтронному излучению необходимо увеличить поверхность электродов камеры. Камера деления с высокой эффективностью имеющая четыре концентрических алюминиевых электрода показана на рис6.


Рис. 7. Сцинтилляционный счетчик нейтронов с шаровым замедлителем.

Для измерения потока нейтронов в интервале энергий от 10 -2 до 10 7 эВ можно применить сцинтилляционный детектор (рис. 7), который состоит из ФЭУ(4) с экраном(5), предусилителя (6), световода (3), сцинтиллятора 6 LiI(Eu) (2) со сменными полиэтиленовыми шаровыми замедлителями (1).

Трековые дозиметрические детекторы. В дозиметрии нейтронного излучения нашли применение твердотельные трековые детекторы в чувствительном объеме которых регистрируется число треков заряженных частиц. Дозиметрическое применение этих детекторов основано на связи числа треков с дозой излучения.

Активационный метод дозиметрии нейтронов В результате ядерныхреакций,протекающих под действием нейтронов, образовываются радиоактивные ядра При использовании активационного метода измеряют наведенную активность детектора А, равную

где λ - постоянная распада образующихся радиоактивных ядер;

N t -число радиоактивных ядер в единице объема детектора при его облучении в течение времени t;

n - число ядер нуклида мишени в единице объема;

φ(E) . dE - плотность потока нейтронов, имеющих энергию в интервале от E до E+dE;

σ(Ε) - сечение активации для нейтронов с энергией E в веществе детектора. Пределы интегрирования E 1 и E 2 соответствуют нижней и верхней границам энергии в спектре нейтронов.

Детекторы нейтронов прямой зарядки. Для измерения плотности потока нейтронов в активной зоне реактора применяются детекторы нейтронов прямой зарядки(ДПЗ). Эти детекторы основаны на первичных эффектах: захвате нейтронов и β-распаде(захват нейтронов сопровождается мгновенным испусканием γ-излучения и эмиссией из возбужденных ядер высокоэнергетических электронов); выходе электроновотдачи и фотоэлектронов при поглощении внешнего γ-излучения.

Индивидуальные дозиметры нейтронов.

В качестве примера приведём индивидуальный аварийный дозиметр.Для определения доз при аварийных облучениях персонала, обслуживающего ядерные реакторы, критические сборки и другие системы, где имеется вероятность непредвиденных превышений критической массы, разработаны термолюминесцентные итрековые детекторы нейтронов, входящие в комплект индивидуальных аварийных дозиметров ГНЕЙС, рис 8.

Рис 8 Конструкция аварийного дозиметра β-, γ- и нейтронного излучения ГНЕЙС

1 - бета-дозиметр, 2 - крышка кассеты индивидуального дозиметра ГНЕЙС, 3 - булавка, 4 - целлулоид, 5 - фотография с инициалами и фамилией, 6-дозиметр промежуточных и быстрых нейтронов, 7 - дозиметры γ~излучения, 8 - дозиметры тепловых нейтронов, 9 - корпус кассеты индивидуального дозиметра ГНЕЙС.

1.5 Влияние нейтронного излучения на организм человека

Внешнее облучение всего тела, с учетом его вклада в индивидуальные и коллективные дозы является основным на АЭС. Его источники: это γ-излучение ядерного реактора, технологических контуров, оборудования с радиоактивными средами и любые поверхности, загрязненные радиоактивными веществами. Существенно меньший вклад во внешнее облучение персонала АЭС вносят нейтронное и β-излучение. Человек в процессе своей жизни подвергается облучению как от естественных (природных), так и от искусственных (созданных человеком в результате его деятельности) источников ионизирующих излучений. Из искусственных источников радиации наибольшее значение имеет облучение в процессе медицинских процедур (рентгенодиагностика, рентгено- и радиотерапия). Средняя индивидуальная доза за счет этого источника составляет около 1,4 мЗв в год. Облучение населения за счет глобальных радиоактивных выпадений, после прекращения ядерных испытаний в атмосфере в 1963 г. стали уменьшаться, и годовые дозы составили 7% дозы от естественных источников в 1966 г., 2% в 1969 г., 1 % в начале 80-х годов. Следует отметить, что телезритель у цветного телевизора получает среднюю годовую дозу около 0,25 мЗв, что составляет 25% естественного фона.

Эксплуатация АЭС при нормальных режимах приводит к средней эффективной эквивалентной дозе персонала промышленных реакторов равной 7,5 - 10 мЗв/год, а для населения, проживающего вблизи АЭС к средней дозе 0,002-0,01 мЗв/год.

Эти цифры отражают ситуацию при нормальной эксплуатации АЭС. Однако всегда существует опасность аварий, последствия которых могут привести к значительно большим поражениям населения. Возможные величины этих поражений иллюстрируют последствия аварии на Чернобыльской АЭС.

Первое наблюдение установило, что при воздействии ионизирующего излучения на клетку поглощение ничтожного количества энергии может давать значительный биологический эффект. Например, смертельная доза ионизирующего излучения для млекопитающих равна 10 Гр. Поглощенная энергия соответствующая этой дозе повышает температуру человеческого тела не более, чем на 0,0001 0 C. Причиной гибели организма обычно является поражение какого-либо одного органа, критического в данной ситуации. В диапазоне доз 3 - 9 Гр критической является кровеносная система. Гибель облученного организма наблюдается на 7 -15 сутки после лучевого воздействия. Поражение кроветворения проявляется и при не смертельных лучевых поражениях. При этом снижается количество тромбоцитов, что является одной из причин кровоточивости.

При увеличении дозы радиации до 10 -100 Гр, организмы погибают на 3 - 5 сутки, то есть тогда, когда "костномозговой синдром" еще не успел развиться. Это происходит из- за того, что выходит из строя другой критический орган - кишечник. Он поражается и при меньших дозах, в диапазоне, когда гибель происходит из-за угнетения кроветворения, но при этом "синдром кишечника" не определяет исхода лучевой болезни, хотя и усугубляет ее тяжесть.

При еще больших дозах радиации (200 -1000 Гр), непосредственной причиной гибели облученного организма является массовое разрушение клеток центральной нервной системы. И если построить кривую зависимости сроков гибели облучаемых организмов от дозы облучения, на ней будут отчетливо наблюдаться три характерных участка, соответствующих диапазонам "костномозговой", "кишечной" и "нервной" форм гибели.

Репродуктивная система более радиоустойчива. Тем не менее, в соответствии с законом Бергонье и Трибонда производство сперматозоидов (молодых клеток спермы) у мужчин понижается или прекращается при низких дозах. Доза 250 бэр на гонады (половые органы) приводит к временной стерильности на период до года. Для полной стерильности необходима Доза от 500 до 600 бэр.

Доза 170 бэр на женские гонады приводит к стерильности на период 1- 3 года. Полная стерильность наступает при дозе 300-600 бэр, в зависимости от возраста.

Действие ионизирующего излучения на организм условно можно разделить на соматические и генетические. Соматические эффекты проявляются у самого облученного, а генетические - у его потомства. Разнообразные формы проявления поражающего действия радиации на организм называют лучевой болезнью. С другой стороны, многочисленные исследования радиобиологов показали: малые дозы радиации не только не оказывают угнетающего действия, а наоборот, во многих случаях даже стимулируют жизнедеятельность живых систем (гормезес). В частности у млекопитающих наблюдается: ускоренное развитие, повышенная устойчивость к неблагоприятным условиям, увеличение численности потомства и т.д. По мнению некоторых радиобиологов стимулирующее действие малых доз на человека доказано многими исследованиями (радоновые ванны). По их мнению, вся сумма имеющихся фактов единодушно подтверждает, хотя и не доказывает: существует реальный биологический порог действия ионизирующей радиации.

Литература

1. Мякишев Г.Я. Буховцев Б.Б. Физика. Москва.Просвещение.1976,366с.

2. Популярная медицинская энциклопедия. Гл.ред. Б.В.Петровский.Москва.Советская энциклопедия.1987.704с.

3. Борнников В.К., Волошко В.П., Копчинський Г.А., Штеййнберг Н.А. Состояние и проблемы ядерной енергетики Украины // Вісник інженерної академії України. – 1998 . - №2

Ионизирующее излучение - это совокупность различных видов микрочастиц и физических полей, обладающих способностью ионизировать вещество, то есть образовывать в нем электрически заряженные частицы - ионы. Различают несколько видов ионизирующих излучений: альфа-, бета-, гамма-излучение, а также нейтронное излучение.

Альфа-излучение

В формировании положительно заряженных альфа-частиц принимают участие 2 протона и 2 нейтрона, входящих в состав ядер гелия. Альфа-частицы образуются при распаде ядра атома и могут иметь начальную кинетическую энергию от 1,8 до 15 МэВ. Характерными особенностями альфа-излучения являются высокая ионизирующая и малая проникающая способности. При движении альфа-частицы очень быстро теряют свою энергию, и это обуславливает тот факт, что ее не хватает даже для преодоления тонких пластмассовых поверхностей. В целом, внешнее облучение альфа-частицами, если не брать в расчет высокоэнергичные альфа-частицы, полученные с помощью ускорителя, не несет в себе никакого вреда для человека, а вот проникновение частиц внутрь организма может быть опасно для здоровья., поскольку альфа-радионуклиды отличаются большим периодом полураспада и обладают сильной ионизацией. В случае попадания внутрь организма альфа-частицы часто могут быть даже опаснее, чем бета- и гамма-излучение.

Бета-излучение

Заряженные бета-частицы, скорость которых близка к скорости света, образуются в результате бета-распада. Бета-лучи обладают большей проникающей способностью, чем альфа-лучи - они могут вызывать химические реакции, люминесценцию, ионизировать газы, оказывать эффект на фотопластинки. В качестве защиты от потока заряженных бета-частиц (энергией не более 1МэВ) достаточно будет использовать обычную алюминиевую пластину толщиной 3-5 мм.

Фотонное излучение: гамма-излучение и рентгеновское излучение

Фотонное излучение включает в себя два вида излучений: рентгеновское (может быть тормозным и характеристическим) и гамма-излучение.

Наиболее распространенным видом фотонного излучения являются обладающие очень высокой энергией при ультракороткой длине волны гамма-частицы, которые представляют собой поток высокоэнергичных, не обладающих зарядом фотонов. В отличие от альфа- и бета-лучей гамма-частицы не отклоняются магнитными и электрическими полями и обладают значительно большей проникающей способностью. В определенных количествах и при определенной продолжительности воздействия гамма-излучение может вызвать лучевую болезнь, привести к возникновению различных онкологических заболеваний. Препятствовать распространению потока гамма-частиц могут только такие тяжелые химические элементы, как, например, свинец, обедненный уран и вольфрам.

Нейтронное излучение

Источником возникновения нейтронного излучения могут быть ядерные взрывы, ядерные реакторы, лабораторные и промышленные установки. Сами нейтроны представляют собой электрически нейтральные, нестабильные (период полураспада свободного нейтрона составляет около 10 минут) частицы, которые благодаря тому, что у них отсутствует заряд, отличаются большой проникающей способностью при слабой степени взаимодействия с веществом. Нейтронное излучение очень опасно, поэтому для защиты от него используют ряд специальных, в основном водородосодержащих, материалов. Лучше всего нейтронное излучение поглощается обычной водой, полиэтиленом, парафином, а также растворами гидроксидов тяжелых металлов.

Как ионизирующие излучения воздействуют на вещества?

Все виды ионизирующих излучений в той или иной степени оказывают воздействие на различные вещества, но сильнее всего оно выражено у гамма-частиц и у нейтронов. Так, при длительном воздействии они могут существенно изменить свойства различных материалов, изменить химический состав веществ, ионизировать диэлектрики и оказывать разрушительный эффект на биологические ткани. Естественный радиационный фон не принесет человеку особого вреда, однако при обращении с искусственными источниками ионизирующих излучений стоит быть очень осторожными и предпринимать все необходимые меры, чтобы до минимума снизить уровень воздействия излучения на организм.

Термин «радиация» происходит от латинского слова radius и означает луч. В самом широком смысле слова радиация охватывает все существующие в природе виды излучений — радиоволны, инфракрасное излучение, видимый свет, ультрафиолет и, наконец, ионизирующее излучение. Все эти виды излучения, имея электромагнитную природу, различаются длиной волны, частотой и энергией.

Существуют также излучения, которые имеют другую природу и представляют собой потоки различных частиц, например, альфа-частиц, бета-частиц, нейтронов и т.д.

Каждый раз, когда на пути излучения возникает барьер, оно передает часть или всю свою энергию этому барьеру. И от того, насколько много энергии было передано и поглощено в организме, зависит конечный эффект облучения. Всем известны удовольствие от бронзового загара и огорчение от тяжелейших солнечных ожогов. Очевидно, что переоблучение любым видом радиации чревато неприятными последствиями.

Для здоровья человека наиболее важны ионизирующие виды излучения. Проходя через ткань, ионизирующее излучение переносит энергию и ионизирует атомы в молекулах, которые играют важную биологическую роль. Поэтому облучение любыми видами ионизирующего излучения может так или иначе влиять на здоровье. К их числу относятся:

Альфа-излучение — это тяжелые положительно заряженные частицы, состоящие из двух протонов и двух нейтронов, крепко связанных между собой. В природе альфа-частицы возникают в результате распада атомов тяжелых элементов, таких как уран, радий и торий. В воздухе альфа-излучение проходит не более пяти сантиметров и, как правило, полностью задерживается листом бумаги или внешним омертвевшим слоем кожи. Однако если вещество, испускающее альфа-частицы, попадает внутрь организма с пищей или вдыхаемым воздухом, оно облучает внутренние органы и становится потенциально опасным.

Бета-излучение — это электроны, которые значительно меньше альфа-частиц и могут проникать вглубь тела на несколько сантиметров. От него можно защититься тонким листом металла, оконным стеклом и даже обычной одеждой. Попадая на незащищенные участки тела, бета-излучение оказывает воздействие, как правило, на верхние слои кожи. Во время аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году пожарные получили ожоги кожи в результате очень сильного облучения бета-частицами. Если вещество, испускающее бета-частицы, попадет в организм, оно будет облучать внутренние ткани.

Гамма-излучение — это фотоны, т.е. электромагнитная волна, несущая энергию. В воздухе оно может проходить большие расстояния, постепенно теряя энергию в результате столкновений с атомами среды. Интенсивное гамма-излучение, если от него не защититься, может повредить не только кожу, но и внутренние ткани. Плотные и тяжелые материалы, такие как железо и свинец, являются отличными барьерами на пути гамма-излучения.

Рентгеновское излучение аналогично гамма-излучению, испускаемому ядрами, но оно получается искусственно в рентгеновской трубке, которая сама по себе не радиоактивна. Поскольку рентгеновская трубка питается электричеством, то испускание рентгеновских лучей может быть включено или выключено с помощью выключателя.

Нейтронное излучение образуется в процессе деления атомного ядра и обладает высокой проникающей способностью. Нейтроны можно остановить толстым бетонным, водяным или парафиновым барьером. К счастью, в мирной жизни нигде, кроме как непосредственно вблизи ядерных реакторов, нейтронное излучение практически не существует.

В отношении рентгеновского и гамма-излучения часто употребляют определения «жёсткое» и «мягкое» . Это относительная характеристика его энергии и связанной с ней проникающей способности излучения («жёсткое» — большие энергия и проникающая способность, «мягкое» — меньшие). Ионизирующие излучения и их проникающая способность

Радиоактивность

Число нейтронов в ядре определяет, является ли данное ядро радиоактивным. Чтобы ядро находилось в стабильном состоянии, число нейтронов, как правило, должно быть несколько выше числа протонов. В стабильном ядре протоны и нейтроны так крепко связаны между собой ядерными силами, что ни одна частица не может выйти из него. Такое ядро всегда будет оставаться в уравновешенном и спокойном состоянии. Однако ситуация совсем иная, если число нейтронов нарушает равновесие. В этом случае ядро обладает избыточной энергией и просто не может удерживаться в целости. Рано или поздно оно выбросит свою избыточную энергию.

Различные ядра высвобождают свою энергию разными способами: в форме электромагнитных волн или потоков частиц. Такая энергия называется излучением. Радиоактивный распад

Процесс, в ходе которого нестабильные атомы испускают свою избыточную энергию, называется радиоактивным распадом, а сами такие атомы — радионуклидом. Легкие ядра с небольшим числом протонов и нейтронов становятся стабильными после одного распада. При распаде тяжелых ядер, например, урана, образующееся в результате этого ядро по-прежнему является нестабильным и, в свою очередь, распадается дальше, образуя новое ядро, и т.д. Цепочка ядерных превращений заканчивается образованием стабильного ядра. Такие цепочки могут образовывать радиоактивные семейства. В природе известны радиоактивные семейства урана и тория.

Представление об интенсивности распада дает понятие периода полураспада — периода, в течение которого произойдет распад половины нестабильных ядер радиоактивного вещества. Период полураспада каждого радионуклида уникален и неизменен. Один радионуклид, например, криптон-94, рождается в ядерном реакторе и очень быстро распадается. Период полураспада его меньше секунды. Другой, например, калий-40, образовался в момент рождения Вселенной и до сих пор сохранился на планете. Период полураспада его измеряется миллиардами лет.

Корпускулярные излучения - ионизирующие излучения, состоящие из частиц с массой, отличной от нуля.


Альфа-излучение - поток положительно заряженных частиц (ядер атомов гелия - 24Не), который движется со скоростью около 20000 км/с. Альфа-лучи образуются при радиоактивном распаде ядер элементов с большими порядковыми номерами и при ядерных реакциях, превращениях. Энергия их колеблется в пределах 4-9 (2-11) МэВ. Пробег a-частиц в веществе зависит от их энергии и от природы вещества, в котором они движутся. В среднем в воздухе пробег составляет 2-10 см, в биологической ткани - несколько микрон. Так как a-частицы массивны и обладают относительно большой энергией, путь их в веществе прямолинейный , они вызывают сильно выраженный эффект ионизации. Удельная ионизация составляет примерно 40000 пар ионов на 1 см пробега в воздухе (на всей длине пробега может создаваться до 250 тысяч пар ионов). В биологической ткани на пути в 1-2 микрона также создается до 40000 пар ионов. Вся энергия передается клеткам организма, нанося ему огромный вред.


Альфа-частицы задерживаются листом бумаги и практически не могут проникать через внешний (наружный) слой кожи, они поглощаются роговым слоем кожи. Поэтому a-излучение не представляет опасности до той поры, пока радиоактивные вещества, излучающие a-частицы, не попадут внутрь организма через открытую рану, с пищей или вдыхаемым воздухом - тогда они становятся чрезвычайно опасными .


Бета-излучение - поток b-частиц, состоящий из электронов (отрицательно заряженных частиц) и позитронов (положительно заряженных частиц), испускаемых атомными ядрами при их b-распаде. Масса β-частиц в абсолютном выражении равна 9,1х10-28 г. Бета-частицы несут один элементарный электрический заряд и распространяются в среде со скоростью от 100 тыс. км/с до 300 тыс. км/с (т.е. до скорости света) в зависимости от энергии излучения. Энергия b-частиц колеблется в значительных пределах. Это объясняется тем, что при каждом b-распаде радиоактивных ядер образующаяся энергия распределяется между дочерним ядром, b-частицами и нейтрино в разных соотношениях, причем энергия b -частиц может колебаться от нуля до какого-то максимального значения. Максимальная энергия лежит в пределах от 0,015-0,05 МэВ (мягкое излучение) до 3-13,5 МэВ (жесткое излучение).


Так как b-частицы имеют заряд, то под действием электрического и магнитного полей они отклоняются от прямолинейного направления. Обладая очень малой массой, b-частицы при столкновении с атомами и молекулами также легко отклоняются от своего первоначального направления (т.е. происходит сильное рассеяние их). Поэтому определить длину пути бета-частиц очень трудно - этот путь слишком извилистый. Пробег
b-частиц в связи с тем, что они обладают различным запасом энергии также подвергается колебаниям. Длина пробега в воздухе может достигать
25 см, а иногда и нескольких метров. В биологических тканях пробег частиц составляет до 1 см. На путь пробега влияет также плотность среды.


Ионизирующая способность бета-частиц значительно ниже, чем альфа-частиц. Степень ионизации зависит от скорости: меньше скорость - больше ионизация. На 1 см пути пробега в воздухе b-частица образует
50-100 пар ионов (1000-25 тыс. пар ионов на всем пути в воздухе). Бета-частицы больших энергий, пролетая мимо ядра слишком быстро, не успевают вызвать такой же сильный ионизирующий эффект, как медленные бета-частицы. При потере энергии захватывается либо положительным ионом с образованием нейтрального атома, либо атомом с образованием отрицательного иона.


Нейтронное излучение - излучение, состоящее из нейтронов, т.е. нейтральных частиц. Нейтроны образуются при ядерных реакциях (цепной реакции деления ядер тяжелых радиоактивных элементов, при реакциях синтеза более тяжелых элементов из ядер водорода). Нейтронное излучение является косвенно ионизируемым; образование ионов происходит не под действием самих нейтронов, а под действием вторичных тяжелых заряженных частиц и гамма-квантов, которым нейтроны передают свою энергию. Нейтронное излучение чрезвычайно опасно вследствие своей высокой проникающей способности (пробег в воздухе может достигать несколько тысяч метров). Кроме того нейтроны могут вызвать наведенную (в том числе и в живых организмах), превращая атомы стабильных элементов в их радиоактивные . От нейтронного облучения хорошо защищают водородсодержащие материалы (графит, парафин, вода и т.д.).


В зависимости от энергии различают следующие нейтроны:


1. Сверхбыстрые нейтроны с энергией в 10-50 МэВ. Они образуются при ядерных взрывах и работе ядерных реакторов.


2. Быстрые нейтроны, энергия их превышает 100 кэВ.


3. Промежуточные нейтроны - энергия их от 100 кэВ до 1 кэВ.


4. Медленные и тепловые нейтроны. Энергия медленных нейтронов не превышает 1 кэВ. Энергия тепловых нейтронов достигает 0,025 эВ.


Нейтронное излучение используют для нейтронной терапии в медицине, определения содержания отдельных элементов и их изотопов в биологических средах и т.д. В медицинской радиологии используются главным образом быстрые и тепловые нейтроны, в основном используют калифорний-252, распадающийся с выбросом нейтронов со средней энергией в 2,3 МэВ.


Электромагнитные излучения различаются по своему происхождению, энергии, а также по длине волны. К электромагнитным излучениям относятся рентгеновское излучение, гамма-излучение радиоактивных элементов и тормозное излучение, возникающее при прохождении через вещество сильно ускоренных заряженных частиц. Видимый свет и радиоволны - тоже электромагнитные излучения, но они не ионизируют вещество, ибо характеризуются большой длинной волны (меньшей жесткостью). Энергия электромагнитного поля излучается не непрерывно, а отдельными порциями - квантами (фотонами). Поэтому электромагнитные излучения - это поток квантов или фотонов.


Рентгеновские излучения. Рентгеновские лучи были открыты Вильгельмом Конрадом Рентгеном в 1895 г. Рентгеновское излучение - это квантовое электромагнитное излучение с длинной волны 0,001-10 нм. Излучение с длинной волны, превышающей 0,2 нм условно называют «мягким» рентгеновским излучением, а до 0,2 нм - «жестким». Длина волны - расстояние, на которое излучение распространяется за один период колебания. Рентгеновское излучение, как и всякое электромагнитное излучение, распространяется со скоростью света - 300000 км/с. Энергия рентгеновского излучения обычно не превышает 500 кэВ.


Различают тормозное и характеристическое рентгеновское излучение. Тормозное излучение возникает при торможении быстрых электронов в электростатическом поле ядра атомов (т.е. при взаимодействие электронов с ядрами атомов). При прохождении электрона больших энергий вблизи ядра наблюдается рассеяние (торможение) электрона. Скорость электрона снижается, и часть его энергии испускается в виде фотона тормозного рентгеновского излучения.


Характеристические рентгеновские излучения возникают, когда быстрые электроны проникают вглубь атома и выбивают из внутренних уровней (К, L и даже М). Атом возбуждается, а затем возвращается в основное состояние. При этом электроны из внешних уровней заполняют освободившиеся места во внутренних уровнях и при этом излучаются фотоны характеристического излучения с энергией, равной разности энергии атома в возбужденном и основном состоянии (не превышающем 250 кэВ). Т.е. характеристическое излучение возникает при перестроении электронных оболочек атомов. При различных переходах атомов из возбужденного состояния в невозбужденное, избыток энергии может также испускаться в виде видимого света, инфракрасных и ультрафиолетовых лучей. Так как рентгеновские лучи обладают малой длиной волн и меньше поглощаются в веществе, то они обладают большей проникающей способностью.


Гамма-излучение - это излучение ядерного происхождения. Оно испускается ядрами атомов при альфа и бета распаде природных искусственных радионуклидов в тех случаях, когда в дочернем ядре оказывается избыток энергии, не захваченный корпускулярным излучением (альфа- и бета-частицей). Этот избыток энергии мгновенно высвечивается в виде гамма-квантов. Т.е. гамма-излучения - это поток электромагнитных волн (квантов), который излучается в процессе радиоактивного распада при изменении энергетического состояния ядер. Кроме того, гамма-кванты образуются при антигиляции позитрона и электрона. По свойствам гамма-излучение близко к рентгеновскому излучению, но обладает большей скоростью и энергией. Скорость распространения в вакууме равняется скорости света - 300000 км/с. Так как гамма-лучи не имеют заряда, то в электрическом и магнитном полях не отклоняются, распространяясь прямолинейно и равномерно во все стороны от источника. Энергия гамма-излучения колеблется от десятков тысяч до миллионов электрон-вольт (2-3 МэВ), редко достигает 5-6 МэВ (так средняя энергия гамма-лучей, образующихся при распаде кобальта-60 равна 1,25 МэВ). В состав потока гамма-излучений входят кванты различных энергий. При распаде 131

Нейтронное излучение

Нейтронное излучение возникает при ядерных реакциях (в ядерных реакторах, промышленных и лабораторных установках, при ядерных взрывах). Свободный нейтрон - это нестабильная, электрически нейтральная частица с временем жизни 885 сек.

При неупругих взаимодействиях возникает вторичное излучение, которое может состоять как из заряженных частиц, так и из гамма-квантов .

При упругих взаимодействиях возможна обычная ионизация вещества. Проникающая способность нейтронов очень велика по причине отсутствия заряда и, как следствие, слабого взаимодействия с веществом. Проникающая способность нейтронов зависит от их энергии и состава атомов вещества, с которыми они взаимодействуют. Слой половинного ослабления лёгких материалов для нейтронного излучения в несколько раз меньше, чем для тяжёлых. Тяжёлые материалы, например металлы, хуже ослабляют нейтронное излучение, чем гамма-излучение. Условно нейтроны в зависимости от кинетической энергии разделяются на быстрые (до 10 МэВ), сверхбыстрые, промежуточные, медленные и тепловые. Нейтронное излучение обладает большой проникающей способностью. Медленные и тепловые нейтроны вступают в ядерные реакции, в результате могут образовываться стабильные или радиоактивные изотопы.

Лучшими для защиты от нейтронного излучения являются водородсодержащие материалы. Обычно применяют воду, парафин , полиэтилен . Кроме того, нейтронное излучение хорошо поглощается бором , бериллием, кадмием, графитом. Поскольку нейтронное излучение сопровождается гамма-излучением, необходимо применять многослойные экраны из различных материалов: свинец-полиэтилен, сталь - вода и т. д. В ряде случаев для одновременного поглощения нейтронного и гамма-излучений применяют водные растворы гидроксидов тяжёлых металлов, например, железа Fe(OH) 3 .

Радиоактивное излучение, взаимодействуя с облучаемой средой, образует ионы разных знаков. Этот процесс называется ионизацией и обусловлен действием на облучаемую среду ядер атомов гелия (α-частицы), электронов и позитронов (β-частицы), а также незаряженных частиц (корпускулярное и нейтронное излучение), электромагнитного (γ-излучение), фотонного (характеристическое, тормозное и рентгеновское) и другого излучений. Ни один из этих видов радиоактивного излучения не воспринимается органами чувств человека.

Нейтронное излучение является потоком электронейтральных частиц ядра. Так называемое вторичное излучение нейтрона, когда он сталкивается с каким-либо ядром или электроном, оказывает сильное ионизирующее воздействие. Ослабление нейтронного излучения эффективно осуществляется на ядрах лёгких элементов, особенно водорода, а также на материалах, содержащих такие ядра - воде, парафине, полиэтилене и др.

В качестве защитного материала часто используют парафин, толщина которого для Ро-Be- и Ро-В-источников нейтронов будет примерно в 1,2 раза меньше, чем толщина водной защиты. Следует отметить, что нейтронное излучение радиоизотопных источников часто сопровождается γ-излучением, поэтому необходимо проверять, обеспечивает ли защита от нейтронов также защиту от γ-излучения. Если не обеспечивает, то необходимо вводить в защиту компоненты с высоким атомным номером (железо, свинец).

При внешнем облучении основную роль играют гамма- и нейтронное излучение. Альфа- и бета-частицы составляют главный поражающий фактор радиоактивных облаков, образуемых продуктами деления, остатками расщепляющегося материала и вторично активированными веществами при ядерном взрыве, однако эти частицы легко поглощаются одеждой и поверхностными слоями кожи. Под действием медленных нейтронов в организме создаётся наведенная радиоактивность , которая была обнаружена в костях и других тканях многих людей, умерших в Японии от лучевой болезни.

Нейтронная бомба отличается от «классических» видов ядерного оружия - атомной и водородной бомб - прежде всего мощностью. Она имеет мощность около 1 кт ТНТ, что в 20 раз меньше мощности бомбы, сброшенной на Хиросиму, и примерно в 1000 раз меньше больших (мегатонных) водородных бомб. Ударная волна и тепловое излучение, возникающие при взрыве нейтронной бомбы, в 10 раз слабее, чем при воздушном взрыве атомной бомбы типа «Хиросима». Так, взрыв нейтронной бомбы на высоте 100 м над землёй, вызовет разрушения только в радиусе 200-300 м. Губительное для всего живого действие оказывает излучение быстрых нейтронов, плотность потока которых при взрыве нейтронной бомбы в 14 раз выше, чем при взрыве «классических» ядерных бомб. Нейтроны убивают всё живое в радиусе 2,5 км. Поскольку нейтронное излучение создаёт короткоживущие радиоизотопы , к эпицентру взрыва нейтронной бомбы можно «безопасно» приблизиться - по утверждению её создателей - уже через 12 ч. Для сравнения укажем, что водородная бомба надолго заражает радиоактивными веществами территорию радиусом около 7 км.

Литература

  • Амиров Я. С. Безопасность жизнедеятельности. Кн2. Ч2, 1998, 270 с.
  • Атаманюк В. Г. Гражданская оборона, 1987, 288 с.
  • Белов С. В. Безопасность жизнедеятельности 2000, 2000, 345 с.
  • Кушелев В. П. Охрана труда в нефтеперерабатывающей и нефтехимической промышленности (нет 87-88, 157-158 стр.), 1983, 472 с.
  • Панов Г. Е. Охрана труда при разработке нефтяных и газовых месторождений, 1982, 248 с.
  • Еремин В. Г. Методы и средства обеспечения безопасности труда в машиностроении, 2000, 328 с.
  • Карпов Б. Д. Справочник по гигиене труда, 1976, 536 с.
  • Кокорев Н. П. Гигиена труда на производстве Изд.2, 1973, 160 с.
  • Патолин О. Ф. Радиационная безопасность при промышленной дефектоскопии, 1977, 136 с.
  • Тёльдеши Ю.N. Радиация - угроза и надежда, 1979, 416 с.
  • Белов С. В. Средства защиты в машиностроении Расчет и проектирование Справочник, 1989, 366 с.
  • Шрага М. Х. Основы токсикологи (для инженерных специальностей), 2003, 211 с.
  • Гринин А. С. Безопасность жизнедеятельности, 2002, 288 с.
  • Ушаков К. З. Безопасность жизнедеятельности - Учебник для вузов, 2000, 427 с.
  • Починок А. П. Энциклопедия по безопасности и гигиене труда Т2, 2001, 926 с.
  • Кушелев В. П. Охрана труда в нефтеперерабатывающей и нефтехимической промышленности, 1983, 472 с.
  • Макаров Г. В. Охрана труда в химической промышленности, 568 с.

Wikimedia Foundation . 2010 .

Смотреть что такое "Нейтронное излучение" в других словарях:

    Нейтронное излучение - поток незаряженных частиц (нейтронов) с высокой проникающей способностью... Источник: ПРИКАЗ Минздрава РФ от 24.01.2000 N 20 О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ РУКОВОДСТВА ПО ОРГАНИЗАЦИИ САНИТАРНО ГИГИЕНИЧЕСКИХ И ЛЕЧЕБНО ПРОФИЛАКТИЧЕСКИХ МЕРОПРИЯТИЙ ПРИ… … Официальная терминология

    нейтронное излучение - — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999] Тематики электротехника, основные понятия EN neutron radiation …

    нейтронное излучение - neutroninė spinduliuotė statusas T sritis Standartizacija ir metrologija apibrėžtis Jonizuojančioji spinduliuotė, sudaryta iš neutronų. atitikmenys: angl. neutron radiation vok. Neutronenstrahlung, f rus. испускание нейтронов, n; нейтронное… … Penkiakalbis aiškinamasis metrologijos terminų žodynas

    нейтронное излучение - neutroninė spinduliuotė statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. neutron radiation vok. Neutronenstrahlung, f rus. нейтронное излучение, n pranc. radiation des neutrons, f; radiation neutronique, f … Fizikos terminų žodynas

    Нейтронное излучение - испускание нейтронов различными устройствами (ускорители заряженных частиц, ядерные реакторы и др.), в которых идут ядерные реакции. Возникает при взрыве ядерных боеприпасов и является одним из поражающих факторов ядерного оружия … Словарь военных терминов

    собственное нейтронное излучение - savasis neutronų spinduliavimas statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. neutron self radiation vok. Neutroneneigenstrahlung, f rus. собственное нейтронное излучение, n pranc. rayonnement neutronique propre, m … Fizikos terminų žodynas

    анизотропное нейтронное излучение - — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN anisotropic neutron radiation … Справочник технического переводчика

    изотопное нейтронное излучение - — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN isotopic neutron radiation … Справочник технического переводчика

    направленное нейтронное излучение - — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN directional neutron radiation … Справочник технического переводчика

    Излучение, обусловленное крупными незаряженными частицами, которые сами по себе не вызывают ионизации, но, “выбивая” электроны из их стабильных состояний, создают наведенную радиоактивность в материалах или тканях, сквозь которые они проходят.… … Экологический словарь

Книги

  • Теоретические основы физических процессов ядерного взрыва , Любомудров А.А. , Излагаются теоретические основы процессов, протекающих при ядерном взрыве. Рассматриваются начальные процессы ядерного взрыва, ударная волна, волны сжатия в грунте и приводятся методы расчета… Категория: