РАБОТА № 2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ МОЩНОСТИ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ, ЭКВИВАЛЕНТА ДОЗЫ И СЕЧЕНИЯ ВЫВЕДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ

Одним из факторов радиационной опасности работающего ядерного реактора являются интенсивные потоки нейтронов деления, которые излучает активная зона. Спектр нейтронов деления ядерного реактора простирается от ~ 10 эВ до ~ 20 МэВ. Наиболее вероятное значение энергии нейтронов деления составляет 0,75 МэВ, средняя энергия около 2 МэВ. При замедлении нейтронов деления в активной зоне формируются интенсивные потоки тепловых нейтронов.

При облучении биологических объектов нейтронами любых энергий ионизацию в ткани создают вторичные заряженные частицы или g-кванты (посредством передачи энергии электронам), сопровождающие те или иные ядерные процессы с участием нейтронов. При этом следует рассматривать упругое и неупругое рассеяние нейтронов, радиационный захват и ядерные расщепления с вылетом заряженных частиц. Вероятность того или иного процесса зависит от энергии нейтронов и состава биологической ткани (мышечная ткань, кость, различные органы).

Доза, создаваемая нейтронами, обусловлена поглощенной энергией вторичного излучения, возникающего при взаимодействии нейтронов с тканями организма. Значимость тех или иных процессов взаимодействия нейтронов определяется энергетическим распределением нейтронов во всем диапазоне энергий от тепловых до быстрых.