Коляда В. М., Карасев В. С. Калориметрия излучений ядерного реактора. Москва, Атомиздат, 1974.
В книге рассмотрены методы калориметрии излучений ядерного реактора, экспериментальная техника внутриканальных измерений и возможности тепловых методов в получении дозиметрической информации. Приводятся характеристики источников ионизирующих излучений ядерного реактора, кратко освещены вопросы взаимодействия ионизирующих излучений с веществом, методы расчета полей и поглощенной энергии излучений реактора в материалах. Уделено внимание классификации калориметрических систем, процессам теплообмена и особенностям построения калориметрических датчиков для измерений в реакторе.
Отдельные главы посвящены калориметрической дозиметрии излучений, калориметрическим измерениям тепловых эффектов при радиационных исследованиях материалов, вопросам радиационного разогрева образцов и элементов конструкций ядерного реактора.
ВВЕДЕНИЕ
Необычайно высокая энергоемкость и значительные природные запасы ядерного топлива способствуют широкому применению ядерной энергии на транспорте, в энергетике, космической технике. Однако при всех очевидных достоинствах ядерного топлива практическое использование его осложнено рядом специфических особенностей высвобождения тепловой энергии, одной из которых является возникновение мощных потоков ионизирующих излучений.
Обладая большой проникающей способностью, ионизирующие излучения при взаимодействии с материалами ядерного реактора и биологической защиты передают им часть своей энергии, которая преобразуется в веществе по определенным законам, обусловленным видом излучения, его энергией, свойствами самого вещества. Независимо от последних факторов подавляющая часть энергии излучения, поглощенной материалом, преобразуется в тепловую, называемую обычно тепловыделением от ионизирующих излучений, или радиационным тепловыделением. Выделение тепла в материалах от взаимодействия с ионизирующим излучением ставит ряд серьезных материаловедческих и технологических задач, важность решения которых возрастает с увеличением удельной мощности реакторов.
Тепловыделение от ионизирующих излучений тесно связано с таким широко применяемым при радиационных исследованиях понятием, как поглощенная энергия излучения в облучаемом объекте. Эту связь можно сформулировать следующим образом: тепловыделение от ионизирующих излучений — это часть поглощенной энергии излучения, преобразованная в веществе в тепловую энергию. Поглощенная энергия излучения характеризует степень взаимодействия поля излучения с веществом.
Первые попытки использовать калориметрические приборы для детектирования излучений радиоактивных препаратов относятся к началу нашего столетия. В дальнейшем тепловые методы стали применяться реже и в 30-х годах окончательно уступили место значительно более чувствительным ионизационным, колориметрическим и другим методам.
Возросший интерес к дозиметрии излучений в послевоенные годы, связанный с бурным ростом атомной промышленности и реакторостроения, определялся прежде всего необходимостью обеспечить безопасность работы персонала ядерных установок и контроль радиоактивных загрязнений внешней среды. Это дало толчок к совершенствованию высокочувствительных детекторов малых доз. В настоящее время имеется ряд учебных и практических пособий, обзоров по методикам и приборам и др.
В несколько ином положении оказалась дозиметрия высокоинтенсивных излучений, или дозиметрия больших доз. Необходимость в последней возникла в связи с быстро развивающимися за последние 10—15 лет радиационными исследованиями в области материаловедения, химии, биологии, при производстве радиоактивных изотопов, синтезе ряда соединений, контролируемом улучшении свойств некоторых изделий. Дозиметрия больших доз имеет свои проблемы, свои методы измерений, и лишь в последние годы стала предметом отдельного рассмотрения.
Возрождение тепловых методов дозиметрии при исследованиях на реакторах в Англии, Франции, США, ФРГ, Бельгии, Югославии, а также в СССР вызвано прежде всего тем, что калориметрические датчики имеют принципиально неограниченный верхний предел измерении и позволяют измерять абсолютную величину поглощенной энергии непосредственно в исследуемом объекте. Использование тепловых методов дает возможность получить дозиметрическую информацию и решить некоторые прикладные задачи реакторостроения и физики реакторов.
Авторы не ставят перед собой цели систематически и полно осветить проблемы дозиметрии и радиационного нагрева в поле излучений ядерного реактора. Свою основную задачу они видят в том, чтобы по возможности всесторонне и последовательно показать целесообразность, достоинства, возможности и ограничения использования калориметрических методов. Учитывая большой интерес к калориметрическим методам материаловедов, химиков, биологов, не всегда в достаточной степени знакомых со спецификой проведения экспериментов в реакторе, авторы сочли нужным осветить общие проблемы дозиметрии и вопросы специальной дозиметрии, а основное внимание уделить вопросам обеспечения дозиметрической информацией работ по радиационному материаловедению. Это связано с тем, что именно в этой области авторами проведен цикл работ на реакторе ВВР-М Института физики АН УССР.
Обработка экспериментальных данных по поглощению энергии ионизирующих излучений веществом требует знания ядерно-физических и других свойств материалов, учета некоторых процессов, происходящих в облучаемых материалах и конструкциях датчиков. Эти данные имеются во многих справочниках, монографиях, практических пособиях и научных статьях. Для облегчения обработки результатов калориметрических исследований авторы сочли целесообразным привести необходимые формулы и методики расчета, а также табличные данные для ряда материалов. Из-за ограниченности объема в некоторых случаях даются лишь соответствующие ссылки на литературные источники.
