Основные понятия, единицы и источники радиационного излучения, воздействующие на оптические кабели

Page 1
background image

Page 2
background image

«КАБЕЛЬ-news», август 2010

40

Актуально

ÎÏÒÈ×ÅÑÊÈÅ ÊÀÁÅËÈ

Для определения работоспособ-

ности оптических кабелей (ОК) в раз-

личных областях применения требует-

ся определить их радиационную стой-

кость. Для силовых элементов и защит-

ных оболочек, входящих в состав ОК, 

эта стойкость достаточно подробно 

исследована применительно к тради-

ционным кабельным изделиям. Интерес 

представляет анализ стойкости к воз-

действию ионизирующих излучений 

оптического волокна (ОВ), входящего 

в состав ОК.

За рубежом исследования ради-

ационной стойкости ОВ принима-

ют международный характер, начи-

ная с 80-х годов. Эти работы коорди-

нируются NATO Panel IY (исследова-

ние в оптическом и инфракрасном ди-

апазонах длин волн) и Research Study 

Group 12 (RSG 12 — изучение волокон-

ной и интегральной оптики). В 1983 г. 

было закончено формирование спе-

циальной группы исследователей дан-

ного направления, которую возглавил 

доктор Georg Sigel из Naval Research 

Laboratory (NRL). Группа была сфор-

мирована во время проведения в Па-

риже Photon '83 Conference и получи-

ла поддержку Society of Photon-Optical 

Instrumentation Engineers (SPIE) и 

Society Francaise du Laser Medical 

(SFLM). В 1984 году, сформировав 

основные задачи исследований, груп-

па продолжила свою работу в рамках 

NATO Nuclear Eff ects Task Group (NETG). 

В задачу работы группы входит: иссле-

дование воздействий радиации на ОВ 

и другие компоненты оптических си-

стем связи; сравнение и оценка ин-

формации по радиационному воздей-

ствию на компоненты оптических си-

стем связи; координация исследова-

ний; разработка стандартных методов 

испытаний и корреляция данных, полу-

ченных в различных лабораториях [1].

ОВ является специфическим объек-

том, достаточно остро реагирующим на 

химический состав материала, из кото-

рого оно изготовлено, и внешние воз-

действующие факторы. Одним из основ-

ных показателей оценки его стойкости 

является оптическое затухание сигнала 

в ОВ. Количественной характеристикой 

затухания оптических сигналов в ОВ яв-

ляется величина потерь — начальных 

α

н

 (до воздействия каких-либо факто-

ров) и полных 

α

 (во время и после воз-

действия).

Начальные потери зависят от хими-

ческого состава волокна, чистоты исхо-

дных компонентов, технологии изготов-

ления, конструктивных характеристик 

волокна (диаметр, профиль показате-

ля преломления и др.). Для готового во-

локна потери сильнее всего изменяют-

ся при изменении длины волны оптиче-

ского сигнала.

Внешние воздействия на ОВ (тем-

пература, механические напряжения, 

влага, ионизирующие излучения и пр.) 

приведут к дополнительному сниже-

нию входящей оптической мощности 

(

W

вх

) на величину 

W

вх

 – 

W

вых

 = Δ

W

вых

 

(

W

вых

 — мощность сигнала на выхо-

де ОВ) и дополнительному изменению 

потерь.

Основные понятия, единицы 
и источники радиационного 
излучения, воздействующие 
на оптические кабели

Ларин Ю.Т.

, д.т.н., директор 

научного направления, заведующий 

Отделением ОАО «ВНИИКП»

Ю. Т. Ларин


Page 3
background image

«КАБЕЛЬ-news», август 2010

41

Актуально

ÎÏÒÈ×ÅÑÊÈÅ ÊÀÁÅËÈ

Воздействие радиации — это слож-

ное многофакторное влияние на свето-

вод частиц с высокой энергией, вызыва-

ющее изменение его передающей спо-

собности. Исследование этого процес-

са позволяет оценить границы приме-

нения ОВ для систем специального на-

значения. 

Основные понятия

Основные дозиметрические вели-

чины и единицы измерения приведены 

в табл. 1 [2,3].

Плотность потока частиц

 — отно-

шение числа частиц, пересекающих в 

единицу времени малую сферу, к пло-

щади поперечного сечения этой сфе-

ры. Малая сфера означает, что она не 

вносит искажения в поле излучения. В 

частном случае параллельного пучка 

частиц плотность потока равна числу 

частиц, пересекающих в единицу вре-

мени площадку единичной площади, 

расположенную перпендикулярно на-

правлению распространения излуче-

ния.

Интенсивность излучения

 (плот-

ность потока энергии) — переноси-

мая излучением энергия в единицу вре-

мени через малую сферу, отнесенная 

к площади поперечного сечения этой 

сферы. В частном случае параллельного 

пучка интенсивность равна энергии, пе-

реносимой излучением в единицу вре-

мени через площадку единичной пло-

щади, расположенную перпендикуляр-

но направлению распространения из-

лучения.

Поглощенная доза излучения 

(

Д

и

) — энергия излучения, поглощен-

ная в единице массы облучаемого ве-

щества. С увеличением времени об-

лучения доза растет. При одинако-

вых условиях облучения доза зави-

сит от состава облучаемого вещества. 

Внесистемной (специальной) едини-

цей поглощенной дозы является «рад». 

1 рад = 100 эрг/г = 1·10

–2

 Дж/кг. В систе-

ме единиц (СИ) единицей поглощенной 

дозы является Грэй (Гр).

Экспозиционная доза

 — мера 

ионизирующего действия фотонного из-

лучения, определяемая по ионизации 

воздуха в условиях электронного рав-

новесия, т.е. если поглощенная энергия 

излучения в некотором объеме среды 

равна суммарной кинетической энер-

гии ионизирующих частиц (электронов 

и позитронов), образованных фотон-

ным излучением в том же объеме среды. 

Непосредственно измеряемой физиче-

ской величиной при определении экс-

плуатационной дозы фотонного излуче-

ния является общий электрический за-

ряд ионов одного знака, образованных 

в воздухе за время облучения.

В СИ единицей эксплуатационной 

дозы является один кулон на килограмм 

(Кл/кг). Внесистемной (специальной) 

единицей экспозиционной дозы явля-

ется рентген (Р). 

1 Р = 2,58·10

-4

 Кл/кг (точно), а 

1 Кл/кг = 3876·10

3

 Р. Космическая радиа-

ция составляет примерно 1 Р в год.

Мощность поглощенной дозы 

(

М

п

) — приращение дозы в единицу 

времени (табл. 2). Она характеризует 

Таблица 1. Основные дозиметрические величины и единицы измерения

Основные дозиметри-

ческие величины 

и единицы измерения

Основная 

единица в 

системе СИ

Внесис-

темная 

единица

Примечание

Плотность потока частиц 

1/(с

·

м

2

) —

Можно обозначать в зависимости от 

вида излучения: 

электронов — эл./(с

·

м

2

); 

фотонов — ф/(с

·

м

2

) и т.д.

Интенсивность излучения 

(плотность потока энер-

гии излучения)

Вт/м

2

Поглощенная доза из-

лучения (

Д

и

)

Гр

рад

1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад 

1 рад = 10

-2

 Дж/кг = 10

-2

 Гр

Экспозиционная доза 

Кл/кг

Р

1 Кл/кг=387,6 Р

1 Р=2,58

·

10

-4

 Кл/кг

1 Р соответствует образованию в 

1 см

3

 воздуха при 0 °С и 760 мм рт. ст. 

2,08

·

10

9

 пар ионов

1 Р соответствует дозе излучения в 

воздухе, равной 0,88

·

10

-2

 Гр

Мощность поглощенной 

дозы (

М

п

)

Гр/с

рад/с

Мощность экспозицион-

ной дозы 

А/кг

Р/с

Керма Дж/кг

Мощность кермы

Дж/(кгс)

— 

Эквивалентная доза из-

лучения (

Н

)

Зв

Бэр

Принято, что при эквивалентной 

дозе 1 Зв данного вида излучения 

возникает такой же биологический 

эффект, как и при дозе 1 Гр образцо-

вого излучения.

Мощность эквивалентной 
дозы

3в/с

бэр/с


Page 4
background image

«КАБЕЛЬ-news», август 2010

42

Актуально

скорость накопления дозы и может уве-

личиваться со временем (

t

).

 

           М

п

 = Δ

Д

и

t

, (1)

где Δ

Д

и

 — приращение дозы, Δ

t

 — не-

который промежуток времени.

Мощность экспозиционной 

дозы

 — приращение экспозиционной 

дозы в единицу времени.

Керма

 — суммарная начальная ки-

нетическая энергия заряженных частиц, 

образованных в единице массы облуча-

емой среды под действием косвенно 

ионизирующего излучения. Примени-

тельно к 

γ

-излучению в условиях элек-

тронного равновесия керма совпада-

ет с дозой излучения, если можно пре-

небречь потерей энергии заряженных 

частиц (электронов и позитронов) на 

тормозное излучение. При этих усло-

виях керма является энергетическим 

эквивалентом экспозиционной дозы. 

Внесистемной единицей кермы явля-

ется рад. В СИ единицей кермы являет-

ся «Грэй». Для образцового излучения 

1 рад = 10

–2

 Дж/кг.

Эквивалентная доза излучения 

(Н) — произведение поглощенной 

дозы 

Д

и

 данного вида излучения на со-

ответствующий коэффициент качества 

излучения. Внесистемной (специаль-

ной) единицей эквивалентной дозы яв-

ляется «бэр». В СИ единицей эквива-

лентной дозы является «зиверт» (Зв). 

1 бэр = 10

-2

 Зв.

Коэффициент качества излуче-

ния

 — регламентированное значение 

относительной биологической эффек-

тивности излучения для данного вида 

и энергии излучения, установленное 

для контроля радиационной безопас-

ности при хроническом облучении. Ко-

эффициент качества устанавливается 

на основе данных относительной био-

логической эффективности излучения, 

полученных в радиобиологических ис-

следованиях. Он позволяет в одной и 

той же мере выражать степень опас-

ности облучения людей независимо 

от вида облучения. Значение коэффи-

циента качества для различных видов 

излучения устанавливается соответ-

ствующими правилами и законодатель-

ством.

Относительная биологическая эф-

фективность излучения

 (ОБЭ) — отно-

шение поглощенной дозы (

Д

ио

) образ-

цового излучения, вызывающего опре-

деленный биологический эффект, к по-

глощенной дозе (

Д

и

) данного излучения, 

вызывающего такой же эффект.

 

    ОБЭ = 

Д

ио

/

Д

и

 (2)

В качестве образцового принято 

рентгеновское излучение с граничной 

энергией 200 кэВ. ОБЭ зависит от вида 

биологического эффекта и конкретно-

го условия облучения. Для данного био-

логического показателя ОБЭ зависит 

от линейной передачи энергии (ЛПЭ) 

ионизирующих частиц, причем для раз-

личных видов излучения с равными 

ЛПЭ ОБЭ приблизительно одинаковы. 

При сравнении излучений с различны-

ми ЛПЭ принимают ОБЭ = 1 для ЛПЭ = 

З кэВ/мкм воды.

Линейная передача энергии

 — 

часть потери энергии заряженных ча-

стиц на единице пути, обусловленная 

такими столкновениями частиц с ато-

мами среды, при которых передается 

энергия меньше установленного значе-

ния.

Радиоактивность

 — самопроиз-

вольное превращение (распад) атом-

ных ядер, приводящее к изменению их 

атомного номера или массового числа.

В качестве единицы активности при-

нято одно ядерное превращение в се-

кунду (расп./сек). В системе единиц СИ 

эта единица получила название «бек-

керель» (Бк). В практике радиационно-

го контроля можно встретить специаль-

ную (внесистемную) единицу активно-

сти — «кюри» (Ки).

1 Ки = 3,7·10

10

 ядерных превращений 

в 1 с (табл. 3).

Концентрация радиоактивности ве-

щества характеризуется концентраци-

ей его активности. Концентрация ак-

тивности выражается в единицах актив-

ности: 

•  на единицу массы Ки/т, мКи/г и пр. 

(удельная активность); 

•  на единицу объема Ки/м

3

, Ки/л и 

пр. (объемная концентрация); 

• 

на единицу площади Ки/км

2

мКи/см

2

 и пр.

Встречаются специальные и менее 

известные в настоящее время единицы 

объемной активности:

• 1 эман = 1·10–10 Ки/л воздуха или 

воды = 3,7 Бк/л;

• 1 махе = 3,64 эман = 3,64·10

-10

 Ки/л 

= 13,47 Бк/л;

• 1 Ки/л = 13,47 Бк/л;

• 1 эман = 0,275 махe.

Рассмотрим виды радиации и воз-

можные дозы облучения при различ-

ных условиях воздействия окружающей 

среды и различных возможных приме-

нениях ОВ.

Таблица 2. Соотношения между единицами поглощенной дозы

Единица

МэВ/г

эрг/г

рад

Гр = Дж/кг

кал/г

1 МэВ/г

1

1,6

·

10

-6

1,6

·

10

-8

1,6.10-10

3,82.10-14

1 эрг/г

6,25

·

10

5

1

10

-2

10

-4

2,39.10-8

1 рад

6,25

·

10

7

10

2

1

10

-2

2,39.10-8

1 Гр (Дж/кг)

6,25

·

10

9

10

4

10

2

1

2,39.10-4

1 кал/г

2,62

·

10

13

4,18

·

10

7

4,18

·

10

5

4,18

·

10

3

1

ÎÏÒÈ×ÅÑÊÈÅ ÊÀÁÅËÈ


Page 5
background image

«КАБЕЛЬ-news», август 2010

43

Актуально

Естественная радиоактив-
ность

Преобладающим типом излучения 

в этом случае является 

γ

-излучение. Ти-

пичная годовая поглощённая доза для 

земного или подводного кабеля состав-

ляет ≤0,004 Гр. Общая доза, в течение 

ожидаемого срока службы 25 лет, таким 

образом, будет ≤0,1 Гр. Заметно более 

высокие значения дозы могут быть по-

лучены, например, над местами залега-

ния руд, содержащих уран или торий.

При прокладке (долговременной) 

ОК в кабельных каналах, траншее оцен-

ка их радиационной стойкости ведет-

ся для радиационных нуклеидов урана 

(U

238

), калия (К

40

) и тория (Тh

232

). Эти три 

источника присутствуют в почве. Также 

можно принять во внимание неболь-

шое количество космической радиации 

для ОК, проложенных в земле.

Годовая средняя доза для ОК, проло-

женных в земле, при учете всех выше пе-

речисленных факторов составит в сред-

нем 150 мрад/год. Концентрация для 

средних условий прокладки U 3-ррm, 

Тh–6 ррm, К–2 ррm, где концентрация 

1 ppm U, Тh и К производит приблизи-

тельно 11,9; 5,2 и 0,0025 мрад/год, со-

ответственно. Концентрация U, К и Тh 

в земле изменяется от места проклад-

ки. Верхняя граница условий облучения 

с 95% вероятностью для США не превы-

шает 500 мрад/год.

Наиболее вероятная годовая доза 

составляет 150 мрад. В этих условиях 

прокладка ОК вполне оправдана. 

При этих условиях радиационно-

наведенные потери (РНП) на кабельной 

линии на основе одномодового ОВ дли-

ной 40 км составляет не более 0,05 дБ на 

длине волны 1,3 мкм или 0,08 дБ на дли-

не волны 1,55 мкм за 20-летний период 

эксплуатации.

Локальные линии связи (LAN — local 

area networks) на основе ОК не превы-

шают нескольких километров. Они ча-

стично проходят под землей, а частич-

но в здании или между зданиями. При 

этом надо учитывать уровень радиации 

земли (150 мрад/год), стен здания, мате-

риалов, из которых построено здание, и 

космическую радиацию. Стены здания 

могут уменьшить дозу от 2 до 100 раз. 

Деревянная стенка толщиной в не-

сколько дюймов может уменьшить 

внешнее воздействие радиации гамма-

излучения в 2 раза, 5-дюймовая стена из 

кирпича — в 4 раза, 8-дюймовая стена 

из бетона — в 20 раз.

Сами стены из дерева, кирпича и це-

мента могут служить источником ради-

ации с уровнями 20-100 мрад/год. Для 

локальных линий связи и цифровых 

(ODL — optikal date links) линий с уче-

том уровня радиации материала здания 

и внешнего излучения общая доза со-

ставит в среднем 100 мрад/год [4].

При прокладке морских ОК доза об-

лучения на морском дне составляет ме-

нее 0,4 рад/год и, следовательно, кабе-

ли, проложенные на морском дне, будут 

подвергаться облучению не более, чем 

10 рад за 25 лет. Когда кривая затухания 

одномодового СВ при дозе облучения 

20 рад/час экстраполируется на 10 рад/

час, то потери в ОК, проложенном под 

водой, будут менее 3·10

-3

 дБ/км на дли-

не 1,3 мкк после эксплуатации в течение 

25 лет [5]. 

Ядерные реакторы

Оптические волокна могут быть под-

вергнуты как γ-облучению, так и облуче-

нию тепловыми и быстрыми нейтрона-

ми. Доза и величины плотности потока 

частиц сильно варьируются в зависимо-

сти от места внутри здания реактора и 

условия эксплуатации реактора (напри-

мер, работа под нагрузкой, нормальное 

действие или авария). В пределах обла-

сти защитной оболочки, уровни доз об-

лучения варьируются в диапазоне от 

0,001 — 0,03 Гр/ч вплоть до 1 Гр/ч око-

ло первичных контуров охлаждения. 

Мощность дозы вокруг топливных эле-

ментов — порядка 10

3

 Гр/ч. На ранней 

стадии аварийных ситуаций мощность 

дозы может достигать 10

4

 Гр/ч внутри 

защитной оболочки.

Интегральная плотность потока 

нейтронов за единицу времени внутри 

защитной оболочки в пределах огра-

ничителя может колебаться в диапазо-

не от ~10

4

 до 10

15

 см

-2

 около топливных 

стержней. 

Термоядерные реакторы

Радиоактивное излучение, появля-

ющееся в результате реакции синте-

за ядер дейтерия и трития, представля-

ет собой поток нейтронов с энергией 

14 МэВ и ядер атома гелия 

4

He c энерги-

ей около 3,5 МэВ. 

Ядра атома гелия обладают малой 

длиной пробега и не смогут достичь 

оптических волокон, которые могут ис-

Таблица 3. Соотношение между внесистемными и СИ единицами активности

Величина

Обозначение единиц

Коэффициент перевода единиц

Внесистемная

СИ

СИ во внесистемную

Внесистемной в СИ

Активность

Ки

с

-1

2,703

·

10

-11

3,7

·

10

10

Интегральная активность

мкКи

·

ч

безразмерная

7,508

·

10

-9

1,332

·

10

8

Удельная активность

Ки/г

с

-1 

кг

-1

2,703

·

10

-14

3,7

·

10

13

Ки/моль

с

-1

 моль

-1

2,703

·

10

-11

3,7

·

10

10

ÎÏÒÈ×ÅÑÊÈÅ ÊÀÁÅËÈ


Page 6
background image

«КАБЕЛЬ-news», август 2010

44

Актуально

пользоваться в таких реакторах в каче-

стве сенсоров или для передачи дан-

ных. 

Вместе с тем быстрые нейтроны об-

ладают очень большой проникающей 

способностью и, кроме этого, будут так-

же активировать конструкционные ма-

териалы вокруг реакционной каме-

ры, которые дадут сильный фон радиа-

ции и после выключения реактора. Кро-

ме того значения интегральной дозы 

и нейтронных потоков сильно зависят 

от положения и условий эксплуатации. 

Ожидаемые дозы гамма-излучения 

внутри реакционной камеры экспери-

ментальных установок могут составить 

около 3·10

4

 Гр/ч, а интегральная доза за 

время жизни 10

7

 — 10

8

 Гр.

Экспериментальные установ-
ки физики высоких энергий

Обычно в физике высоких энергий 

электроны или протоны с энергией по-

рядка несколько 100 ГэВ (протоны) ис-

пользуются для изучения элементарных 

частиц. 

Для увеличения энергии реакции 

обычно два пучка частиц сталкивают в 

пределах зоны реакции, которая окру-

жена большими детекторами, анали-

зирующими продукты реакции. Трубка 

ускорителя и внутренние поверхности 

детекторов при этом становятся сильно 

радиоактивными, особенно если стал-

киваются протоны. 

Вторичное излучение, которое 

представляет опасность для приборов 

управления ускорителя и регистрирую-

щего оборудование детекторов, состо-

ит, главным образом, из 

π

-мезонов со 

средней энергией порядка ~100 МэВ, 

гамма-лучей и, в радиусе >50 см, ней-

тронов с максимальной энергией 

вплоть до >100 МэВ, но со средней 

энергией только около 1-2 МэВ. 

Интенсивность излучения сильно 

зависит от конкретных условий: энер-

гии частиц, тока пучка, расстояния от 

оси пучка и угла к оси пучка (максимум 

в направлении распространения пуч-

ка). Интегральная годовая доза может 

быть порядка 10

5

 на 10

6

 Гр и плотность 

потока нейтронов может достигать зна-

чений от 10

13

 до 10

15

 см

-2

Космическая радиация

Около земли доминирующими вида-

ми радиации являются солнечные про-

тоны, а также захваченные магнитным 

полем земли протоны и электроны, ло-

кализованные в пределах поясов Ван 

Аллена. 

Электроны сконцентрированы во 

внутренней зоне, заканчивающейся 

приблизительно на расстоянии 2,4 зем-

ных радиуса, и внешней зоне, на рас-

стоянии приблизительно между 2,8 и 12 

земными радиусами. Их максимальная 

энергия равна приблизительно 7 МэВ. 

Экраном от них может являться, напри-

мер, слой алюминия толщиной 10 мм. 

При этом будет возникать тормозное 

рентгеновское излучение. 

Поток протонов ослабевает с уве-

личением расстояния от земли. Макси-

мальная энергия частиц составляет не-

сколько сотен МэВ. Например, пробег 

протонов с энергией 300 МэВ в алюми-

нии составляет приблизительно 24 см. 

Более 90% протонов имеют энергию 

ниже 100 МэВ. 

На геостационарной орбите пол-

ная годовая доза после 3 мм алю-

миниевого экрана составит поч-

ти 600 Гр, причём ~550 Гр получает-

ся от захваченных электронов и около 

50 Гр — от солнечных протонов. 

На низкой околоземной орбите, вы-

сотой 1000 км и наклонения 70°, пол-

ная годовая доза составляет прибли-

зительно 823 Гр (после алюминиево-

го экрана толщиной 3 мм) и складыва-

ется из приблизительно 400 Гр захва-

ченных электронов, около 420 Гр за-

хваченных протонов и 3 Гр солнечных 

протонов. 

Дополнительно к вышеупомянутым 

типам излучений, космические лучи яв-

ляются дополнительным источником 

радиации. «Первичные» космические 

лучи представляют собой слабый по-

ток частиц высокой энергии, состоящий 

приблизительно на 85% из протонов, на 

14% из альфа-частиц и приблизительно 

на 1% из других более тяжелых ядер. Их 

вклад в полную дозу облучения, одна-

ко, является незначительным. Значения 

дозы и мощности дозы являются типич-

ными и могут измениться в зависимости 

от конкретного применения. 

Медицинские применения

Для целей диагностики использует-

ся рентгеновское излучение с энергией 

≤100 кэВ. С использованием современ-

ных методов усиления изображения 

доза ≤10

-3

 Гр является достаточной, что-

бы получить серию качественных сним-

ков. Облучение опухолей осуществля-

ется с помощью 

60

Co гамма-лучей, элек-

тронов с энергией 20–30 МэВ, прото-

нов с энергией 60–300 МэВ или тяже-

лых ионов, например, 

12

С с энергией 

2–4 ГэВ, и тепловых или быстрых ней-

тронов. Значения накопленной дозы 

в опухоли могут достигать нескольких 

Гр за процедуру. 

Военные применения

Радиация, возникающая при ис-

пользовании ядерного оружия, может 

быть разделена на «быстрое» гамма-

излучение, излучаемое в момент взры-

ва в пределах времени приблизитель-

но 10

-8

 с, и задержанное излучение, со-

стоящее из гамма-излучения и потока 

быстрых нейтронов, действие которо-

го становится эффективным спустя при-

мерно 1 мин. после окончания взрыва. 

Несмотря на тот факт, что вклад 

«быстрого» гамма-излучения в полную 

ÎÏÒÈ×ÅÑÊÈÅ ÊÀÁÅËÈ


Page 7
background image

«КАБЕЛЬ-news», август 2010

45

Актуально

дозу облучения не превышает 10%, его 

воздействие может быть очень раз-

рушительным из-за его высокой мощ-

ности дозы (например, 10

8

 Гр/с). По-

этому специальные испытания с им-

пульсными источниками радиации, 

например, импульсными генератора-

ми рентгеновского излучения, должны 

быть выполнены для моделирования 

этого компонента радиации ядерного 

взрыва.

Полная доза и плотность пото-

ка нейтронов зависят от мощности 

взрыва, типа оружия (вклада термоя-

дерной энергии), и расстояния от ме-

ста взрыва. Лучевой компонент радиа-

ции для данной мощности взрыва мо-

жет быть увеличен, за счёт вклада тер-

моядерной реакции («нейтронная 

бомба»).

Согласно принципу «сбаланси-

рованной радиационной стойкости», 

оптические кабели не должны выдер-

живать чрезвычайно высокие уровни 

доз около центра взрыва, т.к. высокая 

температура и ударная волна уничто-

жат кабель так или иначе.

Типичные (начальные) уровни облу-

чения:

- «быстрое» гамма-излучение с 

мощностью дозы 10

8

—10

9

 Гр/с (доза до 

10 Гр);

-  полная доза 30 — 100 Гр;

-  плотность потока быстрых (энер-

гией около 1 МэВ) нейтронов 10

12

—10

13

 

с

-1

см

-2

.

При высотном взрыве значительная 

часть энергии рентгеновского излуче-

ния не будет поглощаться и может при-

вести к существенным повреждениям 

даже далеко от взрыва.

Радиация, излучаемая в течение 

приблизительно 1 минуты после взры-

ва, может привести к радиационному 

загрязнению больших площадей в за-

висимости от высоты взрыва, направле-

ния и силы ветра и выпадения осадков. 

Уровни дозы до нескольких десятков Гр 

могут быть получены за 10–15 часов по-

сле взрыва на площади 100 км

2

.

Значения дозы и мощности дозы ти-

пичны и могут изменяться в зависимо-

сти от конкретного применения. 

Для испытаний влияния эффектов 

ядерного взрыва наиболее часто ис-

пользуются импульсные ядерные реак-

торы. Они позволяют получать импульс-

ные потоки нейтронов в интервале при-

мерно 0,1–50 мс, которые сопровожда-

ются гамма-излучением высокой энер-

гии, вклад которого в полную дозу со-

ставляет примерно 10%.

Радиационные эффекты 
в твердом теле [6]

Воздействие ядерных излучений на 

твердые тела определяется, с одной 

стороны, видом и энергией излучения, 

а с другой — структурой и составом са-

мого объекта облучения. Ядерное излу-

чение возникает в процессе самопро-

извольных (спонтанных) превращений 

некоторых ядер атомов различных хи-

мических элементов и при работе уско-

рителей заряженных частиц — тяжелых 

ионов и электронов. 

Источником ядерного излечения 

служат также ядерные взрывы и косми-

ческие лучи. В практике радиационно-

го материаловедения наиболее часто 

используют следующие виды ядерных 

излучений: нейтроны, 

γ

-кванты, элек-

троны, ядра протонов водорода (про-

тоны, дейтроны) и ядра гелия (альфа-

частицы). Критериями, по которым мож-

но дифференцировать взаимодействие 

этих частиц с веществом, являются их 

масса покоя m, электрический заряд 

z

 

и энергия 

Е

 (табл. 4).

Среди указанных типов ядерных из-

лучений только для нейтронов пер-

вичным актом взаимодействия с веще-

ством являются исключительно ядер-

ные реакции и рассеяние на ядрах. Для 

γ

-лучей и заряженных частиц в обсуж-

даемой области энергий взаимодей-

ствия с ядрами играют существенно 

меньшую роль, и в ряде случаев ими 

в первом рассмотрении можно прене-

бречь, в сравнении с актами взаимо-

действия с электронными оболочками 

атомов веществ. 

Однако и для нейтронов следстви-

ем первичных актов также является по-

явление в объеме вещества энергич-

ных заряженных ионов и 

γ

-квантов, 

излучаемых возбужденными ядрами. 

Дальнейшее поведение ионов отдачи 

во многом близко поведению тяжелых 

Таблица 4. Параметры частиц, образующих ядерное излучение

Тип частицы

Символ 

частицы

Приблизительная 

m

 в атомных 

единицах массы

z

, относит. 

единица

Е

, МэВ

нейтрон

n

1

0

тепловые (0,5÷5,0)10

-8

быстрые 0,5 ÷ 30,0

протон

P

1

1

≤100

дейтрон

d

2

1

≤100

α

-частица

α

4

2

≤100

электроны

β

е

1/1840

–1

≤100

позитроны

β

+

е

+

1/1840

+1

≤100

Примечание:

 в колонке «

Е

» даны типичные значения наиболее доступных и интенсивных излуча-

телей, за исключением релятивистских ускорителей.

ÎÏÒÈ×ÅÑÊÈÅ ÊÀÁÅËÈ


Page 8
background image

«КАБЕЛЬ-news», август 2010

46

Актуально

заряженных частиц — 

p

d

α

 . В то же 

время основным следствием прохож-

дения через вещество 

γ

-квантов уме-

ренных энергий является выбивание из 

атомов вторичных быстрых электронов 

или рождение в их полях электронно-

позитронных пар частиц. Дальней-

шая судьба этих электронов или пози-

тронов будет такой же, как и для пер-

вичных частиц электронных или по-

зитронных излучателей сравнимых 

энергий. 

Основной канал передачи энергии 

среде заряженными быстрыми частица-

ми (

p, d

α

e

+

e

) — это ионизация и воз-

буждение атомов и молекул в процессе 

торможения до тепловых энергий. Бы-

стрые электроны в начале торможения 

и замедленные позитроны в конце его 

генерируют также тормозное и анниги-

ляционное 

γ

-излучение. 

Таким образом, суммарный эффект 

прохождения того или иного ядерно-

го агента через объем вещества скла-

дывается из цепи последовательных 

актов передачи и преобразования 

энергий первичного носителя вплоть 

до ее равновесного распределения 

в среде. 

Конечными этапами такого рода фи-

зических процессов можно считать по-

явление химически активных атомных 

композиций (свободные радикалы), из-

менение нормативных положений ато-

мов (ионов) в узлах кристаллической 

решетки, примесных атомов, внедре-

ний, вакансий и т.п. Предельно упро-

щенная схематическая картина радиа-

ционных процессов в веществе приве-

дена на рис. 1.

Литература

1.  Zyons P.B. NATO radiation eff ects test 

program for optical fi bers and components. 

Proc. Soc. Photo-Opt. Jnstzum. End., 1998, 

v. 867, p. 48—62.

2. Радиационно-оптические свойства 

волоконных световодов на основе кварце-

вого стекла [обзор]. Е.М. Дианов, Л.С. Кор-

ниенко, Е.П. Никитин, А.О. Рыбалтовский, 

В.Б. Сулимов, П.В. Чернов. Квантовая элек-

троника, 1983, т. 10, N 3, с. 473—496.

3. Единицы измерения и обозначе-

ния физико-технических величин. Спра-

вочник для работников издательств и 

авторов. М. 1961. Государственное научно-

техническое издательство нефтяной и 

горно-топливной литературы. 249 с.

4.  ODL-optical date links ad LAN-lokal 

area networks. Optical market in the world. 

www. International research group.

5. 

A. Ono, J.Tamura. RADIATION 

RESISTIVITY in SILICA OPTICAL FIBERS. Optical 

Journal. v. 11,1988. р. 123—139.

6. Ларин Ю.Т. «Разработка методов 

проектирования и изготовления оптиче-

ских кабелей». Диссертация на соискание 

степени доктора технических наук. Москва, 

2004. 285 с. 

Тепловые 

нейтроны

α

-частицы, 

протоны, 

дейтроны

Поглощение

Распад

Рассеяние

Рассеяние

Рассеяние и

поглощение

Конец

пробега

Вторчное

излучение

Электронные

процессы

Вторичные

взаимодействия

Упругая отдача

при распаде

Быстрые

Энергетические ионы 

отдачи

Тепловые пики

γ

-излучение

Быстрые 

электроны

Ионизация и 

возбуждение 

электронов

Возбуждение 

ядер

Примесные 

атомы

Смещенные

атомы

(внедрения,

вакансии)

Рис. 1. Упрощенная схематическая картина радиационных процессов в веществе

ÎÏÒÈ×ÅÑÊÈÅ ÊÀÁÅËÈ


Читать онлайн

Для определения работоспособности оптических кабелей (ОК) в различных областях применения требуется определить их радиационную стойкость.

Поделиться:

«ЭЛЕКТРОЭНЕРГИЯ. Передача и распределение» № 4(73), июль-август 2022

Технологический суверенитет в российской энергетике: энергоэффективные трансформаторы с сердечниками из аморфной стали

Энергоснабжение / Энергоэффективность Оборудование Экология
ООО «НПК «АВТОПРИБОР»
«ЭЛЕКТРОЭНЕРГИЯ. Передача и распределение» № 4(73), июль-август 2022

Разработка методики точной оценки фактической загрузки трансформаторов 6(10)–0,4 кВ с помощью данных от интеллектуальных систем учета электрической энергии

Энергоснабжение / Энергоэффективность Оборудование
Мусаев Т.А. Хабибуллин М.Н. Шагеев С.Р. Федоров О.В.
«ЭЛЕКТРОЭНЕРГИЯ. Передача и распределение» № 4(73), июль-август 2022

О ремонтах оборудования распределительных устройств 220‑500 кВ узловых подстанций и их схемах

Управление производственными активами / Техническое обслуживание и ремонты / Подготовка к ОЗП Оборудование
Гринев Н.В.
«ЭЛЕКТРОЭНЕРГИЯ. Передача и распределение»