第 4 课 · 30 分钟

裂变、聚变与辐射剂量

一千克铀-235 完全裂变放出的能量,抵得上燃烧一百五十万千克甲烷。由质量亏损计算裂变与聚变的能量,认识链式反应、医用同位素,以及 Bq、Gy、Sv 的真实数量级。

本课目标

  • 由原子质量算出核反应的质量亏损和释放能量 Q = Δm·c²
  • 描述铀-235 的裂变、链式反应和临界质量,以及氘–氚聚变为何需要上亿度
  • 比较核燃料与化学燃料每千克放出的能量
  • 区分 Bq、Gy 与 Sv,计算医用同位素的活度衰减,并把剂量放到真实世界的尺度上

烧掉 1 kg 甲烷放出 5.55 × 10⁷ J;让 1 kg 铀-235 全部裂变,放出 8.2 × 10¹³ J——约是前者的 150 万倍。差别的根源在上一课的结合能曲线:化学反应只重新安排原子外层几个电子,每个原子变化几个电子伏;核反应重新安排原子核本身,每个核子变化约 1 MeV。能量从哪里来?从质量来:反应后的产物比反应物轻,少掉的质量按 E=mc2E = mc^2 变成了能量。

先预测

按每千克燃料计算,氘–氚聚变与铀-235 裂变相比如何?

先选一个答案并锁定,再看模型怎么说。猜错比不猜学得更多。

质量亏损就是能量

Q=[∑mreactants−∑mproducts]c2,1 u⋅c2=931.494 MeVQ = \Big[\sum m_\text{reactants} - \sum m_\text{products}\Big]c^2,\qquad 1\ \mathrm{u}\cdot c^2 = 931.494\ \mathrm{MeV}
用中性原子质量即可:方程两边的电子数相同,会互相抵消。
QQ
反应放出的能量(Q > 0 放能)
mm
原子质量,单位 u(AME2020)
cc
光速

例题精解

一次铀-235 裂变放出多少能量?

X92235X2922235U+X01X2021n→X56141X2562141Ba+X3692X236292Kr+3 X01X2021n\ce{^{235}_{92}U} + \ce{^{1}_{0}n} \mathrel{\ce{->}} \ce{^{141}_{56}Ba} + \ce{^{92}_{36}Kr} + \ce{3 ^{1}_{0}n}。原子质量(AME2020):²³⁵U 235.043 928 u,n 1.008 665 u,¹⁴¹Ba 140.914 404 u,⁹²Kr 91.926 173 u。求 Q。

裂变与链式反应

²³⁵U 吸收一个慢中子后变成激发态的 ²³⁶U,像被捏扁的液滴一样拉长、断裂成两块中等质量的碎片,同时放出平均约 2.4 个中子。只要这些中子里平均有一个以上再引起下一次裂变,反应就能自己维持下去——链式反应。

  • 太小的一块铀,中子多半从表面逃走,反应熄灭;超过临界质量,每一代的裂变数都在增加。临界质量取决于形状、密度、浓缩度和周围是否有中子反射层。
  • 天然铀中易裂变的 ²³⁵U 只占 0.72 %,其余是慢中子下不裂变的 ²³⁸U。核电站燃料把 ²³⁵U 浓缩到 3 %–5 %,用水或石墨作慢化剂让中子减速,用吸收中子的控制棒精确地把每代中子数维持在正好 1。
  • 裂变碎片富中子而高度放射性,这就是乏燃料难以处理的原因;²³⁸U 俘获中子后还会经 ²³⁹U、²³⁹Np 变成可裂变的 ²³⁹Pu。

聚变:恒星的能源

轻核聚合时沿结合能曲线向上爬:X12X2122H+X13X2123H→X24X2224He+X01X2021n\ce{^{2}_{1}H} + \ce{^{3}_{1}H} \mathrel{\ce{->}} \ce{^{4}_{2}He} + \ce{^{1}_{0}n} 放出 17.6 MeV。难处在于两个核都带正电,要靠得足够近让强力起作用,必须克服库仑斥力——聚变等离子体需要上亿开尔文的温度,还要把它约束住足够久。太阳核心只有约 1500 万开尔文,靠巨大的质量和量子隧穿,经质子–质子链把 4 个 ¹H 慢慢变成 1 个 ⁴He,净放出 26.7 MeV。太阳每秒因此损失约 430 万吨质量。

辐射剂量:Bq、Gy 与 Sv

三个单位回答三个不同的问题:

  • 贝可(Bq):源有多“活跃”——每秒衰变 1 次。它不说明辐射打在谁身上。
  • 戈瑞(Gy):吸收剂量——每千克物质吸收 1 J 能量。
  • 希沃特(Sv):当量剂量与有效剂量——把吸收剂量乘以辐射权重因子 wRw_R(γ、β 为 1,α 为 20,中子随能量为 2.5–21),再按器官敏感程度加权,用来比较不同照射的风险。

医学是人工辐射的最大来源。⁹⁹ᵐTc(半衰期 6.0 小时)发射约 140 keV 的 γ 射线,正适合 γ 相机成像;它由 ⁹⁹Mo(66 小时)在医院的“锝发生器”里不断生成,⁹⁹ᵐTc 的活度在每次淋洗后约 23 小时回到最高,所以每天淋洗一次。PET 用的 ¹⁸F 在回旋加速器中由 ¹⁸O(p,n)¹⁸F 反应制得,半衰期只有 110 分钟,必须在几小时内送到医院用掉。

H=wR D,A(t)=A0(12)t/t1/2H = w_R\,D,\qquad A(t) = A_0\left(\tfrac12\right)^{t/t_{1/2}}
有效剂量 E 再对各器官的 H 按组织权重 w_T 求和:E = Σ w_T H_T。
DD
吸收剂量,Gy = J/kg
wRw_R
辐射权重因子(ICRP 103)
HH
当量剂量,Sv
A0, A(t)A_0,\ A(t)
标定时与 t 时刻的活度,Bq
Bq · Gy · Sv

活度、剂量与真实世界的数量级

PET 显像:正电子湮灭产生两束 511 keV γ 射线 · t½ = 110 分钟

现在的活度
185 MBq = 5 mCi
剩余比例
50.0 %

若此刻把这些 FDG 注射给成人:有效剂量约 3.5 mSv(ICRP 128:0.019 mSv/MBq)

012345时间 / 半衰期0100200300活度 / MBq

剂量的数量级(对数刻度)

  1. 一次口内牙片 X 光 Mettler et al. 2008 0.005 mSv
  2. 一次胸部 X 光(后前位) Mettler et al. 2008 0.02 mSv
  3. 一年里体内钾-40 的照射 UNSCEAR 2008 0.17 mSv / 每年
  4. 一年的宇宙射线(全球平均) UNSCEAR 2008 0.39 mSv / 每年
  5. 一次乳腺 X 光摄影 Mettler et al. 2008 0.4 mSv
  6. 公众年剂量限值(人工源) ICRP 103 1 mSv / 每年
  7. 一年吸入的氡(全球平均) UNSCEAR 2008 1.3 mSv / 每年
  8. 一次头部 CT Mettler et al. 2008 2 mSv
  9. 一年的天然本底辐射(全球平均) UNSCEAR 2008 2.4 mSv / 每年
  10. 上面算出的 PET 检查 ICRP 128 3.5 mSv
  11. 美国人均年剂量(含医疗) NCRP 160 6.2 mSv / 每年
  12. 一次腹部 CT Mettler et al. 2008 8 mSv
  13. 放射工作人员年剂量限值(五年平均) ICRP 103 20 mSv / 每年
  14. 急性全身照射:开始出现放射病 ICRP 103 1000 mGy
  15. 急性全身照射:不治疗时约半数死亡 ICRP 103 4000 mGy
吸收剂量 → 当量剂量

辐射权重因子 wR = 20.0 → 当量剂量 = 20 mSv

活度按 A = A₀·2^(−t/t½) 计算,半衰期取 NUBASE2020;1 Ci = 3.7 × 10¹⁰ Bq。PET 剂量用 ICRP 128 的成人剂量系数 0.019 mSv/MBq。剂量刻度上的参考值是文献给出的典型值(UNSCEAR 2008、NCRP 160、Mettler 等 2008、ICRP 103),个人实际剂量因地点、设备和体型不同可差数倍;最后两项是急性全身吸收剂量(Gy 量级),属于确定性效应,不能直接与小剂量的有效剂量相比。wR 按 ICRP 103(中子为能量的连续函数)。
一份 370 MBq 的 FDG 在标定后每过 110 分钟减半。拖动时间,看注射时的活度和病人受到的有效剂量怎样变化,再在剂量刻度上找找它的位置:它比一次胸片大几百倍,却只有全球平均天然本底几年的量。最后用下方的换算器比较 1 mGy 的 γ 射线与 1 mGy 的 α 粒子。

概念检查

哪个单位考虑了“不同种类的辐射对人体的伤害不同”?

计算练习

一份 ¹⁸F-FDG 在上午 8:00 标定为 370 MBq(t½ = 109.7 分钟)。10:00 时活度是多少 MBq?

MBq

要点回顾

  • Q = Δm·c²,1 u 对应 931.494 MeV;核反应每个核子约放出 1 MeV,化学反应每个原子只有几 eV。
  • 一次 ²³⁵U 裂变约放出 200 MeV 和约 2.4 个中子;超过临界质量才能维持链式反应。
  • 按每千克计,D–T 聚变约是裂变的 4 倍,两者都比化学燃料高出一百万倍以上。
  • Bq 计衰变,Gy 计吸收能量,Sv 计生物效应;全球平均天然本底约 2.4 mSv/年。
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数据与参考文献

  1. M. Wang et al., “The AME 2020 atomic mass evaluation (II)”, Chinese Physics C 45, 030003 (2021).
  2. J. R. Lamarsh, A. J. Baratta, Introduction to Nuclear Engineering, 3rd ed., Prentice Hall (2001), chapter 3 (energy release in fission).
  3. ICRP, “The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection”, ICRP Publication 103, Ann. ICRP 37 (2–4) (2007).
  4. ICRP, “Radiation dose to patients from radiopharmaceuticals: a compendium of current information related to frequently used substances”, ICRP Publication 128, Ann. ICRP 44 (2S) (2015).
  5. UNSCEAR 2008 Report to the General Assembly, Vol. I, Annex B: Exposures of the public and workers from various sources of radiation (2010).
  6. F. A. Mettler Jr. et al., “Effective doses in radiology and diagnostic nuclear medicine: a catalog”, Radiology 248, 254–263 (2008).
  7. Codex Alimentarius, General Standard for Irradiated Foods, CXS 106-1983, Rev. 2003.