Допустимая мощность дозы

Для каждого помещения, по отношению к которому проектируется защита теплоносителя, обычно задается допустимая мощность дозы излучений. Ориентируясь на ряд точек в этом помещении, наиболее близко расположенных к оборудованию и трубопроводам первого контура, оценивают возможные вклады в мощность дозы излучения от всех участков контура без защиты. При этом можно воспользоваться формулами гл. VI. [c.101]

Допустимая мощность дозы (ДМД) — отношение ПДД (или ПД) за год к времени Т облучения в течение года. Обычно принимают для персонала (категории А) Т= 1700- 2000 ч, для ограниченной части населения (категории Б) Г = 8800 ч. При установлении контрольных уровней могут использоваться и другие расчетные значения Т в зависимости от условий и фактической продолжительности облучения. [c.528]

Допустимая мощность дозы 528 [c.539]

Допустимая мощность дозы (ДМД) — отношение ПДД (п. 39) [или ПД (п. 40)] за год к времени Т облучения в течение года. Обычно принимают для персонала (п. 31) ка- [c.437]

Допустимая плотность потока частиц (фотонов) (ДЛИ) — плотность потока, при которой создается допустимая мощность дозы. Допустимые плотности потоков моноэнергетических фотонов и нейтронов при облучении персонала приведены в табл. 11.38 и 11.39. [c.501]

Уоррен расположил различные типы соматических клеток по их чувствительности к излучению в нисходящем порядке следующим образом лимфоциты, гранулоциты, эпителий, гладкая мускулатура, фибробласты и нейроны. Таким образом, две основные группы белых кровяных клеток, а также ткани, в которых эти клетки воспроизводятся, более чувствительны к излучению, нежели кожа. Отношения чувствительностей в точности не известны, особенно для доз малой мощности, однако мы можем сделать заключение, что при облучениях, длящихся несколько десятилетий, величина интенсивности дозы, рассчитанная для всего тела, должна во всяком случае быть значительно ниже 1 г/день. Отсутствие подобных данных для постоянного облучения человеческого организма делает невозможной объективную оценку максимально допустимых мощностей доз к этом случае, так что определение таких доз является частично субъективным. [c.302]

Од — предельно допустимая. мощность дозы ионизирующего излучения в р в неделю (0,017 р за рабочий день). [c.470]

В соответствии с НРБ-99 допустимая мощность дозы для населения при внешнем облучении (гамма- и рентгеноскопия сварных швов) составляет 0,1 мкР/ч. [c.417]

Предельно допустимая МОЩНОСТЬ дозы при 6-часо-80М рабочем дне [c.315]

Для снижения радиационного тепловыделения и радиационных нарушений в корпусе реактора предусматривают внутри-корпусную защиту. Таким образом, эта защита выполняет функции тепловой и противорадиационной защиты корпуса [44]. Она обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в корпусе реактора до уровней, удовлетворяющих требованиям безопасности эксплуатации в условиях термических напряжений, и ограничивает потоки нейтронов, падающих на корпус, до величин, соответствующих допустимому накоплению радиационных нарушений за время срока службы корпуса. Кроме того, внутри-корпусная защита должна в максимально возможной степени снижать выход захватного у-излучения из своих элементов и корпуса реактора, которые довольно часто вносят основной вклад в мощность дозы излучения за биологической защитой реактора, [c.66]

В табл. 16.6 указаны суточные дозы внутри космического корабля, вызванные космической радиацией в отсутствие солнечных вспышек во время полета по эллиптическим орбитам с перигеем 300 км. Если принять в качестве допустимой дозы 15 рад, то при полетах на орбитах с апогеем 1000 км время пребывания космонавта не должно превышать 20 суток. При дальнейшем увеличении высоты апогея орбиты мощность дозы возрастает и при 1500 км достигает 2 рад в сутки. Допустимая продолжительность полета для такой орбиты — до одной недели. На высоте от 300 до 1000 км длительность полета с учетом радиационной опасности может быть определена из табл. 16.6. Следует отметить, что при полетах длительностью более двух недель существенную роль начинает играть возможность попадания космического корабля в потоки корпускулярного излучения, образуемого во время вспышек на Солнце. Хотя при полетах на околоземной орбите из-за экранирующего действия геомагнитного поля эта опасность значительно меньше, чем при полетах в межпланетном пространстве, ее следует учитывать при планировании и осуществлении пилотируемых космических полетов. [c.282]

Решение. Согласно условиям задачи, для лиц категории Б ППД = 0,5 р год, а при проектировании защиты принимается Р=0,25 р год. При времени облучения 1 ч в рабочую неделю проектная предельно допустимая мощность экспозиционной дозы Р=250/50 = 5 мр ч. Принимаем источник в форме диска [c.334]

Мощность дозы гамма-излучения радиоактивных изотопов в зоне заражения 20 рад/ч. Сколько часов может работать в этой зоне человек, если допустимой безопасной дозой в аварийной обстановке принята доза 25 рад [c.346]

Контрольные уровни — значения годового поступления радионуклида в организм, содержания его в организме, концентрации радиоактивных веществ в воздухе (а для категории Бив воде), мощности дозы, загрязнения поверхности, устанавливаемые администрацией АС в целях ограничения облучения персонала (категория А) и отдельно населения (категория Б) для данных условий работы и проживания. Эти уровни устанавливаются на основе допустимых уровней с учетом фактически достигнутых значений нормируемых факторов. [c.528]

Изменения свойств органического вещества можно ожидать тогда, когда разрушено свыше 1% связей, что будет иметь место при дозе в 6-10 г. Если превысить мощность дозы в 10 раз по сравнению с обычной допустимой для человека и равной 0,3 г за 24 часа, то подобные изменения в тканях появились бы лишь через 6 лет непрерывного облучения. [c.233]

Радиографические работы разрешается проводить лишь при условии, что фактическая мощность дозы. излучения на ближайших рабочих местах в период просвечивания не будет превышать 0,28 мр/ч. Зона, в пределах которой уровень радиации превышает 0,28 мр/ч, должна быть ограждена легкими переносными барьерами. На границе зоны устанавливаются предупредительные знаки радиационной опасности, хорошо видимые на расстоянии не менее 3 м. При особой необходимости следует принять меры к охране зоны. Допустимые расстояния от рабочих мест до места просвечивания, размеры зоны ограждения в каждом отдельном случае должны проверяться радиометром, непосредственно проверяя при этом дозу излучения. [c.204]

Отправитель обязан измерить мощность дозы излучения каждой упаковки для определения их транспортных категорий и последующих условий перевозки, проверить внешние повер.хности наружных упаковок на отсутствие радиоактивной загрязненности и для подтверждения, что мощность доз излучения не превышает допустимых величин. [c.22]

Примечание. Под допустимой дозой (потоком) понимается величина, при которой характеристики материала ухудшаются на 25% допустимая доза определяется при мощности потока нейтронов и мощности дозы гамма-облучения соответственно 1011—1012 нейтр/(см2.с) и (Ю —10 ) Р/ч. [c.85]

Стационарная гамма-установка МВТУ (фиг. 9) для просвечивания сварных швов большой толщины рассчитана на работу с зарядом цезия—137 активностью 1 кюри или эквивалентной активностью другого изотопа. Защита в установке обеспечивает снижение мощности дозы до допустимой в 0,05 р за 6-час. рабочий день на расстоянии 0,5 м. [c.637]

Допустимой считают дозу 0,05 р (для различных видов излучений — 0,05 фэр, где фэр — физический эквивалент рентгена) за рабочий день. Допустимая доза излучения, обусловленного потоками нейтронов, протонов или а-ча-стиц, значительно ниже (в 5—20 раз). При гамма-излучении величиной 1 кюри мощность дозы на расстоянии 1 м равна примерно 1 р в час или 8/5 за смену, что в 160 раз больше допустимой. Реактор мощностью 1 Мвт эквивалентен по интенсивности гамма-излучения источнику активностью 3,2 10 кюри. Отсюда ясна необходимость обеспечения действующего реактора надежной биологической защитой. Имеющиеся данные позволяют выбрать надежные размеры биологической защиты вокруг реакторов и безопасно вести эксплуатацию атомной электростанции. [c.381]

С учетом заданной допустимой мощности дозы за защитой оценивается кратность ослаблщгия излучений, которую должна обеспечить защита. Предполагается, что толщина защиты определяется ведущей группой нейтронов, ослабление потока которых следует экспоненциальному закону- Количе- [c.294]

Допустимая дола общего облучемия человека гамма излучением или бета-частицами 5 рад за год. Какова допустимая мощность дозы общего облучения человека при условии непрерывного действия излучения на человека круглосуточно в течение всего года Мощность дозы Бырааите в мрад/ч. [c.346]

Для категории А допустимая плотность потока ДППд, частиц/(см с), соответствующая допустимой мощности дозы Д. 1Д, бэр/с, определяется через удельную максимальную эквивалентную дозу ймакс, бэр см /частиц, по формуле [c.532]

Для категории А допустимая плотность потока ДППд част/(см2-с), соответствующая допустимой мощности дозы ДМДд, мкЗв/ч, определяется через максимальную эквивалентную дозу сЗв/(част/см ), по формуле [c.439]

Допустимая мощность дозы (ДМД) — отношение ПД к времени Тоблучения в течение года. Для персонала категории А принимают Т = 1700 ч, для населения Т = 8800 ч. При установлении рабочих контрольных уровней можно использовать и другие расчетные значения Т в зависимости от фактической продолжительности облучения. [c.501]

Поток тепловых нейтронов, соответствующий предельно допустимой мощности дозы профессионального облучения (установлен расчетами и экспериментами) 750 нейтрон 1(см -сек) 750-10 нейтроп/Ссек-щз [c.40]

Максимапьно допустимые мощности доз гамма-излучения и (или] потока нейтронов для упаковок радиоактивных веществ [c.78]

Максима 1ЫЮ допустимая мощность дозы гамма-излучения в митлирентгенах в час мр1ч) ити потока быстрых нейтронов (б. нейтр/см -сек [c.530]

Задают-допустимуто мощность дозы Р доп, которая должна быть после защиты, и определяют кратность ослабления как отношение рассчитанной мощности дозы к допустимой [c.238]

Для допустимой моицюсти дозы 0,7 мр ч из формулы (1.19) находим /тд=455 Мэе/ см сек). Сравнивая зту величину с результатом, представленным в табл. 1.13, получаем =2,5-10 . Учитывая геометрический фактор ослабления кг = 49, находим кратность ослабления излучения собственно защитой. Она равна 5,1-10 и эквивалентна 17,7 длин пробега у-квантов. Все это рассчитано без учета вклада в мощность дозы накапливаемого рассеянного излучения. Оценим его роль, ориентируясь на энергию ведущей группы у-квантов 6 Мзв. [c.310]

Объем линейного источника 0,085 м , объем камеры 0,81 м . Суммарная ак-тионость линейного источника 1,73 кюри, камеры —18,8 кюри. Участок 8э может обусловливать лишь местное увеличение мощности дозы за защитой примерно на 10%, что вполне допустимо. [c.321]

Из табл. 1.23 видно, что группа у-квантов с энергией 7—9 Мэе является доминирующей (89% суммарной интенсивности). Защита оказалась недостаточной. После ее дополнения плотность потока у-квантов за ней будет формироваться только захватными у-квантами с энергией 7—9 Мэе. Вклад их в мощность дозы суммарного излучения будет превышать 90%. Соответственно этому мощность дозы группы этих захватных у-квантов за защитой может быть увеличена до 1,3 мр ч вместо 0,7 мр ч, как это принималось выше при равном вкладе нейтронного и у-излучений. Допустимая интенсивность потока у-квантов составит /тд =845 МэеЦсм -сек). [c.325]

Защита по направлению 1а оказалась недостаточной. Суммарная мощность захватного уизлучения 8,4 10 Мэе (см сек). Оно полностью определяет мощность дозы излучения за защитой. Ориентируясь на допустимую величину 1,4 мр/ч (или /тд =910 Мэе/(сд -сек), определяем дополнительную толщину защиты из бетона. Кратность ослабления излучения дополнительной защитой 92,4. Без учета накопления излучения толщина защиты равна 78 см, с учетом рассеянного излучения — 83 см. Полная толщина защиты из бетона в направлении 1а должна быть 220 см. [c.327]

Предельно допустимой годовой дозе 5 бэр при постоянной работе соответствует доза 100 мбэр/неделя. При 36-часовой рабочей неделе это соответствует мощности дозы облучения [c.195]

Возможны ситуации, когда время останова реактора или иной ядерно-энергетической установки, необходимое для осмотра, ремонта или Замены узла конструкции, работающего в условии высоких дозовых нагрузок, определяется временем выдержки Гвыд для снижения активационного излучения до допустимого уровня. Например, при разработке защиты сверхпроводящих обмоток термоядерных реакторов (ТЯР) одним из основных критериев защиты является снижение мощности дозы активационного излучения вблизи обмоток до 2,8 мбэр/ч через 36 ч после останова реактора. Причем в данном случае выбор значения Т ыа обусловлен целым рядом причин, а превышение его по условиям радиационной безопасности равносильно npo ioro реактора. Для времени такого простоя АГ справедливо выражение [c.290]

Транспортная категория радиационных упаковок Этикетка транспортной категории Предельно допустимая мощность эквивалентной дозы излучения, мбэр/ч [c.22]

Допустимой для гамма-излучения считается доза 0,05 р за рабочий день или мощность дозы 2,3 мкр в секунду при шестичасовом рабочем дне. Суммарная доза за неделю не должна превышать 0,3 р. Если недельная доза превышена, то наблюдатель должен быть переведен на другую работу с таким расчетом, чтобы годовая доза не превышала 15 р. [c.291]

При проектировании норм защиты исходным пунктом является установленная медицинской практикой предельно-допустимая или условно-безвредная доза. Эта доза равна 0,1 рентгена в неделю для лиц, непосредственно работающих с источниками излучений и 0,01 рентгена в неделю для лиц, работающих в смежных помещениях. Защита от вредного воздействия излучений сводится к понижению мощности дозы излучений, создаваемых ренгеновским или гам-мааппаратом до предельно допустимой величины. Защита может осуществляться экранизированием, временем, расстоянием и т. д. [c.214]

Основной задачей защиты является снижение дозы на рабочем месте до предельно допустимой. Это возможно либо за счет увеличения расстояния между источником излучения (рентгеновской трубкой) и контролером, либо за счет сооружения защитных стен, перегородок и экранов, поглощающих как прямое, так и рассеянное излучение, причем для уменьщения расхода защитного материала, стенки и перегородки располагают по возможности ближе к источнику излучения. Ослабление рентгеновского излучения защитным материалом зависит от энергии рентгеновских лучей (или длины волны к) и от атомного номера 2 защитного материала. Ослабление излучения тем сильнее, чем больще значения К и Z (ц/р СЯ, 2 ). Толщину защитного материала выбирают таким образом, чтобы мощность дозы излучения в воздухе, прошедшего через защитный слой, не превышала мощности предельно допустимой дозы, т. е. была бы не более 2,8 мР/ч (0,8 мкР/с). [c.145]

Годовая предельно допустимая эквивалентная доза ионизирующего излучения равна 5,0 бэр Предельно допускаемая активность в рабочих помещениях равна 0,1 мкКи или 4000 расп./с Объемная активность раствора коллоидного золота-198 равна 0,1 мКи/мл или 3,7-1012 (.-I м-1 Магнитоиндукционные детекторы с погрешностью 0,3 % воспроизводят значения потока нейтронов до IX XI0 ° нейтр/с Длина волны излучения очень мала и составляет не более Ы0-> икс-ед Постоянная мощности воздушной кермы радионуклида Р-см ч-мКи [c.92]

В настоящее время для 1амма-дефектоскопического контроля используют радиоизотопные источники на основе следующих изотопов в порядке возрастания энергии Тт, Сз, Со. Этими радиоизотопными источниками заряжают гамма-дефектоскопы различного назначения. Все гамма-дефектоскопы имеют защитные радиационные головки, которые перекрывают излучение радиоизотопного источника и снижают мощность дозы до допустимого уровня. При просвечивании с помощью дистанционного управления открывают затвор радиационной головки, и либо используют образовавшийся при этом направленный пучок излучения (источник излучения может несколько выдвигаться из радиационной головки), либо по ампулопроводам различных конструкций выводят источник за пределы радиационной головки в требуемое для контроля положение. Такие дефектоскопы называют дефектоскопами шлангового типа. [c.89]

Излучение, падающее на экран, частично поглощается люминесцирующим слоем экрана в зависимости от энергии излучения, состава и толщины экрана. Более жесткое излучение будет меньше поглощаться экраном и поэтому будет вызывать более равномерное свечение люминесцирующего слоя по всей его толщине. С этой точки зрения при одинаковой мощности дозы яркость свечения люминесцирующего экрана будет тем больше, чем жестче излучение. Но интенсивность люминесценции пропорциональна поглощенной энергии, а поглощение энергии излучения будет тем меньше, чем больше его энергия. Поэтому при увеличении энергии излучения, т. е. при повышении напряжения на аноде рентгеновской трубки, яркость свечения экрана будет увеличиваться, но до определенного предела, после которого она будет уменьшаться. При фотографическом методе засвечивание рентгеновской пленки происходит за сравнительно большой промежуток времени. Необходимая мощность дозы излучения при этом может быть незначительной и апределяется в конечном итоге допустимым временем экспозиции, которая иногда может длиться несколько часов. [c.296]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...