Облученность Защита

Что касается нейтронов активации, то наиболее важным для защиты реактора является распад ядер Ы ,образующихся при облучении ВОДЫ быстрыми нейтронами (см. гл. X). [c.15]

Для строгого решения задач проектирования корпуса реактора и его защиты необходимы кривые энергетической зависимости радиационной эффективности нейтронов в абсолютных единицах по отношению к изменению конкретных физико-механических свойств материала. Эти кривые, например, по отношению к изменению температуры хладноломкости при различных температурах облучения [50], изменению ползучести [51], те- [c.71]

Первичная защита подвергается облучению интенсивными потоками нейтронов и у-квантов и воздействию значительного теплового потока от работающего реактора, поэтому при выборе материалов и конструкции первичной защиты следует принимать Бо внимание необходимость ее охлаждения. Нужно учитывать [c.76]

Расчет распределения функционалов нейтронного потока, таких, как нейтронная мощность дозы излучения за защитой, интегральная доза облучения конструкционных материалов, энерговыделение, обусловленное замедлением нейтронов, распределение интегралов радиационного захвата и активации. [c.78]

Выявленную без защиты мощность дозы сравнивают с за-данны.м значением мощности дозы и получают при этом кратность ослабления излучения, которую должна обеспечить проектируемая защита. Величина кратности ослабления определяется принятыми в проекте уровнями облучения (см. табл. 2.10). [c.103]

В настоящей главе рассматриваются в основном вопросы защиты от у-излучения продуктов деления применительно к переработке облученного топлива. В связи с тем что методы расчета защиты от у-излучения любых источников достаточно подробно изложены в гл. VII, а применительно к продуктам деления — в монографии [1]. здесь более подробно излагаются лишь радиационные характеристики смесей продуктов деления [c.169]

В настояш,ей главе, а также в Приложении II использованы только первые три эффективные энергии 1 = 2,25 Мэе, Ег = 1,56 Мэе и з = 0,76 Мэе. Низкоэнергетические интервалы необходимо учитывать лишь при расчете полей излучения источника без защиты или при расчете тепловыделения. Интервал энергий у-квантов больше 2,4 Мэе перестает быть пренебрежимо малым при небольшой выдержке облученного ядерного горючего. Поэтому в общем виде в табл. 13.3 целесообразно добавить еще два интервала энергий <0,030 Мэе и >2,41 Мэе. [c.186]

При расчетах защиты от у-излучения объемных источников, достаточно знать удельные у-эквиваленты в миллиграмм-эквивалентах Ка на литр и эффективный спектральный состав у-излучения. Для решения проблемы защиты персонала от источников внутреннего облучения и определения предельно допустимых выбросов радиоактивных изотопов во внешнюю среду с вентиляционным воздухом и жидкими отходами, а также для многочисленных технологических целей необходимо знать изотопный состав источников и удельную активность в кюри на литр. В отдельных случаях, например для характеристики поля у-излучения активной зоны реактора, в которой кроме продуктов, деления имеются мгновенные и захватные у-кванты, а также наведенная активность, вместо у-эквивалента пользуются другой физической величиной мощностью источника в мегаэлектронвольтах в секунду или у-квантах в секунду на единичный объем или массу. В Приложении II за основу приняты удельные у-эквиваленты, которые широко применяются в практике проектирования защиты от у-излучения смеси продуктов деления. [c.189]

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]

Таким образом, этим примером подтверждается возможность использования радиационных характеристик облученных урановых блочков или твэлов, рассчитанных только для 7 = оо, при решении всевозможных задач защиты, когда эти характеристики требуются для конечного времени кампании Т. [c.342]

Защита обслуживающего персонала от облучения обеспечивается слоем воды толщиной 1 м и слоем бетона в 3 м. Помимо графитового отражателя, сверху реактор закрыт еще толстой чугунной плитой. [c.317]

При деструкции растут растворимость и текучесть, падают прочность и разрывное удлинение. При достаточно полной деструкции полимер превращается в вязкую жидкость или хрупкий порошок. Поэтому склонные к деструкции материалы нельзя (по крайней мере без защиты) использовать в качестве конструктивных для работы в условиях облучения. [c.665]

Практические применения радиационной химии можно подразделить на оборонительные и наступательные . На первом этапе развития ядерной промышленности в основном велись работы оборонительного плана по радиационно-химической защите материалов в реакторах и вообще в условиях высокой радиоактивности (в частности, в космосе). При сильном облучении металлы становятся склонными к коррозии, хрупкости, смазочные масла портятся, в изоляторах увеличивается электропроводность и т. д. Была проведена большая работа по изысканию материалов, стойких по отношению к облучению.. Так, было найдено, что из металлов в условиях облучения хорошо сохраняют свои антикоррозийные и механические свойства цирконий и его сплавы. Хорошей радиационной стойкостью обладают и некоторые полимерные материалы, например, полистирол, для которого малы выходы как сшивания, так и деструкции (радиационно-стабильные (обычно ароматические, см. п. 3) группы, не только сами устойчивы по отношению к излучению, но могут защищать от разрушения и другие полимерные молекулы, отсасывая от них энергию (так называемая защита типа губки). Применяется также защита типа жертвы . В этом случае защищающие молекулы, например, могут захватывать образующийся в радиационно-химическом процессе атомарный водород, препятствуя последнему реагировать с другими молекулами. [c.665]

Для расчета любой защиты необходимо установить предельно допустимую дозу (ПДД), облучение которой безвредно для здоровья. При установлении предельно допустимой дозы надо исходить из того, что в естественных условиях облучение человека за счет космических лучей и радиоактивности веществ земной коры составляет примерно 0,1 бэр в год и достаточно безвредно. С другой стороны, доза 400—600 бэр смертельна. [c.672]

Для дистанционного обслуживания, при котором глухие защитные перегородки со смотровыми окнами отделяют операторов от производственных помещений и находящихся в них радиоактивных веществ, сконструированы различные типы манипуляторов (приспособлений для точного воспроизведения сложных движений человеческих рук и пальцев, совершаемых при выполнении разнообразных рабочих операций). Для периодических осмотров и ремонта оборудования, расположенного в зонах, загрязненных радиоактивными излучениями, и при работе с радиоактивными изотопами применяются специальные средства индивидуальной защиты обслуживающего персонала (респираторы, пневматические костюмы и пр.) и средства дезактивации (удаления частиц радиоактивных веществ, выпадающих во внешнюю среду). Для контроля степени радиоактивной загрязненности используются средства дозиметрии — от первых по времени появления простейших контрольных приборов, в которых величины доз облучения устанавливаются применительно к степени засвечивания закладываемой в них фотопленки, до современных сложных стационарных, переносных и карманных радиометров-сигнализаторов и автоматизированных сигнальных систем, охватывающих целые предприятия. [c.165]

Хотя радиационно-химический выход G является полезной характеристикой относительной радиационной устойчивости тех органических соединений, которые могут быть основными компонентами топлив и смазочных материалов, технологов интересуют главным образом общие изменения физических и химических свойств, которые могут быть результатом радиационного воздействия. По этой причине излучение можно рассматривать как дополнительный нежелательный фактор, сравнимый с более известным термическим и окислительным воздействием среды. Следовательно, инженерная практика диктует необходимость защиты топлива и смазочных материалов от излучения, а в тех случаях, когда это неосуществимо, модификации имеющихся или разработки новых материалов с адекватной радиационной стойкостью. При выборе топлив и смазочных материалов для использования в условиях облучения возникает три важных вопроса обладают ли обычные материалы адекватной радиационной стойкостью можно ли увеличить их стабильность за счет незначительных изменений состава или введения специальных присадок и каковы перспективы синтеза новых материалов, имеющих удовлетворительные характеристики в отсутствие излучения, но обладающих повышенной радиационной стойкостью. [c.115]

Большая часть топлив и смазочных материалов, предназначенных для использования в условиях излучений высокой энергии, испытывается путем облучения в реакторе. Поэтому точные характеристики спектра падающего излучения (нейтронов и у-квантов) будут зависеть от типа реактора и используемой защиты. В некоторых случаях, относящихся, например, к смазке определенных механизмов в стационарных энергетических реакторах, оба фактора совершенно точно известны. В других случаях, например в летательных аппаратах с атомными двигателями, технически возможны широкие пределы, внутри которых допустима определенная гибкость. [c.115]

В заключение можно отметить, что основные изменения, обнаруженные в бетоне и цементе при облучении, скорее всего объясняются температурным воздействием, чем радиационным. Как правило, эти изменения в бетоне не очень сильны и не ограничивают времени службы реакторной защиты. [c.207]

Бор добавляют к различным материалам, используемым в системе управления и защиты. Для изучения влияния облучения была исследована сталь 304, содержащая от 0,5 до 1,0 вес.% В . В этом случае имеет место ДВОЯКИЙ эффект повреждение матричного материала быстрыми нейтронами и образование лития и гелия в результате реакции на В . [c.250]

Исходя из опубликованных экспериментальных данных, можно однозначно утверждать, что ионизация воздуха, вызываемая излучением, создает проводящие каналы между проводниками из медных фольг. Возможны и другие типы каналов проводимости, образуемые окислами металлов, и это ограничивает использование печатных схем до тех пор, пока не будут найдены способы исключения реакций окисления. Можно ожидать, что использование изоляционных материалов, выделяющих при облучении газы, приведет к образованию вздутий и разрывов медной фольги. Покрытие поверхностей печатных панелей является временным средством, обеспечивающим некоторую защиту против окисления и подавляющим токи ионизации. Для преодоления трудностей, связанных с ком- [c.408]

При работе с радиоизотопной дефектоскопической аппаратурой возможны случаи повышенного, по сравнению с предельно допустимыми дозами, облучения обслуживающего персонала, что допускается нормами радиационной безопасности при необходимости спасения жизни людей, предотвращения крупных аварий и переоблучения людей. В радиоизотоп-ных лабораториях повышенное облучение работающих связано, как правило, с использованием нестандартных источников, установок, средств защиты, не отвечающих санитарным требованиям, с нарушением правил работы на радиоизотоп-ных дефектоскопах работа без защиты, нарушения условий транспортировки, хранения и эксплуатации источников в условиях, не предусмотренных, технической документацией и пр. [c.196]

Защита от нейтронного облучення будет осущестиляться наиболее эффективно экранами, изготовленными с. применением элементов, расположенных в правой стороне табл. 114. Металлы, расположенные в левой части таблицы, можно использовать как конструкционные материалы для реакторов. [c.558]

Радиационные характеристики смеси продуктов деления являются исходными параметрами для расчета защиты, тепло-съема и собственно ведения технологического процесса. Они зависят в основном от трех факторов удельной тепловой мощности реактора хю вт/г (или плотности потока нейтронов Ф нейтрон1 см -сек) , продолжительности кампании Г и выдержки Для процессов переработки облученного топлива основными радиационными характеристиками смеси продуктов деления, которые в первую очередь необходимо знать при проектировании защиты, являются удельные активности [c.183]

Знание компоновки источников необходимо для учета возможности облучения детектора от нескольких источников. Зональность в известной мере предопределяет уровень внешнего и внутреннего облучения. В Основных санитарных правилах [10] принята и хорошо оправдала себя трехзональная планировка помещений. В зоне I размещены оборудование и коммуникации с основными источниками излучения. Сюда относятся боксы, камеры, каньоны, коридоры (галереи) с коммуникациями. К зоне II отнесены ремонтно-транспортные помещения (ремонтные зоны и монтажные залы), помещения для загрузки и выгрузки активных материалов и других работ, связанных с вскрытием технологического оборудования и удалением радиоактивных загрязнений к зоне III — операторские, пульты (или щиты) управления, санпропускники и другие вспомогательные помещения, предназначенные для постоянного пребывания персонала. В этих помещениях непосредственная работа с источниками ионизирующих излучений не производится. Уровень внешнего излучения, а также загрязненность поверхностей и воздуха наибольшие в I ( грязной ) зоне и наименьшие в III ( чистой ) зоне. Чтобы исключить возможность выноса загрязнений из одной зоны в другую, между зонами II и III оборудуются саншлюзы, где хранят дополнительные средства индивидуальной защиты, производится обмыв пневмокостюмов, чистка или смена обуви, а в случае необходимости — обмыв тела работающих [1]]. [c.192]

Перечисленные выше основные параметры — наиболее важные в проектировании биологической защиты от у-излучения продуктов деления. Однако этим не исчерпывается проблема радиационной безопасности. Требуют специального рассмотрения такие вопросы, как тепловыделение и теплосъем в источнике и защите радиационная стойкость конструкций и защитных материалов накопление и удаление продуктов радиолиза, требования к вентиляции, в частности к очистке вентиляционного воздуха от радиоактивных газов и аэрозолей. При переработке высокообогащенных твэлов необходимо обеспечивать ядерную безопасность. На стадии переработки делящихся материалов, особенно в период проведения ремонтных работ, большое значение приобретает проблема защиты от источников внутреннего облучения, которая успешно решается применением средств индивидуальной защиты (спецодежды и спецобуви, респираторов, пневмокостюмов, противогазов, щитков для защиты глаз и лица от р-частиц и тормозного излучения). Этому вопросу посвящена работа [11]. Особого внимания заслуживает также проблема безопасности хранения и локализации жидких высокоактивных отходов, а также защита внешней среды. [c.195]

В целях уменьшения веса специальную защиту можно создавать только для одного из отсеков корабля, используя этот отсек в качестве радиационного убежища на время протонных солнечных вспыщек и прохождения радиационного пояса Земли. Однако даже при ограниченных размерах этого убежища (диаметр 2—3 м) для снижения уровня облучения при длительном межпланетном полете до 5 бэр в год, как это, например, принимается в расчетах защиты наземных ядернотехнических установок, потребовалась бы защита весом более 100 Т. Это вызывает необходимость тщательного обоснования критерия радиационной безопасности при длительных космических полетах. Расчеты показывают, что при длительности полета 1—2 года и толщине защиты отсека-убежища 30—60 г/см неопределенность в дозе - 10% приводит к неопределенности в весе защиты 1,5 Т [22]. Такая высокая весовая значимость величины дозы за защитой космического корабля обусловливает необходимость детального изучения радиационной обстановки на трассах космических полетов, исследования взаимодействий космических излучений с веществом защиты и ткани, а также обоснования критериев радиационной безопасности. [c.292]

Пример И. В примере 10 при расчете защиты детектора Рц от источника И6 необходимая толщина защиты оказалась равной 12=68 см бетона. В настоящем примере ставится задача определить мощность дозы в точке детектора Р 2 (помещение ПЮ), если источником И5 (помещение П9) является урановый блочок массой 1 кг, облученный в реакторе на тепловых нейтронах в течение Г=120 дней и после выдержки i=30 дней. Для упрощения расчетов удельную мощность реактора примем равной ш= квт кг (обычно она бывает больще). Расстояние от источника до детектора Ь=4 м. Цель данного примера — проиллюстрировать применение формул для расчета мощности дозы за защитой й по радиационным характеристикам (удельной активности, спектральному составу), рассчитанным только для Г = оо. При этом необходимо рассчитать уровни излучения а) выраженные в единицах мощности экспозиционной дозы Р [мр1ч], если удельная активность Q выражена в единицах кюри или грамм-эквивалентах радия М-, б) в единицах интенсивности I [Мэе/ см -сек)], если удельная активность выражена в единицах силы источника 5 [Мэе/(сек-кг)]. Для контроля результаты расчета в примерах а и б надо сравнить между собой, а также с результатами расчета с использованием непосредственных радиационных характеристик для 7 = 120 дней и = 30 дней. [c.339]

ТропикостойНость и тропическая защита радиоматериалов. Тро-пикостойкостью называется свойство материала или изделия выдерживать воздействие тропических условий интенсивного солнечного облучения, высокой или очень малой влажности, повышенной температуры, грибковой плесени и др. микроорганизмов, насекомых (главным образом термиты), грызунов, морской воды и других факторов, без недопустимого ухудшения практически важных свойств. Сильное воздействие на материалы в тропическом влажном климате оказывает влага, проникновение и постоянное присутствие которой при повышенной температуре резко снижает электрические, механические и физикохимические свойства. Защитой от влаги служит применение влагостойких материалов, гидрофобизация, т. е. пропитка и покрытия водо- [c.41]

Т е р м о э л е к т р о д н ы е сплавы. Изыскание средств защиты термоэлектродных сплавов от межкристаллитной коррозии явилось одной из актуальных задач современного материаловедения, Широко используемые в измерительной технике хромель-алюмелевые термопары претерпевают рекристаллизацию при длительной эксплуатации в горячей атмосфере, в результате чего точность измерений температуры искажается. Для защиты термоэлектродных сплавов предлонсены два типа покрытий стеклокерамические покрытия и покрытия на основе органосиликатных материалов. Покрытия обоих типов обладают гибкостью, имеют удельное электрическое сопротивление при 900—950° С в несколько тысяч ом см, устойчивы в полях облучения и обладают комплексом других специфических свойств. [c.8]

С другой стороны, локальный характер активации и соответственно низкий уровень суммарной наведенной радиоактивности (при высокой поверхностной активности в области пятна облучения) делают указанный способ очень удобным в случае проведения испытаний и организации контроля коррозии технологического оборудования непосредственно в производственных условиях, когда уровень радиоактивности в отсутствие радиационной защиты не должен превышать санитарных норм. В этом случае скорость равномерной коррозии можно определять по снижению во времени активности облученного участка поверхности, учитьгаая при расчете период полураспада и закон распределения метки по глубине. Рекомендуемые методы активации заряженньши частицами некоторых технически важных металлов приведены в табл. 13. [c.208]

Кроме того, для защиты от нейтронного и гамма-излучения часто используется композиционный материал на основе полиэтилена с наполнителем из свинца, а для защиты от нейтронного облучения — пластик с наполнителем из бора или соединений бора. При необходимости визуальных наблюдений для защиты применяют прозрачные слоистые пластики с наружным огнестойким слоем из плексиглаза ЗЕ-З. [c.460]

В проведенных недавно исследованиях излучение высокой энергии рассматривалось вместе с другими факторами окружающей среды. Для оценки топлив и смазочных материалов лабораторные установки были модернизированы с целью обеспечения возможности испытаний в условиях, близких к рабочим (например, испытания термической стойкости реактивных топлив и изучение смазочных материалов в стандартных подшипниках и редукторах) в процессе у-облучения или облучения электронами высокой энергии. Кроме того, были проведены более тщательные исследования модельного смазочного материала и гидравлических систем, работающих в условиях смешанного нейтронного и у-излучения реактора. Применение рассматриваемых материалов, например, в стационарных энергетических реакторах и атомных силовых установках подводных лодок позволило изучить поведение материалов в реальных условиях. Однако следует помнить, что в этих случаях возможно применение тяжелой защиты от излучения и что наиболее велика потребность в разработке радиационностойких материалов при использовании их в атомных силовых установках для воздушного транспорта. [c.116]

Радиационная стойкость смазочных масел и гидравлических жидкостей. Практические аспекты влияния излучения высокой энергии на смазочные масла и гидравлические жидкости относятся главным образом к ядерным реакторам. В стационарном энергетическом реакторе, в ядер-ных силовых установках таких транспортных средств, как подводные и надводные суда, можно обеспечить оптимальную защиту, поэтому применительно к смазочным материалам или жидкостям проблема радиационной стойкости возникает только в тех случаях, когда они находятся вблизи активной зоны. Такие условия имеют место в циркуляционных насосах теплоносителя, загрузочных, разгрузочных и обслуживающих механизмах реактора, механизмах управления регулирующими стержнями и в оборудовании для обнаружения неисправных тепловыделяющих элементов. Требования к смазке для этих систем были рассмотрены Фревингом и Скарлетом [10], а также Хаусманом и Бузером [14]. Механизмы второго контура (насосы, турбины и генераторы) в большинстве случаев располагаются таким образом, что доза облучения уменьшается на 3—6 порядков (табл. 3.3). [c.126]

Антирады. Известно, что в результате поглощения излучения высокой энергии в органических материалах образуются активные свободные радикалы, способные вызвать цепные реакции с образованием нежелательных продуктов. Поэтому любые методы дезактивации радикалов должны приводить к общему увеличению стойкости жидкости. Так как механизм действия многих антиоксидантов сводится также к дезактивации свободных радикалов, то окислительная и радиационная деструкции являются близкими по механизму реакциями. Практически при облучении жидкостей, содержащих стандартные антиоксиданты, последние быстро распадаются в результате взаимодействия с радикалами, образовавшимися под действием излучения, поэтому в среде, содержащей кислород, жидкость становится очень чувствительной к обычной окислительной деструкции. Мейхони и др. [21 ] было показано, что такие захватчики радикалов, как иодофенол и иодонафталин, при облучении сложных эфиров с разной степенью эффективности влияли на изменения вязкости, хотя они не обеспечивали защиту обычных антиоксидантов от разрушения при облучении дозами 1-10 эрг/г в атмосфере азота. [c.134]

Некоторые типы стекол, например боросиликатный кронглас, бариевый кронглас и свинцовое стекло, защищали от радиационного окрашивания. В обычном состоянии эти стекла темнеют при дозе I-IO эрг1г, а при 1-10 эрг/г становятся почти непригодны. Однако те же стекла с добавкой церия имеют приемлемые оптические свойства после дозы Y-излучения (Со ) 5-10 эрг/г [152]. Опыты с цериевой защитой от окрашивания свинцового и обычного листового стекла указывают, что единственным следствием облучения дозой l-lOi эрг г (в видимой части спектра) было смещение порога пропускания света к несколько большим длинам волн [И]. [c.219]

В связи с тем что печатные панели требуют покрытия во избежание чрезмерной коррозии и токов ионизации, важное значение приобретает вопрос выбора типа покрытий, которые могли бы ослабить неблагоприятное влияние различных факторов, включая излучение. В ходе исследований, посвященных поиску хороших покрытий, были проведены эксперименты [24] по изучению влияния радиации на фольгированные медью фиберглас-меламиновые печатные панели с изоляционными покрытиями и без них. В этих экспериментах было исследовано пять печатных панелей (одна без покрытия и четыре с различными изоляционными покрытиями). В качестве покрытий использовали силиконовый лак, нитролак, эпоксиднополиамидные и полиэфирные покрытия. Измеряли токи утечки между медными фольгами и внутриэлектродную емкость как до, так и в ходе Y-облучения при мощности дозы около 7-10 эрг1 г-сек). В качестве источника излучения использовали источник Со с водяной защитой. [c.408]

Толщина защиты помещений, где располагается радиоизо-топпая аппаратура, определяется видом ионизирующего излучения, его энергией, интенсивностью, коллимацией и направлением пучка излучения, а также учетом категории облучаемых лиц и длительностью облучения. Проектирование защиты проводится, исходя из мощности эквивалентной дозы излучения на поверхности защиты (табл. 41). Должны учитываться дополнительно также такие факторы, как наличие других источников ионизирующих излучений, воздействующих на облучаемых лиц, перспективное увеличение мощности источников излучения, повыщенная радиочувствительность материалов и аппаратуры. При проектировании защиты обычно вводится коэффициент запаса, равный двум, учитывающий [c.178]

Инженер, специализирующийся в области криогенной техники, обязан изучить особенности процессов, происходящих на атомной станции, в частности радиоактивный распад, оборудование и работу ядер-ного реактора. При выборе материалов следует учитывать влияние облучения на свойства и ресурс работы. Необходимо обеспечить защиту персонала от облучения. [c.92]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...