Излучение, интенсивность м — доза

Рис. 44.29. Мощность дозы на расстоянии 1 м от различных источников -у-излучения интенсивностью 1 мкюри в зависимости от толщины свинцовой защиты [7].

Рис. 3.5.. Зависимость потерь массы АР (J) и потерь блеска ПБ [2) лля покрытий БМК-5, содержащих 8% (об.) диоксида титана рутильной модификации от дозы интегрального суммарного излучения ксеноновой лампы в аппарате ЙПК-3 Q при 40 °С и разной интенсивности излучения / (Вт/м )

В связи с введением ГОСТа 8848—63 на единицы радиоактивности и ионизирующих излучений интенсивность источников гамма-лучей измеряется не активностью в г-экв радия, а мощностью экспозиционной дозы. Для гамма-источников мощность экспозиционной дозы измеряется в рентгенах в секунду на расстоянии 1 м (р/сек-м). Пересчет производится по формуле [c.176]

Фотохимические процессы. При действии на органические вещества света и особенно ультрафиолетового излучения происходит поверхностная фотохимическая деструкция, степень которой зависит от длины волны и интенсивности облучения. В результате действия света на поверхности материала меняется структура, твердость, появляется сетка трещин. Единицей дозы поглощенной световой энергии — лучистой экспозиции — является Дж/м . [c.201]

Рис. 3.3. Зависимость потерь массы ДР покрытий БМК-5 от дозы суммарного УФ-излучения ( уф лампы ДРТ-375 при различной интенсивности излучения/уф (Вт/м )

Исследования зависимости потери блеска для различных видов покрытий от интенсивности излу- чения позволили установить, что в интервале интенсивности излучения ксеноновой лампы в аппарате ИПК-3 от 350 до 2100 Вт/м , значительно перекрывающем диапазон интегральных суммарных интенсивностей солнечного излучения в природных условиях, потеря блеска зависит только от общей дозы излучения (рис. 3.6). [c.98]

Преимущество линейных ускорителей состоит в большой интенсивности тормозного излучения. Так, линейные ускорители с энергией 10. .. 25 МэВ создают тормозное излучение, мощность экспозиционной дозы которого составляет 2000. .. 25 ООО Р/мин на расстоянии 1 м от мишени. [c.52]

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]

Под действием ионизирующих излучений материалы и изделия претерпевают два вида изменений а) необратимые (не исчезающие с течением времени) и б) обратимые, наведенные, проявляющиеся только во время действия облучения. Обратимые изменения в первую очередь определяются интенсивностью излучения, необратимые— общим количеством энергии излучения, поглогценным единицей массы вещества,— дозой. Последняя в системе СИ измеряется в джоулях на килограмм 1 Дж/кг равен дозе излучения, при которой массе излученного вещества 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Иногда дозу измеряют в рентгенах (Р) 1 Р — количество энергии га.м.ма- или рентгеновского излучения, которое при поглощении его одним кубическим сантиметром сухого воздуха при давлении 101,325 кПа (760 мм рт ст.) и температуре 0 "С приводит в результате ионизации газа к образованию одной единицы заряда каждого знака (в системе СГС). [c.200]

Величины в области иопизирую щи х излучений. Единицы СИ для дозы излучения —Дж/кг, для экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений — Кл/кг, для мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений—А/кг, для интенсивности излучения — Вт/м2, для активности нукл(ща в радиоактивном источнике—с-, для плотности потока ионизирующих частиц или фотонов—с- - М 2. [c.310]

МэВ, причём для частичной компенсации зависимости их показаний от энергии фотонов применяются фильтры. Калориметрич. Д. п. из-за их низкой чувствительности применяют для абс. измерения поглощённых доз (и интегральных поглощённых доз) в интенсивных полях излучения, ф М а т в е е в В. В., Хазанов Б. И., Приборы для измерения ионизирующих излучений, 2 изд.. М., 1972 ГОСТ 14105—76. Детекторй ионизирующих излучений. М., 1977. См. также лит. при ст. Детекторы. [c.181]

Поглощенная доза, полученная космонавтами К- П. Феоктистовым, В. М. Комаровым, Б. Б. Егоровым на корабле Восход , по данным индивидуальных дозиметров, составляла 30 5 мрад, или 29 5 мрад/сутки, по данным бортового дозиметра— 27 1 мрад, или 26гЫ мрад1сутки. Космический корабль Восход-2 , запущенный 18/111 1965 г., поднялся до высоты 495 км при продолжительности полета 26,03 ч. По расчетным данным, суточная доза при этом должна быть в несколько раз больше доз при более ранних полетах, поскольку увеличение высоты полета связано с более длительным пребыванием в зоне радиационных поясов. Предполагалось также, что во время этого полета поглощенная доза у космонавта А. А. Леонова должна быть больще, чем у П. П. Беляева, так как А. А. Леонов некоторое время находился вне корабля в открытом космосе. Результаты измерений показали, что поглощенная доза излучения, полученная космонавтами П. П. Беляевым и А. А. Леоновым, была практически одинаковой (70 мрад). Однако среднее значение мощности тканевой дозы, полученной на корабле Восход , в 2 раза, а на корабле Восход-2 в 4 раза больше соответствующих доз, полученных при полетах космонавтов на космических кораблях Восток , что объясняется как увеличением высоты полета, так и повыщением интенсивности галакти- [c.281]

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]

Ядерные реакции деления сопровождаются уизлучени-ем, причем у-кванты обладают большой проникающей способностью и в определенных дозах опасны для живых организмов. С этой точки зрения реактор мощностью 1000 кет эквивалентен 2 тоннам радия. Излучение реакторов можно уменьшить с помощью экранов, приготовленных из наиболее тяжелых элементов, не пропускающих у-излучения. Сам реактор окружается железобетонной защитой (слой железобетона толщиной 1 м уменьшает интенсивность излучения в 1000 раз) и зачастую на закапывается в землю. Даже остановленный реактор остается еще опасным в течение длительного времени. Продукты деления даже через год могут обладать радиоактивностью, эквивалентной радиоактивности нескольких килограммов радия. [c.134]

Необходимая защита для La " может быть обсуждена как пример обеспечения безопасности при работе с продуктами котла. 1 с у-излучения с энергией 2 MeV создает на расстоянии 1 м дозу в 1 рентген/час. Приблизительно такую же дозу создает 1 с La ". Толщина свинца, необходимая для уменьшения интенсивности такого излучения в 10 раз, равна 2 дюймам (5 см), соответствующая толщина бетона 8 дюймов (20 см). Толерантная доза для человека обычно принимается равной 0,1 рентген/день, или при 8-часовой работе—12 миллирентген/час. Для уменьшения излучения лантана с 40000 с до толерантного уровня необходима свинцовая стенка в 13 дюймов (32 см) и расстояние в 1 м или бетонная стена толцщной в 4 фута. Такое излучение, как мы видели [c.222]

Вследствие того, что проблема защиты есть в основном проблема охраны здоровья персонала, необходимо знать максимально допустимые для человеческого организма дозы каждого типа излучения. Принятая единица интенсивности излучения рентген (г) определяется одним из следующих способов. 1 рентген соответствует а) такой ионизации воздуха при нормальной температуре и давлении, что в 1 см образлется заряд ионов каждого знака, равный 1 электростатической единице б) 83 эргам энергии, рассеянной в 1 с.м иеобезвоженно ткани, или [c.210]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...