Мощность дозы источников

Мощность дозы источников 80, 84 -- проектная 311 [c.331]

Коэффициенты 01, 02 и Л берут из стандартных таблиц для точечных источников (см., например, табл. 7.4). Причем следует использовать таблицы факторов накопления мощности дозы. Получаемые при этом величины Ф не имеют физического смысла, но именно ими следует пользоваться при последующем переходе от плотности потока к мощности дозы. [c.106]

В предложенной схеме учитывается накопление мощности дозы только в материале защиты. Одновременный учет накопления мощности дозы в источнике весьма проблематичен. [c.106]

Участок 8г. Можно было бы говорить о проектировании защиты от данного линейного источника в боковом направлении, т. е. так, как это было сделано для участка 86, Однако роль участка 8г в формировании мощности дозы за защитой еще меньше, чем роль участка 86, и поэтому излучением участка 8г можно полностью пренебречь. [c.321]

Пример 4. Рассчитать защиту из бетона 4 для детектора в помещении постоянного обслуживания П2 (склад), где работают лица, относящиеся к категории Б. Источниками излучения могут быть различные аппараты и контейнеры с загрязненным оборудованием, которые транспортируются по монтажному залу в цех дезактивации и ремонта или в хранилище твердых отходов. Форма, габариты и активность источников различны. Известно, однако, что максимальная мощность дозы от этих источников, измеренная на расстоянии 2 м, равна 3000 мр/ч, а ориентировочное время, в течение которого источники могут транспортироваться мимо детектора по монтажному залу, равно 1 ч в рабочую неделю. Расстояние от источника до детектора й = 4 м. [c.334]

Пересчитывая по формуле (П.1) мощность дозы для детектора на расстоянии 6= 4 получаем значение мощности дозы в точке детектирования Р4 равным 860 мр/ч. Отсюда по кратности ослабления / =860/5= 172 находим искомую толщину защиты /. = 7,5 Д(/2=60 см бетона. Заметим, что приближенный метод расчета защиты по слоям половинного ослабления (см. 6.8) вполне приемлем при проектировании защиты стационарных источников, кот- да исходные данные являются в достаточной степени неопределенными. [c.335]

Такая же мощность дозы будет в симметрично расположенной точке Рт-Таким образом, детекторы P и Я по условиям задачи не требуют защиты от источника И2, а толщины стен d и da рассчитываются для защиты оператора в помещении П6 от источников Н1 и И4. Заметим, что стены смежных каньонов (типов /75. П6 и П8) играют роль защитных барьеров лишь в том случае, если по условиям технологии возникает необходимость один из них посетить оператору например, для проведения ремонтных работ в помещении ПЗ после дезактивации труб ИЗ, когда источники И1 п И4 в смежных помещениях продолжают нормально эксплуатироваться. В противном случае толщину стен (типов 7, ds и т. д.) между смежными каньонами определяют лишь конструктивными соображениями. [c.336]

Пример 10. Рассчитать толщину защиты йм и 12 для детектора Рц от источников И4 и И6 (точка С на рис. 11.2). Проектная мощность дозы от каждого источника Р=14 мр ч (суммарная 28 мр/ч). [c.338]

Проведение таких испытаний требует строгого соблюдения правил техники безопасности. Согласно Основным санитарным правилам работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизационных излучений (ОСП—72), утвержденным Главной государственной санитарной инспекцией 10.04.1972 г., а та-кже согласно Нормам и правилам радиационной безопасности (НРБ—76), утвержденным Министерством здравоохранения СССР, мощность дозы на поверхность блока, содержащего источник излучения, не должна превышать 10 мР/ч, а на расстоянии 1 м — 0,3 мР/ч. Для гамма-дефектоскопов допускаются дозы выше указанных, но с тем чтобы доза облучения обслуживающего персонала в течение недели не превышала 0,1 Р. [c.205]

При использовании в качестве источника излучения микротрона на энергию 20 МэВ с мощностью дозы - 1.4 Кл/кг-с"> на расстоянии 1500 мм от мишени и контроле стальных изделий толщиной до 300 мм время экспозиции около 90 с. [c.372]

Образцы топлива или смазочного материала, помещенные в ампулы из алюминия, нержавеющей или мягкой стали и запаянные в вакууме, на воздухе или в инертной атмосфере, облучали на источнике рентгеновских лучей, ускорителях частиц, -источниках и в различных ядерных реакторах в контролируемых и неконтролируемых температурных условиях. Экспозиции облучения определяли с различной степенью точности, хотя истинные дозы облучения в большинстве случаев не были измерены. В тех немногих случаях, когда были сделаны попытки исследовать влияние некоторых упомянутых выше параметров (например, мощности дозы или типа источника излучения) на изменение свойств и эксплуатационных характеристик облучаемых объектов, было показано, что влияние таких параметров может быть существенным. Поэтому следует сделать вывод, что для большинства исследованных веществ результаты по радиационному воздействию, полученные в экспериментах первого типа, могут. служить только как общее руководство при разработке новых материалов и более чувствительных методов измерения. [c.116]

При проведении таких исследований в течение последних лет пришлось решить ряд проблем, связанных, во-первых, с получением данных о термостойкости топлив, определяемой с помощью кокер-аппарата , даже в отсутствие излучения, во-вторых, с изменением конструкции кокер-аппарата с целью максимального приближения его к источнику излучения, в-третьих, с выбором источника излучения, способного обеспечить необходимые мощности дозы, и, наконец, с привязкой геометрии кокер-аппарата к геометрии потока излучения, т. е. с определением тех участков кокер-аппарата, которые получают наибольшую дозу. [c.119]

В работе [57 ] изучали влияние интенсивного у-излучения на электрическую прочность воздуха с использованием разных источников Со . Измерения напряжения пробоя воздуха проводили при мощностях доз у-облучения 9,7-10 и 1,5-10 эрг г-сек). [c.399]

Мощность дозы излучения на наружных поверхностях здания, где проводят работы по просвечиванию, в том числе и в проемах (окон, дверей и др.), а также поверхностях временного хранилища или его ограждения, не должна превышать 0,7-10 Кл/(кг-ч). Мощность дозы излучения в любых помещениях и на территории в пределах наблюдаемой зоны не должна превышать 0,07-10 Кл/(кг-ч). Для переносных, передвижных и стационарных дефектоскопов мощность экспозиционной дозы гамма-излучения от источника, находящегося в положении хранения, не должна превышать 7 Кл/(кг ч) на расстоянии I м от поверхности радиационной головки. [c.143]

Транспортировать рентгеновские дефектоскопы можно на любом транспорте при условии их надежной сохранности с источниками гамма-излучения — только на специально оборудованных автомобилях в сопровождении двух сотрудников. Допускается перевозка на автомобилях без специального оборудования, при этом мощность дозы в кабине водителя не должна превышать 0,2-10 Зв/ч. [c.144]

Рис. 32. Номограмма определения мощности экспозиционной дозы источника излучения и "Со при изотопной радиографии в условиях радиационного фона D=l,5, F=b м)

После определения толщины защиты одним из изложенных выше методов необходимо произвести поверочный расчет мощности дозы за защитой с учетом ранее не принимаемых во внимание источников излучений. При этом большие вычислительные операции целесообразно сократить за счет максимального использования табулированных численг ых результатов интегрирования, Аналитические решения для плотности потока за защитой от источников различной геометрической формы даны в гл. VI. Основные из них приводятся ниже. [c.104]

Здесь индекс г относится к Лг-й энергии у-квантов уп(- г), Уч Ег) —массовые коэффициенты истинного поглощения энергии у-квантов в воздухе и породе ( г) — дифференциальные гамма-постоянные Ка и его короткоживущих продуктов распада (см. например, [8]). Полная гамма-постоянная радия (без начальной фильтрации) /(7=9,36 р-см /(ч-мкюри). В этих формулах, полученных по так называемому у-методу, учтено многократное рассеяние у-квантов в материале источника. Принимая эффективное значение уэфф = 0,032 см г по всему спектру и выражая удельную активность Q [мкюри/г порс Ды], можно получить простое приближенное соотношение для экспозиционной мощности дозы внутри забоя [c.216]

В помещении с ПГ после остановки реактора мощность дозы у-излуче-ния должна быть не более 14 мр1ч. Источником излучения будут у-кванты [c.311]

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]

Защи7а теллоносителя была запроектировала на мощность дозы 0,7 Mpj4 из расчета равного вклада от двух источников излучения. Ввиду отсутствия вклада второго источника представляется возможным несколько уменьшить толщину бетонной защиты за ПГ. Ориентируясь на мощность дозы за защитой 1,4 лр/ч, окончательно выбираем толщину бетона 155 см. [c.327]

Пример 1. Рассчитать толщину защиты из бетона rfi для детектора Pi (точка С на рис. 11.2) в помещении постоянного обслуживания П1 (монтажный зал), если заданная проектная мощность дозы Р=1,4 мр1ч. Источник представляет собой химический реактор И1, в котором растворена 1 т отработанного горючего (тв.злы АЭС) с удельной тепловой мощностью =35 Мвт/т после кампании Т=720 дней и выдержки /=360 дней. Плотность водного раствора продуктов деления р=1,15 zj xP. Полная высота цилиндрического источника Ло = 3,2 м, высота раствора в нем й=2,б м. объем раствора о=13,8 м , радиус / =1,3 м, толщина стальных стенок реактора 2 см, расстояние от поверхности раствора до детектора (2=2,6 м. Поверхностная (сорбированная) активность численно равна объемной активности Q . [c.330]

Пример 3. Рассчитать защиту из бетона и dia для детектора Рз в помещении постоянного обслуживания /77, если заданная суммарная мощность дозы от источников И4 и Ив 1,4 мр1ч. Таким образом, расчетная мощность дозы от каждого источника Р = 0,7 мр ч. [c.333]

Пример 5. Рассчитать защиту из бетона для детектора А в помещении /73, в котором производится радиометрия проб. Проектная мощность. дозы Р=0,01 мр1ч. Источником является химический реактор Я/, характеристики которого даны в примере 1. Геометрические параметры к = Ь1Р = =2,6/1,3=2, р = 6// = 3,9/1,Э=3. Численные значения поправок , Д , и,, и (О для этого источника приведены в табл. II.2. Детектор Рб расположен в плоскости верхнего основания цилиндра (точка В на рис. 11.2). [c.335]

Пример 6. Рассчитать защиту из бетона а в для детектора Ре в полуоб-служиваемом помещении химпробоотбора /74, если проектная мощность дозы Я=2,8 мр1ч. Детектор Ре находится в плоскости нижнего основания цилиндра (точка В на рис. И. 2). Физические и геометрические характеристики источника Я/, а также параметры расчета защиты указаны в примерах 1 и 5. [c.335]

Пример 7. Рассчитать защиту из бетона d и di для детекторов Я и Яю, находящихся в необслуживаемых помещениях П5 и П8. Проектная мощность дозы Я = 28 лр/ч. Источником ИЗ являются трубы (сдувочные газы, содержащие 1 ) длиной 21 = 20 м, радиусом Я=5 см, расположенные в помещении П6. Удельная линейная активность источника С1,= 1,5 мкюри/см, гамма-постоянная К=2,15 р-см /(ч-мкюри). Расположение детектора Як, (П8) и другие геометрические параметры указаны на рис. П.З. [c.336]

Я из помещения Я5 2) горизонтальный монжюс И4 из помещения П8 3) трубы с технологическими растворами И2 из помещения Я7. Суммарная проектная мощность дозы от всех источников 28 мр/ч (а от каждого в отдельности 9,3 мр1ч). Рассмотрим решение задачи раздельно по источникам. [c.337]

Для расчета защиты (стенки 12) от источника И6 в точке Рц воспользуемся методикой расчета защиты по кратности ослабления. Для этого необходимо найти кратность ослабления к = Р,1 = в1Р, т. е. мощность дозы в точке Ри без защиты к проектной мощности дозы (в данном случае Р=14 мр1ч). Затем по универсальным таблицам типа 7.12 определяем искомую толщину защиты. Пусть расстояние от источника И6 до детектора а = 5 м. Тогда мощ- [c.338]

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]

Из табл. 11.14 видно, что расчетная мощность дозы в точке детектора Р12 (помещение ПЮ) от источника И5 равна 1,08 мр ч, т. е. удовлетворяет требованиям проектной величины для помещений постоянного обслуживания (Р= 1,4 мр ч). Вторым итогом является хорошее совпадение мощности дозы и интенсивности, рассчитанных по формулам (11.4) и (11.6), с контрольными расчетами по формулам (П.5) и (П.7). Для сопоставления данных в скобках приведены значения мощности экспозиционной дозы Р [мр ч], переведенные из интенсивности с помощью рис. 2.3 (с введением поправки (0 = 100/87,7=1,13, учитывающей переход от миллирад в час к миллирентгенам в час). [c.342]

Транзистор Индекс образцов Источник излучения Интегральный поток, пейтроп/см2 Мощность дозы у-облучешш, эрг/(г-сек) Эффективный объем перехода, см Литера- тура [c.315]

К наиболее распространенным комнонентам термисторов относится закись меди. Установлено [И], что Y-облучение монокристаллов закиси меди заметно не влияет на эффект Холла, электро- и фотопроводимость. Облучение осуществляли с помощью источника Со активностью 100 кюри при мощности дозы до 2,4-10 эрг1(г-сек). Более резкие изменения наблюдали в случае облучения кристаллов закиси меди быстрыми нейтронами, а через несколько дней после облучения интегральным потоком тепловых нейтронов нейтрон 1см был замечен переход характеристик от р- [c.362]

Импульсное облучение [107] не оказывает заметного влияния на емкость керамических конденсаторов. Источником излучения служил реактор Годива , который давал импульс быстрых нейтронов и у-излучения с полушириной 80 мксек при максимальных значениях мощностей доз Ю - нейтронI см сек) и 10 эрг г-сек). Используемая в этой работе аппаратура позволяла измерять изменения емкости в пределах 0,07—0,7% в зависимости от типа конденсатора. Полученные в результате облучения необратимые изменения емкости и коэффициента рассеяния колебались соответственно от —0,11 до +1,6% и от —3,2 до +8,7% исходной величины. [c.375]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...