Понятие о радиационном облучении

ПОНЯТИЕ О РАДИАЦИОННОМ ОБЛУЧЕНИИ [c.211]

Изменение под облучением механических свойств материалов в быстрых реакторах-размножителях является проблемой еще более серьезной, чем в случае тепловых реакторов. Поведение активной зоны реактора контролируется радиационным и термическим крипом и деформацией, обусловленной распуханием. Важно, чтобы эти деформационные механизмы были поняты в их зависимости от температуры, плотности потока, флюенса, напряжения и других [c.9]

Доза излучения — это поток излучения на единицу площади. Такое определение имеет ясный физический смысл, однако действие рентгеновских лучей на человеческий организм при равной энергии существенно зависит от качества (жесткости) излучения. Биологическое действие вызывает именно та часть энергии, которая поглощается. Поэтому введено понятие поглощенная доза (ПД), или доза, измеряемая энергией (поглощенной) на единицу массы (Дж/кг). Специальной единицей ПД является рад (1 рад=100 эрг/г=10- Дж/кг). В расчетах поглощенной дозы учитывают средний состав мягкой биологической ткани 76,2 % О 11,1 % С 10,1 % Н 2,6 % (по массе) N. В нормах радиационной безопасности используют понятие эквивалентная доза (Экв. Д), которое с помощью коэффициента качества учитывает зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения от качества (жесткости) излучения. Специальной единицей Экв. Д является бэр, равный 1 рад/<Э, где Q — коэффициент качества для рентгеновских лучей 0=1. Нормами радиационной безопасности (НРБ—76) устанавливается предельно допустимая доза (ПДД) — наибольшее значение индивидуальной Экв. Д за год, которое при равномерном воздействии в течении 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Для лиц, непосредственно работающих с источниками ионизирующих излучений в условиях облучения всех частей тела, установлена ПДД, равная 5 бэр в год [33]. [c.123]

Для оценки радиационной опасности (биологического эффекта) хронического внешнего облучения организма вводят понятие эквивалентной дозы смешанного ионизирующего излучения измеряемой в бэр и определяемой по формуле [c.309]

Потоки заряженных частиц в космическом пространстве подвержены сильным пространственно-временным вариациям. Особенно это относится к частицам радиационных поясов Земли, плотность потока которых изменяется в десятки тысяч раз в зависимости от расстояния от Земли и испытывает определенные изменения во времени. Значительным пространственно-временным изменениям подвержены потоки солнечного корпускулярного излучения. В связи с пространственно-временными вариациями космических излучений уровень радиации в обитаемых отсеках космического корабля может изменяться во время полета в широком диапазоне значений. При этом характеристики солнечного корпускулярного излучейия не могут быть точно предсказаны заранее (на большой срок и с высокой надежностью). В связи с этим в оценках радиационной обстановки приходится применять статистические подходы, используя понятие риск облучения . [c.269]

Второе принципиальное положение, на которое обращено внимание в курсе, состоит в усилении информации (главы IV, VIII, XIX) о самом материале конструкции. Там, где это было мыслимо, применяются понятия физики твердого тела, однако в основном используется феноменологический подход. Эта часть курса в определенном смысле пересекается с предметом физики твердого тела, кристаллографии, материаловедения, включая сюда вопросы технологической прочности. Попали в поле зрения и новые, нетрадиционные материалы, и новые условия работы материалов (радиационные эффекты при высоких уровнях облучения, очень высокие и очень низкие температуры, высокие скорости нагружения, высокие давления и т. п.). [c.13]

Применение этого термина для характеристики полей нейтронного излучения впервые было рекомендовано в 1959 Международной комиссией по радиационным единицам и измерениям. Понятие Ф. используется в активационном анализе материалов. Наведённая активность к.-л. материала, при прочих равных условиях, пропорц. Ф. Зная Ф., вычисляют время облучения нейтронами, необходимое для получения заданной наведённой активности вещества. Т. о., Ф. не является однозначной характеристикой нейтронного поля. Значение Ф. в рассматриваемой точке поля зависит не только от плотности потока нейтронов в этой точке поля, но и от выбранного интервала времени облучения. Фактически Ф. представляет собой интеграл по времени от плотности потока нейтронов. В этом неудобство предложенной характеристики нейтронного поля—Ф. Поэтому, наряду с Ф применяют термин мощность флюекса нейтронов , к-рый совпадает с термином плотность потока частиц с размерностью частица м С Ь>, широко используемым в ядерной физике. Для характеристики нейтронных полей иногда употребляют термины флюенс потока энергии нейтронов и мощность флюен-са потока энергии нейтронов с размерностями соответственно Джм и Вт-м . М. Ф. Юдин. [c.329]

В соответствии с Общими положениями обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС считается безопасной, если обеспечена защита персонала от внешнего и внутреннего облучения, а окружающей среды — от загрязнения радиоактивными веществами в пределах допустимых норм как в случае длительной стационарной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях. На основании этого определения в основу понятия безопасности АЭС положена радиационная безопасность для персонала АЭС и населения, проживающего на окружающей территории. Но наибольшую радиационную опасность АЭС представляет при ядерных авариях, т. е. при таких авариях, когда из-за потери контроля и управления цепной реакцией уровни иопи-зир.ующих излучений превышают те, иа которые рассчитана защита. Это приводит к облучению персонала дозами выше предельно допустимых либо твэлы повреждаются выше расчетного предела, что приводит к выбросу из них радиоактивности в контуры ЯППУ и за их пределы и, следовательно, к внешнему и внутреннему облучению персонала, а также к загрязнению радиоактивными веществами окружающей среды. Как отмечалось (см. пояснение к 29.1), в твэлах сосредоточена подавляющая часть радиоактивных веществ, поэтому аварии с разрушением твэлов могут привести к наиболее тяжелым радиационным последствиям. По этим причинам для обеспечения безопасности АЭС оснащаются техническими средствами, делающими невозможным возникновение ядерных аварий в любых предвидимых ситуациях, ограничивающими повреждение твэлов в аварийных ситуациях и предотвращающими распространение радиоактивных продуктов за пределы АЭС при нарушении герметичности контуров ЯППУ и повреждениях твэлов. [c.426]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...