Облучение радиационное для

Мы уже рассмотрели зависящую непосредственно от решетки электропроводность диэлектриков после облучения. Для работы изоляторов в условиях облучений и для ряда других вопросов важно знать электропроводность диэлектрика во время облучения. Эта радиационная электропроводность детально изучена для действия v-излучения из радиоактивных источников и реакторов. Оказалось, что при напряжениях, достаточно далеких от пробоя, радиационная электропроводность линейно растет с интенсивностью облучения. Этот результат естествен. Облучение непрерывно создает свободные электроны посредством фотоэффекта и комптон-эффекта, причем число электронов, создаваемых в единицу времени, пропорционально интенсивности облучения. [c.655]

В более поздней работе Мейера и др. [70] определена радиационная стойкость аддукт-каучука, облученного различными дозами при температурах от —84 до -f93° С. Натуральный каучук был использован для сравнения, так как он имеет большую стойкость к 7-облучению. Данные для обоих каучуков приведены в табл. 2.8. [c.79]

Обработка экспериментальных данных свидетельствует о некоторой несостоятельности уравнения (5.21) и необходимости введения в уравнение экспериментальных параметров, таких, как эффективность возникающих под облучением стоков, для более точного описания температурного сдвига 187]. При этом учет температурного сдвига дает возможность воспроизвести не абсолютную, а нормализованную температурную зависимость распухания, поскольку, как правило, с изменением скорости создания дефектов энергии и сорта бомбардирующих частиц наблюдается изменение абсолютной величины радиационного распухания в максимуме (см. табл. 16) [49], что пока не нашло однозначного и удовлетворительного объяснения. Считают, что изменение величины радиационного распухания в максимуме, наблюдаемое на опыте, может быть обусловлено следующими причинами [c.137]

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]

Очевидно, что величина дозы оправданного риска при длительных космических полетах может быть принята заметно большей по сравнению с дозой оправданного риска кратковременных полетов. Это связано с наличием восстановительных процессов в живых организмах, подвергшихся радиационному воздействию. Для описания этих процессов разработан ряд математических моделей, позволяющих рассчитывать эффективную дозу в зависимости от времени, прошедшего с момента облучения, и оценивать ожидаемый радиобиологический эффект в зависимости от временного режима облучения. [c.275]

Учитывая, что приведенные выше расчеты основаны на предположении о непрерывном облучении, следует оценить справедливость результатов этих расчетов по отношению к радиационному воздействию солнечных вспышек. При длительных космических полетах доза радиационного воздействия определяется в основном постоянно действующим галактическим космическим излучением и совокупностью солнечных вспышек, что практически соответствует условиям непрерывного облучения. При полетах длительностью несколько месяцев основной вклад в дозу оправданного риска дают одна-две случайно распределенные во времени вспышки. В этом случае величина эффективной дозы на конец полета существенно зависит от момента возникновения вспышки, так что вопрос о дозе оправданного риска для полетов указанной продолжительности требует дальнейшего изучения. [c.278]

Расчеты, выполненные для кораблей Союз , свидетельствовали о том, что возможны случаи, когда из-за снижения величины геомагнитного порога доза облучения космонавтов при солнечных вспышках может превышать допустимую. В связи с этим при полете кораблей Союз осуществлялся контроль радиационной обстановки и делался прогноз ее возможного [c.282]

Выявляются уровни излучений вблизи границ активной зоны для разработки мер, позволяющих предотвратить недопустимое интегральное облучение, а также перегрев конструкций, обеспечивающих герметичность и плотность реактора в целом. Разрабатывается схема радиационных и тепловых экранов. [c.294]

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]

Изучение различных радиационных повреждений и их зависимостей от вида облучения, температуры и т. д. важно как для практических задач, связанных с работой различных приборов и других устройств в условиях облучения, так и для изучения многих вопросов физики твердого тела. [c.657]

В качестве примера неорганической реакции приведем несколько фактов, касающихся радиолиза воды — процесса, играющего фундаментальную роль для понимания любых реакций, проходящих в водных растворах. Главной трудностью опытного изучения механизма радиационно-химических процессов является то, что промежуточные ионы и свободные радикалы живут очень короткое время из-за высокой химической активности. Несколько дольше эти промежуточные продукты живут в парах низкого давления (10 — 10 мм рт. ст.), где столкновения более редки. Поэтому главным источником информации о природе ионов, образуемых излучениями, является масс-спектрографическое исследование облучаемых паров. Так, при облучении водяного пара электронами с энергией 50 эВ установлено, что различные положительные ионы образуются в следующих относительных количествах [c.661]

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]

Методика определения радиационных характеристик существенно различается для обратимых и необратимых изменений свойств испытуемых материалов. Такие электрические характеристики материала, как р, 8, tg б, Япр часто возвращаются к своим прежним значениям спустя некоторое время после снятия потока радиации. Поэтому их измеряют в условиях облучения. Ниже рассматриваются методы наблюдения изменений электрических величин материалов, подвергаемых облучению. [c.201]

В качестве источника гамма-излучения часто применяют изотоп кобальта Со в этом случае для диэлектриков с низкими атомными номерами входящих элементов активация практически отсутствует. Однако в других случаях при радиационных испытаниях материалов и элементов (например, танталовые электролитические конденсаторы) приходится считаться с опасностью активации образцов при облучении. [c.205]

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]

Для расширения температурного диапазона ПЭ-пленки проводят ее радиационное облучение [34], которое позволяет изменить физикомеханические и защитные свойства ПЭ за счет образования в аморфной части полимера пространственно-сшитой структуры (табл. 38). [c.137]

Важной радиационной характеристикой диэлектрика является время установления величины Ор и ее уменьшения до нуля мосле окончания облучения. Для неорганических диэлектриков это время при 293 К (20 °С) составляет единицы-десятки, для органических — тысячи — десятки тысяч секунд. [c.147]

Одна из главных проблем ядерной техники — радиационное повреждение материалов, обычно вызывающее ухудшение их механических характеристик. Однако облучение можно использовать также и для улучшения конструкционных свойств. Например, в своей работе Штейнберг и др. [23] сообщают, что в результате гамма-облучения Со бетонного раствора, пропитанного мономерами, происходит мгновенная полимеризация. Контрольные образцы показали улучшение структурных и химических свойств. [c.464]

Прогресс в некоторых новейших областях техники определяется в значительной степени способностью материалов работать в условиях облучения. При этом практика диктует необходимость испытывать уже разработанные материалы на радиационную стойкость для выяснения не только пределов их применимости, но и возможности использовать излучение как технологический фактор для улучшения свойств материалов. [c.7]

В современных устройствах, предназначенных для работы в условиях облучения, используют материалы различных классов и химической природы (металлы, полупроводники, органические и неорганические системы, полимеры и т. д.) механизм воздействия излучения на эти материалы различен. В связи с тем, что трудно найти универсальный подход к описанию радиационных эффектов в различных материалах, целесообразно рассматривать радиационное воздействие на отдельные группы материалов, объединенных либо общностью химической природы, либо областью применения. [c.7]

Н. Ф. Правдюк и др. [63] изучали прочностные свойства циркония и тантал-циркониевых сплавов после облучения интегра.льными потоками 4-10 и 1-10 нейтрон/см соответственно при 80 и 300° С. Авторы сообщают, что послерадиационный обжиг при 300° G недостаточно эффективен для снятия радиационных повреждений. Исходя из результатов опыта, можно сделать вывод, что облучение в условиях повышенных температур не приводит к таким серьезным изменениям свойств, как облучение при комнатной температуре. Очевидно, это является следствием происходящего во время облучения отжига. Для всех исследованных сплавов отмечено уменьшение пластичности примерно на 50%. [c.253]

Из приведенных в книге Найтингейла [206] данных следует, что увеличение плотности графита сопровождается увеличением радиационного роста параллельно ориентированных образцов на основе кокса Техас . Поэтому, вероятно, можно считать, что при значительном уплотнении графита вследствие изменения характера его пористой структуры, обусловливающей механизм аккомодации, радиационный рост образцов при низкой температуре облучения увеличивается. Для графита марки ГМЗ и сажевой композиции рост плотности при термомеханической обработке также сопровождается увеличением радиационного изменения объема. [c.172]

ПЛОТНОСТЬ дислокаций и других дефектов и их распределение в объеме. Так, предварительная деформация образцов меди заметно влияет на скорость радиационного повреждения и концентрацию точечных дефектов [381, а следовательно, и на величину предела текучести. Изменение предела текучести стали типа 304 после облучения нейтронами до дозы 6 10 н/см в отожженном состоянии достигает 400%, а после холодной деформации — лишь 70% [9]. В качестве примера на рис. 20 приведены типичные зависимости предела текучести облученных сталей 1Х18Н10Т и ОХ16Н15МЗБ от степени предварительной прокатки [40]. Видно, что величина изменений предела текучести существенно зависит от степени деформации, интегрального потока облучения и химического состава сталей. Упрочнение после облучения наблюдается для закаленного и деформированного состояний. При этом максимальный эффект радиационного упрочнения отмечается после деформации примерно до 20%. Сильно деформированная сталь после облучения имеет меньшие прочностные характеристики по сравнению с соответствующими свойствами стали до облучения. Увеличение интегрального потока облучения повышает прочностные свойства сталей. При этом изменение свойств в процессе облучения деформированных сталей при 450—500° С до 2,6 10- н/см в большей степени связано с термическим воздействием, чем с радиационным. Изменение свойств сталей после облучения потоком 1 10 н/см (1060) обусловлено для слабодеформиро-ванных сталей радиационным воздействием, для деформированных до 30% и выше — термическим воздействием под облучением (процессами возврата и рекристаллизации). [c.77]

Важное условие применимости радиохимического метода для измерения малых скоростей коррозии металлов — отсутствие радиационных эффектов. Возможны два типа таких эффектов. Во-первых, под влиянием облучения в реакторе могут произойти изменения в структуре и составе образца (вследствие появления микропримесей, например радиоактивного изотопа золота и стабильного изотопа ртути в случае платины). Во-вторых, при помещении радиоактивного образца в раствор может измениться состав приэлектрод-ного слоя вследствие появления радикалов и других продуктов радиолиза. Теоретически можно показать, однако, что для металлических образцов и сравнительно мягких условий облучения, используемых для их активации, появления радиационных эффектов ожидать трудно [10]. Опыт подтверждает этот вывод. Так, при растворении гладкой платины в кислых растворах было показано, что скорость растворения зависит только от условий электролиза, но не зависит от продолжительности облучения в реакторе, удельной активности образца и его термообработки после облучения, обеспечивающей уменьшение дефектности структуры [5]. [c.97]

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]

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]

Таковы основные принципы проектирования системы обеспечения радиационной безопасности от источников внутреннего облучения урановых рудников. В общем виде при расчете рудничной вентиляции нужно учитывать и такие факторы, как концентрацию пыли и содержание в ней кварца, наличие ядовитых и взрывоопасных газов, необходимость подачи на одного человека 6 м /мин свежего воздуха [П], хотя, как правило, доведение до необходимой концентрации дочерних продуктов эманаций (Кп, Тп, Ап) обеспечивает требования, предъявляемые к рудничной атмосфере и по другим параметрам. Необходимо отметить, что система вентиляции на рудниках обходится очень дорого. Поэтому для более экономичного выбора дебита удаляемого воздуха осуществляют противорадоно-вые мероприятия изолируют нерабочие выработки, производят противорадоновые покрытия, ограничивают использование (для гидрообеспыливания) шахтных вод с высокой концентрацией радона и т. д. Более подробно эти вопросы изложены в работе [11]. [c.215]

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]

Выше уже отмечалось, что составное ядро (ядро, захватившее нейтрон) может не только делиться, но может и излучать у-фотон или нейтрон. В таблице 14 приведены эффективные сечения (а — деления, — радиационного захвата, — неупругого рассеяния), характеризующ,ие вероятность этих процессов для ядер, облученных тепловыми нейтронами. [c.305]

К конструкционным материалам в реакторах предъявляется дополнительное требование радиационной стойкости, т. е. длительного сохранения физических и химических свойств в условиях интенсивнейшего нейтронного облучения. Особенно опасны коррозия и падение механической прочности. Так, коррозия оболочек твэлов и теплоносителей может привести к нарушению герметичности и тем самым к радиоактивному заражению теплоносителя, а иногда и к аварии. Для изготовления конструктивных элементов применяются алюминий, его сплавы с магнием или бериллием, цирконий, керамические материалы, нержавеющая сталь, графит, покрытия из ниобия, молибдена, никеля и некоторые другие материалы. [c.582]

Главными радиационно-химическими реакциями с полимерами являются сшивание, т. е. образование новых связей, и деструкция, т. е. обрыв существовавших связей (рис. 13.8). Другие процессы (например, выделение газообразного водорода), как правило, играют значительно меньшую роль. Выходы сшивания и деструкции обозначаются соответственно через и (Зд. У всех полимеров при облучении идут оба процесса, но с разными выходами. Так, для целлюлозы преобладает деструкция G, 0, 0 11), а для поли-зтилена, напротив, сшивание (С = 3, G = 1). [c.664]

Удельная объемная проводимость диэлектрика складывается из собственной проводимости а,. (См/м), которая характерна для диэлектрика без облучения (ее называют темновой), и радиационной удельной объемной проводимости Ор (См/м) а = + Ор. [c.146]

Радиационно-оптнческие преобразователи предназначены для преобразования радиационного изображения в световое изображение. Радиационно-оптические преобразователи, в которых за счет дополнительных источников энергии, не связанных с ионизирующим излучением, в процессе облучения происходит радиационно-оптическое преобразование с коэффициентом усиления яркости более единицы, называются усилителями радиационного изображения. [c.359]

Светотехника, интересы которой в довоенный период были сосредоточены на проблеме использования видимых излучений источников света для целей освещения, световой сигнализации, световой проекции и светорекламы, значительно расширила свои задачи. В число этих задач вошли использование ультрафиолетовых излучений (облучение, применение светящихся красок и др.), инфракрасных излучений (радиационная сушка), излучений для стимулирования роста животных и растений (светокультура и пр.). В самое последнее время в светотехнике стали разрабатываться вопросы, связанные с использованием на практике оптических квантовых генераторов. [c.142]

Данные но радиационно-химическим выходам опубликованы Боком [15]. Величина С(полимеризация) при облучении рентгеновскими лучами (50 кэв) для этилена равна 29, пропилена — 20, 1-бутена — 20, 2-бутена — 10, 1,3-бутадиена — 38. Интересно отметить, что в некоторых случаях добавка к олефипам благородных газов существенно повышает степень полимеризации [191]. Изучение процесса образования радикалов позволило установить, что основными радикалами в облученном этилене и пропилене являются метильный и аллильный [257]. [c.17]

В отличие от алифатических углеводородов ароматические углеводороды весьма стабильны при воздействии радиации. Эта высокая стойкость обусловливается высокой энергией связи ароматических структур. Считается установленным, что для резонансных ароматических структур энергия облучения преимущественно абсорбируется и рассеивается нело-кализованными я-электронами [1]. Соединения с большей резонансной энергией обладают большей радиационной стабильностью, и ход уменьшения радиационной стойкости для ароматических соединений может быть представлен рядом — антрацены, нафталины, бензолы [62]. [c.20]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...