Радиоактивное излучение — Предельно

Радий — Свойства 406 Радиоактивное излучение — Предельно допустимая доза — Расчетные формулы 430 Радиоактивные изотопы 413, 429 [c.725]

При работе с радиоактивными изотопами необходимо учитывать биологическое действие излучения. Если при работе с радиоактивными излучениями доза облучения превышает допустимую, то возможны нарушения жизнедеятельности организма, а в некоторых случаях тяжелые заболевания особенно вредно попадание радиоактивных изотопов внутрь организма. Поэтому при работе с радиоактивными веществами необходимо строго соблюдать правила техники безопасности. Доза радиоактивного излучения измеряется в рентгенах. Рентгеном называется такое количество излучения, при котором в 1 см (при 0°С и давлении 1 ат) образуются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака (2,08-10 пар ионов). Один рентген равен О, И эрг/см . По существующим нормам предельно допустимой дозой является 0,05 рентгена в течение 8 час. (раб. дня). [c.76]

Контроль высот и толщин может осуществляться так же, как и контроль наружных диаметров по схемам с предельными калибрами, с клиновыми и раздвижными калибрами (см. фиг. 24, а, в, г, 3, и) с качающимся рычагом и по схеме ножниц , а также по схеме с криволинейным клиновым калибром (фиг. 26). По этой схеме диск 1 вместе с криволинейным калибром 2 образует увеличивающуюся щель, через которую деталь 3 проваливается в соответствующем месте и попадает в один из трех отсеков 4. Для контроля высот приемлемы все бесконтактные схемы контроля, аналогичные схемам для измерения наружных диаметров (см. фиг. 25). Кроме того, воз.можны схемы контроля толщин при помощи радиоактивных излучений (фиг. 27). Изотоп 1, помещенный в камеру 2, испускает у-лучи, проникающие в лист 3. Лучи, рассеиваясь, попадают в ионизационную камеру 4 и регистрирующий прибор 5. Величина тока, протекающего через [c.523]

По схеме на фиг. 31, в деталь базируется в призмах 7 и плотно прижимается к упору 8. При ее вращении амплитудный датчик 9 проконтролирует величину торцового биения. Торцовое биение без вращения детали может контролироваться на устройстве с карданным подвесом (фиг. 31, г). Деталь плотно прижимается к фланцу, подвешенному к корпусу при помощи рамки 11. Ось фланца 12 и ось рамки 13 взаимно-перпендикулярны, поэтому контактный стержень 14 будет самоустанавливаться по плоскости торца проверяемой детали, и при предельном отклонении произойдет замыкание конца стержня с контактным кольцом 15. Неплоскостность может контролироваться как разность перемещения базовой втулки 16 по отношению к штоку 17. На фиг. 32 показан контроль разностенности трубы с помощью амплитудного датчика. Контроль разностенности возможен и с помощью дис еренциальных схем, например, при помощи двух наконечников пружинно-рычажного датчика, при помощи двух сопел пневматического датчика, при помощи двух индуктивных датчиков и т. п., а также бесконтактным методом с помощью радиоактивных излучений или, если невозможно ввести измеритель внутрь изделия, — методом вихревых токов (для металлических изделий). [c.526]

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]

Для того чтобы при работе с ядерными излучениями их доза не превышала предельно допустимую, нужна защита. Простейшим по своей идее методом защиты является удаление от источника излучения на достаточное расстояние, так как даже без учета поглощения в воздухе интенсивность излучения убывает как IR при удалении на расстояние R от источника. Поэтому ампулы, содержащие радиоактивные препараты, не следует брать руками, [c.674]

ПД — предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения, контролируемой по усредненной для критической группы органов дозе внешнего излучения и уровню радиоактивных выбросов и радиоактивного загрязнения объектов внешней среды ПД — основной дозовый предел для лиц категории Б. [c.143]

Как правило, допустимые уровни облучения лиц, не работающих непосредственно с источниками излучения, в 10 раз ниже уровней профессионального облучения. Предельно допустимое содержание радиоактивных изотопов в организме и их допустимая концентрация (ПДК) в воздухе и в воде открытых водоемов также регламентируются законом и опубликованы в [c.115]

Устанавливаются требования к организации лабораторий и правила их сдачи в эксплуатацию (как при работе с закрытыми источниками, так и при работе с радиоактивными веществами в открытом виде), методы удаления радиоактивных отходов, меры индивидуальной защиты и личной гигиены и требования к организации дозиметрического контроля. Указываются предельно допустимые уровни ионизирующих излучений в зависимости от категории облучения, группы облучаемых органов и возраста человека. Приводят- [c.180]

Цементирование стенок скважин до сих пор производилось почти вслепую. Сейчас это делается следующим способом. Какое-нибудь радиоактивное вещество, например карнотит, измельчается и смешивается с цементом. После введения смеси погружают зонд и регистрируют радиоактивность стенок в зависимости от глубины. Измеренная ионизация пропорциональна толщине цементного покрытия, пока толщина не превысит предельного значения, после которого у-излучение целиком будет поглощаться веществом, отделяющим его от ионизационной камеры. [c.257]

Безопасный режим должен устанавливаться как расчетно, при проектировании соответствующих установок и предприятий, так и путем тщательного радиологического контроля. Предельно допустимые дозы известны более достоверно, чем режим излучения и радиоактивный климат , создаваемый разными установками в разных помещениях, поэтому в задачу охраны труда и техники безопасности входит широкая постановка радиационных измерений. [c.606]

Международным стандартом предельно допустимый уровень радиоактивности 1 л питьевой воды установлен прн альфа-излуче-нии — 37 Бк, а при бета-излучении — 370 Бк (1 Бк = 0,27-10 " Ки). [c.13]

Излучение радиоактивное — Доза предельно допустимая 76 [c.543]

В в е д е н и е новых санитарных правил работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений, устанавливающих втрое меньшую предельно допустимую дозу облучения по сравнению с ранее действовавшими правилами. [c.154]

Для кратковременного облучения служат специальные мощные облучательиые установки. Для ознакомления с принципом их работы рассмотрим одну из таких установок (рис. 54). Основой ее служат восемь стержней из радиоактивного кобальта. Когда стержни сдвинуты, они располагаются по окружности диаметром 17 см. Если их предельно раздвинуть, то диаметр окружности составит 112 см. Радиоактивная часть установки смонтирована на дне глубокого бассейна, заполненного трехметровым слоем воды. Объекты помещают в специальный сосуд-контейнер, который с помощью особых механизмов опускают под воду и располагают в центре между стержнями. При этом сотрудник, работающий на установке, надежно защищен от излучения. При предельно близком расположении стержней объект, находящийся в центре круга, получает до 10 Гр в минуту, в то время как при наиболее раздвинутом — только около 0,1 Гр в минуту. [c.245]

В томе I, изданном Атомиздатом в 1969 г., приведены общие сведения по физике защиты, безотносительно к определенным источникам. В их числе единицы радиоактивности, предельно допустимые уровни ионизирующих излучений, взаимодействие излучений с веществом, численные, аналитические и полуэмпи-рические методы расчета прохождения излучения в радиационной защите, характеристики поля первичного и многократно рассеянного у- и нейтронного излучений в источнике и в защитных средах, инженерно-физические методы расчета защиты. [c.5]

Предел дозы (ПД) — предельная эк-вивалентная доза за год для ограниченной части населения предел дозы устанавливается меньше ПДД для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей предел дозы контролируется по усредненной для критической группы дозе внешнего излучения и уровню радиоактивных выбросов и радиоактивного загрязнения объектов внешней среды ПД является основным дозовым пределом для лни категории Б (табл. 7.33). [c.528]

Большое внимание уделяется сохранению здоровья работников, которые могут подвергнуться воздействию ионизирующих излучений, исходящих от атомных установок. Для этой цели в нашей стране законодательным порядком установлены нормативы предельно допустимых уровней облучения и пределмо допустимых концентраций радиоактивных изотопов в воздухе и воде. Установленные нормы, таким образом, имеют силу закона и обязательны для выполнения всеми предприятиями и учреждениями. Так, Министерство здравоохранения СССР установило предельно допустимую дозу внешнего [c.142]

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]

С помощью гамма-лучей радиоактивных изотопов, излучение которых имеет большую проникающую способность, можно просветить сталь толщиной до 300 мм [1]. На практике же контроль просвечиванием с помощью радиоактивных изотопов используется для изделий толщиной до 200 мм [2], что объясняется, прежде всего, непомерно высокими экспозициями (так для Со активностью 30 г. же. Ра при просвечивании стали толщиной 200 мм требуется экспозиция46 ч[3]). Время просвечивания можно сократить, увеличив активность изотопа, но при этом значительно ухудшится выявляемость дефектов. Для источника с определенной энергией излучения существует некоторая предельная толщина контролируемого изделия, выше которой контроль вследствие низкой разрешающей способности практически невозможен [4, 5]. Это объясняется тем, что, проходя через поглотитель, гамма-излучение рассеивается, причем, чем меньше [c.109]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...