Заглавная страница Избранные статьи Случайная статья Познавательные статьи Новые добавления Обратная связь КАТЕГОРИИ: АрхеологияБиология Генетика География Информатика История Логика Маркетинг Математика Менеджмент Механика Педагогика Религия Социология Технологии Физика Философия Финансы Химия Экология ТОП 10 на сайте Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрацииТехника нижней прямой подачи мяча. Франко-прусская война (причины и последствия) Организация работы процедурного кабинета Смысловое и механическое запоминание, их место и роль в усвоении знаний Коммуникативные барьеры и пути их преодоления Обработка изделий медицинского назначения многократного применения Образцы текста публицистического стиля Четыре типа изменения баланса Задачи с ответами для Всероссийской олимпиады по праву Мы поможем в написании ваших работ! ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?
Влияние общества на человека
Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрации Практические работы по географии для 6 класса Организация работы процедурного кабинета Изменения в неживой природе осенью Уборка процедурного кабинета Сольфеджио. Все правила по сольфеджио Балочные системы. Определение реакций опор и моментов защемления |
В. П. Романцов и. В. Романцова. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений⇐ ПредыдущаяСтр 17 из 17
ДОЗИМЕТРИЯ И ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Часть II
Нормирование облучения человека. Прикладная дозиметрия и защита от ионизирующих излучений
Учебное пособие
Обнинск 2015 [1]См. литературу [3]. [2] МКРЕ – Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (International Commision Units and Measurements, ICRU), основана в 1925 г. на I Международном радиологическом конгрессе. [3] Перевод англоязычного термина ambient (от лат. аmbi – кругом, вокруг, с обеих сторон) dose equivalent - эквивалент дозы, характеризующей радиационную обстановку. [4] Поскольку доза внутреннего облучения может формироваться в течение длительного времени после поступления радионуклида в организм, то для ее вычисления необходимо определить период времени τ, прошедший после поступления радионуклида, за который необходимо интегрировать мощность дозы облучения. [5] В настоящее время известно только одно средство, способное несколько защитить организм от внутреннего переоблучения, получаемого за счет отложившегося радиоактивного вещества, - это биохимические стимуляторы обменных процессов в живом организме. Эти биостимуляторы, называемые комплексообразователями, связывают радиоактивное вещество в химическую форму, обладающую повышенной скоростью выведения из организма. Например, существует препарат этилендиаминтетрауксусной кислоты, применение которого в несколько раз ускоряет вывод отложившегося в организме плутония. [6]Депонирование – отложение, сохранение. [7] Ядерный топливный цикл – комплекс крупных предприятий, обеспечивающий работу АЭС; сюда относятся добыча и обогащение урановой руды, переработка уранового сырья в ядерное топливо, производство тепловыделяющих элементов, переработка отработавшего топлива с целью дальнейшего использования, транспортировка и захоронение образующихся радиоактивных отходов. [8] Например, если частица имеет АМАД = 30, это означает, что она будет осаждаться в воздухе так же, как водяная капля диаметром 30 мкм. [9]Случайная величина имеет логарифмически-нормальное распределение в том случае, когда логарифм этой величины распределен по нормальному закону (распределение Гаусса). [10] Если взять значение медианы, умножить и разделить его на 2,5, то между полученными значениями будет находиться примерно 68 % всех аэрозолей.
[11]АМТД − такое значение термодинамического диаметра частиц дисперсной фазы радиоактивного аэрозоля, при котором 50 % активности указанного аэрозоля приходится на частицы, имеющие диаметр меньше, чем АМТД, а 50 % − на частицы, имеющие термодинамический диаметр больше, чем АМТД. [12] Находящийся вне грудной клетки. [13] Находящийся в грудной клетке. [14] Стандартные аэрозоли – имеющие логарифмически нормальные распределения размеров частиц, т.е. логарифмы диаметров имеют нормальное распределение. [15] Стандартный работник – нормально дышащий «условный взрослый» человек, выполняющий легкую работу: 2,5 ч сидячей работы и 5,5 ч легкой нагрузки. [16] Другими словами, kij – коэффициент переноса, имеющий смысл доли содержимого камеры i, переносимого за единицу времени в камеру j. [17] Согласно сделанным допущениям о том, что поступление радионуклида происходит только в одном направлении – из камеры i в камеру i +1, следует, что коэффициенты обратных переходов равны нулю: k 13 = k 12 = k 23 = 0. [18] Именно эта формула используется для расчета эффективной дозы в камерной модели. [19] Защитные камеры представляют собой помещения, смонтированные из радиационно-чистого стального или чугунного литья с толщиной стен 15 – 20 см. Эти камеры снижают фоновое излучение в 30 – 300 раз. В качестве детектора наиболее часто используется сцинтилляционный детектор NaI(Tl), обладающий высокой эффективностью регистрации g-излучения и высокой чувствительностью в диапазоне 0,1 – 3,0 МэВ. В высококачественных прецизионных установках СИЧ может использоваться и полупроводниковый детектор, имеющий по сравнению со сцинтилляционным детектором высокое энергетическое разрешение. [20] В частности, для обеспечения электронного равновесия необходимо, чтобы линейные размеры рассматриваемого объема были много меньше пробега электронов и интенсивность и спектральный состав первичного излучения были постоянны во всех точках области. [21] В соответствии с теоремой Фано поток вторичных частиц не зависит от вариаций плотности объёма, возбуждаемого первичным излучением. Этот факт играет важную роль в дозиметрии.
[22] где N А – число Авогадро; М – массовое число; Z – атомный номер; ρ – плотность вещества. [23] Число электронов в единице массы вещества ne связано с числом атомов в единице массы вещества na соотношением ne = na · Z. [24] Отношение линейных коэффициентов передачи энергии для двух веществ строго пропорционально отношению соответствующих электронных коэффициентов [25] В отличие от металлов, у которых электропроводность с ростом температуры уменьшается. [26] Носители электрического заряда в полупроводнике обозначаются так: n – электроны, p – дырки. [27] Диффузионные способности носителей зависят от многих факторов, например, от температуры, количества примесей и т.д. [28] Описываемый р - n -переход нельзя создать механически, соединив два образца. Так, например, для изготовления диффузионных детекторов требуется температура до 800 °С. [29] Шумовые токи ППД складываются из тепловых шумов и шумов, связанных с токами утечки через переход. [30] Более высокую конверсионную эффективность имеет ZnS(Ag), но это мелкокристаллический, плохо прозрачный для собственного излучения порошок, кристаллы которого невозможно получить больших размеров. [31] Работа выхода – энергия, которую необходимо затратить на вырывание электрона с металлической поверхности. Так, для вольфрама, меди, молибдена работа выхода составляет ~ 4,4 эВ, для цезия на вольфраме – 1,36 эВ. [32] Функцию ех можно разложить в ряд: . Тогда при малых х (х ® 0) функция , а отношение . [33] Энергия g-квантов, испускаемых радионуклидными источниками, не превышает 3 МэВ. [34] До этого переход электронов в валентную зону был маловероятен, поскольку для этого необходимо, чтобы электрон и дырка находились рядом друг с другом. [35] Например, для нейтронов, имеющих энергию 1 МэВ, вклад в общую дозу в биологической ткани, обусловленный тепловыми нейтронами, составляет 11 %. [36] Чувствительность или показания реального дозиметра МКС-01, предназначенного для контроля нейтронной радиационной обстановки, связаны с распределением флюенса нейтронов по энергии следующим соотношением: М = , где - плотность распределения флюенса падающих на дозиметр нейтронов по энергии нейтронов e n; d(e n) – коэффициент чувствительности, переводящий значение флюенса падающих на дозиметр нейтронов с энергией e n в показания прибора. Способ измерений, реализованный в дозиметре МКС-01, основан на моделировании энергетической зависимости коэффициента d(e n). [37] В ядерной физике и радиационной физике и технике альбедо характеризует отражение ионизирующих излучений от рассеивающих тел. [38] Понятие эффективной дозы используется для поглощенных доз, не превышающих 0,1 Гр. [39]Нуклид 237Np нестойкий на воздухе. [40] В реакции 10В(n, )7Li ядра 4Не и 7Li разлетаются с энергией соответственно 1,5 и 1 МэВ. В ионизационных камерах или пропорциональных счетчиках применяется бор в виде газа (ВF3 или B(CH3)3) или в виде твердого вещества В4С, наносимого тонким слоем на поверхность электродов. При наполнении газом ВF3 ионизацию в приборе производят обе частицы (4Не и 7Li), а при нанесении твердого слоя В4С в ионизации участвует только одна из частиц, так как другая поглощается стенкой. Поэтому камеры с В4С менее эффективны, чем камеры с газовым заполнением ВF3.
[41] Ядерные реакторы классифицируются по назначению, по энергетическому спектру нейтронов, по типу замедлителя или теплоносителя, по числу теплоотводящих контуров, по структуре активной зоны, по принципу действия и т.д. [42] В результате радиационных повреждений материалов изменяются их физико-механические свойства – это может существенно ограничить срок службы материала. [43] Некоторая часть (несколько процентов) полной мощности реактора в виде энергии нейтронов (при их торможении) и γ-квантов выделяется вне активной зоны реактора, в основном, в прилегающих к активной зоне слоях защиты. Поглощаемая энергия может быть столь велика, что ее поглощение в материалах с плохой теплопроводностью, таких как бетон, приведет к образованию недопустимо высоких перепадов температур, вызывающих термические напряжения в этих материалах. Этот процесс обусловливает необходимость охлаждения основной защиты. [44] Обычно расстояние измеряется в безразмерных единицах m d (d - толщина защиты), поскольку так удобнее сравнивать легкие и тяжелые материалы. [45] Основным показателем защитных свойств материала по отношению к гамма-излучению служит линейный коэффициент ослабления плотности потока гамма-излучения μ. Чем выше плотность материала, тем больше μ, тем более высокими защитными свойствами обладает материал. [46] При проектировании защиты реактора одним из главных недостатков воды считается ее текучесть, т.е. необходимо иметь герметичный бак. [47] При толщине около 40 см мощность дозы на 90 % определяется тепловыми нейтронами. [48] По названию полуострова Портленд (Англия). [49] Дозовые факторы накопления, рассчитанные по экспозиционной дозе, поглощенной дозе в воздухе и воздушной керме, совпадают, если выполняются условия электронного равновесия, и можно пренебречь тормозным излучением.
[50] Формула (10.13) справедлива только для небольшой толщины защиты. [51] Это хорошо видно из рис. 2.11 а, гл. I, на котором изображены сечения различных процессов, происходящих при взаимодействии γ-квантов с легким веществом (в данном случае с алюминием). [52] См. рис. 2.9, гл.I. [53] В алюминии фотоэффект преобладает при энергии фотонов меньше 0,05 МэВ, в свинце – меньше 0,5 МэВ (табл. 2.1, гл. I). [54] Исключение составляют большие энергии излучения источников (> 3 МэВ) и большие толщины материалов. В этих случаях зависимость фактора накопления от Z вначале растет, проходит через максимум, а затем медленно падает.
[55] См. формулы (2.32) и (2.33) в гл. 2 части 1 настоящего учебного пособия. [56] Микроскопическое сечение рассеяния называется эффективным нейтронным сечением, характеризующим вероятность взаимодействия в расчете на одно ядро. [57] Данные для энергетических диапазонов 0,7 − 1,5; 1,5 − 2,5; 2 − 10 МэВ получены из измерений сцинтилляционным спектрометром спектров быстрых нейтронов в барьерной геометрии. [58] Если бы длина релаксации L была постоянна на всем протяжении защиты d, то зависимость ln(j× r 2) была бы пропорциональна r, т.е. ln(j× r 2) = const×(– r), где r – расстояние от источника в защите. [59] Величина R min зависит от энергетического порога детектора нейтронов: чем он выше, тем меньше R min. Например, R min для камеры деления с 232Th (eпор= 2 МэВ) равно 20 см, а для порогового индикатора из 63Cu (12,8 МэВ) R min = 5 см. Если поток нейтронов измеряется с помощью 1/ v -детектора, то R min = 60 − 65 см. [60] См. формулы (3.43) и (3.47) гл. 3 части I учебного пособия. [61] Линейным источником можно считать, например, трубопроводы теплоносителя первого контура, технологические каналы и т.д., если расстояние от объекта излучения будет примерно в 2,5 раза больше его диаметра. [62] Прямоугольные треугольники СОР и АВС подобны, т.к. угол С у них общий. [63] Arctg0 = 0, т.к. tg0 = 0.
[64] . [65] . [66] Площадь кругового кольца S = 2p × t, где – средний радиус кольца, t – его ширина. В данном случае t = dr и (учитывая малость dr по сравнению с r) , т.е. dS @ 2p× r × dr. [67] . [68] [69] [70] En (x) = = - интегральные показательные функции. В частности, E 1(x) = , а значения E 2(0) = = 1; E 2(¥) = 0. Функции Е 1(х), Е 2(х) являются табулированными.
|
||||||||
Последнее изменение этой страницы: 2021-04-20; просмотров: 106; Нарушение авторского права страницы; Мы поможем в написании вашей работы! infopedia.su Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав. Обратная связь - 3.17.79.60 (0.026 с.) |