Радиационная защита

Cтраница 1

Радиационная защита в широком смысле включает любые действия, направленные на уменьшение риска радиационного поражения. К ним в первую очередь относятся все профилактические мероприятия в области радиационной безопасности лиц, работающих с ионизирующими излучениями. Эти мероприятия изложены в работе Kunze и соавт. В 1977 г. изданы Рекомендации ( № 26) Международной комиссии по радиологической защите. [1]

Радиационная защита должна учитывать все виды внешней и внутренней ионизирующей радиации и обеспечить условия, при которых суммарная доза не превосходит предельно допустимой. При работе рекомендуется принимать все возможные меры для того, чтобы максимально снизить уровень всех видов облучения, если даже он не превышает установленной в настоящее время предельно допустимой величины. [2]

Радиационная защита от внутреннего облучения при использовании РХУ - это использование надежной герметизации ( двойной или многоступенчатой) радиоизотопных источников, а также петлевых систем, в которых циркулирует носитель, излучающий фотоны. [3]

Зависимость поглощенной дозы О от расстояния г до точечного изотропного источника т-излучения ( А 0 256 МэВ, среда - НЕО.| Зависимость фактора накопления В от рас - in стояния г до источника при разных энергиях фо. [4]

Радиационная защита от внешнего воздействия а - и ф-частиц обеспечивается малыми толщинами поглотителя: для полного поглощения а-частиц с макс, пробегом - 8 - 9 см воздуха достаточен лист бумаги, для fl - частиц с макс, пробегом до 1 м воздуха достаточен слой А1 толщиной 5 - 7 мм. В случае у-излучения каждый акт рассеяния сопровождается выведением фотона из пучка. [5]

Радиационная защита пилотируемых космических кораблей, особенно при длительных и дальних полетах, составляет значительную долю общего веса корабля. [6]

Численное решение задач радиационной защиты. [7]

Радиационные защиты современных ядерно-технических установок ( ЯТУ) - это сложные многофункциональные системы, содержащие как протяженные однородные зоны, обеспечивающие необходимое ослабление потоков нейтронов и гамма-квантов, так и локальные неоднородности с элементами теплотехники, гидравлики, контроля и управления. Для расчета характеристик радиационных полей в таких системах созданы и широко используются мощные программные комплексы, отечественные и зарубежные. Используется один из вариантов либо метода статистического моделирования ( Монте-Карло), либо сеточного метода решения уравнения переноса. Эти методы позволяют решать большое число задач радиационной защиты. Однако они оказываются чрезвычайно трудоемкими, так как в реальных защитах требуется достижение ослабления потоков нейтронов и гамма-квантов на 10 - 14 порядков с требованием процентной точности. Методы статистического моделирования в этой ситуации оказываются неприемлемыми. Поэтому используемые численные методы опираются на многогрупповую аппроксимацию уравнения переноса по энергетической переменной. [8]

Расчет радиационной защиты начинается с расчета интенсивности и пространственного распределения источников нейтронов и у-квантов деления в активной зоне реактора. При известном распределении этих источников в принципе возможно определение поля излучения во всей защите - поля быстрых, замедляющихся ( промежуточных энергий) и тепловых нейтронов, а также картины ослабления в защите Y-КВЭНТОВ, образующихся в результате деления ядер. При этом необходимо учитывать также и ослабляющие свойства материалов активной зоны, т.е. практически проводить совместный анализ распределения излучения в защите и в активной зоне. [9]

Явление радиационной защиты ароматическим соединением используется при хранении радиоактивных препаратов. Например, кислота CH2 ( 35SH) CH2CH ( 35SH) ( CH2) 4COOH в гексановом растворе распадается со скоростью в 6 раз меньшей, если к раствору добавить 10 % бензола. [10]

Отсутствие радиационной защиты ( жалюзная ловушка) на входе приводит к заметному нагреву адсорбента и соответственно к уменьшению адсорбируемости. [11]

Цель радиационной защиты заключается в таком ограничении радиации, чтобы облучение отдельных лиц и всего населения не превышало максимальных допустимых доз, установленных на основании современных научных знаний. В качестве максимальных допустимых доз приняты такие значения, при которых под действием радиации не возникают моментальные повреждения организма и вместе с тем снижена до минимума опасность серьезных последствий - злокачественных опухолей, генетических и иных повреждений. [12]

Меры радиационной защиты выполняются заблаговременно, а в ходе радиационных аварий - в оперативном порядке. Они также осуществляются при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений. Так, НРБ-96 устанавливает критерии при выявлении локальных загрязнений двух уровней. Когда эффективная годовая доза составляет 0 1 - 0 3 мЗв / год, уровню загрязнения присваивают условное наименование - уровень исследований. При таком уровне ограничиваются наблюдением, контролем, исследованием источника с целью уточнения оценки величины годовой эффективной дозы и определения величины дозы, ожидаемой за 70 лет. В случае, когда эффективная годовая доза превышает 0 3 мЗв / год, локальному загрязнению присваивается второй уровень - уровень вмешательства. Вмешательство подразумевает действия органов исполнительной власти, органов управления РСЧС, допускающие введение ограничений на использование продуктов питания, перемещение в пределах зоны загрязнения или постоянное пребывание в ней. [13]

Мероприятия радиационной защиты, проведенные своевременно и эффективно, существенно снижают опасность радиационного поражения людей, обеспечивают повышение уровня радиационной безопасности. [14]

Радиационная головка установки для контроля глубины залегания сотовых пузырей в слитке. [15]

Страницы: 1 2 3 4