Читайте также:
|
Защита от a- и β-излучений.
Геометрия широкого пучка g-излучения. Фактор накопления
Расчет дозного поля от точечного g-источника.
Расчет дозного поля от линейного g-источника.
Метод расчета защиты от g-излучения по кратности ослабления.
Защита от тормозного излучения точечного изотопного источника.
Защита от нейтронов. Ослабление плотности нейтронного потока в зависимости от толщины защиты и длины релаксации нейтронов.
Основные виды взаимодействия нейтронов с ядрами атомов
Взаимодействие нейтронов с веществом
Тканевая и эквивалентная доза нейтронов.
Тканевая доза - имеют ввиду поглощенную дозу в мягкой биологической ткани, стандартный весовой состав которой согласно ГОСТ, в %: водород — 10,1; углерод — 11,1; азот — 2,6; кислород — 76,2 по массовому составу.
Ионизирующее действие быстрых нейтронов.
Теория выведения быстрых нейтронов.
Все процессы взаимодействия нейтронов с ядрами тяжелых элементов можно рассматривать как поглощение в т.ч. замедление быстрых нейтронов.
Активация при облучении тепловыми нейтронами.
Радиационный (нейтронный) захват или реакция активации - это поглощение нейтрона ядром стабильного или радиоактивного нуклида с образованием нового изотопа исходного или другого радионуклида. Новое ядро неустойчиво и испытывает последующий электронный распад. Поэтому эту реакцию называют еще реакцией активации, а про стабильные нуклиды, претерпевшие подобные ядерные превращения в радионуклиды под действием нейтронов, говорят, что они испытывают наведенную радиоактивность. Реакция активации может быть записана:2759Co(n, g)2760Co.
Расчет биологической защиты ядерного реактора
Ядерный реактор, как источник ионизирующих излучений.
При работе реактора на мощности его активная зона является источником нейтронов и γ-излучения. Другие виды излучения, образующиеся в активной зоне, не выходят за его пределы. Активная зона остановленного реактора является в основном источником γ-излучения. В первом контуре реакторов ВВЭР и РБМК основное излучение короткоживущего нуклида 16N, образующегося под действием нейтронов с энергией выше 10 МэВ. Осколочная активность. Наведенная активность примесей.
Критерии выбора материалов, используемых при защите от ИИ.
Проектирование биологической защиты реактора.
Критерии для выбора материалов защиты
Материалы защиты
Методы расчета биологической защиты
Методы расчета защиты от g-излучения
Способы зашиты от ионизирующих излучений
Дата добавления: 2015-04-20; просмотров: 166 | Поможем написать вашу работу | Нарушение авторских прав |