Нейтроны дозы облучения

При использовании нейтронов доза облучения измеряется их. количеством, приходящимся на 1 см . При облучении сухих семян тепловые нейтроны применяют в дозе 10 °—10 , а быстрые нейтроны — 6-10 —6 10 на 1 см [c.192]

Интенсивность нейтронных потоков, воздействию которых подвергается бериллий, находится в пределах 10 3—5-10 5 нейтр/см .сек, что определяет интегральную дозу облучения в течение разумного времени эксплуатации бериллия от 10 до 10 нейтр/см . [c.25]

Экспериментально характер накопления точечных дефектов с ростом дозы облучения, по-видимому, проще всего проследить по изменению электрического сопротивления материала. Установлено, что после облучения бериллия интегральным потоком нейтронов 4-10 нейтр/см восстановление электрического сопротивления начинается уже при 30°К и достигает 40% первоначального прироста при 50 °К- При температуре отжига 250 °К эффект облучения полностью исчезает [58]. [c.28]

При использовании бериллия в различных типах ядерных реакторов и даже в различных частях одного и того же реактора отношения нейтронных потоков Фб/Фт могут существенно различаться, а это в свою очередь обусловит и различие в количествах накапливаемых газовых атомов. Экспериментальное определение количества образовавшегося газа (выделение газа при расплавлении навески) различными авторами показало большое расхождение. Так, при дозе облучения, равной 10 0 н/см ( 1 Мэв), были найдены следующие объемы газа в 1 г бериллия, мм /г 25 [66], 55 [67], 57 [68], 67 [69], 73 [70], 103 [71], 124 [72]. [c.32]

Из этих данных следует, что распухание бериллия в указанных условиях (Ф 1 - нейтр/см2, 7 150°С) приблизительно линейно растет с увеличением интегральной дозы облучения. Скорость роста при этом практически не зависит от сорта материала и составляет величину 0,2-10 22 - 0,6-10 2 7о/(нейтр/см2) для изменений размеров в линейных и объемных пропорциях соответственно. Именно такой результат и получается в предположении о реализации твердого распухания и невозможности образования в бериллии газовых пузырьков при столь низких температурах облучения [89—92]. Наибольший интегральный поток нейтронов в рассмотренном случае (1,45-1022 нейтр/см ) создает в материале около 7 атомов гелия на 1000 атомов бериллия, которые размещаются в небольших по [c.39]

Из данных таблицы видно, что в условиях статического облучения одинаковыми дозами гамма-квантов на кобальтовой установке и смешанным нейтрон-гамма-излучением в канале ядерного реактора вязкость н кислотное число испытываемых жидкостей изменялись в основном одинаково при дозах 10 рад и 10 рад. Видно также, что вязкость жидкостей уменьшалась с увеличением дозы облучения и что испытываемые жидкости обладали различной радиационной стойкостью наиболее стойкой оказалась жидкость С, наименее стойкой — жидкость А. [c.294]

Водород, выделяющийся в количествах, прямо пропорциональных дозе облучения,— практически единственный газообразный продукт радиолиза каучука [133, 145]. Сна составляет 0,64, т. е. немногим больше, чем квантовый выход поперечных связей. Обнаруженное уменьшение степени ненасыщенности каучука при облучении объясняется присоединением водорода по двойным связям [140] и циклизацией звеньев каучука [163]. Наблюдавшееся уменьшение на 44% количества двойных связей при облучении нейтронами бензольных растворов (0,5 з полимера в 100 мл [c.179]

Рис. 10.5. Влияние облучения дозой нейтронов (доза по никелю в единицах 101 нейтр./см-) на температуру перехода ДТ, определенную испытанием по Шарпи (50% волокнистый излом) [19]

Идеальный эксперимент для определения влияния нейтронного облучения на радиационное охрупчивание должен состоять из различных серий образцов, подвергаемых облучению требуемыми дозами нейтронов, находящихся в одной узкой энергетической области. На практике такой эксперимент провести невозможно, поэтому влияние нейтронного спектра можно интерпретировать из ряда контролируемых облучений в-различных установках, где нейтронный спектр сильно меняется. Например, измерения и вычисления показывают, что образец в пустом топливном канале реактора ВЕРО получает значительно большую часть нейтронов, имеющих энергию ниже Г МэВ, чем образец, находящийся на месте тепловыделяющего элемента реактора ВЕРО. Так как никелевый дозиметр будет подвергаться главным образом воздействию нейтронов с энергиями больше, чем 3 МэВ, в то время как решетка в стали может исказиться от нейтронов с меньшей энергией, то можно ожидать, что спектр в пустом топливном канале реактора ВЕРО должен создавать большие изменения свойств при такой же дозе облучения, чем спектр в месте расположения тепловыделяющего элемента [25]. [c.411]

Доза облучения быстрыми нейтронами нейтр/см. [c.314]

Определить экспериментально влияние потока или мощности дозы так же трудно, как и найти влияние спектра, так как при эксперименте образцы надо облучать в одном и том же спектре при различных уровнях мощности, а для получения необходимой интегральной дозы нейтронов при облучении небольшой мощностью требуется очень длительное время. Следует ожидать, что влияние мощности дозы нейтронов должно быть наиболее [c.412]

Окисел Доза облучения быстрыми нейтронами нейтр/см Свойства до облучения Свойства после облучения Литература [c.315]

Попытка изучить влияние структурных дефектов, вызванных нейтронной бомбардировкой, на термо-э.д.с, графита предпринята в [26]. Исследовано девять образцов искусственного и природного графита, подвергнутых разным степеням облучения. Измерения проводили в интервале 4—300° К- Показано, что большинство исследованных образцов имеет отрицательное значение термо-э.д.с. с минимумом при температурах ниже 100° К. Это качественно согласуется с данными [25]. Увеличение продолжительности облучения нейтронами вызывало повышение термо-э.д.с., которая при максимальных дозах облучения достигала положительного значения. Изменения обусловлены появлением дефектов, которые можно себе представить как промежуточные акцепторные уровни, захватывающие электроны из зоны проводимости, при этом увеличивается относительное число положительных дырок. [c.332]

Кроме единиц грэй, рад и рентген, используют еще единицу бэр — биологический эквивалент рада. Бэр — единица дозы любого вида ионизирующего излучения в биологической ткани, которая создает тот же эффект, что и доза в 1 рад рентгеновского или 7-излучения. Если условно принять биоэффект 7-излучения за единицу, то для медленных нейтронов она будет равна 5, для быстрых — 20 и для а-частиц — 10. Бактерицидное действие ионизирующих излучений связано с образованием свободных радикалов, с активацией молекул цитоплазмы и ядра клетки, приводящих в конечном итоге к гибели и разрушению микроорганизмов. В ряде случаев лучевая стерилизация возможна при обработке термолабильных объектов и материалов, стекла, пластмасс. Для большинства объектов выбрана доза облучения 2. .. 4 Мрад (1 Мрад = 1 X X 10 рад). Для стерилизации используют изотопные ( кобальтовые ) установки, ускорители электронов и источники излучения, связанные с атомными реакторами. [c.472]

Влияние ионизирующего излучения. На кинетику экстрагирования воздействует предварительная обработка сырья ионизирующим излучением, вносящим изменения в структуру твердых тел [2, 51]. Рациональный выбор вида излучения (у-квантами, ускоренными электронами и нейтронами) и дозы облучения позволяют увеличить скорости процессов растворения и экстрагирования из сырья минерального и растительного [c.501]

Металлический бериллий стоек против коррозии под действием воздуха и воды. Чистый металл остается блестящим на воздухе при комнатной температуре и заметно не окисляется даже при 600° С. Бериллий окисляется быстро при 900° С, но при этом он, в противоположность магнию, не горит. В воде при температуре ниже 250° С он корродирует медленно, однако при температуре, превышающей 250° С, у некоторых образцов наблюдалась сильная коррозия. На бериллий не действует расплавленный до 500° С натрий. Облучение бериллия тепловыми нейтронами (доза нейтронного облучения до 1,8-10 нейтронов) не вызывает в нем никаких изменений. [c.198]

Устойчивость к воздействию ионизирующей радиации у ароматических полиимидов исключительно высока. Они выдерживают, как будет ниже показано (см. гл. IV), огромные дозы облучения у-лучами, нейтронами, электронами, ультрафиолетовыми лучами. Эта особенность, естественно, связана с циклоцепным строением полиимидов. [c.105]

Исключительно высока также и радиационная стойкость Н-пленки [ Ч. После набора дозы в 10 ООО Мрад при облучении быстрыми электронами пленка не теряет гибкости и не изменяет электрические свойства. Изменения свойств не наблюдается и при продолжительном облучении тепловыми нейтронами (доза 5-10 нейтрон/см ). Следует отметить, что даже лучший из широко известных радиационностойких полимеров — полистирол — полностью разрушается при облучении дозами, в 15—10 раз меньшими. [c.165]

Доза облучения при быстрых потоках (>1 Мэе) 3,2- 10 нейтрон/см . [c.236]

В отличие от обычных (нерадиационных) каталитических процессов донорно-акцепторного типа наибольший радиационно-каталитический эффект должен быть при использовании диэлектриков и плохих полупроводников (силикагель, А1гОз, MgO, ZnO и т.п.). При воздействии нейтронов и тяжелых заряженных частиц эффект может быть больше, чем при обработке V-лучами или быстрыми электронами. С ростом температуры облучения и реакции влияние облучения на каталитическую активность уменьшается. Большое значение имеют доза облучения и энергия излучения. [c.195]

При темгаературах до 700—750 С и дозах облучения несколько единиц 10 нейтронов/см иаменания линейных размеров удовлетворительно описываются уравнениями упругой (модели. [c.130]

Интенсивное облучение частицами высокой энергии может настолько нарущить структуру вещества, что происходит полная его аморфизация, как, например, при обработке кварца потоком нейтронов высокой плотности. Полиэтилен начинает заметно аморфи-зоваться при дозе облучения около 10 Мрад и полностью теряет кристалличность при дозе порядка 10 Мрад. Но интересно, что облучение кварца и кварцевого стекла потоком нейтронов одинаковой [c.142]

ЗАЩИТА от ИЗЛУЧЕНИЙ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ и других излучений высоких Энергий (у-, Р-, а-лу-чей, нейтронов и др.) — снижение уровня активности излучения до неопасной для здоровья человека. Исходя из того, что биологическое действие этих излучений особенно опасно, разработаны предельно допустимые нормы доз облучения, не приносящие ощутимого вреда здоровью человека, даже при длительной работе с излучениями. Суммарная, предельно допустимая доза за все время работь человека (в возрасте N лет) с изучениями по действующим нормам не должна превышать величины 5 (Л — 18) биологических эквивалентов рентгена бэр = где бэр — биологические эквиваленты рентгена фэр — допустимая доза за неделю обэ — относительная биологическая эффективность. Защита зависит от вида излучений и их физических свойств. Нелетучие радиоактивные вещества, испускающие а-час-тицы, не представляют опасности, т. к, слой воздуха в 15 см предохраняет от их вредного воздействия. Используя [c.99]

Степень повреждений, вызываемых нейтронным облучением цеолита типа X, определялась по изменению адсорбции, одновременно проводилось и рентгенографическое исследование цеолитов. Изменения в природе адсорбционных центров, обусловленные облучением, оценивались по адсорбции криптона. Радиационные повреждения обнаруживаются впервые при дозе 6,2-10 нейтрон/см полное разрушение кристаллической структуры — при увеличении дозы до 7-10 нейтрон/см . Рентгенографические измерения показали, что облучение приводит к сжатию решетки со смещением некоторых атомов относительно своего нормального положения. Этот вывод подтверждают данные об изменении плотности с увеличением дозы облучения плотность возрастала с 2,0 г/см для исходного цеолита до 2,4 г/см для облученного и полностью аморфизованного продукта [160]. [c.538]

Зисман и Бопп [3] нашли,, что ненаполненные фенольные смолы обладают малой стойкостью по отношению к излучению атомного реактора, несмотря на присутствие в них ароматических колец. Нет таких свойств, которые улучшались бы на какой-либо стадии облучения. Наличие наполнителей, особенно минеральных, улучшает их свойства. Доля алифатических звеньев в полимере очень мала, причем они состоят только из метиленовых мостиков между фенольными группами, а поэтому может происходить лишь деструкция сшивание же происходит только в незначительной степени или даже совсем не происходит. Наличие ароматических колец в качестве компонентов главной цепи, очевидно, вредно, так как анилинформальдегидный полимер, в котором бензольные кольца находятся в боковой цепи, обладает хорошей стойкостью его модуль не уменьшается после 10 ° нейтрон/см , мочевиноформальдегидные (пласкон) и меламинформальдегидные смолы ведут себя так же, как и фе-нолформальдегидные механические свойства не улучшаются ни при какой дозе облучения, причем ухудшение большинства свойств происходит даже быстрее, чем у фенольных смол. [c.192]

Предварительно рассмотрим обычный метод регистрации дозы облучения. Хотя количество повреждений на одно столкновение нейтрона зависит от его энергии, однако нецелесообразно в каждой из небольших областей возможных энергий находить общее число достигающих образца нейтронов. Обычно указывают эквивалентную дозу нейтронов по условной шкале, устанавливаемой экспериментально, активационными методами. Например, никель под действием нейтронов частично превращается в кобальт количество образовавшегося кобальта можно измерить и связать с общим числом нейтронов в данном спектре. Этот результат обозначается как доза нейтронов, определенная по никелевому детектору , или при небольшом упрощспии как .доза нейтронов с энергией, большей 1 МэВ . Разработаны методы для сравнения соотношения между охрупчиванием и дозой нейтронов различных нейтронных спектров [10]. [c.402]

В табл. 10.2 дано значение коэффициента А радиационного упрочнения для различных зон облучения. Значения коэффициента А меньше для образцов, расположенных на месте тепловыделяющего элемента реактора ВЕРО и в активной зоне реактора LIDO, где большинство нейтронов имели энергии больше, чем 1 МэВ. Результаты получены из испытаний на растяжение после довольно небольших доз облучения. [c.411]

Косиба и Динес [145] исследовали влияние облучения нейтронами на скорость реакции стержней из спектроскопического графита с воздухом. На фиг. 31 показано влияние дозы облучения графита при температуре ниже 50°, равной примерно 4-102° нейтрон/см , на температурную зависимость скорости реакции при темпера- [c.112]

Применение загустителей, содержащих металлы, в условиях воздействия нейтронов нежелательно. Радиоактивация металлов создает источник радиации, находящийся в непосредственном контакте с консистентной смазкой. Этот фактор был рассмотрен для натрия-24 (испускание бета-и гамма-лучей) и для лития-8 (бета-лучи, обладающие энергией 13 Мэв). При дозе облучения в реакторе, эквивалентной 15-10 рсд, вычисленная доля наведенной радиоактивности металла составляет около 5%. Несмотря на сравнительную незначительность этого увеличения, в качестве загустителей при изготовлении консистентных смазок предпочтительно применять кремнезем, органические красители и неметаллические соли. Загустители этого типа химически более стабильны и радиационная стойкость их дополнительно увеличивается вследствие неволокнистой структуры. Имеются данные, указывающие на то, что подобные загустители, цапример арилмочевина и органические красители, в известной мере защищают базовые жидкости от радиолиза [63]. [c.93]

Для анализа неразработанной горной породы необходимо облучать поверхность породы у-лучами и регистрировать испускаемые ею нейтроны. В этом случае действует закон обратной пропорциональности четвертой степени. Требование облучения большого объема по возможности сильным источником находится в противоречии с необходимостью ограничивать интенсивность "у-излучония, достигающего детектора нейтронов, и с требованием не превышать допустимую дозу облучения оператора, что долнаю [c.181]

Для проверки и развития этих работ в Структурно-физи-ческой лаборатория ИХС была создана малоугловая установка, которая по светосиле превышала все предыдущие. На этой установке были исследованы образцы 8 кварцевых стекол [26], полученных основными методами, применяемыми в настоящее время (вакуум-компрессионные, газоплавленные и плазменные стекла) кроме того, были исследованы образцы кварцевого стекла и кристаллического кварца, облученные быстрыми нейтронами дозой 2 10 б. н./см и предоставленные лаборатории Группой высоких давлений ИХС. [c.151]

Бейке и Кэлли [41] обнаружили, что облучение графита нейтронами (nt i = 4,1 10 температура облучения 323— 373° К) вызывает увеличение параметра с на 2,9%, в то время как параметр а уменьшается благодаря возникновению вакансий в слоях на 0,3%. Изменение структуры приводит к возрастанию модулей упругости поликристаллического графита, которые при этих дозах достигают максимума [18, 38, 40]. Дальнейшее увеличение дозы облучения графита может привести к насыщению [38] или даже к некоторому уменьшению модулей упругости [18, 38]. [c.69]

Различные виды излучения представляют собой формы энергии, испускаемой возбужденными или нестабильными яДраМи атомов. Некоторые из этих атомов встречаются в природе, другие получают в атомных реакторах. Все они находятся в нестабильном состоянии. Для того чтобы достигнуть равновесия, они должны изменить свою структуру (распасться) с выделением энергии (рис. 11.1). К естественным радиоактивным элементам относятся уран и радий примерами искусственных радиоизотопов служат плутоний и продукты распада, образующиеся в реакторах при бомбардировке нейтронами ядер некоторых тяжелых элементов. При контроле дозы облучения, полученной сотрудни- [c.349]

При работах с радиационными излучениями обслуживающий персонал в большинстве случаев подвергается комбинированному воздействию ионизирующих излучений. Например, на атомных реакторах человек может подвергаться воздейст1В1ию внешних полей — V и р-лучей, тепловых и быстрых нейтронов и воз действию радиоактивных веществ при их попадании внутрь организма за счет загрязнения воздуха радиоактивными газами и аэрозолями, с питьевой водой, через поверхность кожи, путем заглатывания и т. д. Согласно существующим Санитарным правилам , считаетсядопустимой доза облучения [c.444]

При плотности потоков нейтронов выше 10 нейтрон (см-Х Хсек) мощность экспозиционной дозы облученной пробы зависит от ее состава. При анализе материалов, дающих при облучении короткоживущие радиоизотопы, пробу можно выдержать до распада высокоактивной основы, прежде чем начинать какую-либо обработку. Не представляет особой опасности ра- [c.54]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология