Нейтроны защита от облучения

Эти данные представляют существенный интерес для оценки возможностей химической защиты к.леток и целостного организма. Однако решение этой задачи невозможно без характеристики эффективности нейтронов при облучении животных. [c.37]

Поражение радиоактивным излучением может происходить при попадании радиоактивных веществ в организм или при внешнем его облучении. Прежде всего возможность поражения возникает при работе с долгоживущими нуклидами, а также тогда, когда соответствующие вещества могут накапливаться в организме. Так, например, °5г, накапливаясь в костях, препятствует образованию в крови красных кровяных шариков. Особенно опасно воздействие у-излучения. Напротив, а- и р-ча-стицы легко поглощаются и поэтому имеют небольшую длину пробега. Если работа с веществами, активность которых лежит в области порядка милликюри, ведется в стеклянных сосудах, то вредное действие этих частиц уже сводится к минимуму. Труднее осуществить защиту от нейтронного излучения. Его можно ослабить слоем парафина или воды толщиной 10—15 см. В общем интенсивность любого излучения обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника излучения до облучаемого объекта. Поэтому работу проводят на максимально возможном удалении от источника излучения и за возможно более короткий промежуток времени. [c.383]

По окончании облучения удаляют источник из парафинового блока за защиту, вынимают кюветы, из них вынимают сосуды с двуокисью марганца, служащую детектором нейтронов, и измеряют активность детекторов нейтронов на сцинтилляционном счетчике (кристалл с колодцем). Измерение активности каждого детектора проводят в течение [c.366]

Свердлову и соавт. (1974) удалось повысить защиту от нейтронного облучения у мышей, обеспечиваемую гаммафосом, путем создания благоприятных условий для последующей репарации кроветворной ткани, пораженной излучением. Это достигалось двумя способами а) экранированием задней конечности мышей с помощью слоя парафина толщиной 4—4,5 см во время облучения нейтронами б) пострадиационной трансплантацией аллогенного костного мозга в количестве 10 ядросодержащих клеток. Оба способа довольно заметно повышали эффективность защитной дозы гаммафоса как при летальном, так и прн сублетальном нейтронном облучении мышей (табл, 28). [c.159]

Повышенный интерес к технологии изготовления сосудов давления в последнее время возник из-за все более широкого внедрения ядерной энергии в промышленную энергетику. Промышленное применение ядерной энергии началось в 1950 г. с создания в Великобритании газоохлаждаемого реактора, топливом для которого служил металлический уран. Крупные сосуды давления из стали использовались для размещений в них реактора, теплообменников и теплоносителя в виде углекислого газа под давлением. Эти сосуды были в основном изготовлены из малоуглеродистой стали толщиной до 100 мм и требовали значительных разработок методов и технологии изготовления. Опубликовано много сведений о расчете этих сосудов, технологии изготовления и конструкционных материалах [1—3], но так как использование стальных сосудов в газоохлаждаемых реакторах было вытеснено сосудами давления из предварительно-напряженного бетона, то они не будут в дальнейшем обсуждаться [4]. Сосуды давления из стали для размещения в них реактора и теплоносителя в виде легкой воды под давлением продолжали использоваться в конструкциях энергетических реакторов преимущественно в США, а именно, реакторы с водяным теплоносителем под давлением и реакторы с кипящей водой [5—8]. В таких сосудах возникают специальные проблемы выбора длины, толщины сосуда, плакировки для защиты от коррозии, расчета фланцев, соединений и патрубков. Однако эти вопросы не выходят за пределы проблем, возникающих при создании обычных сосудов давления, и в основном были освещены в соответствующих разделах этой книги. Существенная проблема, относящаяся к сосудам давления атомного реактора, заключается в том, что сосуд подвергается нейтронному облучению в течение всего срока службы, в результате изменяются свойства стали, из которой он изготовлен. [c.400]

Очень важно сохранить термическую стабильность реактивных топлив для сверхзвуковых самолетов хотя бы при малых дозах излучения. В то же время после облучения нейтронами ни одно из испытывавшихся товарных реактивных топлив не обладало достаточной термической стабильностью. Таким образом, ароматические углеводороды, содержащиеся в реактивных топливах, не являются идеальной защитой от действия радиоактивного излучения. Лучший защитный эффект показали гетероциклические азотистые соединения толуидин, хинолин, 8-оксихинолин. [c.175]

Следует отметить, что при активационном анализе уровень радиационной опасности не всегда одинаков и зависит от потока ядерных частиц, в котором облучают анализируемый материал. Радиационная опасность сравнительно мала при облучении большинства материалов потоками тепловых нейтронов менее нейтрон см сек). В этом случае часто достаточно бывает применить простую защиту в виде экранов из свинца и некоторые несложные приемы работы. [c.121]

Защитные экраны для хранения ёмкостей с выгоревшим ядерным топливом. Вследствие своих ядерных свойств (Z = 92 и большая плотность) уран имеет высокую эффективную защиту против 7-излучения, а в виде гидрида обеспечивает защиту от нейтронного облучения. Поэтому использование обеднённого урана для защиты от радиации выгоревшего ядерного топлива возможно в разумных пределах уже сейчас при наличии такого урана. Более плотный оксид UO2 с обеднённым ураном может использоваться в бетоне для защиты от радиации. [c.191]

Тем не менее, ОТ циклу присущи существенные недостатки. Прежде всего, горение сопровождается сильными нейтронными потоками. Около 80% энергии, выделяемой в О + Т реакции, приходится на долю высокоэнергетических нейтронов и составляет в одном акте 14 МэВ. Это вызывает серьёзные технологические проблемы защиты конструкционных материалов реактора от нейтронного облучения. Кроме того, энергия, выносимая из реактора нейтронами, может утилизироваться лишь с ограниченным КПД, обычно не превышающим 40%. В дополнение ко всему, тритий радиоактивен и его надо создавать искусственно, а выделение трития из литиевого бланкета не является тривиальной задачей. Наличие мощного, по плотности и энергии источника нейтронного излучения вместе с необходимостью работы с сильно радиоактивным материалом предъявляет жёсткие требования радиационной безопасности к эксплуатации ОТ реактора. [c.236]

Расширение области применения радиоактивных источников и возрастающий круг лиц, работающих. с ними, требуют повышенного внимания к вопросам радиационной безопасности. Для обслуживающего персонала опасны все виды ионизирующих излучений а, р, у-лучи, поток нейтронов, рентгеновские лучи. Опасность усугубляется тем, что органы чувств человека не реагируют на облучение. Последствия облучения могут проявиться через длительный скрытый период в виде лучевой болезни. Облучение также связано с серьезными последствиями, в результате которых изменяются наследственные признаки особенно это опасно для женщин. Однако нет оснований для преувеличения степени опасности радиоактивных веществ при строгом соблюдении требований защиты от ионизирующих излучений обеспечивается достаточная безопасность для обслуживающего персонала. [c.59]

При работе с обычным изотопом америция Ат также необходимо принимать меры, предохраняющие руки от излишнего облучения крайне вредными гамма лучами с энергией 60 кэв. (Хорошим экраном в данном случае может служить свинцовое стекло или свинцовая фольга.) При работе со значительными количествами америция или кюрия возникают трудности, связанные с необходимостью защиты от облучения нейтронами, появляющимися в результате реакций (се, п). [c.11]

Гильзы цилиндров облучали в ядерном реакторе погружного типа тепловой мощностью 2 Мет. Была проведена серия предварительных исследований по облучению образцов металла гильз цилиндров для определения необходимой длительности облучения (с целью получения заданной удельной активности и выбора материала для защиты от нейтронов). Первоначально [c.254]

Описанный метод широко применяется для изготовления крупных полиэтиленовых экранов блоков и панелей, используемых для защиты от нейтронного облучения при обслуживании ядерных реакторов [59]. [c.149]

Для склеивания деталей из металла, стекла, керамики, пластмасс, работающих при повышенных температурах, антикоррозионные, термостойкие, электроизоляционные покрытия, цементирующий электроизоляционный материал для радиотехнических изделий Изготовление и наклейка тензорезисторов, электроизоляционная радиационностойкая защита прецизионных проволочных резисторов, работающих в диапазоне температур от —60 до 500 °С, электроизоляционное термо- и радиационностойкое антикоррозионное покрытие на металлах, тензометрирование деталей и узлов машин на атомных энергетических установках покрытие выдерживает интегральный поток тепловых нейтронов 14-10 нейтр/см , оно радиационностойко в течение 5000 ч в плотных нейтронных полях при мощности облучения 10 нейтр/(см -с) [c.155]

Поэтому длительность облучения мала, а задержка перед измерением должна быть короткой. Регистрацию нейтронов обычно проводят с помощью газонаполненных детекторов с ВРз, которые располагают в блоке парафина. Импульсы от счетчиков усиливаются и регистрируются счетным устройством, управляемым таймером, задающим время задержки между концом облучения и началом счета. Для понижения уровня фона парафиновый блок окружают защитой из смеси парафина с бором и слоем кадмия. Такая установка может обеспечить эффективность регистрации запаздывающих нейтронов в пределах 5—10%. [c.211]

Дж/(моль-К). Степень окисл. от +2 до +А, наиб, устойчива -ЬЗ, в к-рой f по хим. св-вам подобен др. трехвалентным актиноидам. Образуется при облучении трансурановых элементов нейтронами в ядерных реакторах. Получ. восст. fFa литием. Примен. гл. обр. f 2,63 года, претерпевает а-распад и спонтанное деление) — источник нейтронов в активац. анализе, медицине и др. f (Ti/ 352 года, а-иэлучатель), не требующий нейтронной защиты, примен. в науч. исследованиях f обладает низкой критич. массой ( 10 г), но малодоступен. Высокотоксичен, работа с f проводится в защитных боксах. Допустимая конц. 5 f в открытых водоемах и воздухе рабочих помещений соотв. 133,2 и 4,1-10 Бк/л. [c.231]

Помехой при использовании быстрых нейтронов является наличие в спектре атошого реактора тепловых нейтронов. Тепловые нейтроны вследствие значительного сечения ядерных реакций вызывают сильную искусственную радиоактивность облучаемого кристалла, что ве позволяет исследовать образцы сразу юсле облучения. Только применение экрана из кадмия, захватывающего тепловые нейтроны, разрешает проблему защиты от тепловых нейтронов при облучении образцов быстрыми нейтронами. Сечения ядерных реакций для (Острых нейтронов, как правило, существенно меньше, чем для тепловых, и вклад этих процессов в наведенную радиоактивность в большинстве случаев мал. [c.47]

Для понимания особенностей радиозащитного действия исследованных соединений в условиях нейтронного облучения животных интересно проанализировать динамику гибели защищенных и незащищенных мышей. Результаты такого анализа показывают (рис. 78), что при использовании всех испытанных протекторов (кроме этирона) резко уменьшается смертность облученных животных от кишечного синдрома. В опытах с введением мышам цистамина, АЭТ, цистафоса и гаммафоса наблюдается статистически достоверное (Р < 0.001) снижение пика смертности в первые 6 суток после облучения. Отсюда следует, что защита облученных животных обусловлена главным образом действием этих протекторов на кишечник. Применение этирона не вызывает описанных изменений. Очевидно, неэффективность этого про- [c.174]

Оба эти металла применяются в атомных реакторах. Цирконий отличается высоким сопротивлением коррозии и действию нейтронов и не подвергается изменениям во время облучения. Поэтому цирконий применяется для защиты топлива в атомных реакторах и накладывается в виде рубашки на пруты металлического урана, которые вводятся внутрь реактора. Совершенно противоположные свойства у гафния, который хороига абсорбирует нейтроны и поэтому является хорошим замедлителем. Так как оба металла, как правило, в природе встречаются вместе, то их приходится разделять. При этом возникают затруднения, связанные с большим сходством этих металлов по свойствам. Разделение их обычными химическими методами практически невозможно. Промышленное решение этого вопроса основывается на физических процессах, главным образом на экстракции органическими жидкостями из водных солянокислых или азотнокислых растворов [468, 471, 485]. [c.445]

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]

Калифорний-252 оказался незаменимо полезен для многих физических исследований. Хотя основной вид распада калифорния-252— альфа-распад, интенсивность протекающего параллельно споптанного деления достаточно велика. Микрограмм калифорния-252 в единицу времени без воздействия извне дает столько же ядер-осколков, сколько микрограмм урана при интенсивном облучении нейтронами в ядерном реакторе. Нет надобности объяснять, насколько проще изучать ядра-осколки, когда препарат находится в руках исследователя, а не запрятан за многометровую бетонную защиту атомного реактора. [c.430]

Схема установки для фотонейтронного анализа бериллия представлена на рис. 19.7. Она состоит из источника улучей, помещенного в специальную свинцовую пушку , предназначенную для снижения фона у-лучей и защиты экспериментатора. Источник имеет два положения — в сосуде для облучения и вне его. Интенсивность источника у-излучения контролируется детектором, соединенным с регистрирующими приборами. Свинцовая пушка и анализируемый образец помещены в парафиновый блок и свинцовую защиту. В парафиновом блоке размещены борные счетчики нейтронов, соединенные параллельно с выходом на один регистрирующий прибор. [c.538]

Для нормальной работы атомного реактора и поддержания цепной ядерной реакции в нем должно находиться достаточное количество горючего, свободного от неделящихся элементов, способных поглощать нейтроны. Сгорание горючего и замещение его продуктами деления, способными поглощать нейтроны, в совокупности приводит к уменьшению реактивности реактора. Поэтому в реактор с оиущенны.ми регулирующими стержнями необходимо загружать больше горючего, чем это требуется для поддержания цепной реакции, и по мере его выгорания стержни можно постепенно извлекать. Но существует предел избыточного количества горючего, которое может быть загружено в реактор, поэтому время от времени приходится заменять твэлы реактора, содержащие большую часть (а иногда почти всю) своей исходной загрузки. В связи с высоким содержанием способного к делению урана в отработанном горючем, высокой стоимостью извлечения его из руд и в ряде случаев с его и.чотопным обогащением оно еще представляет слишком большую ценность, выбрасывать его нецелесообразно. Регенерация урана предполагает химическое отделение его от продуктов деления. Поскольку продукты деления обладают высокой радиоактивностью, регенерация горючего должна осуществляться дистанционно в зоне, экранированной для защиты персонала от облучения, а разделение должно быть таким полным, чтобы радиоактивность извлеченного горючего была достаточно низка для безопасной работы с ним на сложных операциях приготовления твэлов. К трудностям работы заводов по регенерации горючего добавляются неизбежные потери горючего (что отра- [c.24]

Имеется предложение вводить материалы, подлежащие облучению, в защитное устройство реактора, где радиация все равно тем или иным способом поглощается и теряется. Уровень радиации в этом случае будет много меньше, но будет меньше и помех для нормального функционирования реактора. Более того, поток медленных нейтронов можно было бы использовать для облучения, применяя кадмиевую защиту, которая поглощает нейтроны и испускает Y-KBaHTbi. Это не только увеличило бы уровень полезной радиации, но и сократило бы опасность появления наведенной радиоактивности в продукте. Для такого использования радиации реактора необходимы соответствующие изменения в конструкции защиты и конвейерная автоматическая система подачи образцов. Это, конечно, увеличивает стоимость установки. [c.96]

Время, в течение которого элементы могут находиться в реак- оре, определяется как степенью их механического разрущения, вызываемого реакциями деления и интенсивным облучением, так потерей реактивности, вызываемой выгоранием делящихся мате- Тзиалов и накоплением осколков, поглощающих нейтроны (нейтрон-ЧЪых ядов). Обычное время облучения составляет от 100 до 300 дней, течение которых расходуется от 0,5 до 1% общего количества атомов горючего. Отработанные тепловыделяющие элементы содержат еще значительное количество делящегося материала, а также урана или тория, извлечение которых экономически целесообразно. В связи с накоплением осколков отработанное топливо обладает высокой радиоактивностью, достигающей от 1 до 10 кюри/г. Поэтому при перевозке отработанное ядерное топливо должно быть окружено толстой свинцовой защитой. [c.17]

Большое число весьма хороших исследований было проведено в области полимеризации и облучения полимеров медленными нейтронами на реакторах в Харуэлле, Брукхейвене и Ок-Ридже. Однако использование реакторов только для этих целей в промышленных масштабах довольно затруднительно и малоэффективно. Если энергетические реакторы применять одновременно и для облучения, то возникает ряд проблем, связанных с помещением образцов в зо-ну реактора и извлечением их кроме того, размеры полости в реакторе, где можно вести облучение, малы. Чарлсби [8] подсчитал, что у реактора типа ВЕРО с графитовым замедлителем только около 0,2% освобождаемой энергии используется для целей радиационной химии. Облучение можно вести, если препараты поместить в зону защиты реактора, где они будут поглощать энергию, которая обычно растрачивается впустую. Несмотря на кажущуюся привлекательность этого способа, по-видимому, он не найдет широкого применения, так как определенный радиационный процесс заранее должен быть учтен при конструировании реактора, что наложит известные ограничения на дальнейшее использование реактора. Хотя все такие вопросы имеют решающее значение для развития радиационно-химической промышленности, они до настоящего времени детально еще не рассмотрены в литературе. [c.368]

В момент выгрузки из реактора топливные элементы обладают высокой радиоактивностью, вызываемой в первую очередь короткожи-вушими продуктами деления, число которых первоначально достигает примерно 100. Согласно приблизительной оценке, активность одного элемента реактора MTR составляет примерно 2-10 кюри. За четверо суток выдержки активность уменьшается в lO раз, а за 135 суток — в 10 раз. Однако минимальное время охлаждения определяется активностью урана-237, который образуется из урана-236 путем захвата нейтрона. Эта активность составляет лишь небольшую долю общей активности в момент выгрузки облученного горючего, но вследствие невозможности разделения изотопов урана при химической переработке приходится выдерживать блоки горючего до тех пор, пока активность урана-237 не снизится настолько, чтобы можно было производить дальнейшую переработку продукта без защиты. [c.443]

Электроизоляционная, радиационностойкая защита электротехнических изделий нагревостой-кость покрытия выше 600 °С в течение 10 ООО ч выдерживает облучение в плотных нейтронных полях — 10 нейтр/(см -с) в течение 5000 ч, обладает хорошей адгезией к металлам и их сплавам, коррозионностойко Для пропитки тканей из стекловолокна и изготовления высоконагревостойких стеклопластиков [c.158]

В результате облучения анализируемая проба становится радиоактивной, а следовательно, и источником ионизирующего излучения, которое представляет определенную радиационную опасность. Следует заметить, что при активационном анализе интенсивность полного излучения пробы не всегда одинакова и зависит от условий облучения. Так, мощность экспозиционной дозы у-излучения пробы сравнительно мала после облучения большинства материалов потоками тепловых нейтронов плотностью менее 10 нейтрон см -сек). В этом случае часто бывает достаточно применить простую защиту в виде экранов из свинца и некоторые несложные. метоцы работы. [c.54]

Успешные аналитические определения путем регистрации мгновенного у-излучения возможны при небольшой энергии заряженных частиц (не выше 2—5 Мэв), так как с их ростом сильно увеличивается выход нейтронов, что значительно осложняет проблему защиты детектора. При низкой энергии активирующего излучения возможно определение только легких элементов в тонких слоях вещества. Предел обнаружения лежит несколько выше, чем в случае спектроскопии мгновенных заряженных частиц, из-за более высокого фона детектора, взаимных помех со стороны у излучения разных реакций и в,тияния вторичного и рассеянного излучения. При использовании ускорителя предел обнаружения находится на уровне около 10 % и редко опускается ниже [220]. Наиболее обстоятельно исследованы возможности метода при облучении протонами с энергией 0,5 Мэв [221]. Весьма полезные сведения могут быть получены с протонами резонансных энергий [222]. [c.188]

Облучение нейтронами. Под действием нейтронов мгновенное у-излучение возникает в процесса.ч радиационного захвата медленных нейтронов и неупругого рассеяния быстрых нейтронов [224]. Источниками нейтронов при определениях по ыгио-венному излучению могут служить нейтронные генераторы, некоторые типы радиоизотопных источников и пучки нейтронов, выведенные из активной зоны реакторов. При этом должна быть обеспечена защита детектора как от первичного нейтронного излучения источника, так и от сопутствующего ему первичного и вторичного у-излучения. Вообще проблема снижения уровня фона детектора при регистрации мгновенного у-излучения представляет сложную задачу и часто высокий уровень мешающей активности оказывает сильное влияние на аналитические характеристики метода (чувствительность, правильность и точность). [c.189]

Были проведены многочисленные эксперименты [15, 16, 37, 38] с целью нахождения оптимальных условий определения элементов по п, D)-peaк-циям на быстрых нейтронах. В качестве источников быстрых нейтронов использовали нейтронные генераторы и электростатический генератор ЭГ-2 [16, 36], а также нейтроны, испускаемые при делении в ядерном реакторе [36, 37]. В последнем случае облучения проводили в каналах с кадмиевой защитой. Проведенные эксперименты позволили выполнить определения О, 81, Mg и Ре в каменных метеоритах. [c.137]

Конструкционные материалы не должны сильно поглощать нейтроны. Это является важным условием пригодности материалов для сооружения реакторов, особенно работающих на тепловых нейтронах. Необходимо также учитывать, какие радиоактивные изотопы образуются из ядер атомов копструкдиоиного материала под действием нейтронного облучения. Важно, чтобы эти изотопы по возможности не давали жестких у-лучей. В противном случае применение такого конструкционного материала усложнит защиту. Наконец, крайне важна стабильность материала под действием облучения ( (--лучи, нейтроны). Известно, что под действием облучения механические свойства материалов ухудшаются, что вызывается радиационными нарушениями в веществе. В органических веществах такие нарушения очень значительны, однако и металлам присущ этот недостаток. Изменения под действием нейтронного облучения аналогичны изменениям, происходящим при холодной обработке металла (наклеп), а также в процессах распада твердых растворов. Ввиду необходимости интенсивного охлаждения конструкционный материал должен быть устойчив к действию соответствующего охлаждающего агента. [c.264]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология