Нейтроны, дозиметрия источники

ДОЗИМЕТРИЯ — методы измерения и расчетов доз в нолях источников ионизирующих излучений, а также измерений активности радиоактивных препаратов. Д. основана на законах взаимодействия с веществом заряженных частиц, коротковолнового электромагнитного излучения и нейтронов. Области применения медицина, атомная пром-сть, разделы науки и техники, встречающиеся с ионизирующими излучениями. [c.600]

Энергетическую отдачу источника а- или р-частиц можно вычислить на основании схемы распада и значения средней энергии излучаемых частиц, зная активность препарата. Последняя может быть измерена с помощью подходящей методики счета. Затем легко вычислить дозу для какой-либо химической системы, если в ее объеме поглощается вся энергия излучения. Подобным же образом вычисляют дозу медленных нейтронов для потоков с известной интенсивностью. Для дозиметрии у-излуче-ния этот метод применить гораздо труднее, и потому он редко используется. [c.58]

В смешанных радиационных полях, где имеются нейтроны, помимо трудностей, связанных с наведенной радиоактивностью, возникает также и ряд других. В дозиметрах на водной основе, например, нейтроны взаимодействуют с водой, создавая протоны, которые являются источником излучения с высокой ЛПЭ. Однако сечение захвата быстрых нейтронов в воде невелико. Следовательно, некоторые типы водных дозиметров можно использовать и в нейтронных полях. Например, выход церий-сульфатного дозиметра для быстрых нейтронов равен 2,85 по сравнению с выходом для у-квантов, равным 2,40. В результате эффективный выход О оказывается равным 2,70. [c.110]

Особый интерес представляет использование электретов как дозиметров проникающей радиации. В работе 162] исследовали воздействие у-лучей от источника Со на величину зарядов электретов из карнаубского воска (см. гл. П1). В работе [86] подробно изучали возможности использования электретов в дозиметрии рентгеновских лучей и нейтронного излучения. В качестве электретных материалов применяли полиамид 6,6, ПЭТФ, ПС и ПТФЭ. [c.208]

Объем исследований по моделированию радиационной аварии зависит от реальной возможности провести такую работу, состояния или наличия источника излучения (будь то критическая сборка, ядерный реактор, ускоритель заряженных частиц, рентгеновская установка, радиоизотоп-ный прибор или просто закрытый источник излучения), квалификации персонала, наличия необходимых дозиметрических и спектрометрических приборов. Когда активность источника велика и не представляется возможным провести измерение дозы (мощности дозы) на небольпшх расстояниях от него (например, при моделировании аварийного облучения пальцев рук, когда источник находился непосредственно в руках пострадавшего), необходимо измерить мощность дозы (дозу) на больших расстояниях от источника (желательно в нескольких точках, на различных расстояниях от источника), что позволит уже расчетным путем с достаточной степенью точности оценить дозу излучения в соответствующих участках тела пострадавшего. Для получения информации о глубинном распределении дозы 7- и нейтронного излучения и спектров нейтронов на передней и задней относительно положения источника излучения поверхностях тела человека целесообразно использовать фантомы тела человека или его отдельных частей (головы, конечностей, торса). Более детальную информацию об исследовании радиационной обстановки на месте аварии, моделировании радиационной аварии можно найти в монографии С.Н. Крайтера Дозиметрия при радиационных авариях , М. Атомиздат, 1979 г. [c.255]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология