Лощаков И.И. Введение в дозиметрию и защита от ионизирующих излучений
Подождите немного. Документ загружается.
141
Приложение.
Таблица 11.1
Дозовые характеристики
моноэнергитических нейтронов
Энергия
нейтро
нов, МэВ
Удельная
доза h,
.
2
нейтр
смбэр ⋅
Допусти
мая плот
ность потока
ДПП,
2
.
см
нейтр
Коэф
фициент
качества,
КК
тепловые
9
101
−
⋅
700 2,8
7
101
−
⋅
9
101
−
⋅
700 2,8
6
101
−
⋅
9
101,2
−
⋅
330 2,8
5
101
−
⋅
9
101,2
−
⋅
330 2,8
4
101
−
⋅
9
101,2
−
⋅
330 2,8
3
105
−
⋅
9
106,1
−
⋅
430 2,5
2
102
−
⋅
9
106,1
−
⋅
400 2,7
1
101
−
⋅
9
102,8
−
⋅
84 9
1
105
−
⋅
8
106,2
−
⋅
27 12
1
8
107,3
−
⋅
19 12
2,5
8
103,4
−
⋅
16 10
5
8
103,4
−
⋅
16 8,4
10
8
105
−
⋅
14 6,7
20
8
103,6
−
⋅
11 8
100
8
105
−
⋅
14 4
142
Окончание таблицы 11.1
Энергия
нейтро
нов, МэВ
Удельная
доза h,
.
2
нейтр
смбэр ⋅
Допусти
мая плот
ность потока
ДПП,
2
.
см
нейтр
Коэф
фициент
качества,
КК
500
8
102,6
−
⋅
11 3
3
101 ⋅
7
102,1
−
⋅
6 2,5
3
103 ⋅
7
104,2
−
⋅
3 2,5
4
101⋅
7
103,3
−
⋅
2 2,5
4
103 ⋅
7
105,4
−
⋅
1,5 2,5
5
101⋅
7
106
−
⋅
1,2 2,5
Таблица 11.2
Дозовые характеристики
моноэнергитического гамма-излучения.
Энергия
фотонов,
МэВ
Удельная
доза h,
.
2
фотон
смбэр ⋅
Допустимая
плотность
потока ДПП,
2
.
см
фотон
Созда
ющий
H=5бэр
флюенс F
2
.
см
фотон
3
105
−
⋅
9
105,2
−
⋅
280
9
102
⋅
2
101
−
⋅
10
109,6
−
⋅
1000
9
102,7 ⋅
2
1021
−
⋅
10
108,1
−
⋅
4300
10
101,3 ⋅
2
103
−
⋅
11
102,7
−
⋅
9600
10
109,6 ⋅
143
Окончание таблицы 11.2
Энергия
фотонов,
МэВ
Удельная
доза h,
.
2
фотон
смбэр ⋅
Допустимая
плотность
потока ДПП,
2
.
см
фотон
Созда
ющий
H=5бэр
флюенс F
2
.
см
фотон
2
105
−
⋅
11
101,3
−
⋅
22000
11
106,1 ⋅
1
101
−
⋅
11
109,3
−
⋅
18000
11
103,1 ⋅
1
102
−
⋅
11
108,9
−
⋅
7100
10
101,5 ⋅
1
105
−
⋅
10
105,2
−
⋅
8800
10
102
⋅
1
10
108,4
−
⋅
1400
10
101
⋅
2
10
103,8
−
⋅
830
9
106
⋅
5
9
106,1
−
⋅
430
9
101,3 ⋅
10
9
109,2
−
⋅
240
9
108,1 ⋅
20
9
103,4
−
⋅
160
9
102,1 ⋅
50
9
109,9
−
⋅
70
8
108,4 ⋅
144
Таблица11.3
Длины релаксации плотности потока нейтронов для
нейтронного спектра реактора,
2
см
г
среда
d,
2
см
г
Длины релаксации для нейтронов с энергией Е, МэВ
> 0.33 > 2 > 3 > 5
вода
10 – 30
30 – 60
60 – 100
8,1
8,9
8,7
8,1 ; 7,6
9,3 ; 9,1
9,3
8,1 ; 9,1
9,5 ; 9,3
10,7
9,2 ; 9,6
10,5
11
графит
0 – 50
50 – 100
100 – 150
150 – 220
—
—
21,1
26,8
18,9
20
21,7
24,3
20,9
24 ; 21,7
26,6
26,3
23
24
25,4
27,8
железо 0 – 510 — 59;55,4 51 —
145
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК.
Защита от ионизирующих излучений.Т.1. /
Н. Г.Гусев, В. А.Климанов, В. П.Машкович,
А. П.Суворов. М.: Энергоатомиздат, 1989.
Иванов В. И. Курс дозиметрии: Учебник для
вузов, – 4 Изд-во М.: Энергоатомиздат, 1988.
Егоров Ю. А. Основы радиационной безопасности
атомных электростанции. М.:
Энергоатомиздат, 1982.
Машкович В. П. Защита от ионизирующих
излучений: Справ. М.: Энергоатомиздат,
1982.
Нормы радиационной безопасности НРБ – 99 и
основные санитарные правила работы с
радиоактивными веществами и другими
источниками ионизирующих излучений
ОСП – 72/87. М.: Энергоатомиздат, 1988.