Страница 171

7,68

3,16

2,25

6,20

9,47

6,57

2,96

2,12

-

1,69

2,26

2,08

1,58

90,9

62,9

26,1

6,27

3,86

12

38,9

21,2

6,19

3,96

-

2,27

3,74

5,55

4,34

323

252

74,0 11,41 6,38

19

141

58,5

11,9

7,32

-

2,73

5,86

23,6

39,2

В качестве примера вычислим коэффициент и эффективность защиты для свинцового экрана толщиной h = 13 см при работе с точечным радионуклидным источником. Пользуясь табл. 6.12, определяем, что без учета рассеянного излучения e = 4,34×0,77×13,0 = 43,4 дБ (kW » 2,2×104), а с учетом рассеянного излучения е = 43,4 – 10lg3,74 = 37,7 дБ (kW » 5,9g103).

Защита от нейтронного излучения. Пространственное распределение плотности потока (мощности дозы) нейтронов в большинстве случаев можно описать экспериментальной зависимостью j = j0edk. В расчетах вместо линейного коэффициента ослабления d часто используют массовый коэффициент ослабления d* =d/r, где r—плотность защитной среды. Тогда произведение dh может быть представлено в виде dh = d*×(rh) = d*/m* где т* —поверхностная плотность экрана. С учетом этого

, (6.68)

где L и L* — соответственно линейная и массовая длина релаксации нейтронов в среде. На длине релаксации, т. е. при h=L или при m* = L*, плотность потока (мощность дозы) нейтронов ослабляется в е раз (kW = e). Некоторые значения m* и L* для разных защитных сред даны в табл. 6.13.

Таблица 6.13.

Длины релаксация нейтронов в среда в зависимости от среды и энергия нейтронов

Среда

e = 4 МэВ

e = 14... 15 МэВ -

M*, г/см2

L*, r/cM2

q

m*, г/см2

L* ,г/см2

q

Вода

Углерод Железо

Свинец

90

118

350

565

6,2

19

59,5

69