ГОСТ Р 23645.332—Ш
Количество и энергетические диапазоныгрупп спектрально-
энергетического распределения нейтронов — в соответствии с сис
темой групповых констант для расчета ядерных реакторов.
5.6Поглощенную дозу в ПМ за счет ядерных реакций при вз
имодействии ряда элементов с тепловыми нейтронами, отнесенную
к единичному флюеису этих нейтронов, рассчитывают но формуле
D,
1.0-10(5.5)
где
К, —
относительное количество рассматриваемогоизотопа в
естественной смеси;
0 , — энергия заряженной частицы, МэВ/нейтр.;
<з
f — сечение реакции, барн;
’« — относительная массовая доляхимического элемента в
ИМ.
Значения
DT.„. /
для борз, лития, азота и хлора (?;«• !) приве
дены в приложении В.
5.7Если дозиметрический детектор предназначен для измерени
экспозиционной лозы, не чувствителен к нейтронам и градуирован
в рентгенах, переход к поглощенной дозе в i-ом материале прово
дят по формуле
Д = 8 ,72-10
■D.
(5.6)
н н
где
D,
— поглощенная доза в i-ом материале, Гр;
(массовые коэффициенты поглощения энергии
в i-ом материале и в воздухе соответственно
для гамма-излучения со спектром, соответст
вующим спектру в точке облучения, см’/г;
D,
— экспозиционная
aoj
а.