16587

ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ И ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА

Лабораторная работа

Экология и защита окружающей среды

Лабораторная работа №5 ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ И ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА 4.1. Радиоактивность и виды ионизирующих излучений Радиоактивность это способность ядер некоторых химических элементов самопроизвольно распадаться с образованием ядер новых химических элементов...

Русский

2013-06-22

131.5 KB

23 чел.

Лабораторная работа №5

ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ И ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА

4.1. Радиоактивность и виды ионизирующих излучений

Радиоактивность - это способность ядер некоторых химических элементов самопроизвольно распадаться с образованием ядер новых химических элементов и испусканием ионизирующего излучения.

В настоящее время известно 106 химических элементов. Каждый элемент может иметь несколько изотопов, которые содержат в ядре одинаковое количество протонов, но различное число нейтронов и одинаковое число электронов в атомной оболочке. Изотопы занимают одно и то же место в периодической системе элементов. Различают стабильные (устойчивые) изотопы и нестабильные (радиоактивные) изотопы. Химические элементы, занимающие в периодической системе места с 1-го по 83-е имеют как стабильные, так и радиоактивные изотопы; например, водород состоит из трех изотопов: двух стабильных (1Н протий, 2Н дейтерий) и одного радиоактивного (3Н тритий). Самым тяжелым элементом, имеющим стабильный изотоп, является висмут (Вi, z=83). Элементы, стоящие в периодической системе после висмута, стабильных изотопов не имеют, например, уран состоит из трех радиоактивных изотопов 238U, 235U, 234U.

Скорость распада радиоактивного изотопа характеризуется периодом полураспада 1/2) - это время, за которое распадается половина радиоактивного вещества. Период полураспада не зависит от количества вещества и всегда постоянен (период полураспада радона 222Rn 3,8 сут, урана 235U 7.108 лет, 238U 4,5.109 лет).

Радиоактивный распад имеет статистическую природу; атомные ядра превращаются независимо друг от друга; каждый радионуклид имеет характерную для него вероятность распада. Для отдельного атома нестабильного нуклида нельзя предсказать момент его превращения. Вероятность распада обусловлена свойствами данного вида ядер, т.е. она не зависит от химического и физического состояния радионуклида.

Ионизирующими называют такие излучения, которые, проходя через среду, вызывают ее ионизацию. Помимо ионизации излучения могут вызывать возбуждение молекул среды. Энергию ионизирующего излучения измеряют во внесистемных единицах электрон-вольтах (эВ), 1 эВ = 1,6 . 10-19 Дж. Ультрафиолетовое излучение и видимый свет не относят к ионизирующим.

По своей природе ионизирующее излучение бывает фотонным и корпускулярным. Фотонное излучение включает -излучение и рентгеновское излучение.

-излучение - это фотонное излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер или при аннигиляции частиц (например, электрона и позитрона). Оно обладает высокой проникающей способностью (средний пробег фотонов в воздухе составляет около ста метров, а в биологической ткани - до 10 - 15 см), представляет основную опасность как источник внешнего облучения.

Рентгеновское излучение - это фотонное излучение, состоящее из тормозного или характеристического излучения. Под тормозным понимают излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц, а под характеристическим - возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома.

Корпускулярное излучение - это ионизирующее излучение, состоящее из частиц с массой, отличной от нуля. Оно бывает следующих видов:

- -излучение, состоящее из электронов или позитронов, испускается при ядерных превращениях. Бета-частицы обладают малым пробегом (несколько метров в воздухе и несколько сантиметров в биологической ткани), бета-излучатели опасны при проникновении в легкие и желудочно-кишечный тракт как внутренние облучатели;

- -излучение, состоящее из частиц, имеющих строение, аналогичное ядру атома гелия, т.е. из двух протонов и двух нейтронов, альфа-частицы обладают очень малым пробегом (не более нескольких сантиметров в воздухе и не более 0,1 мм в биологической ткани). Альфа-излучатели опасны при проникновении внутрь организма как источники внутреннего облучения;

- протонное излучение, состоящее из протонов;

- нейтронное излучение, состоящее из нейтронов.

4.2. Единицы измерения ионизирующих излучений

Активность источника радиационного излучения характеризуется числом ядерных превращений в единицу времени и выражается в беккерелях (Бк): 1Бк = 1 распад в секунду (внесистемная единица Кюри - Кu = 3,7. 1010 Бк).

Поле, создаваемое источником ионизирующего излучения, имеет следующие характеристики:

1. Экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излучения D0  определяется по ионизации воздуха. Она представляет собой отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха массой dm, полностью остановились, к массе воздуха в указанном обьеме:

D0  =  dQ / dm

Единица измерения - кулон на килограмм, Кл/кг. Используется и внесистемная единица измерения - рентген, Р ( 1 Р = 2,25 . 10-4 Кл/кг ).

2. Мощность экспозиционной дозы P0 - приращение  экспозиционной дозы в единицу времени:

P0 =  dD0 / dt

Единица измерения - Ампер на килограмм, А/кг. Внесистемная единица Р/с (1 А/кг  = 3,88 Р/с).

Поглощение энергии излучения объектами неживой природы характеризуется следующими параметрами:

1. Поглощенная доза излучения D - это энергия ионизирующего излучения dE, поглощенная облучаемым веществом и рассчитанная на единицу его массы:

D = dE / dm

Единица измерения поглощенной дозы - грей, Гр. Внесистемная единица рад, 1 Гр = 100 рад = 1 Дж/кг.

2. Мощность поглощенной дозы Р - приращение поглощенной дозы излучения dD в единицу времени.

P = dD / dt , Гр/с.

При характеристике поглощения облучения биологическими объектами используют следующие понятия:

1. Эквивалентная доза Н - основная дозиметрическая величина в области радиационной безопасности, введенная для оценки возможного ущерба здоровью человека от хронического воздействия ионизирующего излучения произвольного состава.

Эквивалентная доза равна произведению поглощенной дозы на средний коэффициент качества - к, учитывающий биологическую эффективность разных видов ионизирующих излучений. Измеряется в зивертах, Зв, внесистемная единица - бэр, 1 Зв = 100 бэр.

2. Мощность эквивалентной дозы - приращение эквивалентной дозы в единицу времени. Единица мощности эквивалентной дозы - Зиверт в секунду, Зв/с, 1 Зв/с = 100 бэр/с.

3. Эффективная эквивалентная доза (ЭЭД) Не - сумма произведений эквивалентной дозы, полученной каждым органом НТ , на соответствующий весовой коэффициент WТ, учитывающий различную чувствительность органов к излучению. ЭЭД обеспечивает сравнимость и приведение неравномерного облучения тела к такой же оценке его последствий, как и при равномерном облучении:

         Т

Не =  HТ WТ  .

             i=1

Эта величина измеряется в зивертах, Зв. Например, доза облучения легких 1 мЗв соответствует ЭЭД = 0,12 мЗв, т.е. показывает, что при равномерном облучении всего тела дозой 0,12 мЗв вероятность риска от облучения такая же, что и при облучении дозой 1 мЗв только легких.

4.3. Естественные и антропогенные источники

ионизирующих излучений

Во всех естественных биотопах всегда наблюдается определенный естественный уровень радиации, даже при отсутствии каких-либо технических источников.

Земная поверхность служит источником многих видов излучения, так как она содержит различные природные радиоактивные элементы: уран, торий, радий, актиний и т.д. Кроме того, в почве и воде встречается два радиоактивных изотопа 40К и 14С, которые активно внедряются в живой организм. В результате распада природного урана в атмосферу выделяется промежуточный продукт распада - радиоактивный инертный газ радон 222Rn и 219Rn.

Вся биосфера подвергается также воздействию излучений, приходящих из космоса. В состав космического излучения входят протоны (более 90 %), -частицы (7 %), ядра тяжелых элементов (1 %). Подавляющая его часть имеет галактическое происхождение, лишь небольшая часть связана с активностью Солнца. Частицы, составляющие галактическое излучение, имеют огромные энергии и, следовательно, обладают большой проникающей способностью. Мощность поглощенной дозы, создаваемая этими частицами, невелика; в космосе она не превышает 0,2 Гр/год, после прохождения через атмосферу снижается до 3 .10-4  Гр/год. Космическое излучение вызывает различные радиационно-химические процессы в верхних слоях атмосферы. По мере приближения к поверхности Земли его роль становится пренебрежительно малой вследствие уменьшения интенсивности излучения.

Антропогенное изменение радиационной обстановки в биосфере связано в основном с ядерными испытаниями, местами захоронения ядерных отходов и объектами ядерной энергетики. В результате антропогенных процессов в биосфере усилились потоки естественных и искусственных радионуклидов, увеличился естественный фон ионизирующих излучений, возросло число зон повышенного радиационного воздействия.

4.4. Уровни облучения человека в различных условиях.

Человек в нормальных условиях подвергается облучению от малоинтенсивных естественных и техногенных фоновых источников излучения, которые воздействуют извне и изнутри.

На открытой местности на уровне моря и для средних широт среднегодовая ЭЭД, обусловленная  внешним космическим излучением составляет около 0,37 мЗв. ЭЭД от внешних бета- и гамма-источников облучения, содержащихся в земной коре, достигает 0,3 мЗв. Среднегодовая ЭЭД от внутренних бета-, гамма- и альфа-источников облучения естественного происхождения, находящихся в теле человека (в основном радионуклид калий-40, присутствующий в мышечной ткани) и поступающих в организм с воздухом, водой и пищей, равна 0,4 мЗв.

Наиболее значительным источником облучения является радон-222, относящийся к инертным газам и представляющий собой короткоживущий продукт распада урана-238. Основную часть ЭЭД от радона, равной 1,3 мЗв, человек получает, находясь в закрытом, непроветриваемом помещении. Радон проникает в задания из грунта или выделяется строительными материалами минерального происхождения, содержащими незначительные количества урана-238 (гранит, кирпич и т.д.), и в результате улучшившейся изоляции помещений накапливается в них.

Таким образом, средняя эффективная эквивалентная доза, которую человек получает ежегодно от естественных источников излучения различных видов, составляет примерно 2,4 мЗв (рис. 4.1). Значения естественного радиационного фона (мощность эквивалентной дозы) колеблются в зависимости от местности в пределах 0,05 - 0,2 мкЗв/ч. В аномальных местах, где близко к поверхности подходят гранитные массивы или грунты, содержащие повышенные концентрации естественных радионуклидов, вблизи домов, облицованных гранитом, фон достигает 0,4 мкЗв/ч и более высоких уровней.

Радиационный уровень, соответствующий естественному фону 0,1 - 0,2 мкЗв/ч, признано считать нормальным, уровень 0,2 - 0,6 мкЗв/ч считается допустимым, а уровень свыше 0,6 - 1,2 мкЗв/ч с учетом коэффициента экранирования считается повышенным.

Пребывание в помещении приводит к ослаблению уровня внешнего облучения. Коэффициент экранирования для каменных домов равен 10, а для деревянных - 2. С другой стороны, здания увеличивают дозы облучения за счет радионуклидов, находящихся в строительных материалах, из которых они построены. Например, в кирпичных и панельных домах мощность дозы в 2 - 3 раза больше, чем в деревянных.

Рис. 4.1. Средние значения эффективных эквивалентных доз облучения, получаемых ежегодно отдельными лицами от природных источников излучения в районах с нормальным фоном и от искусственных источников излучения (по данным

Международного агентства по атомной энергии - МАГАТЭ) [4]

Внешний радиационный фон может быть увеличен в результате научно-технической деятельности человека.

В процессе жизни (во время отдыха, перелетов на самолетах, при медицинских обследованиях) отдельные лица подвергаются или могут подвергаться дополнительному облучению. Значения ЭЭД для различных видов возможного облучения приведены в табл. 4.1 и на рис. 4.1.

Таблица 4.1

Эффективные эквивалентные дозы облучения

от различных источников излучения [4]

Вид облучения

ЭЭД

Просмотр кинофильма по цветному телевизору на расстоянии 2 м от экрана

0,01 мкЗв

Полет в течение 1 ч на самолете, летящем со скоростью ниже звука

4 - 7 мкЗв

Полет в течение 1 ч на сверхзвуковом самолете

10 - 30 мкЗв

Флюорография

0,1 - 0,5 мЗв

Вклад в годовую эффективную эквивалентную дозу облучения радиоактивных выпадений в результате ядерных испытаний не превышает

1 % ,от атомной энергетики - менее 0,1 % от естественного фонового облучения.

Таким образом, за всю жизнь (70 лет) человек может без большого риска набрать радиацию в 35 бэр.

4.5. Воздействие ионизирующих излучений на живые

организмы

Все воздействия ионизирующей радиации на живые организмы можно разбить на две группы: соматические и зародышевые (генетические). Воздействия первой группы затрагивают физиологию особи, подвергшейся облучению, и вызывают различные нарушения, начиная от значительного снижения средней возможности выжить и кончая мгновенной гибелью. Воздействия второй группы влияют на гаметогенез. Многие исследователи показали, что клетки в мейозе обладают повышенной чувствительностью к ионизирующей радиации. Это, в частности, объясняет мутагенное воздействие радиации.

В последовательности событий, следующих за облучением биологического материала, можно выделить четыре этапа. Физический этап характеризуется фактическим поглощением энергии излучения тканью. Продолжительность этого этапа  10-13 с; в течение этого времени энергия передается атомам ткани.

Основная радиохимическая реакция происходит на втором этапе, занимающем 10-11...10-9 сек. За счет энергии излучения  в тканях живых организмов образуются ионы и радикалы, обладающие значительной окислительно-восстановительной активностью. В биологических системах это в основном радикалы и ионы, возникающие из молекул воды: Н+, ОН-, НО2.. На третьем этапе, который длится от 10-6 сек. до нескольких секунд, они взаимодействуют друг с другом и с другими молекулами, находящимися в растворе. Этот процесс можно представить как цепь химических реакций, во время которых  повреждаются важные для организма молекулы (белки, нуклеиновые кислоты и т.д.) и образуются биологически вредные продукты реакций.

Последний (четвертый) этап занимает от нескольких секунд до нескольких поколений. В этот период активно развивается биологическое повреждение. У человека этот этап связан с ослаблением иммунной системы организма, возникновением лучевой болезни, раковых заболеваний, нарушениями генетического материала, передающимися по наследству.

Таким образом, ясно, что предотвратить биохимическое повреждение возможно лишь в течение очень короткого времени. С помощью различных лекарств и видоизменения физиологического состояния (например, кислородного голодания) у некоторых млекопитающих добились повышенной толерантности к излучениям. Однако нередко сами эти лекарства и состояния приводят к повреждениям, и в любом случае используемое средство должно присутствовать в организме в момент облучения. Последующее лечение (в настоящее время) не помогает при радиационном повреждении, если не считать поддерживающей терапии.

4.6. Чувствительность живых организмов к радиации

Сильные дозы радиации вызывают гибель облученных особей. Кривая зависимости числа погибших особей от доз радиации для популяции, подвергшейся экспериментальному облучению, имеет сигмовидную форму (рис. 4.2). Именно по этому графику определяется ЛД50 - теоретическая доза в радах или бэрах, которая вызывает гибель 50 % особей рассматриваемой популяции через определенный промежуток времени.

Рис. 4.2. Кривые зависимости доза - воздействие [5]

Изучение зависимости числа погибших особей от полученной дозы радиации показывает, что существует порог, ниже которого особи кажутся непострадавшими. Дозы ниже этого порога называются сублетальными (рис. 4.2), однако их нельзя считать безвредными.

Сублетальные дозы оказывают очень значительные соматические и генетические воздействия. В этом смысле в радиобиологии принято различать воздействия сильного, но кратковременного облучения и воздействия длительного или даже постоянного облучения слабыми дозами. Последний случай является предметом изучения экологов, поскольку со слабым облучением связана чаще всего опасность радиоактивного заражения окружающей среды.

Облучение сублетальными дозами ионизирующей радиации имеет такие последствия:

1) ослабляет облученный организм, уменьшает его жизнедеятельность (замедление роста, снижение иммунитета организма);

2) влияет на демоэкологические характеристики популяции (снижает долголетие и прирост популяции);

3) различными способами поражает гены;

4) частично оказывает кумулятивное действие, вызывая необратимые эффекты.

Экспериментальное облучение многочисленных видов растений и животных организмов обнаружило большие вариации значений ЛД50 и огромные колебания чувствительности организмов к облучению. Часовая доза радиации, смертельная для 50 % организмов, составляет 400 бэр для человека, 1000 - 2000 - для рыб и птиц, 1000 - 150 тыс. - для растений и 100 тыс. бэр - для насекомых.

Чувствительность организмов к облучению тем больше, чем выше их организация. Следовательно, наиболее подвержен воздействию радиации человек.

Воздействие радиации на человека зависит от многих факторов:- от дозы и мощности дозы, т.е. одна и та же доза, но растянутая во времени, оказывает меньшее повреждающее действие, чем единовременная мощная доза; - от возраста (наиболее подвержены воздействию радиации люди в возрасте до 25 лет); - от чувствительности к радиации различных органов человеческого тела (наибольшей восприимчивостью обладают кроветворные органы, эпителий кишечника, кожи и сперматогенный эпителий, менее чувствительны мышечная и костная ткани); и т.д.

4.7. Экологические последствия радиационного загрязнения

окружающей среды

Экологическое значение изотопов различно. Радиоактивные вещества с коротким периодом полураспада (менее двух суток) не представляют большой опасности для биотопов (за исключением взрывов) так как сохраняют высокий уровень радиации непродолжительное время. С другой стороны вещества, с очень длинным периодом полураспада (уран -238), также не очень опасны, поскольку они в единицу времени испускают очень слабое излучение.

Таким образом, наиболее опасными радиоактивными элементами являются те, у которых период полураспада изменяется от нескольких недель до нескольких лет. Этого времени достаточно для того, чтобы упомянутые элементы смогли проникнуть в различные организмы и накопиться в пищевых цепях.

Следует отметить, что при одинаковом уровне загрязнения экосистемы радиоактивными веществами более опасными для биоценоза считаются изотопы элементов, которые являются основными слагаемыми живого вещества (С-14, Р-326, Са-45, J-131 и т.д.). Менее опасны редко встречающиеся радиоактивные вещества, которые слабо или совсем не поглощаются живыми организмами (например, инертный газ радон).

Большую опасность представляют изотопы, по своим химическим свойствам похожие на элементы, активно поглощаемые живыми организмами. Например, стронций-90 (похож на кальций) и цезий-137 (похож на калий) являются наиболее опасными изотопами, которые могут отравить окружающую среду, попав в нее в виде отходов атомной промышленности, или при выпадении радиоактивных осадков, последовавших за ядерным взрывом в атмосфере. Стронций из-за сходства с кальцием легко проникает в костную ткань позвоночных, тогда как цезий накапливается в мускулах, замещая калий. Так как периоды полураспада этих элементов соответственно равны 28 и 33 годам, они остаются в зараженном организме и могут накапливаться в количествах, способных причинить ущерб здоровью.

Поскольку не существует каких-либо биологических или химических способов ускорить процесс радиоактивного распада, борьба с радиационным загрязнением должна носить предупредительный характер.

4.8. Задания

1. Определить мощность полевой эквивалентной дозы гамма-излучения с помощью дозиметра АНРИ-01-02. Порядок работы с прибором изучить по инструкции в методических указаниях. Трижды провести измерения в помещении и на улице (в каждой точке замеры проводят как минимум 3 раза) и вычислить в обоих случаях среднее арифметическое значение. Исходя из полученных данных, рассчитать какую дозу получит человек за всю жизнь (за 70 лет, в бэрах), соответствует ли она допустимым нормам.

2. Согласно инструкции к дозиметру измерить загрязненность поверхностей бетта-излучающими радионуклидами образцов, химических солей, содержащих К+, выданных преподавателем. Рассчитать процентное содержание калия в них. Построить график зависимости плотности потока бета-частиц от процентного содержания калия. Объяснить полученные результаты.

Библиографический список

1. Б о г д а н о в с к и й Г.А. Химическая экология. М.: Изд-во МГУ, 1994. 237 с.

2. Г р и н  Н., С т а у т  У., Т е й л о р  Д. Биология / Пер. с англ.
Т. 1. М.: Мир, 1990. 325 с.

3. О д у м  Ю. Экология / Пер. с англ.  В 2 т. М.: Мир, 1986.

4. П о л е н о в Б. В. Дозиметрические приборы для населения. М.: Энергоатомиздат, 1991. 64 с.

5. Р а м а д Ф. Основы прикладной экологии / Пер. с франц. Л.: Гидрометеозидат, 1981. 543 с.

6. Химические методы анализа объектов окружающей среды: Лаб. практикум / С.М.Чеснокова, В.Г. Амелин; Владим. гос. техн. ун-т. Владимир, 1996. 60 с.

7. Химия окружающей среды: Практикум / Т.А.Трифонова, Е.П.Гришина, Н.В. Мищенко, А.Л.Тихомиров; Владим. гос. техн. ун-т. Владимир, 1996. 56 с.

8. Ч е р н о в а Н.М. Лабораторный практикум по экологии. м.: Просвещение, 1986.

Порядок работы прибора

1. Измерение мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения.

Плотно закройте заднюю крышку прибора.

Переведете переключатель режима работы прибора МД в крайнее левое положение.

Включите прибор, нажав кнопку «пуск/стоп». При этом на цифровом табло должны появиться точки после каждого разряда:

0.0.0.0.

Через несколько секунд измерение закончится, что будет сопровождаться звуковым сигналом, а на цифровом табло фиксируется число с одной запятой, например:

0,012

Это показание прибора будет соответствовать мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, измеренной в мР/ч;

в пересчете на мощность полевой эквивалентной дозы гамма-излучения

0,12 мкЗв/ч.

Для снижения погрешности измерения снятие показаний прибора необходимо произвести в 3-5 кратной повторности. Для этого, не выключая прибор, нажмите кнопку «пуск/стоп».

Все снятые показания записываются в тетрадь. Для получения конечного результата находят среднее арифметическое значение из снятых показаний.

Исходя из полученного значения, сделать расчет мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения, которую может получить человек в среднем за 70 лет жизни. Сравнить это значение с допустимой величиной, приведенной в теоретической части и сделать вывод.

2. Измерение плотности потока бетта-излучения с загрязненной поверхности.

Плотно закройте заднюю крышку прибора.

Переведете переключатель режима работы прибора МД в крайнее левое положение.

Положите прибор плоскостью задней крышки к исследуемой поверхности (на стол без исследуемых солей) и нажмите кнопку «пуск/стоп». Выполнить измерение и записать показание прибора в тетрадь (φф – фоновое значение).

Откройте заднюю крышку прибора.

Выполните измерение с открытой задней крышкой аналогично предыдущему. Запишите показание прибора (φф+ φс) – значение плотности потока бетта-излучения соли.

Для снижения погрешности измерения снятие показаний прибора необходимо произвести в 3-5 кратной повторности. Для этого, не выключая прибор, нажмите кнопку «пуск/стоп».

Для получения конечного результата находят среднее арифметическое значение из снятых показаний (фонового значения и соли).

Закройте заднюю крышку прибора, выключите прибор.

Величину плотности потока бетта-излучения с поверхности вычислите по формуле:

φс= Кsф+ φс) - (φф)               (1/см2мин), где

- Кs – коэффициент счета прибора, 1/см2мин.

По полученным данным построить график зависимости плотности потока бетта-излучения от процентного содержания калия в исследуемой соли. На основании построенного графика сделать вывод об этой зависимости.


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

48623. Пристрій для зсуву коду на два розряди вліво з паралельним введенням/виведенням та контролем за непарністю у процесі передачі даних 1.39 MB
  ТИПОВІ ВУЗЛИ ЩО ВИКОРИСТОВУЮТЬСЯ ДЛЯ СТВОРЕННЯ РОЗРЯДНОГО РЕГІСТРА. Зчитування інформації Логічні мікрооперації в регістрах. ТИПОВІ ВУЗЛИ ЩО ВИКОРИСТОВУЮТЬСЯ ДЛЯ СТВОРЕННЯ РОЗРЯДНОГО РЕГІСТРА. Логічна функція регістра позначається буквами RG register.
48624. Переоборудование старой аналоговой сети связи Казахстана в цифровую взаимоувязанную сеть связи на основе технологии SDH 1.65 MB
  В настоящее время по всему миру поставщики услуг связи прокладывают за год десятки тысяч километров волоконно-оптических кабелей под землей, по дну океана, рек, на ЛЭП, в тоннелях и коллекторах. Множество компаний, в том числе крупнейшие...
48626. Практикум з дисципліни Цивільний захист 1.22 MB
  Засоби індивідуального захисту органів дихання. Основні визначення при прогнозуванні і оцінці хімічної обстановки. Оцінка хімічної обстановки з допомого приладів хімічної розвідки. Основні визначення радіаційної обстановки І норм радіаційної безпеки. Оцінка радіаційної обстановки за допомогою приладів радіаційної розвідки і дозиметричного контролю
48628. Барабанный котел и его основные технологические параметры. Система регулирования разрежения в дымоходе 856.5 KB
  Содержание Введение Описание объекта автоматизации Задание на курсовой проект Выбор типового датчика Определение оптимального закона регулирования регулятора Определение параметров оптимальной настройки регулятора Построение переходных процессов системы для регулятора с оптимальными параметрами Определение требуемой ПФ устройства ввода возмущения в компенсирующий канал Выбор унифицированного промышленного регулятора Выбор исполнительного механизма Выбор вторичного прибора Описание общей схемы системы...
48629. Система регулирования разрежения в дымоходе 1.19 MB
  Определение оптимальных параметров настройки регулятора Выбор унифицированного промышленного регулятора Курсовой проект по курсу Проектирование современных систем управления посвящен синтезу локальной системы регулирования технологического параметра объекта включающему в себя выбор необходимого закона регулирования регулятора и разработку системы в целом на базе приборов ГСП. Она состоит из регулятора разрежения РР на который поступают сигнал с датчика разрежения сигнал с задатчика 2 и сигнал с расходомера количества...
48630. Расчет статически определимых и статически неопределимых стержневых систем при постоянных и переменных напряжениях 885 KB
  Во второй части проведен расчет на прочность вала зубчатой передачи: для заданной расчетной схемы вала определены усилия действующие в зацеплении зубчатых колес построены эпюры изгибающих моментов из условия четвертой теории прочности назначен диаметр вала величина которого скорректирована с учетом заданного коэффициента запаса при циклически изменяющихся напряжениях. ПОДБОР ПОПЕРЕЧНОГО СЕЧЕНИЯ [5] РАСЧЕТ ВАЛА ЗУБЧАТОЙ ПЕРЕДАЧИ [5. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ДИАМЕТРА ВАЛА ИЗ УСЛОВИЯ СТАТИЧЕСКОЙ ПРОЧНОСТИ [5. ПРОВЕРКА ПРОЧНОСТИ ВАЛА ПРИ ДЕЙСТВИИ...