Большая Советская Энциклопедия
в ядерной энергетике, комплекс конструкций и материалов, окружающих ядерный реактор и его узлы, для ослабления радиоактивного излучения до биологически безопасного уровня (см. Доза ионизирующего излучения). Б. з. рассчитывается на поглощение нейтронного и g-излучений. Для ослабления нейтронного излучения применяют воду, бетон, графит и др., для ослабления g-излучения ≈ сталь, свинец (см. Защита организма от излучений ). Поскольку при поглощении нейтронов возникает вторичное (захватное) g-излучение, материалы Б. з. располагают в определённом порядке ≈ первыми от источника излучения материалы с лёгкими элементами, далее ≈ с тяжёлыми. Если нет ограничений по массе и габаритам Б. з., применяют только один вид материала ≈ наиболее доступный и дешёвый (обычно бетон или воду).
Ю. И. Корякин.