Защита от нейтронного излучения

Защита реактора

Конструктивная биологическая

Т.к. α и β-излучения обладают малой проникающей способностью, биологическая защита реактора рассчитывается на нейтронные и γ-излучения. Расчет биологической защиты реактора очень сложен. Обычно защита реактора рассчитывается так, чтобы интенсивность остаточного излучения в помещении за защитой не превышало ПДУ (в зависимости от назначения и условий обитаемости помещения).

В зависимости от энергии γ-квантов гамма-излучения различают: мягкие (до 0,2Мэв) среднее (0,2…1Мэв) и жесткие (свыше 1Мэв)

Процесс поглощения в материалах защиты можно представить следующим образом. Нейтроны высоких энергий, проходя через защиту, замедляются вследствие упругого и не упругого рассеяния. Т.к. сечение захвата быстрых для всех веществ близка к 0, поглощение их в материале защиты до замедления происходит в малой степени, после замедления их процесс захвата происходит быстро. Наличие в защите тяжелых элемента обуславливает не упругое рассеивание нейтронов.

Быстрые сталкиваясь с ядрами тяжелых элементов, затрагивает большую часть энергии на их возбуждении. При возвращении в стабильное состояние ядра вещества защиты испускают γ-кванты, энергия которых равна энергии, потерянной нейтронами. При захвате (поглощении) нейтронов также возникает уже вторичное γ-излучение, называемое захватным. У большинства оно обладает высокой энергией до 10 Мэв (у Fe-6Мэв, у Н₂-2,23 Мэв).

Т.о., процесс захвата сопровождается интенсивным захватным

γ-излучением. Это очень осложняет расчет нейтронной защиты реактора. Для приближенного расчета может быть использована формула:

J - нейтронный поток за защитой;

I₀ – перед защитой нейтр/см²*сек.

x – толщина защиты, см;

λ – величина называемая длиной релаксации вещества – см. – расстояние, на котором поток быстрых ослабевает в веществе в е =2,73 раза

Вещество λ,см

Вода 10,3

Графит 14,4

Алюминий 13,8

Железо 5,9

Свинец 8,8

Бетон обычный 11,1

Бетон 8,0

По пути прохождения через материал защиты выходящих из активной зоны спектр энергии их становится более жестким:

тепловые поглощаются первыми относительно тонкими слоями защиты, в последующих слоях доля высоких энергий постепенно возрастает. Поэтому нейтронную защиту рассчитывают, исходя из макс. значений энергии излучаемых .

Схема ослабления энергии

γ γ

1) быстрый ;

2) яжелые ядра отдачи;

3) рассеянный ;

4) легкие ядра (Н₂);

5) смещенные ядра Н₂;

6) замедленный ;

7) термализованный

8) сильно поглощающие ядра

9) захватные γ-кванты;

10) γ-кванты от неупругого рассеивания.

Защита от γ-излучений

На материалы защиты реактора воздействуют первичное и вторичное γ-излучения.

Первичным явлением γ-излучение, возникающие при делении ядер топлива в активной зоне (мгновенное γ-излучение) и γ-излучение радиоактивных осколков деления (запаздывающее γ-излучение). Ко вторичному излучению относятся: захватное γ-излучение, возникающее при захвате ; γ-излучение возникающем при неупругом рассеянии быстрых ; γ-излучение активированных материалов.

Основными при создании биологической защиты реактора считаются мгновенное и захватное γ-излучение; последнее обладает высокой энергией.

Ni, Nв, Co добавляемые в качественные стали для повышения их коррозионной и термической стойкости и прочности, является источниками интенсивного и длительного действующего захватного γ-излучение. Поэтому их обычно не применяют.

Существенной особенностью захватного γ-излучения является быстрое его ослабление в материале защиты по мере удаления от активной зоны. Это объясняется тем, что захватное γ-излучение возникает главным образом в результате поглощения тепл. , поток которых убывает в защите примерно по эксп. закону.

Для приближенных расчетов ослабления γ-излучения в направлении I контура площади материала защиты, принимая источник излучения как точечный, можно использовать экспоненц. закономерность:

поток излучения перед защитой (x=0);

x – толщина материала защиты;

μ – полный коэффициент поглощения потока, 1/см, зависящий от свойств вещества защиты и значение энергии поглощаемых γ-кванты (μ≈0,005ρ-плотность вещества 2/см³)

Схема образования захватного γ-излучения

в материалах биологической защиты

1. тепловая защита;

2. стенка корпуса реактора;

3. защитный бак с водой;

4. γ-кванты от непругого рассеяния ;

5-6 – захватные γ-кванты

Для защиты от γ-излучения применяют материалы большой плотности. Это объясняется тем, что γ-кванты, представляющие собой электромагнитные излучения, взаимодействуют с электронами атомов. Чем больше плотность вещества, тем больше электронов имеют его атомы, тем интенсивнее взаимодействие γ-квантов с ними и тем быстрее происходит ослабление

γ-излучения.

Дата добавления: 2015-06-04