Стартовая >> Архив >> Генерация >> Бетон в защите ядерных установок

Наведенная радиоактивность - Бетон в защите ядерных установок

Оглавление
Бетон в защите ядерных установок
О биологической защите ядерных установок
Виды бетонов для защиты
Составы бетонов
Количество воды в бетонах
Схема расчета и проектирования защиты
Прохождение излучения через среды
Предельно допустимые уровни облучений
Ядерный реактор - источник нейтронов и гамма-квантов
Ускорители и их излучения
Излучения ускорителей тяжелых частиц средних энергий
Наведенная радиоактивность
Расчеты ослабления в защите потоков средних энергий
Вычисления спектра замедляющихся нейтронов
Расчеты потоков и дозы гамма-излучения
Образование вторичного гамма-излучения в защите
Расчеты ослабления излучений высоких энергий
Ослабление потока нейтронов высокой энергии
Вычисление факторов накопления замедляющихся нейтронов
Прохождение сверхбыстрых нейтронов через бетоны
Прохождение быстрых нейтронов через бетоны
Накопление нейтронов низких энергий в бетонах
Параметры для расчетов ослабления в бетонах потоков нейтронов
Прохождение гамма-излучения через бетоны
Образование и ослабление захватного гамма-излучения
Тепловая защита из жаростойкого железобетона
Вопросы выбора оптимальной защиты
Вклад излучений синхроциклотрона
Влияние содержания водорода и бора в бетонах на толщину защиты реактора
Влияние содержания водорода в бетонах на толщину защиты синхроциклотрона
Стоимость бетонной защиты
Приложения
Литература

Надежная и достаточная защита от нейтронов, мю-мезонов и тормозного излучения не может обеспечить безопасность работ на ускорителе, если не принять мер для снижения воздействия наведенной радиоактивности. Доза излучения наведенной радиоактивности становится сравнимой с предельно допустимой дозой или превосходит ее в тех случаях, когда плотность потока нейтронов (или протонов) достигает величины 108—109 нейтрон/(м2- сек), а полный поток частиц от ускорителя 1010 нейтрон/сек.
Активации нейтронами и протонами подвергаются детали ускорителя, вспомогательное оборудование, защитные устройства и воздух, которые становятся источниками гамма- и бета-излучений. Дозиметрическими измерениями установлено, что основной вклад

в дозу облучения персонала вносит гамма-излучение наведенной радиоактивности.
Опыт эксплуатации современных протонных фазотронов показывает, что уже при токах пучка 1—2 мка внутри камеры ускорителя наведенная радиоактивность создает значительные трудности при ремонтных работах и совершенствовании ускорителей. При проектировании ускорителей, которые будут иметь токи, в сотни раз большие, чем существующие, остро встает вопрос о радикальных мерах защиты от наведенной радиоактивности или способах ее снижения. Этот вопрос нельзя решить без конкретных экспериментальных сведений, характеризующих наведенную радиоактивность.

Гамма-излучение наведенной радиоактивности вблизи ускорителей

Точный расчет мощности дозы гамма-излучения наведенной радиоактивности в помещении ускорителя при его проектировании затруднен из-за многих факторов. К ним, в частности, относится сложное пространственное распределение источников гамма-излучения, меняющееся во времени. Более надежным и простым методом является экстраполяция экспериментальных данных, полученных на работающих ускорителях. В качестве примера приведем данные об уровнях наведенной радиоактивности в помещении фазотрона Объединенного института ядерных исследований [21].
На рис. 2.20 даны мощности доз вблизи и внутри вакуумной камеры синхроциклотрона. Места замеров выбраны вблизи следующих устройств: коллиматоры протонного пучка (8,6); генератор высокой частоты (65); шлюз ионного источника (86); пробник для установки мишеней (220); «окно» для выпуска из камеры различных частиц (430); центр камеры, где расположен источник ионов водорода (870). Пунктирной линией соединены точки, в которых мощность дозы равна 10 мр/ч. Измерения были выполнены в марте 1963 г. и относятся к периоду, равному 60 дням после остановки синхроциклотрона, проработавшего в течение 9 лет в основном по 140 ч в неделю в режиме ускорения протонов до энергии 660 Мэв. За этот период работы ток внутреннего пучка повышали несколько раз, в результате чего он возрос от 0,2· 10-6 а в 1954 г. до 1,1 · 106 а в 1962 г.
Изменение мощности дозы гамма-излучения вблизи ускорителя за период с 1956 по 1963 г. показано на рис. 2.21. Представленные на этом рисунке данные позволяют сделать следующие выводы:

1) мощность дозы гамма-излучения наведенной радиоактивности определяется током ускоренных протонов, временем работы ускорителя после длительной (более недели) остановки, а также условиями экспериментов;

2)       во время длительных перерывов в работе ускорителя уровень гамма-излучения уменьшается примерно в 4 раза, если до остановки ускоритель более года работал при повышенном токе протонов, и в 7—10 раз, если интервал работы при повышенном токе не превышает 1 года;

3) уровень наведенной радиоактивности определяют в основном изотопы, период полураспада которых не превышает одной недели; более долгоживущие изотопы с периодом полураспада свыше двух месяцев вносят 15—25% в суммарную радиоактивность.

Уровни гамма-излучения наведенной радиоактивности в помещении фазотрона
Рис. 2.20. Уровни гамма-излучения наведенной радиоактивности в помещении фазотрона (энергия протонов 660 Мэв). Цифры обозначают мощность дозы, мр/ч. Пунктирная линия соединяет точки, в которых мощность дозы равна 10 мр/ч.

Уровни гамма-излучений наведенной радиоактивности, представленные на рис. 2.20 и 2.21, получены на фазотроне, ускоряющем протоны до энергий 660 Мэв. Однако с точностью, достаточной для оценок ожидаемых мощностей доз гамма-излучения при проектировании ускорителей на энергию от 200 Мэв до нескольких гигаэлектронвольт можно пользоваться данными рис. 2.20 и 2.21. Другими словами, при грубых оценках можно полагать [21, 32], что мощность дозы вблизи ускорителя протонов не зависит от их энергии, а определяется только током протонов. Это объясняется в основном слабой зависимостью вероятности образования радиоактивных изотопов при взаимодействии протонов энергии более 200 Мэв с ядрами. Вблизи ускорителей электронов на высокие энергии уровни гамма-излучения наведенной радиоактивности будут на два порядка ниже, чем на ускорителях протонов с тем же током частиц.

Рис. 2.21. Изменение мощности дозы гамма-излучения наведенной радиоактивности вблизи места выхода пучков частиц из камеры фазотрона после его остановки:
----- измерения при кратковременных;         измерения при длительных перерывах в работе ускорителя.

Это обусловлено почти в 100 раз меньшим выходом нейтронов из мишеней, которые облучаются электронами по сравнению с потоком нейтронов из мишеней, бомбардируемых протонами.

Выход наведенной радиоактивности

В зависимости от вещества, которое подвергается длительному облучению протонами энергии 660 Мэе, удельная радиоактивность изменяется от 15 до 700 (мг-экв радия)/кг для малого времени (t=1ч) после окончания длительного облучения и от 3 до 250 (мг-экв радия)/кг для больших интервалов (t = 1000 ч) при потоке 1014 протон/(м-сек). Для конструкционных материалов диапазон изменения удельной радиоактивности много меньше при том же времени от конца облучения: от 500 до 700 (мг-экв радия)/кг для t = 1 ч и от 100 до 250 (мг-экв радия)/кг для t = 1000 ч. Детали ускорителя, изготовленные из сплавов на основе легких металлов (Mg, AI), после облучения создают мощность дозы в 2— 7 раз меньше (в зависимости от толщины), чем детали той же толщины из сплавов на основе тяжелых металлов (Fe, Си).
Удельная радиоактивность различных веществ, облученных протонами с энергией 660 Мэв

Таблица 2.21

м
Рис. 2.22. Удельная радиоактивность различных материалов после длительного облучения их потоком протонов 1014 протон/(м2-сек).

Удельная радиоактивность с соответствующими периодами полураспада дана в табл. 2.21, а на рис. 2.22 приведены зависимости от времени удельной радиоактивности различных веществ после длительного облучения протонами с энергией 660 Мэе. Нижние и верхние кривые рис. 2.22 образуют коридор ошибок экспериментальных данных [21]. С точностью ±60% эти данные можно использовать для определения удельной радиоактивности материалов, облученных протонами или нейтронами с энергиями от 200 Мэв до нескольких гигаэлектронвольт [21, 32].
Спектр гамма-излучения наведенной радиоактивности сложный я, вообще говоря, зависит от времени [21 ]. Поэтому точные расчеты защиты чрезвычайно громоздки. Однако, как показали вычисления и измерения [21], для расчета защиты от гамма-излучения наведенной радиоактивности основных конструкционных материалов ускорителей (Fe, Си) можно сложный спектр заменить эффективной моноэнергетической линией 1,2 Мэв. При этом мощность дозы за защитой оказывается заниженной не более чем в два раза по сравнению с точным расчетом при кратностях ослабления. Методы расчета защиты от гамма-излучения изложены в третьей (см. разд. 3.3) и четвертой главах.



 
« АЭС с ВВЭР   Ветроприемные устройства с горизонтальной осью вращения »
электрические сети