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

О биологической защите ядерных установок - 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

Глава 1
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ О БИОЛОГИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЕ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК
НАЗНАЧЕНИЕ ЗАЩИТЫ И ЕЕ СОСТАВ
Биологическая защита предназначена для снижения потоков радиации, которые образуются при ядерных процессах, происходящих в активной зоне реактора, конструкциях и теплоносителе, до уровней, безопасных в биологическом отношении. Если защита расположена между излучающими радиацию частями установки и помещениями с оборудованием, которые обслуживаются периодически (например, в то время, когда реактор не работает), основное назначение ее — предохранить оборудование от недопустимо большой активации нейтронами и ослабить потоки вторичного гамма-излучения. В этом случае конструируется защита, ослабляющая потоки радиации от работающей установки до уровней, значительно превышающих предельно допустимые в биологическом отношении.
Защита ускорителей, на которых проводятся физические исследования, предназначена для снижения фона излучения, мешающего нормальной работе экспериментальной аппаратуры. Обычно уровень излучений, создающий фон, значительно ниже биологически допустимого уровня, поэтому к защите ускорителей предъявляются более жесткие требования, чем к защите энергетических реакторов.
Основной массив защиты реакторов стационарной установки — атомной электростанции, исследовательского реактора или ускорителя делают из наиболее дешевого и одновременно эффективного как защита строительного материала — бетона. Выбор типа бетона существенно зависит от вида установки. Однако даже в одной и той же установке различные участки защиты могут быть выполнены из различных бетонов.
Для атомной электростанции стоимость вырабатываемой электроэнергии является определяющей в выборе конструкции и состава защиты. Таким образом, здесь все подчинено проблеме наименьшей стоимости защиты, строительных работ, здания и т. п.
По мнению А. Н. Комаровского [1, 2], для защиты реакторов атомных электростанций наиболее экономично применять обычный бетон плотностью 2200—2400 кг/м3. Тем не менее, некоторые участки защиты, размеры которых в силу конструктивных особенностей и особенностей компоновки оборудования необходимо
сократить или локально увеличить, выполняют из специальных, тяжелых, бетонов. Плотность таких бетонов, например, с заполнителями из стального скрапа может достигать 6200 кг/м3.
Тяжелые бетоны применяют для защиты исследовательских реакторов. На этих реакторах стремятся обычно получать мощные пучки нейтронов и гамма-квантов, предназначенные для проведения физических исследований. Мощность потока радиации в таком пучке на выходе из защиты тем больше, чем тоньше защита реактора. Поэтому весьма существенным требованием, предъявляемым к исследовательскому реактору, является требование минимальной толщины биологической защиты. Примером таких реакторов может служить серия исследовательских реакторов ИРТ, построенных в СССР.
Кроме активной зоны вредную для здоровья человека радиацию излучают различные конструкции реактора, которые становятся радиоактивными под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, например, трубопроводы и теплообменники, через которые прокачивается теплоноситель 1-го контура. Контур теплоносителя также нужно окружать защитой. В тех случаях, когда нет пространственных ограничений, в качестве защиты используют обычный бетон.
Кроме того, необходимо защищать помещения, в которых хранятся отработавшие каналы с ураном. Гамма-активность этих каналов достигает обычно нескольких тысяч и даже десятков тысяч кюри. И здесь бетон — очень удобный материал для создания защитных стен этих помещений.
Современные ускорители заряженных частиц часто используются в качестве мощных источников нейтронов. Нейтроны образуются в результате ядерных реакций ускоренных частиц с веществом специально выбранной мишени. Так, на циклотронах и других ускорителях тяжелых заряженных частиц средних энергий (протонов, дейтронов или альфа-частиц до 20—30 Мэв) можно получать потоки нейтронов мощностью 1014—1016 нейтрон/сек.
Эксперименты с пучками тяжелых частиц высокой энергии (несколько сот мегаэлектронвольт и выше) являются наиболее важными в современных исследованиях атомного ядра и элементарных частиц. Самые интенсивные источники таких частиц в настоящее время — синхроциклотроны и синхрофазотроны. При работе этих ускорителей возникает мощное нейтронное и гамма-излучение. Ускорители на большую энергию (несколько десятков гигаэлектронвольт) излучают потоки мю-мезонов, защита от которых представляет собой также серьезную проблему (см. разд. 2.3 и 4.4).
При расчете защиты ускорителей исходят из возможности максимального выхода нейтронов из мишени. Однако следует принимать во внимание и гамма-кванты, возникающие в результате взаимодействия этих нейтронов и других ядерных частиц с веществом конструкций установки, оборудования и защиты.

Мишень ускорителя в силу малых размеров считают точечным источником излучения. Поэтому поток частиц, падающий на защитную стену, оказывается небольшим. Например, при расстоянии 2 м от мишени, излучающей 1016 нейтрон/сек, до защитной стены поток нейтронов на поверхности стены равен ~ 2-109 нейтрон /(см2·сек) (для изотропного источника). Такие сравнительно малые потоки излучения не приводят к разрушению материалов защитных стен, например бетона. Поэтому в современных ускорителях тепловая защита не нужна.
Защитные стены камеры обычно выполняют из различных типов бетона. В стенах могут быть предусмотрены смотровые окна из специальных сортов тяжелых стекол и водяных призм.
Защитные двери камеры выполнить из бетона трудно ввиду большого веса. Поэтому возможны конструкции дверей из парафина и металла.
При выводе пучков в помещения вне камеры необходимо также создать защиту этих помещений. Она должна предохранить людей как от прямого пучка излучения, так и от излучений, рассеянных степами комнаты, воздухом и деталями установки.
Выше были изложены основные положения о назначении защиты, которые, разумеется, не охватывают всего многообразия случаев, встречающихся при проектировании защиты ядерных установок.
Как было уже отмечено, бетон обладает хорошими защитными свойствами. Эффективность бетона в биологической защите зависит от его химического состава и может быть понята при рассмотрении взаимодействия гамма-квантов и нейтронов с различными веществами. Сведения об особенностях процессов взаимодействия излучения с ядрами можно найти в работах (3—7). На основании этих сведений и знания химических составов различных сортов бетонов (см. разд. 1.2) можно качественно охарактеризовать роль тех или других компонентов бетона в процессах, происходящих в защите.
Элементы с малым атомным весом играют важную роль при замедлении быстрых нейтронов из-за большой потери энергии при упругом рассеянии. Элементы с большим и средним атомным весом имеют значительно большее сечение неупругого взаимодействия с быстрыми нейтронами. Кроме того, элементы с большим атомным весом более эффективно поглощают гамма-излучение.
Во всех случаях, когда состав защиты не связан со значительным удорожанием, защитная среда должна обладать высокой плотностью, что обеспечит эффективное поглощение гамма-излучения или рассеяние сверхбыстрых и быстрых нейтронов и позволит сделать защиту небольшой по размеру.
Кроме требований, вытекающих из основ взаимодействия излучений с веществом, к защите предъявляются конструктивные и строительно-технологические требования, которые подробно изложены в монографиях А. Н. Комаровского [1, 2, 8].
Потоки излучения в активной зоне мощных ядерных реакторов, применяемых для получения электроэнергии, очень велики и могут достигать 1014—1016 Мэв/(см2-сек). Поэтому при создании основной биологической защиты из бетона между нею и активной зоной необходимо поместить слои защиты из материалов, способных не разрушиться в таких потоках. Эта часть защиты, называемая тепловой, включает в себя также и отражатель реактора. Она служит целям ослабления потоков радиации до величины 1011— 1012 Мэв/(см2-сек). Потоки энергии такой величины, как показывает практика эксплуатации многих энергетических реакторов, сравнительно безопасны для различных сортов бетона. Так, бетонная защита реактора РФТ в СССР более 10 лет облучалась потоками радиации 1012 Мэв/(см2-сек) [9]. При этом какого-либо изменения ее защитных и физико-технических свойств замечено не было.
В тепловой защите, которая подвергается мощному облучению, выделяются значительные количества тепла, достигающие 102— 103 вт/см3. Это создает необходимость интенсивного ее охлаждения. Конструкция тепловой защиты, выбор для нее материалов и теплоносителя, осуществляющего теплоотвод, зависят от типа реактора. Определение полной толщины биологической защиты возможно только после выбора конструкции и расчета тепловой защиты.
В качестве замедлителей и отражателей в реакторах на тепловых нейтронах могут использоваться различные легкие вещества: графит, бериллий, вода, тяжелая вода, органические вещества. Теплоносителем в зависимости от выбора замедлителя и отражателя могут быть вода, тяжелая вода, натрий, газ и т. п. Соответственно этому подбираются и материалы тепловой защиты.
В табл. 1.1 приводится состав отражателей, замедлителей, теплоносителей и тепловой защиты реакторов атомных электростанций.
Для тепловых реакторов, где теплоносителем и замедлителем служит вода под давлением, в качестве отражателя также можно использовать воду. Однако большего ослабления потока нейтронов и гамма-квантов при той же толщине отражателя можно достигнуть, если в водяной отражатель поместить слои стали.
Таким образом, весьма хорошей тепловой защитой корпусов водо-водяных реакторов могут быть железо-водные композиции. А тепловая защита может включать в себя еще и слой стали, из которой состоит корпус реактора.
В реакторах, где замедлителем служит графитовая кладка, тепловая защита может состоять из графитового отражателя, корпуса реактора, иногда дополнительного слоя какого-либо вещества.

Атомные электростанции с реакторами на тепловых нейтронах

 

Состав

Атомная электростанция

замедли
теля

отража
теля

теплоноси
теля

тепловой
защиты

АЭС, г. Обнинск, СССР

Графит

Графит

Вода

Графит — вода

Белоярская, СССР [10] . .

»

»

Кипящая

То же

Шиппингпорт, США [11]

Вода

Вода

вода
Вода

Вода — железо

Ново-Воронежская,
СССР [12]   

»

»

»

То же

Дрезден, США [13] ....

»

»

Кипящая
вода

» »

Колдер-Холл, Великобритания [14, 15]    

Графит

Графит

Газ

Графит

Небраска, США [13] . . .

»

»

Натрий

»

За тепловой защитой размещается основная часть биологической защиты из бетона, металло-водных композиций или смесей каких-либо легких и тяжелых веществ.
Как указывалось выше, потоки излучений в современных ускорителях таковы, что не требуется предохранять бетонную защиту от разогрева и радиационных повреждений. Даже в случае сильноточных ускорителей основные защитные стены из бетона не подвержены значительному разогреву, который мог бы привести к потере конструктивной прочности. Поэтому защиту проектируют из одного слоя бетона.
В этих ускорителях серьезную проблему представляет гашение протонного пучка. Ловушку для него можно выполнить из тугоплавких сортов стали или другого металла. Кроме того, может возникнуть необходимость специального ее охлаждения. Применение жаростойких бетонов для этих целей пока очень проблематично.



 
« АЭС с ВВЭР   Варианты модернизации ЦНД турбин большой мощности »
электрические сети