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

Прохождение гамма-излучения через бетоны - 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 6
ПРОХОЖДЕНИЕ И ОБРАЗОВАНИЕ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ В БЕТОНАХ
8.1. ПРОХОЖДЕНИЕ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИИ ЧЕРЕЗ БЕТОНЫ
Защита от гамма-излучения широко исследовалась как теоретически, так и экспериментально. Поэтому рассчитать бетонную защиту нетрудно, если известны основные факторы: интенсивность и энергия источников гамма-квантов, защитные свойства бетона и уровень, до которого необходимо снизить поток гамма-излучения.
Ослабление гамма-квантов в бетонах происходит приблизительно экспоненциально. Коэффициент ослабления [1] зависит от энергии гамма-квантов (рис. 6.1). Кривые на рис. 6.1 рассчитаны для следующих материалов: 1 — бетон с дробью, плотность 5300 кг/м3, 79,5 вес.% Fe; 2—обычный бетон, плотность 2350 кг/м3, состав (вес.%): Са — 8,6; Si — 35,8; Fe — 1,2; A1 — 2,0; Na — 0,33; Η — 0,63; С — 0,4; О — 51,1; 3 — баритовый бетон, плотность 3100 кг/м3, состав (вес.%): Ва 35,8; Са — 7,4; S — 9,0; Si — 8,9; Fe — 1,5; Η — 0,44; С — 1,1; О — 35,4; 4 — свинец, плотность 11400 кг/м3; 5 — железо, плотность 7800 кг/м3.

Таблица 6.1
Длина релаксации гамма-квантов, см


Плотность бетона, кг/м*

Энергия, Мэв

1

2

3

4

6

8

2300

6,4

9,7

11,9

13,7

16,2

18,0

2600

6,2

8,7

10,6

12,1

13,9

15,0

3200

5,1

7,2

8,5

9,6

10,5

11,8

3500

5,1

7,3

8,5

9,0

9,9

9,9

3600

4,3

6,6

7,4

8,3

9,5

10,1

4200

3,9

5,5

6,6

7,2

8,0

8,5

4600

3,6

5,0

6,0

6,5

7,3

7,6

5200

3,2

4,5

5,3

5,9

6,4

6,7

* Химические составы бетонов даны в табл. 5.4.
Для некоторых бетонов в табл. 6.1 приведены значения длины релаксации, рассчитанные как l/μ.


Рис. 6.2. Спектры гамма-излучения реакторов трех типов:

Рис. 6.1. Зависимость толщины слоя десятикратного ослабления χ1/10 от энергии гамма- квантов для основных защитных материалов
оплошные линии показывают зависимость абсолютного значения интенсивности гамма-излучения от энергии гамма- квантов для реактора в Ок-Ридже, причем 1 — на границе активной зоны; 2 — за слоем воды 97 см; 3 — то же, 147 см; 4 — то же, 207 см; кривая 5 — спектр гамма-излучения на поверхности активной зоны кипящего реактора в Лос-Аламосе США (кривая 5 нормирована к кривой 1 в области энергий 1—3 Мэв). Спектр гамма-излучения реактора на быстрых нейтронах в Лос-Аламосе почти совпадает с кривой 5.

Значения λ для бетонов рассчитаны [2] по элементарному химическому составу и коэффициентам ослабления μ для отдельных элементов, данных в работе [3, 4].
Несмотря на различие физических характеристик реакторов, формы кривых энергетических спектров гамма-излучения очень похожи и грубо могут быть представлены экспонентой, убывающей по мере увеличения энергии (см. раздел 2.1), так что гамма- квантов с энергией 1 Мэв приблизительно в 100 раз больше, чем гамма-квантов с энергией 7 Мэв (рис. 6.2). Как видно из рис. 6.2, большая часть энергии, уносимой гамма-квантами, попадает в защиту в виде мягкого гамма-излучения.
Наличие стальных экранов, корпуса реактора и других конструкционных элементов существенно меняет спектр гамма- излучения, падающего на бетонную защиту. Из этих экранов выходит жесткое гамма-излучение, которое образуется вследствие захвата тепловых и надтепловых нейтронов железом и часто определяет толщину защиты. Источник захватного гамма-излучения из стали в случае больших реакторов можно представить в виде плоского изотропного.
Если разбить спектр гамма-излучения на группы по энергиям, то мощность дозы гамма-излучения можно определить по формуле [2]
(6.1)
где Ф0t; — поток гамма-излучения для каждой группы Ei; Рi — доза на один гамма-квант с энергией Е [5].
В этой формуле, справедливой для больших толщин μχ > 1 и энергии гамма-квантов 4—8 Мэd, фактор накопления принят

а ослабление без учета накопления при μχ > 1 описывается функцией
(6.2)
Методика определения факторов накопления изложена в разд. 3.3. К сожалению, в работах по физике защиты [1, 5—7] не приводятся факторы накопления для бетонов.
Расчет факторов накопления гамма-излучения в толстых защитах был упрощен Тэйлором [8]. Его метод основан на том, что рассчитываемый фактор накопления для точечного изотропного источника можно аппроксимировать функцией
(6.3)
где μ0 — коэффициент поглощения первичных гамма-квантов с энергией Е0; A, α, β — функции Е0, выбранные таким образом,
что В (μ0, х), подсчитанные по этому выражению, совпадают с В (μ0, х), подсчитанными методом моментов, для области значений μχ от 1 до 20 и Во от 0,5 до 10 Мэе с точностью 5%.
Этот метод позволяет выбрать А, а и β для данного материала таким образом, что они не зависят от μ0x. В работе [7 ] даны рассчитанные по формуле (6.3) значения A, а и β для обычного бетона плотностью 2300 кг/м3 (табл. 6.2).
Таблица 6.2
Значения коэффициентов А, α, β*


Ео, Мэв

А

а

Р

0,5

12,5

0,111

0,01

1

9,9

0,088

0,029

2

6,3

0,068

0,058

4

3,9

0,059

0,079

6

3,1

0,0585

0,083

8

2,7

0,057

0,0855

10

2,6

0,05

0,0835

* Для обычного бетона плотностью 2300 кг/м.
В табл. 6.3—6.6 указаны вычисленные с использованием рис. 3.6 или данных из работы [8] дозовые факторы накопления по zφφ. Как видно из табл. 6.5 и 6.6, zэфф баритового бетона равно 24, т. е. выше, чем у бетона на стальном заполнителе, хотя плотность его меньше.
Таблица 6.3
Значения В (μχ) для обычного бетона
(плотность 2300 кг/м3; zэфф=15)

* Расхождение между средними значениями факторов накопления для диапазона энергий гамма-квантов Е0= 4 —8 Мэв и подсчитанными как- 1/2 μχ+ 1 составляет
не более 12%. Такое же различие наблюдается и для остальных бетонов (табл. 6.4 — 6.6).

Значения В (μχ) для гематитового бетона *
(плотность 3200 кг/м3; zэфф = 17)

Таблица 6.5
Значения В (μχ) для баритового бетона (плотность 3500 кг/м; zэфф=24)

Таблица 6.6

Значения В (μχ) для сталегематитового бетона (плотность 4200 кг/м3; zэфф= 21)

На основании данных таблицы 6.3 можно также заключить, что для приближенных расчетов защиты на большой толщине и при энергии 4- 8 Мэв можно пользоваться простым выражением для фактора накопления В = 1/2ϻх + 1.
Такая аппроксимация фактора накопления позволяет упростить вычисления, например, ослабления дозы захватного гамма-излучения. Факторы накопления для других бетонов можно получить интерполяцией или экстраполяцией. При этом следует помнить, что баритовый бетон является исключением и зависимость В от плотности бетона имеет свои особенности.
Прохождение и накопление гамма-квантов в защите относилось к излучению реакторов. Если известны интенсивность, угловое распределение и спектр гамма-излучения, созданного на мишени ускорителя, то по номограммам рис. 4.6—4.8 можно оценить необходимую защиту из обычного бетона. Защитные свойства других бетонов от тормозного излучения высокой энергии в настоящее время не исследуются. Однако коэффициенты ослабления при высокой энергии гамма-излучения рассчитаны и приведены в разд. 6.3. Величину факторов накопления можно получить экстраполяцией имеющихся данных (см. табл. 6.3—6.6).
Результаты некоторых измерений ослабления обычным бетоном тормозного излучения можно найти в работах [9, 10]. Эти же результаты анализируются в работе II]. Измерения были проведены по энергии электронов на мишени 6; 10; 20; 30 и 38 Мэв (табл. 6.7). Таблица 6.7
Толщина бетона *, необходимая для уменьшения интенсивности излучения бетатрона до допустимой величины ** [9]

* Плотность бетона 2150 кг/м.
** Недельная доза принята 30 эрг/г при работе 48 ч в неделю.
Опыты показывают, что при энергии электрона 38 Мэв
ослабление на единице длины становится почти независимым от энергии. Это объясняется следующим: бетон состоит из элементов со средним атомным весом, а они имеют минимальное сечение поглощения гамма-квантов в этой области энергий. Было найдено, что фактор накопления равен ~2, даже для ослабления в 106 раз.
Для электронных ускорителей с энергией в несколько Гэв данных по защитным свойствам бетонов еще меньше. Уже упоминалась (разд. 4.1) одна работа [11], в которой рассматривается проблема гашения фотонного пучка с энергией 4 Гэв в тяжелом ильменитовом бетоне (см. рис. 4.1). Однако тормозное излучение, возникающее в защите, не определяет биологической дозы. Это, пожалуй, единственная работа, касающаяся прохождения тормозного излучения очень высокой энергии в бетоне.



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