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

Ядерный реактор - источник нейтронов и гамма-квантов - 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 2
РЕАКТОРЫ И УСКОРИТЕЛИ — ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЯ

  1. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР — ИСТОЧНИК НЕЙТРОНОВ И ГАММА-КВАНТОВ

Источник энергии, выделяющейся в ядерном реакторе,— цепная реакция деления ядер урана или плутония. Энергия, образуемая в процессе деления, распределяется между различными видами излучения (табл. 2.1).
Таблица 2.1
Распределение энергии при делении, Мэв


Делящийся
изотоп

Кинетическая
энергия
осколков
деления

Мгновенное гамма-излучение

Мгно
венные
нейтро
ны

β-частицы

Гамма- кванты продуктов деления

Гамма-
кванты
Продук-тов
захвата

Ней
трино

Уран-233 . . .

163

7

5

9

7

 

10

Уран-235 . . .

165

7,8

4,9

9

7,2

7—10

10

Уран-238 . . .

163

5,2

-

 

10

Плутоний-239

172

7

5,8

9

7

' 1

10

Однако при расчете защиты наибольшее внимание следует уделять нейтронам и гамма-квантам. Необходимо различать отдельные источники нейтронов и гамма-квантов, связанные непосредственно с процессом деления.

Мгновенные нейтроны деления

Большинство нейтронов выделяется в течение нескольких микросекунд с момента начала деления. Они и называются мгновенными. Энергетический спектр этих нейтронов имеет сложный вид. Его можно представить выражением [1 ]
(2.1)
Различие между точными значениями и вычисленными по формуле (2.1) в области энергий 0—9 Мэв не превышает 12%.
При более высоких значениях энергии в диапазоне 4—14 Мэв лучше применять простое, но достаточно точное выражение
(2.2)
Для расчета защиты часто пользуются величиной аЕ0, которая характеризует число нейтронов энергий, большей Е0, образующихся в активной зоне на одно деление:
(2.3)
В табл. 2.2 приведены значения S (Е) и аЕо, заимствованные из работ [2—5].
Таблица 2.2
Величина аЕо для нейтронов спектра деления

Запаздывающие нейтроны

Запаздывающие нейтроны образуются при радиоактивном распаде ядер — осколков деления. Если радиоактивное ядро, образованное в результате радиоактивных превращений, имеет большую энергию возбуждения, оно может испустить нейтрон. Время запаздывания излучения этих нейтронов достигает нескольких минут и определяется периодом полураспада материнского ядра. Спад мощности источников запаздывающих нейтронов данной группы можно определить из соотношения
(2.4)
где Т1/2 — период полураспада материнского ядра (осколка деления).
Интенсивность образования запаздывающих нейтронов во время работы реактора мала по сравнению с интенсивностью образования мгновенных нейтронов. В табл. 2.3 даны периоды полураспада для источников некоторых групп запаздывающих нейтронов.

Периоды полураспада для источников запаздывающих нейтронов

Фотонейтроны

Некоторые ядра могут вступать в реакцию с жесткими гамма- квантами, в результате чего образуются фотонейтроны.
Однако образование их, так же как запаздывающих нейтронов, существенно сказывается только при остановленном реакторе.

Мгновенное гамма-излучение

Здесь имеется в виду гамма-излучение, возникающее непосредственно в процессе деления с малым запаздыванием, не более одной микросекунды.
В некоторых работах, в том числе в работе [6], установлено, что в виде мгновенных гамма-квантов выделяется 7,2—7,5 Мэе на одно деление. Причем спектр квантов от 0,3 до 10 Мэе описывается формулой

(2.5)
Таблица 2.4
Выход мгновенного гамма-излучения при делении ядер урана

В табл. 2.4 приведены выходы мгновенного гамма-излучения на одно деление в различных энергетических диапазонах [3—5].

Гамма-излучение короткоживущих продуктов деления

В работах [6, 7] показано, что в пересчете на одно деление активность продуктов деления близка к интенсивности образования мгновенных гамма-квантов и может быть записана в зависимости от энергии в таком виде:
(2.6)
т. е. полная интенсивность образования гамма-квантов как от продуктов деления, так и в процессе деления ядер урана будет:
(2.7)
Это означает, что полное число образующихся в работающем реакторе гамма-квантов, приходящихся на одно деление, можно подсчитать, умножив данные табл. 2.4 на коэффициент 1,75.

Гамма-излучение долгоживущих продуктов деления

Это гамма-излучение не имеет в работающем реакторе существенного значения, так как интенсивность его мала по сравнению с мгновенным гамма-излучением и излучением от короткоживущих продуктов деления.



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