Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Защита реактора - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

Радиационная защита реактора необходима для предотвращения или уменьшения интенсивности ядерного излучения снаружи реактора. Интенсивность всех видов излучения, т.е. а-излучения, бета-излучения, протонов, образующихся в результате (л, р) -реакций, нейтронов и гамма-излучения, должна быть снижена до минимально допустимого уровня.
В конструкции ядерного реактора, а также его первичных компонентов и связанного с ними оборудования всегда предусматривается защита для ослабления излучения. Эта мера предосторожности требуется не только для защиты персонала, но и для защиты корпуса реактора, охлаждающих петель, а также для защиты оборудования, аппаратуры и контрольно-измерительных приборов АЭС. Конструкция защиты в каждом конкретном случае зависит главным образом от назначения реактора (тепловой реактор или быстрый, исследовательский реактор или энергетический) . Таким образом, защита является неотъемлемой компонентой конструкции любого ядерного реактора.
Радиационная защита предназначена для: 1) тепловой защиты (предохраняет корпус реактора, охлаждающие петли и экран от интенсивного тепловыделения, связанного с поглощением ядерного излучения [11]), 2) биологической защиты (предотвращает вредное влияние излучения на здоровье персонала и населения) и  3) защиты контрольно-измерительной аппаратуры (предохраняет электромагнитные и электронные приборы, которые не могут работать должным образом в поле интенсивного излучения [12—14]). Защитные устройства, выполняющие перечисленные выше функции, по существу входят в конструкцию атомной электростанции.

ЯДЕРНОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, ВТОРИЧНОЕ У-ИЗЛУЧЕНИЕ И ФАКТОР НАКОПЛЕНИЯ

Хотя ядерное излучение, испускаемое реакторной системой (деления или термоядерной), включает а- и бета-излучение, протоны, нейтроны и гамма-излучение, при рассмотрении конструкции защиты необходимо учитывать только нейтроны и гамма-излучение. Этот факт обусловлен тем, что а- и бета-излучения и протоны, являясь заряженными частицами, имеют пренебрежимо малую проникающую способность, в то время как нейтральные нейтроны и гамма-излучение обладают большой проникающей способностью.
Наиболее существенными ядерными излучениями, требующими соответствующей тяжелой защиты в энергетических реакторах, являются первичные нейтроны, первичное гамма-излучение, медленные и тепловые нейтроны и вторичное гамма-излучение. Первичные нейтроны включают мгновенные нейтроны (деления) и запаздывающие нейтроны (деления), т.е. быстрые нейтроны. Первичное гамма-излучение включает мгновенное гамма-излучение (при делении), гамма-излучение, возникающее при распаде продуктов деления, и гамма-излучение, испускаемое при захвате частиц конструкционными материалами и теплоносителем в активной зоне. Медленные и тепловые нейтроны представляют собой замедленные и термализованные нейтроны.
Вторичное гамма-излучение, испускаемое в результате захвата медленных и тепловых нейтронов материалами защиты, имеет очень большое значение.
Энергия вторичного гамма-излучения, как правило, превышает интенсивность первичного гамма-излучения из-за возможного усиления интенсивности излучения (фононов) в защите [8—10]. Ядра материала защиты после захвата (или поглощения) медленных и тепловых нейтронов переходят в возбужденное состояние и мгновенно излучают гамма-кванты. Кроме того, во время сложного процесса ослабления гамма-излучения в защите может происходить усиление (накопление) вторичного гамма-излучения. Если Ф (0) и Ф (х) —потоки гамма-излучения (или нейтронов) перед защитой и после прохождения защиты толщиной х, ц — линейный коэффициент поглощения, В (рос) - фактор накопления, то ослабление гамма-излучения (потока нейтронов) защитой можно представить в следующем виде:
(12.3)
Фактор накопления В (рос) является функцией, главным образом, х, причем д зависит от материала защиты и энергии фононов, а х представляет собой переменное векторное расстояние, которое гамма-излучение проходит в защите [8-10].
Таким образом, предохранение персонала, первичных компонентов реактора, оборудования и приборов от интенсивного ядерного излучения может осложняться из-за наличия вторичного гамма-излучения и фактора накопления и требует тщательного выбора материалов защиты.

МАТЕРИАЛЫ ЗАЩИТЫ

В табл. 3.8 приведены основные требования к материалам защиты реакторов и перечислены наиболее важные материалы. В соответствии с назначением материалы защиты, используемые в реакторах, можно разделить на три основные категории:

  1. тяжелые и относительно тяжелые элементы, предназначенные для ослабления гамма-излучения и замедления быстрых нейтронов путем неупругого рассеяния в высокоэнергетической области:
  2. водородсодержащие материалы, предназначенные для термализации нейтронов путем упругого рассеяния в области промежуточных и низких энергий;
  3. легкие вещества, содержащие бор и предназначенные для захвата тепловых нейтронов без испускания вторичного гамма-излучения.
  4. Тяжелые и относительно тяжелые элементы. Для ослабления гамма-излучения часто используются следующие тяжелые и относительно тяжелые элементы: свинец, висмут, тантал, вольфрам и железо (стали). Одним из наиболее распространенных материалов для защиты от гамма-излучения, вероятно, является Pb. Он доступен, относительно дешев, но имеет низкую температуру плавления. При изготовлении некоторых сплавов, предназначенных для низкотемпературного применения, в свинец добавляется висмут. Тантал и вольфрам имеют большую плотность и высокие температуры плавления, так что их можно использовать для защиты от гамма-излучения при высоких температурах.

Относительно тяжелым элементом, который использовался до настоящего времени в сочетании с водой для тепловой защиты, является железо в виде конструкционной или нержавеющей стали. Сталь может ослаблять гамма-излучение и выделять при этом радиационное тепло. Вода может замедлять быстрые нейтроны и снимать радиационное тепло со стальных плит тепловой защиты в активной зоне. Стали и такие относительно тяжелые элементы, как титан, барий и др., могут входить в бетоны, применяемые для биологической защиты.
Тугоплавкие керамические материалы, содержащие тяжелые или относительно тяжелые элементы, также можно использовать в качестве материалов защиты. К таким керамическим материалам относятся оксиды железа FeO, Fe2O3 и Fe3O4, карбид титана TiC, оксиды кремния SiO2 и Si2O3, карбид кремния SiC, оксид бора B2O3, карбид бора B4С и т.д.
Перечисленные тяжелые и относительно тяжелые элементы, их сплавы и соединения можно использовать для ослабления гамма-излучения и замедления быстрых нейтронов в тепловой и биологической защите, а также в защите, предназначенной для предохранения от излучения оборудования и приборов.

  1. Водородсодержащие материалы. Водородсодержащие материалы в основном предназначены для замедления быстрых нейтронов, поглощения медленных и тепловых нейтронов и ослабления гамма-излучения. При выборе водородсодержащего материала для защиты от нейтронов учитывают следующие характеристики материала: 1) содержание водорода и замедляющую способность; 2) сечение поглощения нейтронов и гамма-излучения;
  2. распространенность; 4) вопросы экономики. Легкая вода является одним из наиболее широко используемых водородсодержащих материалов, отвечающих всем перечисленным выше требованиям. Полиэтилен (СH2)„ содержит больше атомов водорода в единице объема, чем легкая вода, однако он не так распространен и экономичен. Последняя не только служит материалом для эффективной защиты от нейтрюнов, но и обеспечивает эффективный отвод тепла, генерируемого в материалах в результате поглощения ядерного излучения.

Цементобетон, содержащий керамические материалы, минералы и воду, является одним из основных водородсодержащих материалов реакторной защиты (как от нейтронов, так и от гамма-излучення). В дополнение к специфическим свойствам, которыми должны обладать материалы защиты, бетон (особенно предварительно напряженный бетон) имеет высокую механическую прочность и его можно использовать для изготовления реакторной защиты сложной формы. В качестве материала защиты в ядерных реакторах бетон нашел наиболее широкое применение.
Используемые для реакторной защиты бетоны можно классифицировать на обычный бетон и специальные бетоны [15-16]. Обычный бетон плотностью 2,3—2,5 г/см3 содержит по массе около 10% H2 О или около (1,2—1,5) * 1022 атомов Н в 1 см3. Специальные бетоны, плотность которых может изменяться в пределах 3,5—5,5 г/см3, содержат по массе меньше 10% H2O или меньше 1,2 • 1022 атомов Н в 1 см3. Для сравнения напомним, что вода плотностью 1 г/см3 содержит 6,7 • 1022 атомов Н в 1 см3, т.е. она более эффективно замедляет и термализует нейтроны чем бетон.
Таблица 12. 2. Составы баритового бетона и железобетона и их макроскопические поперечные сечения


Баритовый бетон Р = 3,5 г/см

Содержание по массе, %

Железобетон Р = 4,5 г/см3

Содержание по массе, %

Барит

60

Железный скрап

57

Лимонит

22

Лимонит

26

Портландцемент

И

Портландцемент

13

Вода

7

Вода

4

Макроскопические сечения выведения быстрых нейтронов и поглощения  гамма- излучения, см 1


Баритовый бетон

Железобетон

Обычный бетон

Выведение
быстрых
нейтронов

Поглощение гамма- излучения

Выведение
быстрых
нейтронов

Поглощение гамма- излучения

Выведение
быстрых
нейтронов

Поглощение гамма- излучения

0,105

0,101

0,16

0,13

0,085

0,066

Обычный и специальные бетоны очень часто используются в качестве ординарных материалов радиационной защиты, предназначенных для замедления нейтронов и ослабления гамма-излучения в ядерных реакторах.
Специальные или тяжелые бетоны, которые нашли применение в первую очередь в качестве материалов зашиты в исследовательских реакторах, включают: баритовый бетон, железобетон, железофосфористый бетон и железобористый бетон. В баритовом бетоне бариевые минералы, т.е. барит BaSO4 или витерит ВаCO3, и составляют большую часть заполнителя, который в обычном бетоне состоит из смеси песка и гравия (SiO2)- Плотность баритового бетона равна около 3,5 г/см3 (табл. 12.2). В железобетоне железная руда лимонит 2Fe2O3 • 3H2O (содержащая железо и связанную воду) применяется вместо большей части песка и гравия. Кроме того, к железобетону добавляют железный скарп, увеличивающий механическую прочность бетона [17].
В железофосфористом бетоне железо и оксиды фосфора замещают большую часть песка и гравия, которые содержатся в обычном бетоне. В этом бетоне лимонит 2Fe2O3 • 3H2O содержит железо, необходимое для ослабления гамма-излучения, а кислоты H3РO3, Н4Р207 и H3PO4, образующиеся согласно написанным ниже реакциям из оксидов фосфора Р2 O3 и Р2 05, обеспечивают защиту от нейтронов:
(12.4)
В железобористом бетоне лимонит 2Fe2O3 • 3H2O и такие соединения бора, как борная кислота H3ВO3, бура Na2B4O7 • 10H2О и колеманит Ca2B6O11 * 5H2O, замещают большую часть песка и гравия обычного бетона. Для защиты от нейтронов железобористый бетон более эффективен, чем железофосфористый.
В дополнение к обычному и специальным бетонам гидриды металлов, имеющие высокие температуры плавления, могут служить материалами высокотемпературной защиты, предназначенными для замедления нейтронов путем неупругого и упругого рассеяния и ослабления гамма-излучения, имеющего как высокую, так и низкую энергию. Такие гидриды металлов, как ZrH3, TiH2, ThH2 и UH2, нашли применение в качестве материалов радиационной защиты исследовательских реакторов. Смесь высокообогащенного урана с гидридом циркония в оболочке из алюминия использовалась в качестве материала топлива, замедлителя и защиты в реакторе TRIGA [18]. Аналогичные смеси высокообогащенного урана с гидридами Тh2, ThH2 или UH2 предлагались для некоторых реакторов космической техники [19, 20].
В общем случае водородсодержащие материалы, имеющие относительно большую молекулярную массу, могут служить для замедления нейтронов и ослабления гамма-излучения при использовании их в качестве материалов защиты в ядерных реакторах.

  1. Легкие вещества, содержащие бор. Большая часть легких веществ имеет заметную замедляющую способность для быстрых нейтронов. Бор в виде бористых соединений имеет большое сечение захвата медленных и тепловых нейтронов и характеризуется небольшим вторичным гамма-излучением. В отличие от тяжелых и относительно тяжелых элементов, которые применяются в первую очередь для защиты от гамма-излучения, легкие вещества, содержащие бор, используются в ядерном реакторе в основном для защиты от нейтронов.

В гл. 3 и в § 12.3 обсуждались и анализировались такие материалы органов регулирования, как бор, его соединения и керамические материалы, содержащие бор. Эти материалы можно использовать также и для защиты от нейтронов. Борную кислоту H3ВO3, буру Na2B4O2 • 3H2O, колеманит Ca2B6O2 i • 5H2O или 2Са * 3B2O3H2O и борал, представляющий собой различные смеси (или комбинации) B4С и алюминия, можно смешать с легкими веществами для замедления быстрых нейтронов и захвата медленных и тепловых нейтронов с небольшим или слабым вторичным гамма-излучением. В смесях можно использовать как естественный бор, так и бор, обогащенный бором-10.

  1. Материалы и основные задачи проектирования защиты реактора. Для известных или рассчитанных интенсивности источника излучения или мощности дозы излучения ядерного реактора необходимо подобрать материалы защиты таким образом, чтобы они эффективно выполняли свои основные функции, т.е. обеспечивали тепловую и биологическую защиту и защиту оборудования и приборов. При этом наибольшее значение имеет биологическая защита, предохраняющая обслуживающий персонал и население от облучения.


Рис. 12.5. Распределение потоков нейтронов в радиальном направлении в защите: 1 —  поток быстрых нейтронов; 2 —  поток тепловых нейтронов; 3 —  ось активной зоны; 4 —  активная зона реактора; 5 —  край активной зоны; 6 —  вода; 7 —  стальная тепловая защита; 8 —  стальной корпус реактора; 9 —  воздух; 10 —  биологическая защита

Что касается обсуждавшихся выше материалов защиты, то такие тяжелые и относительно тяжелые элементы, как свинец, висмут, тантал, вольфрам и железо, предназначены в первую очередь для ослабления и поглощений гамма-излучения, водородсодержащие материалы, подобные легкой воде, обычному бетону, специальным (тяжелым) бетонам и гидридам металлов, предназначены для замедления быстрых нейтронов, поглощения медленных и тепловых нейтронов и ослабления гамма-излучения, а такие содержащие бор легкие вещества, как борная кислота, бура, карбид бора, колеманит или борал, предназначены в первую очередь для захвата медленных и тепловых нейтронов с небольшим вторичным гамма-излучением. Защита ядерного реактора может быть обеспечена путем соответствующего распределения материалов защиты с учетом их основного назначения и максимально допустимых уровней мощности дозы излучения, установленных для различных точек реактора. На рис. 12.S и 12.6 представлены типичные результаты расчетов при проектировании защиты для реактора PWR, работающего при электрической мощности 100 МВт. На рис. 12.5 показано распределение потоков быстрых и тепловых нейтронов в радиальном направлении в тепловой защите, представляющей собой чередование слоев воды и стали, и в биологической защите, включающей такие материалы, как бор, свинец, сталь и бетон. На рис. 12.6 для тех же материалов защиты показано распределение мощности дозы первичного и вторичного гамма-излучений [11, 12].


Рис. 12.6. Распределение мощности дозы D первичного и вторичного гамма-излучений в радиальном направлении в защите:
1 —  первичное гамма-излучение; 2 —  вторичное гамма-излучение; 3 —  ось активной зоны; 4 — активная зона реактора; 5 — край активной зоны; 6 — вода; 7 — стальная тепловая защита; 8 — стальной корпус реактора; 9 —  воздух; 10 — биологическая защита

Из представленных кривых видно, что поток быстрых нейтронов монотонно убывает, в то время как поток тепловых нейтронов увеличивается в воде в результате эффекта замедления, уменьшается в стали в результате захвата нейтронов и затем увеличивается в результате замедления и термализации быстрых нейтронов в бетоне. Мощность дозы первичного гамма-излучения нормально снижается в стали, свинце и бетоне, тогда как мощность дозы вторичного гамма-излучения снижается медленнее и становится существенно больше мощности дозы первичного гамма-излучения в результате поглощения тепловых нейтронов и испускания вторичного гамма-излучения в защите.

  1. Основные параметры вторичного гамма-излучения и фактор накопления. Изменение мощности дозы вторичного гамма-излучения зависит главным образом от; 1) распределения потока тепловых нейтронов и энергетического спектра быстрых нейтронов, 2) сечения поглощения (или захвата) тепловых нейтронов для различных элементов, входящих в химический состав воды, стали, обычного бетона, специальных бетонов и т.д., 3) энергетического спектра вторичного гамма-излучения (захватного или образующегося при распаде), испускаемого в результате поглощения нейтронов, и 4) степени ослабления первичного и вторичного гамма-излучения в воде, стали и бетонах.

Поскольку поперечное сечение поглощения (или захвата) нейтронов (в частности, тепловых нейтронов) изменяется при переходе от одного элемента к другому, число вторичных гамма-квантов, испускаемых при поглощении нейтрона, и их энергия различны для каждого элемента. В табл. 12.3 приведены данные по среднему числу гамма-квантов, испускаемых при захвате одного нейтрона различными элементами, которые могут встречаться в обычных материалах защиты ядерных реакторов [9,22—25]. Эти данные определены экспериментально и относятся ко вторичному или захватному гамма-излучению, испускаемому при захвате тепловых нейтронов.

Таблица 12.3. Среднее число вторичных гамма-квантов, испускаемых при захвате нейтрона


Эле
мент

 

 

Энергия вторичных гамма-квантов, МэВ

 

 

0-1

1-2

2-3

3-4

4—5

5-6

6-7

7-8

8-9

9-10

Н

_

 —

2,23

 —

 

 —  —

 —

 —

 —

 —

О

-

-

-

-

-

1,00

1,02

-

-

-

6 Li

-

-

-

-

-

-

-

7,40

-

-

Be

-

-

0,85

-

-

5,12

-

-

-

10В

-

-

-

-

3,51

-

0,19

-

-

-

С

-

-

-

1,10

3,47

-

-

-

-

 —

N

-

-

-

1,15

0,72

5,06

1,07

0,66

0,35

-

F

-

-

-

-

1,83

3,20

2,82

-

-

-

Na

0,80

0,30

1,44

1,05

-

0,33

0,83

-

-

-

Mg

-

-

0,62

2,68

0,25

0,31

0,27

0,01

0,26

0,05

AI

-

-

-

1,29

1,29

0,51

0,42

1,90

-

-

Si

-

0,37

1,61

2,14

3,89

0,47

0,92

0,62

0,14

-

P

-

-

-

2,17

1,51

0,66

1,04

0,58

-

-

S

0,40

-

1,77

1,62

1,92

4,64

0,29

0,22

0,09

-

Cl

0,40

-

1,57

1,07

1,57

1,45

1,89

1,06

0,12

-

К

0,24

0,61

0,83

1,80

1,86

1,99

0,24

0,39

0,01

-

Ca

0,07

0,94

0,41

1,08

1,96

1,28

2,32

0,07

-

-

Fe

0,05

0,30

0,20

0,37

0,45

0,84

0,67

2,66

0,25

0,20

Ti

0,14

1,59

0,08

0,37

0,72

0,09

6,58

0,11

0,02

0,01

Zr

-

-

-

2,52

1,71

1,07

1,15

0,15

0,11

-

Nb

-

-

-

1,22

0,88

0,68

0,20

0,04

-

-

In

-

-

-

0,76

0,55

0,26

-

-

-

-

Та

-

-

-

-

0,05

0,10

0,04

 —

-

-

W

-

-

-

1,28

0,77

0,58

0,33

0,03

-

-

Pb

-

-

-

-

-

-

-

7,40

-

-

Bi

-

-

-

-

4,17

-

-

-

-

238U

0,30

-

0,43

-

-

-

-

-

-

-

Таблица 12.4. Фактор накопления дозы для изотропного точечного источника


Мате
риал
защиты

AU

 

Энергия вторичного (захватного) гамма-излучения, МэВ

0,5

1,0

2,0

3,0

4,0

6,0

8,0

10

H2O

1

2,52

2,13

1,83

1,69

1,58

1,46

1,38

1,33

2

5,14

3,71

2,77

2,42

2,17

1,91

1,74

1,63

4

14,3

7,68

4,88

3,91

3,34

2,76

2,40

2,19

7

38,8

16,2

8,46

6,23

5,13

3,99

3,34

2,97

10

77,6

27,1

12,4

8,63

6,94

5,18

4,25

3,72

15

178

50,4

19,5

12,8

9,97

7,09

5,66

4,90

20

334

82,2

27,7

17,0

12,9

8,85

6,95

5,98

Fe

1

1,98

1,87

1,76

1,55

1,45

1,34

1,27

1,20

2

3,09

2,89

2,43

2,15

1,94

1,72

1,56

1,42

4

5,98

5,39

4,13

3,51

3,03

2,58

2,23

1,95

Проектирование реакторной защиты часто осложняется из-за необходимости учета фактора накопления В (рх), который является функцией в первую очередь энергии гамма-излучения Е, коэффициента поглощения материала защиты д и векторной толщины защиты х. Для точечного изотропного источника излучения [см. (12.3)] фактор накопления можно выразить простым аналитическим уравнением [11,21]:
(12.5)
где b - параметр (b < 1). Например, для случая ослабления свинцом жесткого гамма-излучения от плоского однонаправленного источника параметр b составляет от 1/3 до 1/2. Значения фактора накопления для точечного изотропного источника приведены в табл. 12.4 [9].
В дополнение к данным по вторичному гамма-излучению и фактору накопления, приведенным в табл. 12.3 и 12.4, в литературе имеется большое число диаграмм по проектированию защиты, стандартов и нормалей для основных материалов, используемых при создании защиты [8—10, 13, 14, 16, 17, 25,26].



 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети