Стартовая >> Архив >> Генерация >> Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Реактор как источник излучений - Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Оглавление
Основы радиационной безопасности атомных электростанций
Основные дозовые пределы
Облучение персонала
Санитарные правила работы с радиоактивными веществами
Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС
Требования к дозиметрическому контролю, производственным помещениям, вентиляции и удалению отходов
Типы атомных электростанций
Реактор как источник излучений
Технологический контур АЭС как источник излучения
Другие технологические контуры АЭС как источники излучения
Защита от излучений
Закономерности распространения нейтронов
Защита от нейтронов
Материалы защиты АЭС
Материалы из элементов со средним значением атомной массы А
Подход к расчету и проектированию защиты на АЭС
Защита канальных реакторов
Защита корпусных реакторов
АЭС с реактором в ПНЖБ-корпусе
Защита от y-излучения оборудования и технологических сред
Радиационная обстановка и дозовые затраты персонала на АЭС
Радиационная обстановка
Облучаемость персонала
Пути уменьшения дозовых затрат
АЭС и внешняя среда
Образование и обработка отходов на АЭС
Распространение радиоактивных выбросов АЭС во внешней среде
Радиоактивные выбросы и сбросы действующих АЭС
Радиационная обстановка в районах размещения действующих АЭС
Предотвращение поступления радиоактивных веществ в окружающую среду при авариях на АЭС
Контроль радиационной безопасности АЭС
Технологический радиационный контроль радиационной безопасности
Дозиметрический радиационный контроль
Контроль активности жидких и газоаэрозольных отходов
Радиационный контроль в окружающей АЭС среде

При работе реактора на мощности его активная зона является источником нейтронов и γ-излучения. Другие виды излучения, образующиеся в активной зоне, не выходят за ее пределы и поэтому здесь не рассматриваются. Активная зона остановленного реактора является в основном источником y-излучения.
Источники нейтронов в активной зоне работающего реактора можно подразделить на четыре группы: 1) мгновенные нейтроны, т. е. нейтроны, сопровождающие процесс деления ядер горючего; 2) запаздывающие нейтроны — испускаются сильновозбужденными ядрами осколков деления; 3) нейтроны активации — испускаются при радиоактивном распаде продуктов некоторых ядерных реакций; 4) фотонейтроны— образуются в результате (7, л)- реакций на некоторых ядрах.
С точки зрения радиационной безопасности основным источником является первый.
Источники γ-излучения работающего реактора более многочисленны и подразделяются на следующие группы: 1) мгновенное излучение, т. е. y-излучение, сопровождающее процесс деления; 2) излучение короткоживущих продуктов деления, большая часть y-излучения этой группы испускается в первые 10 мин после деления; 3) излучение долгоживущих продуктов деления — испускаются за время, большее 10 мин после деления; 4) захватное излучение, т. е. y-излучение, сопровождающее (л, 7)-реакции; 5) излучение, сопровождающее неупругое рассеяние нейтронов; 6) излучение, сопровождающее (п, р)-, (гг, а)-реакции; 7) излучение продуктов активации; 8) излучение, сопровождающее аннигиляцию позитронов; 9) тормозное излучение, т. е. y-излучение, образующееся при торможении β-частиц в активной зоне.
Основными источниками y-излучения работающего реактора следует считать первый, второй и четвертый.
Источниками y-излучения остановленного реактора являются те же группы, что и работающего, за исключением первого, второго, четвертого и пятого; основным из них является третий.

4.2.1. Источники нейтронов.

Мгновенные нейтроны образуются практически одновременно с делением ядра. Среднее число мгновенных нейтронов при делении 235U, 233U и 239U равно 2,5±0,03, 2,47±0,03 и 2,9±0,04 соответственно. Запаздывающие нейтроны образуются в количестве, существенно меньшем (0,007—0,002 нейтр./деление), и испускаются некоторыми продуктами деления с периодами полураспада 0,18—54,5 с.
Энергетическое распределение мгновенных и запаздывающих нейтронов вместе описывается различными эмпирическими формулами, но чаще формулой
(4.2.1)
где S (Еп) — количество нейтронов в интервале энергии от Еп до Еп-\- + dEn; Еп — энергия нейтронов, МэВ. В области энергий от 4 до 12 МэВ — наиболее интересной и важной с точки зрения защиты —

спектр нейтронов деления можно описать простой экспонентой:
погрешность этого соотношения не более 15%.
Для наших целей часто полезно знать так называемый интегральный спектр нейтронов деления, т. е. количество нейтронов в спектре нейтронов деления (4.3.1) с энергией, превышающей Еп:

Рис. 4.7. Спектр нейтронов деления
(4.2.2)

Рис. 4.8. Интегральный спектр нейтронов деления
Для практической работы спектр нейтронов деления (рис. 4.7) и интегральный спектр нейтронов деления (рис. 4.8) представляют в виде таблиц, в которых S (Еп) и % (£„) нормированы на единицу. Наиболее вероятная энергия нейтронов деления 0,6—0,8 МэВ, а средняя — 2 МэВ, максимальная принимается равной 12 МэВ.
Распределение удельной мощности источников нейтронов деления в активной зоне реактора описывается соотношением
(4.2.3)
где ф (г, Еп) — плотность потока нейтронов с Е'п в точке г активной зоны; v — среднее число нейтронов, образующихся в одном акте деления;— макроскопическое сечение деления в точке г активной зоны.
В результате взаимодействия нейтронов, образовавшихся при делении  ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (упругое и неупругое рассеяние, поглощение, деление), спектр нейтронов деления деформируется и приобретает вид, показанный на рис. 4.9. В области энергий, соответствующих группе быстрых нейтронов, он практически не отличается от спектра нейтронов деления, в промежуточной области энергий — это спектр замедляющихся нейтронов, т. е. 1 /£п- спектр,ав тепловой и надтепловой областях энергии — спектр Максвелла. Естественно, что на рис. 4.9 показан принципиальный вид спекра, реальный зависит от состава активной зоны и информацию о нем, так же как и о спектре нейтронов утечки из активной зоны и их количество (плотности потока нейтронов на поверхности активной зоны), можно получить из результатов расчета физических характеристик активный зоны.

Рис. 4.9. Спектр нейтронов в активной зоне ядерного реактора
Полная плотность потока нейтронов с поверхности сферической активной зоны может быть определена по формуле
(4.2.4)
(4.2.4а)

где 3,1 10+13 — число делений на 1 кВт мощность реактора; W — мощность реактора; 5 — поверхность активной зоны; — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне; Sv — объемная плотность быстрых нейтронов в активной зоне реактора; 23 выв — сечение выведения (см. § 3.2.2).
Некоторые ядра, например Be, D, при взаимодействии с жесткими y-квантами могут испускать нейтроны. Их называют фотонейтронами. Однако вероятность этих реакций невелика, реакции эти пороговые, количество y-квантов с энергией, превышающей порог, сравнительно невелико, поэтому факт образования фотонейтронов с позиций радиационной безопасности можно не рассматривать.

4.2.2. Источники γ-излучения.

Мгновенное γ-излучение сопровождает процесс деления. Из полного количества энергии, выделяющейся при одном делении, на его долю приходится 7,2—7,5 МэВ. Испускается эта энергия как несколькими, так и одним у-квантом. Энергетическое распределение мгновенного γ-излучения описывается соотношением
(4.2.5)
где Еу — энергия v-квантов, МэВ.
γ-излучение короткоживующих продуктов деления образуется в количестве (на одно деление), близком к количеству мгновенных у- квантов, и имеет одинаковое с ним энергетическое распределение:
(4.2.6)
Следовательно, суммарное энергетическое распределение первых двух источников y-излучения
(4.2.7)
Захватное y-излучение, как отмечалось, образуется в результате захвата нейтронов, главным образом тепловых, ядрами элементов, входящих в состав активной зоны (топливо, замедлитель, теплоноситель, конструкционные материалы). Спектр захватного y-излучения для ядра одного элемента линейчатый, поэтому энергетическое распределение захватного γ-излучения в активной зоне реактора зависит от ее состава. Максимальная энергия y-квантов захватного излучения составляет примерно 10 Мэв. Для примера на рис. 4.10 показано энергетическое распределение y-излучения из активной зоны исследовательского реактора (замедлитель и теплоноситель — вода, основной конструкционный материал — алюминий). На фоне непрерывного распределения, описываемого соотношением (4.2.7), видны 7-линии захватного излучения.
Активационное y-излучение — это y-излучение радиоактивного распада ядер, образовавшихся в результате захвата нейтронов стабильными ядрами материалов активной зоны. Энергетическое распределение активационного y-излучения определяется составом материалов активной зоны. При работе реактора на мощности обычно в качестве источника γ-излучения рассматривают нуклид 16N, образующийся по реакции “О (я, р) 16N и испускающий y-кванты с энергией 8,87 (~1%), 7,11 МэВ (5%) и 6,13 МэВ (69%). Период полураспада 16N равен 7,11 с.
’ Удельную мощность двух первых источников y-излучения легко определить, если учесть, что энергетическое распределение (4.2.7) нормировано на одно деление. Удельная мощность источников захватного y-излучения рассчитывается по формуле
(4.2.8)
где— сечение радиационного захвата нейтронов t-м элементом материала активной зоны; S3 (£v) — спектр захватного y-излучения i-го элемента; суммирование выполняется по всем элементам, захват нейтронов которыми приводит к образованию y-излучения.

Рис. 4.10. Спектр y-излучения из активной зоны ядерного реактора:
------ —-------- спектр мгновенного γ-излучения
Удельная мощность источников активационного y-излучения определяется аналогичным соотношением, в которомзаменяется сечением активаций, а — спектром, сопровождающим радиоактивный распад активированных ядер.
Плотность потока y-квантов на поверхности активной зоны вычисляют как выход y-квантов из источника излучения с самопоглощением, т. е. с учетом того, что на пути от места образования до поверхности активной зоны y-квант может взаимодействовать с материалами активной зоны (см. § 5.3).
Остальные перечисленные ранее источники y-квантов в активной зоне играют существенно меньшую роль в формировании поля y-излучения как в самой активной зоне, так и за ее пределами и при рассмотрении работающего реактора их можно не учитывать.

4.2.3. Излучение остановленного реактора.

Поскольку состав продуктов деления в активной зоне остановленного реактора зависит только от времени работы реактора на мощности t и времени, прошедшего после останова реактора т, а их содержание — от мощности реактора, то мощность источников γ-излучения (долгоживущих продуктов деления) может быть вычислена заранее для различных t и т при условной, например единичной, мощности реактора. Такие расчеты проделаны, и результаты оформлены в виде таблиц или графиков (рис, 4 11), на которых приведены значения мощности источников γ-излучения (МэВ/с) у-квантов нескольких (обычно семи) энергетических групп в зависимости от т при разных t. Приняты следующие значения границ энергетических групп: I) 0,1—0,4 МэВ, II) 0,4—0,9, III) 0,9—1,35, IV) 1,35— 1,8, V) 1,8—2,2, VI) 2,2—2,6 и VII) более 2,6 МэВ. Этих данных вполне достаточно, чтобы, например, определить плотность потока γ-излучения той или иной энергетической группы на поверхности активной зоны. Плотность потока γ-излучения определяют с учетом их возможного поглощения в источнике, т. е. в активной зоне.

Рис. 4.11. Плотность потока энергии Y-излучения из активной зоны остановленного реактора

Для некоторых задач радиационной безопасности необходимы данные об активационном γ-излучении, т. е. γ-излучении конструкционных и других материалов активной зоны, в которых образовались радиоактивные нуклиды после рблучения нейтронами. Расчет мощности источников активационного γ-излучения выполняют так же, как и расчет мощности источников захватного γ-излучения, т. е. по формуле (4.2.8) с заменой сечения радиационного захвата на сечение активации и спектра захватного γ-излучения на спектр, сопровождающий распад образовавшегося t-ro нуклида.
Другие источники γ-излучения, существующие в активной зоне остановленного реактора, обычно не рассматриваются, так как их вклад в плотность потока γ-излучения, например, на поверхности активной зоны невелик.
Если в активной зоне реактора в значительных количествах присутствуют Be или D, то активная зона остановленного реактора является источником фотонейтронов. Мощность этих источников определяется соотношением
(4.2.9)
где ф (г, Еу) — энергетический спектр γ-излучения в точке г активной зоны; 2 у п) (Еу) — сечение образования фотонейтронов ; Еу — энергетический порог образования фотонейтронов. Плотность потока фотонейтронов на поверхности активной зоны определяют как выход из источника с самопоглощением.



 
« Основные технические характеристики турбогенераторов мощностью 50 МВт и более   Особенности металла центробежнолитых труб из стали 15Х1М1Ф »
электрические сети