Глава 8
НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ ВЫБОРА ОПТИМАЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ
ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
Для того чтобы выбрать состав бетона, не принимая во внимание его физико-механические свойства, необходимо знать защитные свойства различных бетонов. Защитные свойства бетонов часто сравнивают по экспериментальным и расчетным значениям длины релаксации нейтронов или гамма-квантов [1, 2, 3]. Величины длины релаксации получены для определенной энергии излучений (или интервала энергии), поэтому такое сравнение очень условно и не представляет большого практического интереса. Некоторые бетоны могут хорошо ослаблять сверхбыстрые нейтроны, но иметь небольшое сечение поглощения или рассеяния нейтронов низких энергий. Другие бетоны могут хорошо ослаблять гамма-кванты, и только удовлетворительно быстрые нейтроны. Наконец, существуют бетоны, которые в достаточной степени ослабляют сверхбыстрые и быстрые нейтроны, а также гамма- кванты, но плохо поглощают замедлившиеся до тепловой энергии нейтроны, что является причиной возникновения в защите преобладающего захватного гамма-излучения. Сложная картина пространственно-энергетического распределения излучений в защите не позволяет проводить сравнение бетонов на основе отдельных параметров. Конечно, когда имеется полная уверенность в том, что какой-либо один вид излучения дает основной вклад в дозу за защитой, а остальными видами излучений можно пренебречь, тогда защитные свойства бетонов можно сравнивать по одному параметру. Однако в большинстве случаев защитные параметры не позволяют раскрыть такое общее понятие как «защитная способность бетона».
Условимся под защитными свойствами бетона подразумевать способность бетона ослаблять совокупность излучений ядерной установки до заданной величины. Эта цель может быть достигнута при использовании различных бетонов: тяжелого или легкого, содержащего водород или без водорода, при наличии бора или без него. Для каждого веса и состава потребуется различная толщина при постоянной дозе за защитой. Если для двух типов бетона требуется одинаковая толщина защиты, то эти бетоны обладают одинаковой защитной способностью. Здесь же следует отметить, что защитные свойства этих бетонов в отношении различных излучений, которые надо ослабить, могут быть неодинаковые. Таким образом, прежде чем проводить сравнения видов бетона, надо приближенными методами оценить требуемую толщину защиты для каждого варианта.
Затем можно выбрать тип бетона, для этого нужно знать дополнительно его плотность, стоимость (за 1 м3), требуемые физико- механические свойства, расход арматуры и т. п. Осложнение в эту задачу вносит то обстоятельство, что защита является частью здания, поэтому требуется выбрать оптимальный вариант здания с учетом площадей и других строительных параметров. Следовательно, выбор оптимальной защиты ядерной установки является лишь частью этой проблемы. В настоящей главе будут рассмотрены следующие вопросы: 1) вклад излучений в дозу за защитой реактора и ускорителя; 2) зависимость толщины защиты реактора и ускорителя от количества водорода и бора в бетонах; 3) оптимальные железо-водные композиции для защиты от сверхбыстрых нейтронов; 4) вопросы стоимости. Хотя эти вопросы являются частными, но они, безусловно, помогут читателям в выборе оптимальных защитных материалов, тем более что с этих позиций они ранее в литературе не рассматривались.
8.2. ВКЛАД ИЗЛУЧЕНИЙ В МОЩНОСТЬ ДОЗЫ ЗА БЕТОННОЙ ЗАЩИТОЙ РЕАКТОРА
Вернемся к разд. 6.4, где приведен пример расчета защиты уран-графитового реактора и посмотрим, какой же вклад в суммарную мощность дозы дают отдельные виды излучения реактора. Будем считать, что толщина защиты остается постоянной, а изменяется плотность бетона и содержание в нем водорода или бора.
Бетон плотностью 2300 кг/м3. Толщина защиты из бетона плотностью 2300 кг/м3 определяется в основном гамма-излучением. При содержании воды 26 кг/м3 (0,1% водорода) и отсутствии в бетоне бора максимальный вклад в дозу дает гамма-излучение, образующееся в бетоне в результате захвата нейтронов. При увеличении количества воды с 26 до 200 кг/м3 определяющим излучением становится излучение, выходящее из стального корпуса реактора или из тепловой защиты (см. рис. 6.4). Вклад нейтронов в суммарную мощность дозы, даже в бетоне с 0,1% водорода, составляет меньше 1%. Такой же приблизительно вклад дают нейтроны в защите Траунсвинитской атомной электростанции (Англия), состав бетона в которой подобен составу этого бетона.
Преобладание дозы гамма-излучения над дозой, обусловленной нейтронами, не позволяет использовать хорошие замедляющие свойства водорода. Сравнительно небольшой вклад в дозу тепловых нейтронов вносит также захватное гамма-излучение, которое в бетоне с небольшой концентрацией водорода может составлять около 91%. Вклад захватного гамма-излучения быстро растет при уменьшении количества водорода в бетоне ниже 0,3 вес.%.
При постоянной толщине защиты изменение мощностей доз различных излучений реактора представлено кривыми, показанными на рис. 8.1. Этот рисунок иллюстрирует эффективность действия водорода и бора в бетоне. Сравнение проводится для двух типов бетона: гидратных и борсодержащих. За единицу принята суммарная мощность дозы в бетоне при содержании воды 26 кг/м3 (без бора). Пунктирные линии характеризуют относительное изменение мощности дозы за. защитой с увеличением количества бора в бетоне, в котором содержится постоянное количество водорода (0,1 вес.%).
Внешнее гамма-излучение в обоих типах бетона остается постоянным при увеличении количества бора и водорода. Захватное гамма-излучение в них также приблизительно одинаково. Существенное различие наблюдается в изменении мощности дозы от нейтронов. Однако это различие не приводит к большому отклонению суммарной мощности дозы гидратного и борсодержащего бетона из-за пренебрежимо малого вклада нейтронных потоков в общую дозу за защитой. Поэтому для рассматриваемого типа бетона количества бора и воды, указанные на оси абсцисс (см. рис. 8.1), эквивалентны друг другу.
Бетон плотностью 3200 кг/м3. Преобладающие излучения в таких бетонах — гамма-кванты (внешние и захватные). Их суммарный вклад в мощность дозы колеблется от 78% в бетоне с содержанием воды 88 кг/м3 (~0,3 вес.% водорода) до 99% в бетоне с количеством воды 247 кг/м3 (~0,85 вес.% водорода). Вклад промежуточных нейтронов составляет 18,7% в бетоне с 0,3 вес.% водорода и уменьшается до 1,44% при максимальном содержании водорода.
Этот тип бетона исследовали при минимальном содержании воды (88 кг/м3), поэтому в нем не наблюдается значительного увеличения дозовых факторов накопления, как в бетоне плотностью 2300 κε/м3, с уменьшением воды до 26 кг/м3. Вследствие этого не будет большого увеличения мощности дозы, обусловленной захватными гамма-квантами. Толщина защиты также меняется плавно и незначительно, всего на 4% при изменении содержания воды более чем в 3 раза. В бетоне плотностью 3200 кг/м3 отмечается значительная разница в изменении мощности дозы захватного гамма-излучения при добавлении в бетон бора или водорода (см. рис. 8.1, б).
Несмотря на это, слабая зависимость мощности дозы промежуточных нейтронов от содержания бора в бетоне компенсирует значительное снижение дозы захватного гамма-излучения. В результате этого суммарные кривые на рис. 8.1, а, б практически не отличаются для двух типов бетона.
Рис. 8.1. Относительное изменение мощностей доз излучений реактора за защитой постоянной толщины из бетона
плотностью 2300 кг/м3 (а); 3200 кг/м3 (б); 4200 кг/м3 (в):
1,11 — соответственно с увеличением количества воды и бора для быстрых нейтронов; 2,21 — то же, для промежуточных нейтронов; 3,31 — то же, для тепловых нейтронов; 4,41 — то же, для гамма-излучения из стального корпуса; 5,51 —то же, для захватного гамма-излучения в бетоне; 6,61 — то же, для суммарной мощности дозы.
Этот эффект в бетоне плотностью 3200 кг/ма не был замечен вследствие небольшого различия в плотности бетонов и в начальном количестве воды.
Бетон плотностью 4200 кг/м3. Основным излучением, определяющим толщину защиты из такого бетона, является поток промежуточных нейтронов. Вклад промежуточных нейтронов в суммарную мощность дозы колеблется в пределах от 62,8% для бетона с 80 кг/м3 воды до 47% с содержанием воды 250 кг/м3. В этом бетоне (рис. 8.1, в) отчетливо наблюдается совсем незначительная роль бора, так как суммарная мощность дозы определяется главным образом промежуточными нейтронами, на уменьшение количества которых бор действует слабо (см. табл. 5.13 и рис. 5.8).
Рассматривая зависимости мощности дозы от содержания бора и водорода в различных бетонах, можно записать выражение для суммарной мощности дозы:
Р сумм (x, ϱ, w, b)< Pдоп (8.1)
Для данного реактора Рсумм складывается из следующих величин (обозначения те же, что и в разд. 6.4):
Р сумм (х, ϱ, W, b)=Р1(х, ϱ)+Р2(х, ϱ, w) +
+ Р3(x, Q, w, b) + P5(x, ϱ, w, b)+P5(x, ϱ, w, b). (8.2)
Мощность дозы внешнего гамма-излучения P1 практически не зависит от количества бора и водорода в бетоне *.
* Некоторая зависимость существует вследствие различных граничных эффектов (сталь — бетон) при увеличении концентрации водорода и бора. С увеличением концентрации бора выход захватного гамма-излучения из стали несколько уменьшается, так как уменьшается диффузия тепловых нейтронов из бетона в стали.
Мощность дозы Р2, обусловленная быстрыми нейтронами, не зависит от количества бора в бетоне и слабо зависит от изменения концентрации в нем водорода. Промежуточные и тепловые нейтроны ослабляются в области равновесного спектра (на больших толщинах) с той же длиной релаксации, что и быстрые нейтроны [3, 5]. Следовательно
Ρ3(χ, ϱ, w, b)=Р2(х, ϱ, w) Вa (ϱ, w, b)\ (8.3)
Ρ4{χ, ϱ, w, b) = P2 (x, ϱ, w)Bi(ϱ, w, b), (8.4)
где B3 и В4 — соответственно дозовые факторы накопления промежуточных и тепловых нейтронов. Факторы накопления тепловых нейтронов особенно сильно зависят от содержания водорода (см. табл. 5.12) [5, 6].
Из выражения (8.2) можно видеть, что состав бетона зависит от соотношения потоков (мощностей доз) гамма-излучения и нейтронов [2, 3). Очевидно, что бор и водород не следует вводить в бетоны специально, если в выражении (8.2)
P1>P2+Рз+Р4+Р5·
Состав бетона зависит также от начального соотношения дозы внешнего гамма-излучения Р1 и быстрых нейтронов Р2. При уменьшении отношения повышается роль водорода и бора в защите, а при увеличении этого отношения — падает (при условии постоянной плотности бетонов).
Захватное гамма-излучение, возникающее в бетоне, в основном зависит от распределения потоков тепловых (или близких к тепловым) нейтронов, выхода и энергии гамма-квантов. Поэтому бор и водород оказывают существенное влияние на величину мощности дозы за защитой, обусловленной захватным гамма- излучением [7].
Из рис. 8.1 и выражения (8.2) следует: для борсодержащих бетонов
(8.5)
для гидратных бетонов
(8.6)
В уравнениях (8.5) и (8.6) x и ϱ постоянны. В формуле (8.6) изменением Р2 с увеличением количества водорода можно пренебречь, тогда выражения (8.5) и (8.6) идентичны [исключаем, единицу в формуле (8.6)].
Если изменение суммарной мощности дозы для борсодержащих и гидратных бетонов описывается одинаковыми кривыми, то, следовательно, определенному количеству бора может соответствовать определенное количество водорода при условии сохранения одинаковой защитной способности бетона. Этот вывод исключительно важен для практических расчетов и проектирования защиты, так как позволяет более гибко подходить к выбору материалов для бетона. Стоимость введения бора велика по сравнению со стоимостью введения водорода. Поэтому если защита не нагревается или имеется возможность удержать необходимое количество водорода при высокой температуре, то предпочтительнее гидратные бетоны. В том случае, когда защита работает в условиях высоких температур, отсутствие водорода может быть компенсировано введением бора. Таким образом, бор целесообразнее вводить в жаростойкие бетоны, а водород — в бетоны, работающие при нормальных или высоких температурах, но не превышающих предел потери водорода бетонами. Например, серпентиновый бетон, как уже указывалось раньше, можно использовать при температуре до 450° С.
