 |
Расчет полной мощности дозы нейтронов с использованием дозового фактора накопления.
|
|
|
|
При определении мощности дозы нейтронов всего спектра за защитой часто применяется методика расчета, основанная на использовании метода сечения выведения или длин релаксации и понятия «дозового фактора накопления нейтронов». В соответствии с этой методикой мощность дозы нейтронов определяем по формуле
PH = PбН (E > Eпор) ⋅ BД (3.42)
и выполняется в следующей последовательности. По методу сечения выведения (или методу длин релаксаций) сначала рассчитывают мощность дозы быстрых нейтронов PбН (E > Eпор) с энергией, большей некоторого порогового значения Епор. Затем в зависимости от конкретной композиции периферийной части защиты подбирают (из таблиц или графиков) дозовый фактор накопления BД, нормированный на мощность дозы быстрых нейтронов с Е > Епор. Мощность дозы быстрых нейтронов с энергиями большими Епор определяется достаточно просто для любых композиций защиты. Дозовый фактор накопления нейтронов является более сложной функцией ядерно-физических свойств материалов защиты и их компоновки
(3.43)
где Φ(d, Ε) — пространственно-энергетическое распределение плотности потока нейтронов; h(Е) — коэффициент перевода плотности потока нейтронов в мощность дозы; Епор — нижняя энергетическая граница группы быстрых нейтронов. В ряде работ нижняя граница Епор принималась равной 2 МэВ. Такой выбор обусловлен тем, что в таких материалах, как сталь, свинец, никель, титан сечение выведения и длины релаксации для нейтронов с энергиями больше МэВ практически постоянны.
Из выражения (3.43) следует
(3.44)
где РПН (d) — мощность дозы промежуточных и тепловых нейтронов.
На различных расстояниях d от поверхности защиты дозовый фактор накопления нейтронов изменяется. Связано это с тем, что промежуточные и тепловые нейтроны на выходе из защиты имеют более изотропные угловые распределения, чем быстрее нейтроны, а следовательно, ослабление мощности дозы быстрых и промежуточных нейтронов за защитой происходит по различным законам.
|
|
|
По физическим особенностям формирования спектра нейтронов на выходе из защиты все материалы можно разбить на две категории: к первой относятся водородсодержащие, ко второй — железо, свинец, титан, графит, борсодержащий графит и др. материалы, не содержащие водород. Для материалов первой категории наиболее проникающей группой нейтронов является группа быстрых нейтронов. В водородсодержащих средах на расстоянии, равном длинам замедления от источника. Во всем диапазоне энергий устанавливается равновесный спектр нейтронов, который в дальнейшем изменяется слабо, смотри рис. 3.5. Для энергетического распределения нейтронов за защитой из таких материалов практически несущественно, какой спектр нейтронов был на входе в защиту, если толщина материала более 3 – 4 длин замедления ((3 - 4) 
, где τ — возраст нейтронов).
Для материалов, в которых равновесный спектр нейтронов (вторая категория материалов) не устанавливается, существенное значение имеет вид энергетического распределения нейтронов, падающих на защиту. Наиболее проникающей группой нейтронов для таких материалов является группа с энергиями ниже 1 МэВ. В тяжелых материалах (железо, титан, свинец, вольфрам, молибден) дозовый фактор накопления нейтронов постоянно возрастает при увеличении толщины защиты и его значение зависит от того, через какие среды прошел поток нейтронов ранее. Причина роста дозового фактора накопления нейтронов за тяжелыми материалами становится понятной, если рассмотреть изменение мощности дозы быстрых и промежуточных нейтронов за слоем из такого материала
|
|
|
(3.45)
где РбН (0) и РПН (0) — мощность дозы соответствующих нейтронов на входе в слой; λб и λП — длины релаксации мощности дозы быстрых и промежуточных нейтронов.
В соответствии с (3.44) получаем
, (3.46)
где
Известно, что для тяжелых сред λП > λб и дозовый фактор накопления за защитой из тяжелого материала повышается с увеличением толщины.
ПРИЛОЖЕНИЯ
Приложение 1.
Универсальные таблицы расчета защиты из свинца
(ρ = 11,3 гр/см3) в зависимости от кратности ослабления K.
| К | d,см, при энергии фотонов, МэВ | ||||||||
| 0,1 | 0,2 | 0,4 | 0,6 | 0,8 | 1,0 | 1,25 | 1,75 | 2,2 | |
| 1,5 | 0,05 | 0,1 | 0,2 | 0,3 | 0,6 | 0,8 | 0,95 | 1,2 | 1,2 |
| 0,1 | 0,2 | 0,4 | 0,7 | 1,0 | 1,3 | 1,5 | 1,85 | 2,0 | |
| 0,2 | 0,4 | 0,9 | 1,5 | 2,2 | 2,8 | 3,4 | 4,1 | 4,4 | |
| 0,2 | 0,5 | 1,1 | 1,95 | 2,8 | 3,5 | 4,2 | 5,25 | 5,7 | |
| 0,3 | 0,55 | 1,3 | 2,1 | 3,05 | 3,8 | 4,5 | 5,6 | 6,1 | |
| 0,3 | 0,6 | 1,5 | 2,6 | 3,85 | 4,9 | 5,8 | 7,2 | 7,8 | |
| 0,4 | 0,85 | 1,95 | 3,25 | 4,86 | 6,0 | 7,2 | 9,0 | 10,0 | |
| 0,45 | 1,0 | 2,15 | 3,7 | 5,3 | 6,7 | 8,0 | 10,1 | 11,1 | |
| 0,5 | 1,0 | 2,3 | 3,85 | 5,5 | 7,0 | 8,45 | 10,6 | 11,7 | |
| 2·102 | 0,6 | 1,25 | 2,9 | 4,4 | 6,3 | 8,0 | 9,65 | 12,2 | 13,4 |
| 5·102 | 0,65 | 1,4 | 3,1 | 5,1 | 7,2 | 9,2 | 11,3 | 14,2 | 15,4 |
| 103 | 0,7 | 1,5 | 3,3 | 5,7 | 8,1 | 10,2 | 12,3 | 15,5 | 17,0 |
| 2·103 | 0,85 | 1,7 | 3,8 | 6,3 | 8,8 | 11,1 | 13,5 | 16,8 | 18,5 |
| 5·103 | 0,9 | 1,9 | 4,2 | 7,0 | 9,9 | 12,4 | 14,9 | 18,6 | 20,5 |
| 104 | 1,05 | 2,1 | 4,55 | 7,5 | 10,6 | 13,3 | 16,1 | 20,1 | 22,1 |
| 2·104 | 1,1 | 2,2 | 4,85 | 8,0 | 1,3 | 14,2 | 17,2 | 21,4 | 23,5 |
| 5·104 | 1,15 | 2,35 | 5,2 | 8,7 | 12,3 | 15,6 | 18,8 | 23,3 | 25,5 |
| 105 | 1,15 | 2,4 | 5,4 | 9,2 | 13,0 | 16,5 | 20,1 | 24,7 | 27,5 |
Приложение 2.
Дозовые характеристики моноэнергетических нейтронов
| Энергия нейтронов, МэВ | Удельная доза h,
бэр·см2
 нейтр
| Допустимая плотность потока ДПП, нейтр/см2 | Коэффициент качества, КК |
| тепловые | 1 · 10 -9 | 2,8 | |
| 1 · 10-7 | 1 · 10 -9 | 2,8 | |
| 1 · 10 -6 | 2,1⋅10−9 | 2,8 | |
| 1 · 10-5 | 2,1⋅10−9 | 2,8 | |
| 1 · 10 -4 | 2,1⋅10−9 | 2,8 | |
| 5 · 10 -3 | 1,6 · 10 -9 | 2,5 | |
| 2 · 10 -2 | 1,6 · 10 -9 | 2,7 | |
| 1 · 10-1 | 8,2 ·10-9 | ||
| 5 · 10-1 | 2,6 · 10 -8 | ||
| 3,7 · 10-8 | |||
| 2,5 | 4,3 ·10-8 | ||
| 4,3 ·10-8 | 8,4 | ||
| 5 ⋅10−8 | 6,7 | ||
| 6,3 · 10-8 | |||
| 5 · 10 -8 | |||
| 6,2 · 10 -8 | |||
| 1 · 103 | 1,2 · 10-7 | 2,5 | |
| 3 ⋅103 | 2,4 ⋅10−7 | 2,5 | |
| 1⋅104 | 3,3 ⋅10−7 | 2,5 | |
| 3 ⋅104 | 4,5 ⋅10−7 | 1,5 | 2,5 |
| 1 · 105 | 6 · 10 -7 | 1,2 | 2,5 |
Приложение 3.
Дозовые характеристики моноэнергетического гамма-излучения.
| Энергия фотонов, МэВ | Удельная доза h,
 бэр·см2
фотон
| Допустимая плотность потока ДПП, фотон/см2 | Создающий Н=5 бэр флюенс F фотон/см2 |
| 5 · 10 -3 | 2,5 · 10 -9 | 2 · 109 | |
| 1 · 10 -2 | 6,9 · 10-10 | 7,2 · 109 | |
| 21 · 10 -2 | 1,8 · 10-10 | 3,1 · 1010 | |
| 3 · 10 -2 | 7,2 ·10-11 | 6,9 · 1010 | |
| 5 · 10 -2 | 3,1 · 10-11 | 1,6 · 1011 | |
| 1 ·10-1 | 3,9 · 10-11 | 1,3 · 1011 | |
| 2 · 10-1 | 9,8 · 10-11 | 5,1 · 1010 | |
| 5 ⋅10−1 | 2,5 · 10-10 | 2 ⋅1010 | |
| 4,8 · 10-10 | 1 · 1010 | ||
| 8,3 · 10-10 | 6 ·109 | ||
| 1,6 · 10 -9 | 3,1 · 109 | ||
| 2,9 · 10 -9 | 1,8 ⋅10 9 | ||
| 4,3 ·10-9 | 1,2 ·109 | ||
| 9,9 · 10 -9 | 4,8 ·108 |
|
|
|
Приложение 4.
Длины релаксации плотности потока нейтронов
для нейтронного спектра реактора, г/см2
| среда | Длины релаксации для нейтронов с энергией Е, МэВ | ||||
| > 0.33 | > 2 | > 3 | > 5 | ||
| вода | 10 - 30 | 8,1 | 8,1; 7,6 | 8,1; 9,1 | 9,2; 9,6 |
| 30 - 60 | 8,9 | 9,3; 9,1 | 9,5; 9,3 | 10,5 | |
| 60 - 100 | 8,7 | 9,3 | 10,7 | ||
| графит | 0 - 50 | — | 18,9 | 20,9 | |
| 50 - 100 | — | 24; 21,7 | |||
| 100 - 150 | 21,1 | 21,7 | 26,6 | 25,4 | |
| 150 - 220 | 26,8 | 24,3 | 26,3 | 27,8 | |
| железо | 0 - 510 | — | 59;55,4 | — |
ЛИТЕРАТУРА
1. Н. Г.Гусев, В. А.Климанов, В. П.Машкович, А. П.Суворов. Защита от ионизирующих излучений. Т.1. – М.: Энергоатомиздат, 1989 – 318 с.
2. И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ИНДУСТРИЯ Курс лекций http://profbeckman.narod.ru/NI.htm
3. Бекман И.Н. Радиоактивность и радиация. Радиохимия. Том 1: учебное пособие/И.Н.Бекман.- МО, Щёлково: Издатель Мархотин П.Ю. 2011.- 398 с.
4. Бекман И.Н. ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА. Курс лекций. http://profbeckman.narod.ru/YadFiz.htm
5. Бекман И.Н. РАДИОАКТИВНОСТЬ И РАДИАЦИЯ. Курс лекций http://profbeckman.narod.ru/RR0.htm
6. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений: Справочник – 4-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1995 – 496 с.
7. Лощаков И.И. Введение в дозиметрию и защита от ионизирующих излучений. – Учебной пособие: Санкт-Петербургский Государственный политехнический университет, 2008 – 145 с
СОДЕРЖАНИЕ
Глава 1. ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ…………………………….4
1.1. Поле ионизирующего излучения....………………………………..4
1.2. Характеристики поля излучения…………………………………..4
1.3. Дозовые характеристики поля излучения………………………...7
1.4. ЛПЭ, коэффициент качества. Эквивалентная доза……………..10
Глава 2. ХАРАКТЕРИСТИКИ ИСТОЧНИКОВ
ИЗЛУЧЕНИЯ И ЗАЩИТ………...…………………………………...….15
|
|
|
2.1. Основные понятия и определения………………...……………...15
2.2 Активность радионуклида. Единицы активности……………….16
2.3. Расчет дозных полей от источников
гамма- излучения с непрерывным спектром…………………………16
Глава 3. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ…………..18
3.1. Классификация защит……………………………………………..18
3.2. Последовательность проектирования защиты…………………..20
3.3. Инженерные методы расчета защиты от гамма-излучения…….23
3.3.1. «Защита» без применения экранов………………………….23
3.3.2. Универсальные таблицы для расчета защиты……………...23
3.3.3. Метод конкурирующих линий………………………………24
3.3.4. Закон ослабления плотности потока
гамма- излучения веществом………………….…...………………25
3.3.5. Факторы накопления рассеянного гамма- излучения……..27
3.3.6. Факторы накопления гетерогенных сред…………………..30
3.3.7. Защита от протяженных источников………………………..31
3.3.8. Захватное гамма-излучение в защите реактора…………….33
3.4. Инженерные методы расчета защиты от нейтронов……………34
3.4.1. Метод длин релаксации……………………………………...37
3.4.2. Сечения выведения…………………………………………..38
3.4.3. Расчет полной мощности дозы нейтронов
с использованием дозового фактора накопления…………………42
ПРИЛОЖЕНИЯ…………………………………..………………………46
ЛИТЕРАТУРА…………………………………………………..………..49
|
|
|
