ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Защита активной зоны ядерного реактора из "Защита от излучений ядернотехнических установок. Т.2 " При работе ядерного реактора радиационная обстановка в помещениях, расположенных в непосредственной близости от него, определяется проникающим излучением активной зоны, конструкций реактора и защиты, а также активностью теплоносителя. При остановке реактора радиационная обстановка в реакторном зале обусловлена остаточным у-излучением продуктов деления ядерного горючего, излучением активированных конструкций реактора и защиты. Во всех других помещениях, где расположены коммуникации или элементы оборудования технологического контура, омываемые теплоносителем, радиационная обстановка после остановки реактора определяется отложениями радиоактивных продуктов коррозии и примесей в теплоносителе, а иногда и продуктами деления ядерного горючего. [c.7] В настоящей главе проводится анализ защиты активной зоны реактора. Она начинается с описания реакторов различных типов. Активная зона реактора характеризуется как источник излучения нейтронов, первичных и вторичных у-квантов. Основное внимание уделяется анализу излучения активной зоны при работе реактора . [c.7] Знание пространственно-энергетического распределения нейтронов в активной зоне и защите дает возможность определить интенсивность источников вторичного у-излучения, а затем и распределение этого излучения в защите. [c.8] Однако недостаточно лишь уметь рассчитать защиту и на основании расчетов выбрать такую толщину защиты и такие материалы, которые удовлетворяли бы всем требованиям, предъявляемым к защите. Важно еще определить оптимальный порядок размещения этих материалов и разумно провести совместную компоновку элементов защиты и оборудования технологического контура, где это возможно. [c.8] Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах содержит значительное количество замедлителя нейтронов. Так, в уран-графитовом реакторе концентрация ядер углерода превышает концентрацию ядер в 6000—10 000 раз. В активной зоне реактора на промежуточных нейтронах содержится гораздо меньше замедлителя, а в быстром реакторе он вообще отсутствует. [c.9] С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2. [c.9] По типу замедлителя нейтронов различают реакторы с графитовым, бериллиевым, водяным, тяжеловодным, органическим и гидридным замедлителем. [c.10] Для отвода тепла из активной зоны через реактор прокачивают теплоноситель, который переносит тепло из реактора в парогенератор или газонагреватель, где оно передается воде или газу. По типу теплоносителя различают реакторы с обычной водой в качестве теплоносителя, реакторы с органическим теплоносителем, реакторы с жидкометаллическим и газовым теплоносителями. [c.10] В реакторах с водяным замедлителем вода, как правило, используется и для отвода тепла, т. е. она выполняет и роль теплоносителя. Такие реакторы называются водо-водяными. Реакторы с водяным теплоносителем подразделяют на реакторы с водой под давлением и кипящие реакторы. [c.10] Первым этапом анализа радиационной защиты реактора является расчет интенсивности источников излучения в активной зоне реактора. Взаимодействие делящихся ядер, содержащихся в активной зоне, с нейтронами приводит к их делению, при котором образуется следующее поколение нейтронов, вновь вызывающих деление, и т. д. Так происходит цепная реакция. [c.10] Кроме участия в процессе деления нейтроны претерпевают также упругое и неупругое рассеяние на ядрах, содержащихся в активной зоне, и радиационный захват. Нейтроны замедляются и диффундируют, часть из них утекает в отражатель, часть переходит обратно в активную зону. В результате конкуренции различных процессов устанавливается определенное пространственно-энергетическое распределение нейтронов в активной зоне, которое необходимо знать при проведении детального анализа зашиты. [c.10] Не все эти источники нейтронов в равной степени важны и поэтому не все из них необходимо учитывать при расчете защиты данного конкретного реактора. [c.11] Мгновенные нейтроны деления составляют основную часть всех нейтронов спектра деления (более 99%). Они распределяются по энергиям в широком интервале от нескольких десятков килоэлектронвольт до энергий свыще 20 Мэе. Чаще всего в качестве делящегося материала в реакторах используют угз. ) 238 Средняя кинетическая энергия нейтронов, образующихся при делении одного ядра составляет 5 Мэе. [c.11] При расчетах защиты реакторов часто требуется знать долю нейтронов в спектре деления с энергией выше , т. е. [c.12] Необходимо отметить, что формулы (9. 1) и (9. 3) не описывают тонкую структуру спектра нейтронов деления. Согласно измерениям с хорошим разрешением [4], в этом спектре имеются явно выраженные максимумы при 0,75 1,25 1,6 и 2,6 Мэе, где сосредоточено 5% полного числа нейтронов деления. [c.13] В этой области погрешность формулы (9.5) меньше 15% и не превышает 7% в интервале энергий 5—13 Мэе. [c.14] Отметим, что при энергиях нейтронов ниже 9 Мэе погрешность формулы (9.6) не превышает 12%, но при 9 Мэе она довольно значительна погрешность возрастает с увеличением Энергии и при =14 Мэе составляет более 70%. [c.14] Однако в этой зависимости при л 0,2- -1 М.эв обнаружены нерегулярности, обусловленные дискретной структурой квантовых состояний составного ядра, которое образуется при поглощении первичного нейтрона [6]. [c.15] Вернуться к основной статье