ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Ослабление излучений активной зоны из "Защита от излучений ядернотехнических установок. Т.2 " При проектировании защиты реактора пользуются разными методами расчета, различающимися как трудоемкостью, так и точностью. Строгое решение задачи возможно лишь с помощью последовательного решения уравнений переноса нейтронов и у-квантов. Однако эти уравнения достаточно точно удается решить лишь для достаточно простых геометрических конфигураций активной зоны и защиты, в основном одномерных (см. гл. IV). Поэтому в практических расчетах. защиты реакторов наряду с решением уравнений переноса излучения применяют н различные приближенные методы, которые можно разбить на две группы полуэмпирнческие, основанные на использовании экспериментальных или теоретических данных, и методы, использующие низкие приближения уравнения переноса. На основе этих приближенных методов в ряде случаев удается проводить практические расчеты даже вручную, и, кроме того, их можно довольно просто реализовать на ЭВМ. Достаточно строгое решение уравнения переноса в основном используется для определения погрешности приближенных методов и при проведении расчетов для самых ответственных направлений, где это позволяют геометрические условия задачи. [c.48] Разные стадии проектирования защиты различаются также степенью учета специфических особенностей каждой задачи. На начальных стадиях можно рассматривать гомогенные модели активной зоны, даже одномерные, и использовать различные упрощающие предположения, например считать распределение источников равномерным. На последующих стадиях проектирования необходимо учитывать неодномерность задачи и неравномерность распределения источников как по активной зоне в шелом, так и внутри элементарных ячеек активной зоны. При этом необходимо также учитывать наличие различных неоднородностей, пустот, каналов и щелей как в активной зоне, так и в защите реактора (см. гл. ХИ). [c.48] В расчетах защиты реактора необходимо учесть также изменения свойств защитных материалов и конструкций со временем, в частности высыхание бетона. [c.49] Например, для быстрых нейтронов в воде в первом приближении эту зависимость можно представить в виде кусочнопостоянной функции при Г 30 см Я = 7,7 см- при 30 см- г 60 см Я = 9,3 см при г б0 см Я=11 см [33]. [c.50] Из геометрических соображений (с помощью рис. 9.14) можно получить, что из всей длины /-линии, соединяющей точки г и г , часть, равная т os 0 — Щ—/-2sin2 0), лежит в слое защиты, а остальная часть — в активной зоне. [c.51] Возможен также комплексный подход, включающий одно- временный расчет поля нейтронов в активной зоне и защите. При этом в разных зонах можно использовать различные приближения уравнения переноса, скажем в активной зоне Ярпри-ближение, а в защите — Л-приближеняе более высокого порядка. [c.55] Здесь а — коэффициент, зависящий от сочетания легкой и тяжелой компонент защиты. Например, для железо-водной защиты 0=1, свинцово-водной 0=0,53. [c.56] Здесь (г ) — пространственное распределение источников у-квантов -й энергетической группы ц — линейный коэффициент ослабления этих у-квантов — фактор накопления потока рассеянных у-квантов /-й энергетической группы от источника, испускающего у-кванты -й группы. [c.57] Не следует забывать, что в этой формуле Фу является не плотностью потока у-квантов /-й энергетической группы, а той величиной, на которую надо умножить удельную мощность дозы излучения, энергию у-квантов и т. п., чтобы получить вклад ]-й группы у-квантов в значение искомого функционала. При расчете другого функционала следует брать иные значения фактора накопления. [c.57] Здесь повсюду, естественно, коэффициент ослабления у-квантов зависит от их энергии, т. е. р=р(Е ). [c.58] Таким образом, фактор накопления для .слоев равен фактору накопления для суммарной толщины защиты, взятому по последнему материалу, и сумме разностей между факторами накопления следующих один за другим слоев для толщины защиты от внутренней ее поверхности до поверхности раздела этих смежных слоев. [c.58] Здесь а и р — эмпирические коэффициенты, зависящие от сочетания соседних разнородных материалов. [c.59] Введение поправки в фактор накопления на барьерность геометрии, т. е. на конечность размеров слоев защиты и следующую отсюда утечку у-квантов из этих слоев, рассматривается в 7.2. Эта поправка обычно не превышает 30%. [c.59] При расчете у-квантов от сферической активной зоны можно пользоваться также формулами типа (9.63) и (9.63а), но с учетом многократного рассеяния излучения. При этом следует помнить, что учет накопления у-квантов в активной зоне в результате их многократного рассеяния— сложная задача, корректно решить которую можно лишь с помощью анализа уравнения переноса у-квантов. Проблема учета накопления у-квантов в материале источника (в данном случае активной зоны) подробнее рассмотрена в работе [41]. [c.60] Если пространственное распределение источнико13 у-квантов. в активной зоне не убывает при приближении к границе активной зоны, то в ряде случаев, исключая, может быть, водо-водяные реакторы, для упрощения расчетов в первом приближении накоплением у-излучения в активной зоне можно пренебречь. [c.60] При расчете распределений вторичного у-излучения в защите, т. е. захватного у-излучения, а также у-излучения, сопровождающего неупругое рассеяние быстрых нейтронов (см. 9.2), следует учитывать, что в большинстве случаев в его интенсивность основной вклад вносит захват тепловых нейтронов. [c.61] Вернуться к основной статье