ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Защита теплоносителя из "Защита от излучений ядернотехнических установок. Т.2 " Микроскопическое сечение Рис, 10.3. Микроскопическое се-реакции 0 (n, чение реакции 0 (и, р)К . [c.98] В работе [6] отмечается, что 16% ядер образующихся в воде, обязаны своим происхождением реакции с1] . [c.98] В Н2О наблюдается повышенная активность Р , которую следует связывать с реакцией 0 (р, п)Р , энергетический порог реакции 2,6 Мэе. Ядра Р — р-излучатели. [c.98] Для органического или гелиевого теплоносителя основные источники у-излучения в теплоносителе — активированные ядра примесей. Типичными примесями в теплоносителе, подверженными значительной активации нейтронами, следует считать продукты коррозии материалов стенок контура (А1, Т1, N1, Мп, Ре, Сг, Со) и остающиеся в контуре или теплоносителе загрязнения элементами типа Ыа, Си, 2п и др. В табл. 10.2 приведены данные, относящиеся к активации теплоносителя с этими примесями. Сечения п, р)- и (л, а)-реакций усреднены по спектру нейтронов деления. Энергетические пороги их составляют 4,7 Мэе для 6 Мэе для Al и 7,2 Мэе для и Ре . [c.98] При значительном содержании никеля в материале стенок контура следует обращать внимание на реакцию )Со . [c.98] Период полураспада Со 71 день, распад его сопровождается испусканием у-квантов с энергиями 1,62 Мэе (0,5%) и 0,8 Мэе (100%). На рис. 10.4 представлена зависимость сечения этой реакции от энергии [9]. [c.99] В качестве типичного равновесного состава активности теплоносителя, характерного для водо-водяного реактора, обычно указывают состав, представленный в табл. 10.3. Происхождение радиоактивных ядер К не объясняется. Принципиально возможна реакция К (у, л) К , однако порог ее должен составлять 10—12 Мэе. Содержание К в естественной смеси изотопов составляет 93,3%. [c.99] Из табл. 10.3 следует, что во время работы реактора следует защищаться главным образом от излучений и а после остановки его — от излучений Со ,-Р и Та . [c.99] Приступая к расчету защиты теплоносителя, следует выявить наиболее мощные источники. При этом необ.ходимо ориентироваться на режим длительной работы реактора на полной мощности. Важно учесть аварийные режимы работы, связанные с понижением эффективности фильтра и частичным выходом продуктов деления из-под оболочек твэлов. [c.100] Расчет защиты теплоносителя состоит в предварительном выборе толщины и конфигурации защитных экранов и поверочном расчете с уточнением выбранных, параметров. Состав материалов защиты определяется видом проникающих излучений (у-кванты или нейтроны), экономическими и конструктивными соображениями. [c.101] Одним из первых этапов расчета защиты является разбиение контура па участки простой геометрической формы. Трубопроводы малого диаметра интерпретируются линейными источниками, отдаленные участки с малыми поперечными размерами и, следовательно, с малым самопоглощением излучений — объемными сферическими и даже точечными источниками. [c.101] После разделения контура на отдельные участки целесообразно оценить для каждого из них удельную мощность нейтронного и у-излучений по ряду наиболее интенсивных линий энергетических спектров излучений и линий с повыщенными энергиями даже при малой интенсивности. После прохождения больщих толщин защиты последние могут конкурировать с линиями меньщей энергии. Рекомендуется не увлекаться чрезмерным дроблением энергетического спектра излучений на группы. [c.101] Если выясняется, что в пределах одного протяженного участка контура интенсивность излучений резко изменяется (например, из-за быстрого распада ядер в процессе движения теплоносителя), то такой участок делится на ряд подучастков, каждый из которых характеризуется равномерным распределением излучателей. [c.101] Для каждого помещения, по отношению к которому проектируется защита теплоносителя, обычно задается допустимая мощность дозы излучений. Ориентируясь на ряд точек в этом помещении, наиболее близко расположенных к оборудованию и трубопроводам первого контура, оценивают возможные вклады в мощность дозы излучения от всех участков контура без защиты. При этом можно воспользоваться формулами гл. VI. [c.101] Оценку удобно делать, оперируя плотностью потоков у-кван-тов или нейтронов. Переход от них к мощности дозы легко выполняется с помощью стандартных переводных графиков, таблиц и коэффициентов (см., например, рис. 2.3). [c.101] Для цилиндрического источника решение, аналогичное записанным, отсутствует. В случае такого источника необходимо пользоваться табличными результатами численного решения задачи или интерпретировать источник набором сферических или линейных источников. [c.102] В тех случаях, когда имеются справочные таблицы с результатами численного интегрирования для выхода излучений из источников различной геометрии (например, [11]), плотность потока частиц следует определять с помощью этих таблиц. В них имеются решения, учитывающие самопоглощение в источнике. [c.102] В случае отсутствия справочных таблиц, включая таблицы для коэффициентов самопоглощения, можно пользоваться аналитическими решениями для плотности потоков от пластины и усеченного конуса с учетом самопоглощения излучения в источнике. При этом реальные объемные источники интерпретируются набором источников в виде пластин и усеченных конусов. [c.102] После оценки вклада в мощность дозы излучения различных участков контура теплоносителя выбирают два-три основных участка и по отношению к ним производят подбор материалов и толщин защиты. [c.103] Выявленную без защиты мощность дозы сравнивают с за-данны.м значением мощности дозы и получают при этом кратность ослабления излучения, которую должна обеспечить проектируемая защита. Величина кратности ослабления определяется принятыми в проекте уровнями облучения (см. табл. 2.10). [c.103] Вернуться к основной статье