Защита радиационная

Расчет прохождения первичного и вторичного у-излучения в защите реактора вычисление мощности дозы у-квантов за защитой, радиационного энерговыделения и т. д. [c.78]

Масса,, кг, материал защиты радиационной головки 7,5-(U) 6 (U) 13 (U) 16 " (Ш 6- (U) 13-(Ц) Ifr-(U) [c.80]

Все приведенные способы защиты радиационного пароперегревателя могут найти применение на практике в зависимости от конструкции котла и местных условий. [c.46]

Задача двух тел 65 Затвор фотографический 365, 368—370 Защита радиационная 139. 154—166 метеоритная 139, 148—154 Звезды 15—17, 24 [c.428]

Защита радиационная биологическая 537, 539, 543 [c.722]

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]

Радиационная защита от излучений активной зоны реактора, конструкций и оборудования технологического контура должна обеспечить 1) защиту обслуживающего персонала и нормальную эксплуатацию реактора как при его работе, так и ремонте, т. е. снижение уровня излучения до допустимых значений [c.8]

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]

В большинстве случаев для расчета защиты реактора наиболее существенно распределение потока тепловых нейтронов, поскольку, вызывая деление ядер горючего, они формируют. источники быстрых нейтронов и у-квантов деления. Кроме того, тепловые нейтроны характеризуются наибольшим сечением радиационного захвата. [c.35]

В задаче расчета радиационной обстановки за защитой реактора при определении нейтронной составляющей полной мощности дозы иногда используют простой метод, основанный на концепции дозового фактора накопления [35]. Нейтронную мощность дозы Dl, считают равной [c.56]

Для снижения радиационного тепловыделения и радиационных нарушений в корпусе реактора предусматривают внутри-корпусную защиту. Таким образом, эта защита выполняет функции тепловой и противорадиационной защиты корпуса [44]. Она обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в корпусе реактора до уровней, удовлетворяющих требованиям безопасности эксплуатации в условиях термических напряжений, и ограничивает потоки нейтронов, падающих на корпус, до величин, соответствующих допустимому накоплению радиационных нарушений за время срока службы корпуса. Кроме того, внутри-корпусная защита должна в максимально возможной степени снижать выход захватного у-излучения из своих элементов и корпуса реактора, которые довольно часто вносят основной вклад в мощность дозы излучения за биологической защитой реактора, [c.66]

Для строгого решения задач проектирования корпуса реактора и его защиты необходимы кривые энергетической зависимости радиационной эффективности нейтронов в абсолютных единицах по отношению к изменению конкретных физико-механических свойств материала. Эти кривые, например, по отношению к изменению температуры хладноломкости при различных температурах облучения [50], изменению ползучести [51], те- [c.71]

ПРОЕКТИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА Принципы проектирования защиты реактора [c.73]

Проектирование радиационной защиты реакторов — комплексный многоступенчатый процесс, состоящий из взаимозависимых этапов и включающий выбор материалов защиты, компоновку защиты, ее конструирование. При этом необходимо учитывать соображения безопасности, экономики и эксплуатационные требования. Неотъемлемой составной частью всех этапов проектирования является анализ полей излучения в защите, проводимый с той или иной степенью подробности и точности. [c.73]

Проектирование защиты реактора — очень сложный процесс, на который оказывают влияние многие технические факторы. Например, переход к дистанционному обслуживанию отдельных помещений и выполнению некоторых операций может, с одной стороны, существенно облегчить требования к защите и тем самым повысить экономичность ЯЭУ, а с другой, это может привести к снижению надежности работы ЯЭУ в целом и тем самым косвенно снизить ее экономичность. Поэтому в каждом отдельном случае приходится рещать многочисленные задачи инженерного проектирования радиационной защиты реактора конкретно с учетом специфики данной ЯЭУ. Готовый проект защиты есть результат компромиссных рещений между весом, стоимостью, удобством эксплуатации и т. д. [c.75]

Расчет распределения функционалов нейтронного потока, таких, как нейтронная мощность дозы излучения за защитой, интегральная доза облучения конструкционных материалов, энерговыделение, обусловленное замедлением нейтронов, распределение интегралов радиационного захвата и активации. [c.78]

На первой стадии проектирования радиационной защиты реактора предварительно выбирают материал защиты, свойства которого необходимо знать для расчета ослабления излучений. Далее, исходя из основных требований к защите, необходимо установить допустимые уровни излучения в различных помещениях (зонах) реактора. По величине и характеру потоков излучения и возможности доступа в реакторе и вокруг него можно условно выделить [56] [c.78]

При определении допустимых уровней излучения в различных зонах учитывается средняя степень посещаемости персоналом различных помещений, средний уровень мощности реактора при этих посещениях. В редко посещаемых местах можно допустить довольно повышенный уровень излучения (с учетом существующих норм радиационной безопасности). После принятия допустимых уровней и простейших оценок интенсивности излучений реактора приближенно определяется (для разных направлений) кратность ослабления, которую должна обеспечить защита. [c.79]

В зависимости от типа реактора компоновка технологического оборудования ЯЭУ, конструкция радиационной защиты реактора, а также выбор материалов имеют специфические особенности, которые необходимо учитывать при проектировании. [c.81]

Для АЭС с тепловыми реакторами и теплоносителем-водой боковая биологическая защита из бетона обычно является основным вертикальным конструктивным элементом здания, к которому примыкают различные помещения. Внутренняя часть боковой биологической защиты часто представляет собой стальной бак с водой, выполняющей одновременно роль опорной конструкции. Вместо водяного бака может быть использована засыпка из горных пород и минералов, удерживающих в своем составе при высокой температуре кристаллизационную воду, либо радиационно- и термостойкие бетоны. [c.81]

В настоящей главе рассматриваются в основном вопросы защиты от у-излучения продуктов деления применительно к переработке облученного топлива. В связи с тем что методы расчета защиты от у-излучения любых источников достаточно подробно изложены в гл. VII, а применительно к продуктам деления — в монографии [1]. здесь более подробно излагаются лишь радиационные характеристики смесей продуктов деления [c.169]

Как известно, — материнский элемент большой цепочки радиоактивных изотопов, в которую входит и На зв (,1 ниже рис. 14.2). Таким образом, отходы обогатительных заводов (шламы) являются исходным сырьем для производства радия. Вывод радия со шламами, т. е. разрыв радиоактивной цепочки семейства урана, имеет принципиально важное значение в проблеме защиты указанных производств. Вместе с радием из дальнейшего процесса обработки урана уходят и радиационно опасные продукты его распада—инертный радиоактивный газ радон и его дочерние продукты, среди них КаВ и КаС являются интенсивными у-излучателями. [c.203]

На ускорителях заряженных частиц всегда имеются источники излучения, представляющие радиационную опасность и требующие защиты. [c.229]

Каждый ускоритель на любые энергии должен иметь тщательно рассчитанную, сконструированную и построенную радиационную защиту, ибо при невыполнении этих условий использование ускорителя как источника излучения невозможно. [c.229]

На ускорителях электронов предусматривается радиационная защита непосредственно от ускоренных электронов, тормозного излучения и, если энергия квантов тормозного излучения выше некоторых пороговых значений, — от фотонейтронов. [c.230]

Во многих случаях ускорители электронов используются как источники тормозного излучения. Ускоренные электроны направляются на мишень, и при взаимодействии их с атомами материала мишени. появляется тормозное излучение. Последнее возникает также при взаимодействии электронов с конструкционными материалами, аппаратурой и защитой. Тормозное излучение радиационно опасно и требует защиты. [c.231]

Масса, кг, материал защиты радиационной головки 13H-(U) 25—(ВНМЗ—2) [c.78]

Для защиты радиационных и по-лурадиационных перегревателей, размещенных в ве)рхней части топки, в большинстве случаев пользуются первым способом — продувкой собственным паром. Его применение базируется на том, что при медленной растопке с небольшим числом растопочных форсунок и равномерным заполнением факелом топки в начальный период температура трубок радиационных пароперегревателей до появления пара в котле не повышается выше опасных для металла пределов. По достижении в котле давления 1—Загы открывают дренажные вентили и далее в течение всего ше риода растопки производят продувку пароперегревателя, которая обеспечивает необходимое охлаждение его труб. [c.45]

В томе I, изданном Атомиздатом в 1969 г., приведены общие сведения по физике защиты, безотносительно к определенным источникам. В их числе единицы радиоактивности, предельно допустимые уровни ионизирующих излучений, взаимодействие излучений с веществом, численные, аналитические и полуэмпи-рические методы расчета прохождения излучения в радиационной защите, характеристики поля первичного и многократно рассеянного у- и нейтронного излучений в источнике и в защитных средах, инженерно-физические методы расчета защиты. [c.5]

В томе II рассматриваются вопросы радиационной защиты применительно к конкретным источникам излучения и основным ядернотехническим установкам. Освещаются, в частности, такие вопросы, как защита активной зоны реактора и теплоносителя, тепловой расчет защиты, защита от у-излучения при переработке делящихся материалов, радиационная безопасность в производствах урана и радия, защита ускорителей и радиационная защита при космических полетах. [c.5]

Проблема радиационной защиты многообразна, и авторы отдают себе отчет в том, что настоящее двухтомное учебное пособие не отражает всех важных разделов рассматриваемой проб- [c.5]

Расчет радиационной защиты начинается с расчета интенсивности и пространственного распределения источников нейтронов и у-квантов деления в активной зоне реактора. При известном распределении этих источников в принципе возможно определение поля излучения во всей защите — поля быстрых, замедляющихся (промежуточных энергий) и тепловых нейтронов, а также картины ослабления в защите у-квантов, образующихся в результате деления ядер. При этом необходимо учитывать также и ослабляющие свойства материалов активной зоны,т. е. практически проводить совместный анализ распределения излучения в защите и в активной зоне. Однако возможен и другой подход — рассмотрение только лищь защиты или ее отдельной [c.7]

Различные методы расчета прохождения нейтронов и у-квантоа в радиационной защите и соответствующие программы для ЭВМ подробно описаны в главах IV и V, применение некоторых из них для расчета защиты реакторов —в 9.4, Расчет прохождения излучения по неоднородностям в защите.освещен в гл. XII. Многие из методов расчета, описанные в этой главе, могут быть использованы при расчете защиты реакторов. [c.8]

Энерговыделение во внутрикорпусной защите, корпусе реактора, а также в слоях защиты обусловлено различными процессами поглощением у-излучения (первичного и вторичного), передачей кинетической энергии нейтронов в процессе их замедления и поглощением заряженных частиц, образовавшихся в результате нейтронных реакций. В соответствии с этим полную величину радиационного энерговыделения можно представить в виде суммы [c.67]

Целостность защиты, т. е. по возможности изодозность радиационной обстановки на внешней поверхности защиты (с учетом типа компоновки и времени пребывания персонала в отдельных местах). Тем не менее практика эксплуатации реакторов в США [7] показала, что допустимо локальное превышение мощности излучения в 7 раз по сравнению с нормальным уровнем на небольших участках площадью не более 1 % общей поверхности защиты. [c.74]

При проектировании защиты реактора необходимо учитывать, что существенное влияние на вес, стоимость и габариты всей защиты оказывает правильная компоновка элементов обо рудования контура теплоносителя, размещенных внутри поме щения, окруженного вторичной защитой (подробнее см. гл. X) Некоторое оборудование, являющееся слабым источником излу чения, можно использовать в качестве элементов защиты реак тора. При этом следует учитывать возможность ухудшения ре монтоспособности этого оборудования из-за активации излуче нием реактора и ограничения по радиационной и тепловой стой кости отдельных частей этого оборудования. [c.77]

Быстрые нейтроны вызывают радиационное охрупчивание корпуса и конструкций реактора и защиты в неводородсодержащих защитах они определяют характер пространственного распределения медленных нейтронов. [c.77]

Мэе. Третья особенность — большие размеры источников. Так, объем химических реакторов, монжюсов, отстойников может достигать нескольких десятков кубических метров, объем подземных хранилищ высокоактивных отходов — нескольких сотен кубических метров [3], а протяженность труб с активными растворами — нескольких сотен метров. Большие размеры источников и протяженность коммуникаций обусловливают выбор бетона как основного наиболее экономичного и удобного материала защиты в производстве переработки делящихся материалов, хотя в отдельных случаях используются и другие материалы. Любое проектирование защиты начинается о изучения радиационных характеристик по технологическому процессу производства. Применительно к переработке продуктов деления вопросы технологии достаточно подробно изложены в работах [2—5]. Физика процесса деления наиболее полно изложена в работе [6]. [c.170]

Радиационные характеристики смеси продуктов деления являются исходными параметрами для расчета защиты, тепло-съема и собственно ведения технологического процесса. Они зависят в основном от трех факторов удельной тепловой мощности реактора хю вт/г (или плотности потока нейтронов Ф нейтрон1 см -сек) , продолжительности кампании Г и выдержки Для процессов переработки облученного топлива основными радиационными характеристиками смеси продуктов деления, которые в первую очередь необходимо знать при проектировании защиты, являются удельные активности [c.183]

Наиболее полные данные о радиационных характеристиках смеси продуктов деления приведены в работах [1, 9]. При проектировании защиты от у-излучения этих источников накла- [c.189]

Приведенные выше данные относятся к нефракциониро-ванной смеси продуктов деления. В действительности для проектирования защиты при переработке делящихся материалов необходимо рассчитывать радиационные характеристики пО всему технологическому процессу. [c.191]

Проблема ремонтоспособности загрязненного оборудования едва ли не самая главная и наиболее трудная проблема радиационной безопасности в атомной промышленности. Причина этого заключается, в частности, в известных трудностях дезактивации оборудования, его демонтажа и транспортировки. Поэтому при проектировании защиты от источников нзлучення необходимо предусматривать решения, обеспечивающие безопасную ремонтоспособность атомной техники. Например, в транспортных галереях с технологическими растворами ревизия за состоянием целостности труб может осуществляться при помощи подвижных защитных камер (так называемых танков) с окнами из свинцовых стекол, или перископами. Пользуясь подобными камерами, можно выполнять и отдельные ремонтные работы смену вентилей, сварку и замену участков труб и т. д. Следует также предусматривать систему дезактивации оборудования и помещений зон I и II, а также специализированные цеха (или мастерские) по ремонту загрязненного оборудования. Все более широкое применение находит контроль за оборудованием и процессами при помощи телевизионной техники. В проблеме ремонтоспособности большую роль играют достаточно мобильные конструкции местных (чаще всего теневых защит). Особое внимание следует уделять защите от излучения при проведении ремонтных работ в аварийных ситуациях. [c.194]

Перечисленные выше основные параметры — наиболее важные в проектировании биологической защиты от у-излучения продуктов деления. Однако этим не исчерпывается проблема радиационной безопасности. Требуют специального рассмотрения такие вопросы, как тепловыделение и теплосъем в источнике и защите радиационная стойкость конструкций и защитных материалов накопление и удаление продуктов радиолиза, требования к вентиляции, в частности к очистке вентиляционного воздуха от радиоактивных газов и аэрозолей. При переработке высокообогащенных твэлов необходимо обеспечивать ядерную безопасность. На стадии переработки делящихся материалов, особенно в период проведения ремонтных работ, большое значение приобретает проблема защиты от источников внутреннего облучения, которая успешно решается применением средств индивидуальной защиты (спецодежды и спецобуви, респираторов, пневмокостюмов, противогазов, щитков для защиты глаз и лица от р-частиц и тормозного излучения). Этому вопросу посвящена работа [11]. Особого внимания заслуживает также проблема безопасности хранения и локализации жидких высокоактивных отходов, а также защита внешней среды. [c.195]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...