Излучение реактора. Защита

ИЗЛУЧЕНИЕ РЕАКТОРА. ЗАЩИТА [c.360]

При проведении расчетов поля у-квантов в защите реактора обычно рассчитывают отдельно две составляющие у-излучение из активной зоны и вторичное у-излучение из защиты. При расчете составляющей активной зоны как излучения гомогенного объемного источника можно пользоваться аналогично случаю быстрых нейтронов различными формулами, полученными для объемных источников. Например, для сферической активной зоны с равномерной плотностью источников интегрирование функции влияния точечного источника приводит к следующему выражению для плотности потока у-квантов [38] [c.59]

Толщина первичной защиты и ее эффективность ослабления излучения реактора обычно превосходят толщину вторичной защиты и соответственно эффективность последней. Однако доля первичной защиты в полном весе биологической защиты может быть, наоборот, меньше, поскольку площадь поверхности вторичной защиты намного превосходит площадь поверхности первичной. [c.76]

Важнейшим элементом проектирования защиты реактора является расчет полей излучения в защите. Приведем краткую характеристику различных типов излучения реактора с точки зрения их важности в проекте защиты. [c.77]

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]

Реальный ход проектирования защиты реактора может оказаться намного сложнее этой идеальной схемы. Во-первых, проектирование реактора и всей ЯЭУ в комплексе выполняется в несколько этапов, различающихся глубиной и детальностью проработки. При этом происходят изменения и усложнения конструкций и иногда даже схемы установки. Эти изменения могут привести к изменениям в компоновке оборудования и защиты, к необходимости дополнительных многократных расчетов защиты. Во-вторых, при переходе к заключительным стадиям проектирования повышаются требования к детальности и точности расчетов. Как отмечается в работе [43], повышение точности расчетов поля излучения за защитой на 50%, снятие излишнего коэффициента запаса и соответствующее уменьшение толщины защиты может привести к снижению веса защиты на 2%. [c.80]

Коэффициент ослабления суммарной дозы протонов солнечных вспышек ц1 = 1/70 см 1г при толщине 30—50 слР, требуемой при длительных полетах. Для радиационного убежища с поверхностью 25 эффективный коэффициент ослабления составляет р1,эфф = 0,067 т . Коэффициент ослабления суммарной дозы у-нейтронного излучения реактора существенно зависит от композиции защиты. Примем, что при варьировании толщины наружного слоя защиты этот коэффициент ц2=1/20 см -1г. Для поверхности теневой защиты реактора 5 Ц2, эфф=1 [c.291]

При проектировании защиты ядерных энергетических установок невозможно добиться полного поглощения всех излучений реактора. Поэтому защита должна снижать излучение до величины, обеспечивающей безопасную работу обслуживающего персонала. Это организуется службой дозиметрического контроля, которая предназначена следить за уровнем радиации от ионизирующих излучений и концентрацией радиоактивных веществ в воздухе производственных помещений. [c.235]

КАЭ С[11. заинтересовалась производством бора-Ю, так как он имеет высокое поперечное сечение захвата нейтронов, равное 3850 барн, по сравнению с 38 барн для бора-И и 775 барн для природного бора. Бор-10 приобрел большое значение как материал для изготовления регулировочных стержней для ядерных реакторов, защиты от ядерного излучения и счетчиков нейтронов. Бор-11 представляет интерес для других целей, так как он слабо поглощает нейтроны. [c.86]

Коррозионная устойчивость металлов и сплавов в весьма чистой воде имеет большое значение для конструирования и эксплуатации атомных реакторов и, в частности, ограничивает допустимую температуру в последних. Требования к коррозионной устойчивости металлов здесь особенно высоки, учитывая сложность и высокую стоимость ремонтов, а также воздействие радиоактивного излучения. Методы защиты металла от коррозии, обычно применяемые в котельных установках, нельзя полностью переносить в условия работы атомных реакторов с водяным охлаждением. Необходимо расширить ассортимент применяемых металлов и разработать методы регулирования концентрации кислорода, пригодные для данных условий. [c.54]

Защита. Между реактором и термоэлектрическим преобразователем помещена защита, рассчитанная на ослабление уровня излучения реактора до Б-10 нейтрон см -год) по быстрым нейтронам [c.234]

Следует заметить, что создание защиты от ядерных излучений реактора важно не только для людей. Как мы знаем, ядерные излучения чрезвычайно сильно воздействуют на любые вещества, а следовательно, и на материалы, из которых выполнена сама конструкция реактора. Под воздействием ядерных излучений одни элементы превращаются в другие, интенсивно протекают реакции окисления (рис. 79), быстро падает механическая прочность материалов. Ядерные и химические превращения, изменения внутренней структуры и повышенная температура — все эти факторы способны вызвать очень быстрое разрушение конструкции реактора. Необходимо как-то защитить реактор от угрозы такого, попросту говоря, распада его конструкции. [c.141]

Больную в целях защиты от у-излучения реактора поместили в свинцовый ящик с соответствующей толщиной стенок. Потом на нее направили поток нейтронов. Облучение продолжалось полчаса, наблюдение за больной велось издалека с помощью системы зеркал. [c.202]

При проектировании защиты ядерных энергетических установок невозможно добиться полного поглощения всех излучений реактора. Поэтому защиты должны снижать излучение до предела, обеспечивающего безопасную работу персонала. [c.355]

Обслуживание атомной электростанции довольно сложно. Основное затруднение состоит в том, что необходима мощная защита поглощения радиоактивных излучений реактора. Эти задачи разрешаются путем устройства специальных ограждений, применения средств индивидуальной защиты, а также путем систематического дозиметрического контроля помещений, аппаратуры, поверхностей кожа и одежды лиц, работающих на атомных электростанциях. [c.325]

Во втором томе рассмотрены физико-технические аспекты защиты от ионизирующих излучений на ядерных реакторах, на заводах по переработке делящихся материалов, в урановых шахтах, иа ускорителях элементарных частиц, на космических кораблях. [c.4]

Авторы сочли целесообразным также включить в книгу примеры инженерно-физических расчетов защиты от ионизирующих излучений ядерного реактора и различных источников у-излуче-ния смеси продуктов деления, характерных при химической переработке делящихся материалов. [c.5]

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]

Характеристики у-излучения продуктов деления ядерного горючего, которые можно использовать при расчете защиты реактора после его остановки, подробно описаны в гл. ХП1. [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]

Гамма-излучение продуктов активации. Во многих случаях при нейтронных реакциях остаточные ядра являются радиоактивными. При распаде (чаще всего р-распад) эти ядра испускают у-кванты, которые следует учитывать при расчете защиты. Обычно такие источники существенны при остановке реактора, а также при расчете защиты контура теплоносителя, в том числе п при работающем реакторе (см. гл. X). [c.32]

Поле у-квантов в защите реактора, обусловленного вторичным у-излучением из материалов активной зоны, может быть рассчитано по формулам, приведенным в 9.4. Ниже рассматривается в основном задача расчета ослабления вторичного у-излучения из материалов защиты. [c.61]

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]

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]

При раздельной компоновке вся защита подразделяется на первичную и вторичную. Первичная защита (или собственно защита реактора) снижает излучение из реактора до величины, сравнимой с интенсивностью излучения активированного теплоносителя. Вся система охлаждения реактора окружается вторичной защитой для уменьщения интенсивности излучения в [c.75]

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

Мощность дозы суммарного излучения за защитой над реактором и в боковых направлениях от него не должна превышать 2,8. ибэр1ч. Вниз от реактора следует обеспечить снижение плотности потока быстрых нейтронов [c.298]

В проведенных недавно исследованиях излучение высокой энергии рассматривалось вместе с другими факторами окружающей среды. Для оценки топлив и смазочных материалов лабораторные установки были модернизированы с целью обеспечения возможности испытаний в условиях, близких к рабочим (например, испытания термической стойкости реактивных топлив и изучение смазочных материалов в стандартных подшипниках и редукторах) в процессе у-облучения или облучения электронами высокой энергии. Кроме того, были проведены более тщательные исследования модельного смазочного материала и гидравлических систем, работающих в условиях смешанного нейтронного и у-излучения реактора. Применение рассматриваемых материалов, например, в стационарных энергетических реакторах и атомных силовых установках подводных лодок позволило изучить поведение материалов в реальных условиях. Однако следует помнить, что в этих случаях возможно применение тяжелой защиты от излучения и что наиболее велика потребность в разработке радиационностойких материалов при использовании их в атомных силовых установках для воздушного транспорта. [c.116]

РЕШЕНИЕ УРАВНЕНИЯ ПЕРЕНОСА ИЗЛУЧЕНИЯ В ЗАЩИТАХ РЕАКТОРОВ С ПОМОЩЬЮ AWLM К 1П С ЕУ[Ы [c.263]

Решение уравнения переноса излучения в защитах реакторов с помощью AWLM— № 1.0-схемы (263). Применение метода Монте-Карло для расчетов токов вкладов в защите реакторов (268). Весовые функции усреднения групповых констант (272). Учет воздушных полостей в защите реакторов в рамках метода выведения — диффузии (278). Особенности формирования поля быстрых нейтронов, рассеянных от стенок прямого канала (282). Потребности в ядерных данных в задачах расчета биологической защиты (286). Аналитическое описание замедления резонансных нейтронов (292). Поля замедлившихся нейтронов и вторичного v-излучения в прямом бетонном канале с источником быстрых нейтронов на входе (296). Функции влияния поглощающего цилиндрического источника (299). Расчет источников захватного Т Излучения в однородной среде и у границы раздела двух сред комбинированным методом (307). Квазиальбедо нейтрон — V-квант (309). Ковариационные матрицы погрешностей для элементов конструкционных и защитных материалов ядерно-технических установок (311). Скайшайн нейтронов н фотонов. Обзор литературы (320). [c.336]

Ядерные реакции деления сопровождаются уизлучени-ем, причем у-кванты обладают большой проникающей способностью и в определенных дозах опасны для живых организмов. С этой точки зрения реактор мощностью 1000 кет эквивалентен 2 тоннам радия. Излучение реакторов можно уменьшить с помощью экранов, приготовленных из наиболее тяжелых элементов, не пропускающих у-излучения. Сам реактор окружается железобетонной защитой (слой железобетона толщиной 1 м уменьшает интенсивность излучения в 1000 раз) и зачастую на закапывается в землю. Даже остановленный реактор остается еще опасным в течение длительного времени. Продукты деления даже через год могут обладать радиоактивностью, эквивалентной радиоактивности нескольких килограммов радия. [c.134]

В шахте реактора установлен специальный цилиндрический кольцевой бак для защиты от нейтронного и гамма-излучения реактора и тепловой защиты бетояа. Кольцевой бак заполнен химобессоленной водой соответствующего качества. [c.393]

Больщое сечение захвата тепловых нейтронов и малая плотность, Li обусловили применение его для так называемой легкой защиты — создания защитных экранов на самолетах с атомными силовыми установками. Металлический литий и его соединения (окись, гидрид и др.) входят в состав защитных материалов ядерных реакторов (защита от нейтронов, для уменьшения вторичного у-излучения, возникающего при захвате нейтронов в материалах защиты). [c.533]

Блок ЭРД с ядерным источником электроэнергии включал два запараллеленных реактора большой мощности, расположенных в крайней точке комплекса и экранированных от других систем теневой защитой и коническим баком с рабочим телом ЭРД (расплавленный литий). Между теневой защитой и баком по кольцу — электроплазменные движители (собственно ЭРД), выхлопные струи которых, бьющие под небольшим углом к образующей конуса бака, также служили своеобразным радиационным экраном от излучения реакторов. Далее следует телескопический раздвижной двухсекционный радиатор-излучатель энергоустановки, в передней части которого имеется агрегат для стыковки с другим блоком, включающим МОК и МНК . Здесь же расположены теневой экран для тепловой защиты обитаемых отсеков комплекса. За ним — возвращаемый аппарат МОК , который должен был входить в атмосферу Земли со скоростью, превышающей вторую космическую. Экипаж после длительного полета в невесомости мог плохо переносить перегрузки, потому разработчики при выборе рациональной формы спускаемого аппарата ориентировались на повышение аэродинамического качества В частности, рассматривались типичная фара от Союза , но увеличенного размера (диаметр — 4,35 метра, высота—3,15 метра), чечевица диаметром 6 метров или клиновидное аэродинамическое тело. Далее шли отсеки комплекса МОК . Они имели вертикальное построение в семь этажей приборно-агрегатный, рабочий, лабораторный, биотехнический, жилой, салон и отсек двигателей ориентации. [c.395]

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]

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]

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]

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]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...