Расчет защиты от линейного немоноэнергетического источника гамма-излучения

Министерство  Образования Республики Беларусь

Белорусский Национальный Технический Университет

 

Факультет информационных технологий и робототехники

                                       Кафедра «Техническая физика»

 

 

                          Курсовой проект по дисциплине:

“Защита от ионизирующих излучений”

по теме:

Расчет  защиты от линейного немоноэнергетического  источника гамма-излучения

 

 

Исполнитель:                                        студент 3 курса

энергетического факультета

гр.106810

Троць Андрей Александрович

 

 

Руководитель:                                        доцент кафедры «Техническая физика»

к. ф.-м. н. Качан Светлана Михайловна

 

                                                         Минск 2013

Содержание

    1.Введение

1. Анализ источников ионизирующего излучения на АЭС с ВВЭР……… 4
2. Анализ состава топлива реактора ВВЭР до загрузки и после выгрузки, изменение его активности в процессе хранения……………………..……8
3. Краткая характеристика задачи проектирования биологической защиты на АЭС…………………………………………………………………..…..11
4. Исходная схема расположения источника, детекторов и защиты…...….14
5. Краткое изложение теории ослабления излучения линейного источника за плоской защитой………………………………………………..……….15
6. Задание 1
1. Расчёт мощности дозы в точке детектирования над линейным источником с учетом рассеяния в защите………………..……….19
2. Расчёт мощности дозы в точке детектирования над линейным источником без учета рассеяния в защите………………..………23
7. Задание 2
1. Предварительный расчёт требуемой мощности поглощенной дозы в точке детектирования за бетонной стеной……………….24
2. Расчет толщины защиты с использованием справочных таблиц, графиков и/или номограмм для оценки требуемых функционалов поля излучения……………………………………………….…….27

Заключение…………………………………………………………………….29

Список использованных источников……………………………….………..30

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

   В данной курсовой  работе я рассчитаю защиту  от линейного немоноэнергетического  источника гамма-излучения. Вы  сможете узнать про анализ  источников ионизирующего излучения  на АЭС с ВВЭР, анализ состава топлива реактора ВВЭР до загрузки и после выгрузки, изменение его активности в процессе хранения. Узнаете о ослаблении излучения линейного источника за плоской защитой. В итого я рачитаю мощность дозы в точке, расположенной над ТВЭЛом на высоте h от его верхнего конца при известной толщине слоя воды расположенной над ТВЭЛом, а также рассчитаю толщину  d бетонной стены, необходимую для защиты работающего в соседнем помещении оператора.

Краткая характеристика защиты от ионизирующего излучения:

Самым проникающим является гамма-излучение. Если альфа- частицы  полностью поглощаются обычной  писчей бумагой, а бета- излучение поглощается металлическими пластинками в несколько миллиметров, то гамма-излучение проходит через сантиметры свинца и полностью поглощено быть не может. С увеличением толщины поглотителя интенсивность пучка гамма-лучей будет убывать, но всегда какая-то доля их будет проходить даже через самые большие толщины поглотителя. Закон поглощения гамма-излучения, то есть зависимость интенсивности проходящего через поглотитель гамма- излучения от толщины поглотителя, является аналогичным закону распада радиоактивных веществ. Напомним, что интенсивностью гамма-излучения называется энергия, которая проходит через 1 см2 поверхности за 1 секунду. Интенсивность излучения все время падает с увеличением толщины поглотителя, но нигде не обращается в нуль. Убывание интенсивности происходит по тому же закону, по которому снижается с течением времеии активность изотопов. Закон радиоактивного распада характеризуется тем, что за определенное время активность данного изотопа всегда убывает на одну и ту же долю независимо от величины активности. Точно так же закон поглощения гамма-излучения характеризуется тем свойством, что определенная толщина данного поглотителя уменьшает интенсивность гамма-лучей определенной энергии на одну и ту же долю независимо от интенсивности излучения. Время, в течение которого активность убывает в два раза, называется периодом полураспада. Аналогично этому толщина фильтра, ослабляющая гамма-излучение в два раза, называется слоем полуослабления. Слой полуослабления зависит как от энергии гамма-лучей, так и от материала поглотителя. Очевидно, при любой интенсивности гамма-излучения определенной энергии поглотитель с толщиной, равной слою полуослабления, будет снижать интенсивность в два раза. Если поставить экран, равный двум слоям полуослабления, то интенсивность прошедшего пучка гамма-лучей будет в 2 X 2, т. е. в 4 раза меньше первоначаль-ной. Очевидно, 3 слоя полуослабления будут снижать интенсивность в 2 X 2 X 2, т. е. в 8 раз и т. д. Есть таблицы, где даны цифры, которые показывают, во сколько раз ослабится интенсивность гамма-излучения при прохождении целого числа слоев полуослабления.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Анализ источников ионизирующего излучения на АЭС  с ВВЭР.

 

     Ядерный реактор является мощным источником ионизирующих излучений. Активная зона реактора излучает нейтроны, альфа– и бета–частицы, гамма–излучение и протоны. Первый контур реактора и циркулирующий в нем теплоноситель, конструктивные элементы ядерной установки и биологическая защита также являются источниками ионизирующих излучений.

     Из всех видов ионизирующих излучений наибольшую опасность представляют нейтроны и гамма–излучение.  Они могут проходить через толстый слой вещества, сохраняя при этом свои свойства (это называется проникающей способностью излучения). Проникающая способность aльфа- и бета-частиц намного меньше. Поэтому биологическая защита, рассчитанная только с учетом действия нейтронов и гамма–излучения, обеспечит надежную защиту и от альфа– и бета–частиц.  При конструировании биологической защиты от нейтронов и гамма–излучения следует учитывать конкретные свойства этих излучений.  Нейтроны, образующиеся при делении ядерного топлива, можно разделить на мгновенные и запаздывающие. Мгновенные нейтроны с энергией 0,01–10 МэВ составляют более 99% всех нейтронов деления. Принцип действия биологической защиты от нейтронного излучения состоит в том, что в одном веществе защиты мгновенные нейтроны замедляются до низких скоростей, а другое защитное вещество поглощает замедленные и запаздывающие нейтроны.

    Гамма-излучение при работе реактора также неоднородно. Следует различать:

мгновенное гамма  – излучение , которое возникает во время реакции деления ядра на два осколка;

гамма – излучение  радиоактивных осколков деления;

гамма – излучение , которое возникает при ядерных реакциях, например, при реакциях захвата нейтронов ядрами вещества (теплоносителя, топлива, замедлителя, конструкционных материалов реактора)

наведенное (вторичное) излучение  – излучение радиоактивных ядер, которые образовались в результате захвата нейтронов ядрами вещества.

 

Так, например, при делении  ядер урана-235 появляются три разных гамма–излучения с различной  энергией:

мгновенное излучение  во время реакции – 5 МэВ,

гамма–излучение продуктов  деления – 6 МэВ,

вторичное гамма – излучение  – 10 МэВ.

   Наибольшую наведенную активность конструкционных материалов имеют радионуклиды Cr-51, Mg-56, Fe-59, Co-60.

    Кроме активной зоны реактора, вторичное (наведенное) гамма–излучение возникает в теплоносителе, включая в себя его собственную активность и активность примесей. К активирующим примесям теплоносителя относятся минеральные соли, растворенные газы, радиоактивные продукты деления (йод, ксенон, криптон), которые могут попасть в теплоноситель из топлива; продукты коррозии в виде оксидов металлов.

В водо–водяных  реакторах гамма–излучение возникает при реакциях захвата нейтрона кислородом:

                                                           

                                                            -излучение

 

и водородом:

                                                        -излучение.

 

В реакторах с  натриевым теплоносителем гамма–излучение возникает при реакциях захвата нейтрона натрием:

 

                                                              -излучение.

 

Ядерный реактор в нормальном режиме работы является источником альфа- и бета-частиц, мгновенных и запаздывающих нейтронов, первичного и наведенного гамма–излучения. Состав радиоактивного излучения ядерного реактора хорошо изучен. Свойства всех компонент этого излучения, такие как энергия частиц и их проникающая способность, учитываются при конструировании биологической защиты реактора. Эта защита должна быть такой, чтобы воздействие этих видов излучения на персонал АЭС, население и окружающую среду не превышало уровней, допускаемых Нормами радиационной безопасности (НРБ). Эти уровни устанавливаются ниже естественного фона всех видов излучения. НРБ – это государственный закон для строителей и работников АЭС.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Анализ состава  топлива реактора ВВЭР до загрузки и после выгрузки, изменение его  активности в процессе хранения.

    Я́дерное то́пливо — вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно высокоэффективно, но и весьма опасно для человека и может стать причиной очень серьёзных аварий, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива, и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию персонала, имеющего с ним дело.

 

   На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств — тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в других странах, PWR и других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ.

 

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее  представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении, которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа. Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ — внесение с теми же целями гадолиниевый выгорающий поглотитель непосредственно в топливную матрицу, этот способ имеет много важных преимуществ.

 

    После выгрузки из активной зоны реактора отработавшего топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, обычно располагающийся в непосредственной близости от реактора. Дело в том, что в отработавших ТВС содержится большое количество осколков деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит радиоактивных веществ активностью 300000 Кюри , которые выделяют энергию 100 кВт*час. За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения продуктов деления урана. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточных энерговыделений, обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки