Расчет интенсивности излучения продуктов деления УРАНА-235 для использования в целях ОДЦ УГР

МИНИСТЕРСТВО  ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Федеральное государственное  бюджетное образовательное учреждение

высшего профессионального  образования

«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ  УНИВЕРСИТЕТ»

 

 

Институт: Физико-технический

Кафедра: Физико-энергетических установок

Направление: 140800 Ядерная физика и  технологии

Профиль: Ядерные реакторы и энергетические установки

 

 

ОТЧЕТ

 по учебно-исследовательской  работе студентов:

«Расчет интенсивности  излучения продуктов деления  УРАНА-235 для использования в целях  ОДЦ УГР»

 

 

Выполнил студент гр. 0А0В1:                            А.А. Гришин

(подпись)

 

 

 

Научный руководитель                           М.Е. Силаев

(подпись)

 

 

Томск-2012

 

Содержание

1. Введение…………………………………………………………………..……3

2. Захоронение отходов.  Форма отходов……………………………….….…….4

3. Детекторы……………………………………………………………….……...5

3.1 СКС-08П  Колибри……………………………………………………………5

3.2 Интегрированные спектрометрические комплексы ORTEC……..………..6

3.3 Мобильный спектрометрический комплекс СКС-50М………………….....6

4. Теоретическая часть………………………………………………………...….8

4.1 Излучение цилиндрического  источника за плоской защитой  в радиальном направлении………………………………………………………………….……9

5. Практическая часть…………………...…………………………………….12

5.1 Расчеты……………………………………………………………………….13

6. Заключение…………..……………………………………………………......14

7. Список литературы………………………………………………………….15

 

 

 

 

 

 

 

1. Введение

 

Основной целью исследования было разобрать принцип действия детектора на упакованные радиоактивные отходы, которые распределялись на низко и высоко-активные, по наполнению. Поскольку детектор мог показать малую дозу излучения в одной точке, а в другой более высокую, то было решено определить изначальные характеристики детектора (поле зрения) и интенсивность гамма-излучения в 3 точках в радиальном направлении. Для полной спектрометрической картины необходимо будет измерить еще дополнительно этот же объемный источник, только в торцевом направлении. В данной части работы использовались лишь теоретическая часть, а также практические расчеты, которые и послужат толчком для продолжения исследования.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2. Захоронение  отходов. Форма отходов.

Понятно, что РАО в твердой  форме менее склонны к проникновению  в окружающую среду (миграции), чем  жидкие РАО. Поэтому предполагается, что жидкие РАО будут вначале  переводиться в твердую форму (остекловываться, превращаться в керамику и т.п.). Тем не менее, в России все еще практикуется закачка жидких высокоактивных РАО в глубокие подземные горизонты (Красноярск, Томск, Димитровград).

В настоящее время принята  так называемая «многобарьерная» или «глубоко эшелонированная» концепция захоронения. Отходы сперва сдерживаются матрицей (стекло, керамика, топливные таблетки), затем многоцелевым контейнером (используемым для транспортировки и для захоронения), затем сорбирующей (поглощающей) отсыпкой вокруг контейнеров и, наконец, геологической средой.

Сколько это стоит? Ответа на этот вопрос нет, как видно из следующего примера. В 1980 году общая  стоимость проекта захоронения  РАО Соединенных Штатов оценивалась  в 6 миллиардов долларов, а срок ввода в эксплуатацию этого проекта устанавливался в 1997 году. К 1995 году США истратили на него уже более 5 миллиардов долларов, необходимые дальнейшие затраты оценивались в 20 миллиардов долларов, а срок ввода в эксплуатацию отодвинулся до 2010 года. При этом руководство Департамента энергии США признало, что шансы получить лицензию на строительство захоронения не превышают 50%. Последние оценки стоимости проекта возросли до 53 миллиардов долларов.

Сколько стоит вывод из эксплуатации атомной станции? По разным оценкам и для разных станций, эти оценки колеблются от 40 до 100% капитальных затрат на строительство станции. Эти цифры теоретические, поскольку до сих пор станции полностью из эксплуатации не выводились: волна выводов должна начаться после 2010 года, так как срок жизни станций составляет 30-40 лет, а основное строительство их происходило в 70-80-х годах. То, что мы не знаем стоимости вывода реакторов из эксплуатации, означает, что эта «скрытая стоимость» не учитывается в стоимости электроэнергии, производимой атомными станциями. Это одна из причин кажущейся «дешевизны» атомной энергии.

 

3. Детекторы.

3.1 СКС-08П  Колибри

Колибри - небольшое полное спектрометрическое устройство, включащее в себя: спектрометрический тракт (усилитель, аналого-цифровой преобразователь), вычислитель, графическое устройство отображения информации, клавиатуру, источник питания предусилителя, источник высокого напряжения.

 

 

 

 

 

 

3.2 Интегрированные спектрометрические комплексы ORTEC

 

Назначение: 
решение задач, связанных с проверкой ядерного топлива и паспортизацией радиоактивных отходов. 
 
Категории интегрированных спектрометрических комплексов ORTEC и сопутствующих продуктов:

• Системы проверки ядерного топлива
• Системы неразрушающего контроля для ядерной безопасности
• Системы контроля и учета радиоактивных отходов

 

3.3 Мобильный спектрометрический комплекс СКС-50М

Мобильный спектрометрический комплекс СКС-50м предназначен для  измерения активности счетных образцов по гамма- и рентгеновскому излучению, определения степени обогащения урана и изотопного состава плутония в любой геометрии, а также автоматизированной обработки результатов измерения, вывода и хранения информации в удобном для пользователя режиме. 
Мобильный спектрометрический комплекс СКС-50м представляет собой измерительное устройство, в состав которого входят:

• измерительный тракт с блоком детектирования на основе особо чистого германия;
• процессор импульсных сигналов SBS-75, установленный в персональный компьютер типа Notebook (для работы при высоких загрузках процессор может быть оснащен формирователем импульсов DL-1);
• специализированное программное обеспечение: «Gamma Pro», «XRF Pro», «FusMat»;
• специальное передвижное устройство ТТ-01 или штатив;
• эксплуатационная документация.

 

 

4. Теоретическая часть

Для расчета интенсивности  излучения были рассмотрены различные  методы и формулы, найденные в  списке литературы. Окончательно была использована формула из книги Гусева «Защита от ионизирующего излучения. Том 1», так как она подробно объясняла  сущность ионизирующего излучения  в объемном источнике, в данном случае цилиндрическом.

Всякий объемный источник можно представить в виде суперпозиции точечных. Поэтому в общем виде определение функционала поля излучения от протяженных изотропных источников сводится к интегрированию функции ослабления точечного изотропного источника (точечного ядра) по длине, поверхности или объёму протяженного источника. Иными словами, протяженный источник представляется суперпозицией точечных изотропных источников.

Рис. 1

4.1 Излучение цилиндрического источника за плоской защитой в радиальном направлении. В данном случае для вывода функции ослабления используется цилиндрическая система координат с центром в точке О. Интенсивность излучения в точке Р в радиальном (боковом) направлении в плоскости нижнего основания самопоглощающего цилиндрического источника (рис. 1)

 

 

где х – путь фотона в источнике; y – путь фотона в защите.

 

Эти геометрические параметры  имеют вид:

 

 

 

 

 

Введем новые безразмерные переменные интегрирования:

k=h/R – относительная высота

m=p/R

n=z/R

Получим окончательное выражение  для интенсивности излучения  цилиндрического источника в  радиальном направлении за плоской  защитой:

        (1.1)

 

 

где

 

 

 

 

В частном случае, когда  детектор находится на высоте h₁ от нижнего торца цилиндрического источника:

 

где k^’=h₁/R; k^’’=(h-h₁)R

В плоскости центрального сечения, когда h₁=h/2, интенсивность излучения цилиндрического поглощающегося источника:

        (1.2)

где k^’=h/2R

 

 

 

5. Практическая часть

Схема детектора (рис. 2.1)

 

Схема «контейнер-детектор» (рис. 2.2)

(3)

(2)

(1)

h = 800 мм

a = 350 мм

b = 125 мм

b

a

h

 

 

5.1 Расчеты

1. Поле зрение детектора было определено опытным путем, а именно соотношением реальных размеров пакета ТРО, детектора и расстояния между ними.

S_{детектора} = 31415мм²

Площадь боковой поверхности  цилиндра составила S_бок = 879620мм²,

если найти соотношение, то в результате получается, что  детектор «покрывает» лишь 3,5% объема пакета, без торцевых частей.

 

2. Плотность пакета с ТРО (усредненная)

Предполагалось, что пакет  полностью забит РО, массой 10кг. Тогда  плотность вещества, находящегося в  пакете будет равна p=012992 г/см³

 

3. Расчет интенсивности в точке (2) производится по формуле (1.1). При нахождении функционала были приняты следующие значения:

k=4.57

p=1.71

= 0 (т.к. коэффициент  ослабления в воздухе очень  мал)

 0 (поскольку у нас отсутствует физическая защита от источника)

q = 77.7Бк

 

Усредненное значение принимаем 

Тогда интенсивность излучения 

 

 

6. Заключение

В результате исследования было установлено, что при данных размерах объемного геометрического  источника ионизирующего излучения  интенсивность гамма-излучения U-235 в точке (2) составила 296,5 МэВ/см2*с. При расчетах использовалось усредненное значение функционала .

В дальнейшем планируется  рассчитать интенсивность в точках (1) и (3), чтобы сделать выводы где интенсивность излучения, а следовательно и мощность дозы больше.

Для сравнения результатов  планируется найти интенсивность объемного источника в торцевом направлении, что даст нам полную картину, необходимую для проведения дозиметрических измерений.  

7. Список литературы

1. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. Б.П. Голубев
2. Защита от ионизирующих излучений. Справочник.

В.П. Машкович, А.В. Кудрявцева

3. Защита от излучения протяженных источников. Н.Г. Гусев,

Е.Е. Ковалев, Д.П. Осанов, В.М. Попов

4. Защита от ионизирующих излучений. Том 1. Физические основы защиты от излучений. Гусев Н.Г.