Расчет защиты от линейного немоноэнергетического источника гамма-излучения

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Краткая характеристика задачи проектирования биологической защиты на АЭС

 

Проектирование биологической  защиты в узком смысле сводится к  расчету толщин и состава защитных экранов, обеспечивающих ослабление потоков  ионизирующих излучений от заданного  источника до безопасных согласно действующим  нормам уровней. 

Задачей проектирования биологической  защиты в широком смысле называют разработку конструктивно-компоновочных  решений, обеспечивающих весь комплекс требований по радиационной безопасности, которому должна удовлетворить разрабатываемая  АППУ. Этот комплекс требований включает в себя:

1. Обеспечение защиты обслуживающего персонала от воздействия ионизирующих излучений в процессе эксплуатации реактора.
2. Защиту материалов, оборудования и конструкций от недопустимых воздействий (охрупчивание и распухание сталей, радиолиз воды, радиационный разогрев, активация и т. д.). 
3. Защиту окружающей среды от радиоактивных загрязнений (радиоактивные выбросы при работе реактора, радиоактивность отливных вод и т. д.).

Эффективность биологической защиты характеризуется кратностью ослабления основных функционалов (мощность дозы излучения, поглощенная доза, тепловыделение, число смещений, интеграл активации), описывающих взаимодействие полей  ионизирующих излучений с веществом.

Для однозначного задания источника  излучения должны быть указаны следующие характеристики :

1. Вид излучения: нейтроны, фотоны, протоны, β-частицы, электроны, α-частицы и т. д. 

      2.Геометрия источника, источники: а) точечные; б) протяженные

      3. (линей- ные, поверхностные, объемные) с ограниченными, полу бесконечными или бесконечными размерами.

Точечным можно считать  такой источник, максимальные размеры  которого много меньше расстояния до точки детектирования и длины  свободного пробега в материале  источника (ослаблением излучения  в источнике можно пренебречь).

Поперечные размеры линейных источников должны быть намного меньше расстояния до детектора и длины  свободного пробега частиц в материале  источника.

Поверхностные источники  имеют толщину, намного меньшую, чем расстояние до точки детектирования и длина свободного, пробега в  материале источника.

В объемном источнике излучатели распределены в трехмерной области  пространства.

3.Мощность и ее распределение  для протяженных источников: равномерное,  экспоненциальное, линейное, по косинусоидальному закону.

4.Энергетический спектр  излучения: моноэнергетический, немоноэнергетический (дискретный или непрерывный спектр).

5.Временное распределение  излучения: импульсные, стабильные  и нестабильные источники.

6. Угловое распределение  излучения. 

В активной зоне ядерного реактора процесс  деления ядер топливных материалов сопровождается генерацией ионизирующих излучений, в состав которых входят заряженные осколки деления, нейтроны, γ–кванты, β-частицы и нейтрино. Однако наиболее проникающими, а, следовательно, и имеющими определяющее значение для расчета и проектирования защиты, являются нейтроны и γ - излучение. В целом ионизирующее излучение (нейтроны и γ - кванты) в ЯЭУ можно разделить на первичное и вторичное.

Первичное ионизирующее излучение  связано непосредственно с процессом  деления ядер топливных материалов и генерируется в активной зоне ядерного реактора. В состав первичного ионизирующего  излучения входят мгновенные нейтроны деления, запаздывающие нейтроны, мгновенные γ-кванты, запаздывающие γ-кванты, Вторичное ионизирующее излучение возникает в результате реакций взаимодействия нейтронов и γ-квантов первичного излучения с ядрами вещества. Источники вторичного излучения могут быть локализованы как в самой активной зоне, так и в других элементах конструкций ЯЭУ, в том числе и в слоях защиты. К вторичному ионизирующему излучению относятся фотонейтроны, образующиеся в результате ( γ, п )-реакции взаимодействия γ-квантов c ядрами вещества , захватное γ-излучение, возникающее в результате реакции радиационного захвата нейтрона, γ -излучение неупругого рассеяния нейтронов и активационное γ -излучение.

Источники гамма излучения:

• радиоактивные распады (релаксация возбужденных состояний ядер, образовавшихся в результате радиоактивного распада)

• ядерные реакции (релаксация возбужденных состояний ядер, образовавшихся в  результате ядерных реакций)

• процессы аннигиляции пар частица‐античастица

• процессы прохождения заряженных частиц через вещество (отклонение энергичных заряженных частиц в магнитных  и электрических полях, напр. синхротронное  излучение).

• космические лучи и т.д.

Для описания защиты от излучений  должны быть указаны следующие ее характеристики :

1. Назначение: биологическая (обеспечивающая допустимый уровень облучения обслуживающего установку персонала), радиационная (обеспечивающая допустимый уровень радиационных повреждений конструкционных и защитных материалов), тепловая (обеспечивающая допустимый уровень радиационного энерговыделения и температурного распределения в конструкционных и защитных материалах).
2. Тип: сплошная (целиком окружающая источник излучения), раздельная (наиболее мощные источники окружает первичная защита, а между первичной и вторичной защитами также имеются источники излучения), теневая (защита устанавливается между источником излучения и защищаемой областью, размеры которой ограничиваются «тенью», «отбрасываемой» защитой), частичная (ослабленная для областей ограниченного доступа персонала).
3. Компоновка: гомогенная, гетерогенная.
4. Форма внешней поверхности: плоская, цилиндрическая, сферическая. биологический защита излучение детектор
5. Геометрия: бесконечная (рис. 1.1, а), полубесконечная с детектором D на границе среды и источником 5 в среде (рис. 1.1, б), полубесконечная с источником 5 на границе среды и детектором D в среде (рис. 1.1, в), барьерная (рис. 1.1, г), ограниченная (рис. 1.1, д).

Защиту можно физически считать  бесконечной, если любое окружение  выделенной защитной среды любым  дополнительным материалом не влияет на показания детектора, т. е. вероятность  любой частицы, рассеянной за пределами  выделенной среды, быть зарегистрированной детектором практически равна нулю.

Выделение в защите барьерной геометрии  лишь части среды, например цилиндра, на оси которого с противоположных  сторон находятся источник и детектор, приводит к ограниченной защите. Под  ограниченной понимается среда, у которой  хотя бы один из поперечных размеров (размер в плоскости, перпендикулярной прямой источник — детектор) не может быть принят за бесконечный.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Рис. 1.1. Геометрия защит и типичные траектории рассеянных в среде частиц

 

 

4. Исходная схема  расположения источника, детектора  и защиты.

Описание схемы:

Источник (ТВЭЛ) от тепловыделяющей сборки реактора ВВЭР-1000 (длиной L=380 см и диаметром 9 мм) установлен в бассейне выдержки вертикально, на расстоянии l=100 см от бетонной стены, облицованной с внутренней стороны стальным листом толщиной 4 мм.

Толщина слоя воды над ТВЭЛом составляет а=400 см. Первая точка детектирования находится на высоте h=800 см от верхнего конца ТВЭЛа.

Вторая точка детектирования (оператор) расположена напротив центра источника на расстоянии b=600 см от него.

Рисунок 1. Схема  расположения источника, детектора  и защиты.

 

 

 

 

 

 

5. Краткое изложение теории ослабления излучения линейного источника за плоской защитой.

Распространяясь в веществе, излучение взаимодействует с  атомами среды, и в этих взаимодействиях  энергия излучения передается веществу. Заряженные частицы передают энергию  в процессе многих столкновений с  атомными электронами и основной механизм передачи энергии веществу от заряженных частиц – ионизация  и возбуждение атомов. Чем больше масса заряженных частиц, тем до больших энергий основным процессом  потерь энергии являются возбуждение  и ионизация атомов.

При столкновении фотонов  с атомами в среднем происходят гораздо большие потери энергии и изменения направления движения, чем у заряженных частиц. Хоть и число столкновений у фотонов много меньше, чем у заряженных частиц.

Число фотонов в моноэнергетическом, мононаправленном пучке уменьшается с толщиной поглотителя х по экспоненциальному закону:

 

где Σ – полное макроскопическое сечение (линейный коэффициент ослабления). Размерность Σ – 1/м, но чаще используют 1/см. Наряду с линейным коэффициентом  ослабления часто используют массовый коэффициент ослабления μ_m= Σ /ρ.

Однако такой закон  ослабления предполагает, что при  каждом взаимодействии в веществе частица  выбывает из пучка, поэтому эта зависимость  характеризует ослабление узкого пучка  частиц (коллимированного, пучка с хорошей геометрией). В такой геометрии детектор регистрирует только нерассеянное излучение, имеющее ту же энергию, что и источник.

Геометрия, при которой  детектор регистрирует нерассеянное и  рассеянное излучение, называется геометрией широкого пучка (плохой геометрией). Спектральный состав и угловое распределение  регистрируемого излучения в  этом случае могут существенно отличаться от тех же параметров первичного пучка  и зависят от взаимного расположения детектора, поглотителя и источника. [3, c. 37-39]

Рассмотрим линейный источник. К таким источникам можно отнести  ТВЭЛы  реакторов, трубопроводы и различные коммуникации, заполненные жидкими радиоактивными растворами, если поперечные размеры источника невелики по сравнению с расстоянием до защищаемой области и можно пренебречь самопоглощением в источнике.

Рассмотрим две точки  детектирования. Одна из точек находится  напротив центра источника, как показано на рисунке:

Рисунок 2. Схема  расположения точки детектирования напротив центра источника.

Величина плотности нерассеянного  потока в точке Р₁ от элемента источника dl с учетом защиты равна:

где – мощность источника с отрезка dl; – линейный коэффициент ослабления.

Учитывая, что , выражение можно записать в виде:

 

Проинтегрировав это выражение  по θ от 0 до θ₁ и умножая на 2, получим величину плотности потока нерассеянных фотонов в точке Р₁:

                                       (1)

где - специальный интеграл(интеграл Зиверта).

Если необходимо учесть рассеяние  в защите, то находим фактор накопления с помощью формулы Тейлора:

                            (2)

где А₁, α₁ и α₂ зависят от свойств среды, вида дозы и начальной энергии излучения.

Рассмотрим точку, которая  расположена в осевом направлении, как показано на рисунке в точке  P₅:

 

Рисунок 3. Схема  расположения точки детектирования, лежащей в осевом направлении.

Плотность потока нерассеянных фотонов в точке 5 от элемента источника dl с учетом защиты равна:

 

Интегрируя это выражение  по l  от 0 до L, получим:

                                     (3)

 

С учетом рассеянного излучения, вклад которого учитывается фактором накопления, представленного по формуле  Тейлора, получим выражение для  плотности потока[3, c.131 - 139]:

                                     (4)

(5)

Так как линейная мощность источника не задана, а задан линейный керма – эквивалент, то во всех выражениях необходимо заменять на , где - линейный керма-эквивалент. 

6. Задание 1

 

а) Расчёт мощности дозы в точке детектирования над  линейным источником с учетом рассеяния  в защите

Чтобы найти мощность дозы в первой точке детектирования вычислим плотность потока фотонов без учета рассеяния в защите по формуле (3):

 

где h=800 см – высота над верхним концом ТВЭЛа; L=380 см – высота ТВЭЛа; d=400 см – высота слоя воды над верхним концом ТВЭЛа; ;  - линейный коэффициент ослабления, см^-1.

В работе вместо линейного коэффициента ослабления будем использовать массовые толщины d_масс.=ρ·d_лин., г/см² и массовые коэффициенты ослабления , см²/г.

По формуле Тейлора(4) находим  фактор накопления:

 

где А₁, α₁ и α₂   - зависят от свойств среды, вида дозы и начальной энергии излучения.