Биологическая защита реактора
Дипломная работа - Физика
Другие дипломы по предмету Физика
ащиты.
Основным методом исследования концентраций химических элементов был выбран метод инструментального нейтронно-активационного анализа. Отдельные исследования проводились с помощью рентгеноспектрального флюоресцентного анализа, методом абсорбционной спектрометрии и методом изотопного разбавления.
Образцы облучались в канале реактора ИБР-2 в течение 7-11 суток. Плотность потока тепловых, резонансных и быстрых нейтронов составляла 1,1х1012 , 0,23 х10 11 и 1,4х10 12 нейтрон/см2 с. соответственно [18,19]. Анализ каждого вида материала осуществлялся по трем-пяти пробам массой 0.3-0.9 г.
Нейтронно-активационный анализ проводился сравнительным методом В качестве стандартных образцов использовались "Габбро эссекситовое" и "Альбитизированный гранит", навески которых облучались совместно исследуемыми материалами. Анализ полученных данных показал, что наведенная активность конструкционных и защитных материалов на этапе вывода из эксплуатации реакторных установок будет в различные периоды после окончательного останова реактор определяться ограниченным числом из 5-7 элементов, среди которых: европий кобальт, железо, цезий, никель, кальций, ниобий.
Концентрации европия, кобальта, цезия, никеля и ниобия составляют 10 -2 -10 -7 % по массе.
Содержание кальция, железа и калия достигает единиц и десятков % по массе.
Разброс концентраций примесных и следовых элементов весьма значителен не только между видами однотипных материалов, но и проб материала одного вида. Например, содержание такого важного элемента как европий в различных типах заполнителей бетонов может отличаться на 2-3 порядка. В тоже время содержание того же европия в одних и тех же видах заполнителей, например, в известняках, взятых из разных месторождений, может отличаться до 60 раз. Разброс концентраций кобальта в различных видах сталей может достигать порядка по величине.
Содержание европия и кобальта в бетонах отобранных от защитных конструкций остановленных блоков различных АЭС отличается в десятки раз, кроме того, такое же отличие наблюдается для образцов бетонов взятых на различных отметках по высоте шахты реактора АЭС.
Таким образом, разброс концентраций примесных и следовых элементов в исследованных материалах достаточно велик. Поэтому для повышения надежности определения уровней активности и объемов радиоактивных отходов на момент вывода из эксплуатации реакторных установок необходимо знать в каждом конкретном случае элементный состав всех конструкционных и защитных материалов в приреакторном пространстве, которые подвергаются облучению потоками нейтронов. Полученные экспериментальные данные по концентрациям активационно опасных элементов в бетонах, сталях и сырьевых материалах для их изготовления позволяют с достаточной для практики точностью моделировать состав железобетонной защиты при прогнозных расчетах активности материалов и объемов радиоактивных отходов.
2.3.3 Методы прогнозирования наведенной активности
Для расчета наведенной активности удобно ввести понятие активационного интеграла [2], характеризующего скорость протекания реакции.
Отнесённый к одному ядру изотопа мишени активационный интеграл
где ? (Е) - энергетическая зависимость сечения активации ? (Е) - энергетический спектр нейтронов.
Составив и решив уравнения баланса для числа радиоактивных атомов изотопа-продукта реакции активации можно установить, что объемная наведенная активность Av изотопа продукта реакции с постоянной распада ? в материале с первоначальным числом атомов изотопа мишени в единице объема n0 за время облучения Т в стабильном потоке нейтронов с энергетическим спектром ?(Е), сечением активации ? (Е), сечением выгорания изотопа продукта реакции ?* (Е), активационными интегралами
через время t после окончания облучения вычисляется по следующим формулам:
а) с учетом выгорания ядер изотопа мишени и изотопа продукта реакции:
б) с учетом выгорания изотопа продукта реакции, пренебрегая выгоранием ядер изотопа мишени:
в) без учета процессов выгорания:
Для большинства практических задач процессами выгорания можно пренебречь и пользоваться формулой (2.4)
Активация конструкционных и защитных материалов происходит под действием тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов.
Для тепловых нейтронов активационный интеграл, отнесённый к одному ядру изотопа мишени равен микросечению активации ?.
Для промежуточных нейтронов активационный интеграл определяется по формуле:
В случае активации быстрыми нейтронами активационный интеграл определяется по методу эффективных пороговых сечений
Метод эффективных пороговых сечений основан на предоставлении энергетической зависимости сечения реакции активации ступенчатой функцией:
Функцией такого вида в хорошем приближении могут быть описаны сечения пороговых реакций, протекающих главным образом на быстрых нейтронах.
Активационный интеграл в этом случае примет вид:
В табл . 18 для основных пороговых реакций активации приведены рекомендованные для расчётов значения ?эфф и Еэфф
Эффективные энергетические пороги Еэфф и эффективные сечения ?эфф реакций активации.
- период полураспада радионуклида - продукта активации [6];
?эфф - эффективное сечен реакции в