Прохождение излучения через вещество

Заряженные частицы характеризуются конечным пробегом

• осколки деления и -частицы - доли мм

• β-частицы – до 1-2 см

Для параллельного пучка -квантов, падающих на слой вещества в форме узкого цилиндра число -квантов dN , удаляемых из пучка при прохождении поглотителя тол­щиной dx, будет пропорционально толщине слоя dx и числу -квантов n_o , падающих на поглотитель:

dN = -Ndx

где - коэффициент пропорциональности, называемый линейным коэф­фициентам ослабления. Размерность  - см^-1 или см²/г, если dx выражен в г/см².

При узком пучке интегрирование N=N_оe^-x.

(где N₀ - число  -квантов , падающих на поглотитель. Для нейтронов

N=N_оe^-x.

Средний пробег  -кванта до первого взаимодействия - 1/ , нейтрона - 1/. 1/ и 1/ до десятка см, хотя 1/ может быть и очень малым

Устройство ядерного энергетического реактора

пар

Пар (274^CC)

Подпитка

Схема технологических контуров АЭС с реактором ВВЭР -1000

1—реактор: 2—парогенератор: 3—турбогенератор; 4 — эжектор; 5—конденсатор: 6— система водоочистки второго контура: 7 — деаэратор; 8—питательный насос; 9—байпасная очистка; 10 – главный циркуляционный насос

Первый контур окружён радиационной защитой

Принципиальные причины опасности ядерных реакторов:

• мощность реактора при аварии может увеличиться в тысячи раз;

• после прекращения цепной реакции энерговыделение поддерживается за счет радиоактивного распада осколков

деления.

Зависимость отношения мощности, выделяемой всеми продуктами радиоактивного распада W(t) к полной мощности реактора W₀:

где t – время после остановки реактора в секундах.

В реакторе, работающем на мощности 3 ГВт, генерируется 2.210²⁰ нейтронов в 1 с, (массой 0,37 мг ).

Оценка энерговыделения после остановки реактора ВВЭР-1000

Зависимость отношения мощности, выделяемой всеми продуктами радиоактивного распада W(t) к полной мощности реактора W₀, который долгое время работал на этой мощности, может быть представлена формулой для оценок W(t) в интервале 1 - 10⁵ с

где t – время после остановки реактора в секундах.

Тепловая мощность ВВЭР-1000 310⁹ Вт

t	1с	1 мин	1 час	1 сутки	1 месяц
W МВт	200	88	39	20	10

Задача 1.3. Оценить накопленную активности в активной зоне реактора ВВЭР-1000 через месяц после остановки. Тепловая мощность ВВЭР-1000 310⁹ Вт

W = 310⁹*6,610^-2/(30*24*3.610³)^0,2 = 10⁷ Вт

Для грубой оценки только  распад со средней энергией E_ = 1 МэВ

А = W/E_ = 10⁷/1,610^-19*10⁶ = 6,210¹⁹ Бк = 1,710⁹ Ки

Л4 11 03 13

Условия возникновения и развития цепной реакции деления. Коэффициент размножения.

Аналогия:

Поколения в биологической популяции « Поколения нейтронов в среде.

Коэффициент размножения k_эф - отношение числа нейтронов в последующем поколении к числу нейтронов в предыдущем

Последующий анализ для безграничной (бесконечной) среды - k_¥

Коэффициент размножения в ограниченной среде

k_эф = k_∞P

Р – вероятность избежать ухода (утечки) из среды

(Не считая китайцев и среднеазиатов)

Система (реактор):

• при k_¥ = 1 – критическая,

• при k_¥ > 1 – надкритическая,

• при k_¥ < 1 – подкритическая

• В естественном уране k_¥ < 1 из-за:

• неупругого рассеяния - s_ine,

• радиационного захвата - s_n,g на уране-238

Роль деления урана-238 быстрыми нейтронами невелика.

Гомогенная смесь урана и замедлителя (вещества с малой атомной массой и малым сечением захвата нейтронов)

Идея: за счёт быстрого сброса энергии нейтроном при упругом рассеянии на ядрах замедлителя уменьшить вероятность резонансного поглощения нейтронов и увеличить вероятность деления урана-235

Исходные данные

Среднее число нейтронов при делении тепловыми нейтронами

нуклид	n	h
233U	2,49	2,29
235U	2,42	2,07

h = n