Расчет активации материалов радиационной защиты. Методические указания к практическим занятиям для обучающихся по дисциплине «Здания и сооружения тепл

УДК 621.039+539.1+691+692.2 ББК 22.38 +38.3+38.4

Р24

Составители:

Н.Г. Бабошин, Н.И. Бушуев, А.В. Денисов, И.А. Енговатов

Рецензент — доктор технических наук, профессор В.Н. Соловьев, профессор кафедры СОТАЭ НИУ МГСУ

Р24 Расчет активации материалов радиационной защиты : мето-

дические указания к практическим занятиям для обучающихся по дисциплине «Здания и сооружения тепловой и атомной энергетики» по направлению подготовки 08.03.01 Строительство и по дисциплинам «Материалы и конструкции радиационной защиты», «Проектирование, строительство и вывод из эксплуатации ядерных установок» специальности 08.05.01 Строительство уникальных зданий и сооружений / [сост.: Н.Г. Бабошин и др.] ; М-во образования и науки Рос. Федерации, Нац. исследоват. Моск. гос. строит. ун-т, каф. строительства объектов тепловой и атомной энергетики. Москва : Изд-во Моск. гос. строит. ун-та, 2016. 32 с.

Приведена методика, позволяющая рассчитывать удельную радиоактивность конструкционных и защитных материалов ядерных реакторов, а также проводить выбор наименее активируемых бетонов из широкого спектра их технологических составов.

Для обучающихся по дисциплине «Здания и сооружения тепловой и атомной энергетики» по направлению подготовки 08.03.01 Строительство и по дисциплинам «Материалы и конструкции радиационной защиты», «Проектирование, строительство и вывод из эксплуатации ядерных установок» специальности 08.05.01 Строительство уникальных зданий и сооружений.

УДК 621.039+539.1+691+692.2 ББК 22.38 +38.3+38.4

© Национальный исследовательский Московский государственный строительный университет, 2016

2

Содержание

3

ВВЕДЕНИЕ

Проблема наведенной активности (активации) материалов и узлов реакторных установок является одной из важнейших для обеспечения радиационной безопасности при их эксплуатации. Под действием нейтронов, генерируемых активной зоной реактора, в теплоносителе, в конструкционных, а также строительных материалах (бетон, сталь и т.п.) образуются радионуклиды, и материал становится радиоактивным. Образовавшиеся радионуклиды имеют различные периоды полураспада, схемы распада, различный выход и энергию ионизирующего излучения. Поэтому наведенная активность материалов реакторной установки в большой степени влияет на облучаемость персонала в период проведения осмотра, ремонта или замены отдельных узлов при проведении планово-предупредительных ремонтов на атомной станции (АС). Кроме того, наведенная активность материалов и конструкций — один из важнейших источников остаточной радиоактивности при выводе АС из эксплуатации, так как она является определяющим фактором в оценке объемов радиоактивных отходов и прогнозе облучаемости демонтажного персонала. Следовательно, требует решения еще одна важная задача, связанная с поиском малоактивируемых конструкционных и защитных материалов для вновь проектируемых АС, позволяющих минимизировать объемы радиоактивных отходов и дозовые затраты демонтажного персонала при будущем снятии с эксплуатации таких установок.

Таким образом, наведенная активность строительных материалов занимает важное место как при эксплуатации, так и при выводе из эксплуатации АС.

В методических указаниях приведена необходимая информация, позволяющая расчетным путем определить удельную активность конструкционных и защитных материалов, причем основное внимание уделено защитным бетонам. Предложенные методы позволяют также проводить целенаправленный выбор наименее активированных бетонов из широкого спектра технологических составов.

4

1. РАСЧЕТ АКТИВАЦИИ МАТЕРИАЛОВ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК

1.1. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

Радиоактивность — самопроизвольное превращение неустойчивого нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения.

Ионизирующее излучение — излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию ионов разных знаков.

Нуклид — вид атомов с данными числами протонов и нейтронов в ядре.

Изотоп — нуклид с числом протонов в ядре, свойственным данному элементу.

Активность (А) — мера радиоактивности, равная отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике (dN) за малый интервал времени dt к этому интервалу времени:

A dNdt .

Самопроизвольное ядерное превращение называют радиоактивным распадом. Единица активности — беккерель (Бк). 1 Бк равен 1 ядерному превращению в 1 с (расп/с). Внесистемная единица активности —

кюри (Ки), 1 Ки = 3,7 1010 ядерных превращений в 1 с.

Активность удельная — отношение активности Am радионуклида в веществе к массе m вещества:

Am Am .

Единица удельной активности — беккерель на килограмм, Бк/кг. Активность объемная — отношение активности (AV) радионуклида

в веществе к объему (V) вещества:

AV VA .

Единица объемной активности — беккерель на метр кубический, Бк/м3.

Период полураспада радионуклида (Т1/2) — характеристика радионуклида — время, в течение которого число радиоактивных ядер данного радионуклида в результате самопроизвольных ядерных превращений уменьшается в 2 раза.

5

Постоянная радиоактивного распада ( ) — отношение доли ядер радионуклида, распадающихся за интервал времени dt, к этому

интервалу времени, связанная с T1/2 выражением 0,693T1/2.

Наведенная активность — радиоактивность, возникающая в результате применения постороннего источника излучения (например нейтронного).

Сечение активации — вероятность протекания реакции, приводя-

щей к образованию радиоактивных ядер. Единица измерения — барн

(1 барн = 10–24 см2).

Поглощенная доза (D) — величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

D dmde ,

где de — средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm — масса вещества в этом объеме.

Единица поглощенной дозы — грей (Гр), 1 Гр = 1 Дж/кг. Внесистемная единица — рад. 1 рад = 0,01 Дж/кг = 0,01 Гр.

Мощность поглощенной дозы определяется как поглощенная доза в единицу времени. Единица мощности поглощенной дозы — Гр/с. Внесистемная единица — рад/с.

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы — используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов:

Примечание. Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения — к испускаемому при ядерном превращении.

6

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (WT) — множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:

Примечание. «Остальное» включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики «Остальное» приписать суммарный.

Доза в органе или ткани (DТ) — средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

где mT — масса органа или ткани; D — поглощенная доза в элементе массы dm.

Эквивалентная доза (HT,R) — поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения WR:

HT,R WR DT,R .

7

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

TT HT,R .

R

Единица эквивалентной дозы — зиверт (Зв). Внесистемная единица — бэр. 1 Зв = 100 бэр.

Мощность эквивалентной дозы определяется как эквивалентная доза в единицу времени. Единица мощности эквивалентной дозы — Зв/с. Внесистемная единица — бэр/с.

Годовая эквивалентная доза — сумма эквивалентной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эквивалентной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Доза эффективная (Е) — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

E WT HT ,

T

где НТ — эквивалентная доза в органе или ткани; WТ — взвешивающий коэффициент для органа или ткани.

Персонал — лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников (группа Б).

Предел дозы (ПД) — значение эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения населения и персонала за счет нормальной эксплуатации радиационного объекта, которое не должно превышаться. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Экспозиционная доза фотонного излучения (Dэксп) (внесистемная единица) — отношение полного заряда dQ всех ионов одного знака,

созданных в воздухе, к массе dm воздуха в этом объеме:

Dэксп dQdm .

Единица экспозиционной дозы — рентген (Р): 1 Р = 2,58 10–4 Кл/кг.

8

Гамма-постоянная радионуклида (Гпогл) — характеризует мощ-

ность поглощенной дозы в воздухе, создаваемой фотонным излучением точечного изотропного радионуклидного источника активностью 1 Бк на расстоянии 1 м от источника до точки детектирования. Гамма-

постоянная выражается в аГр м2/(с Бк), где а (атто) — множитель, равный 10–18.

Радиоактивные отходы — не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормами радиационной безопасности.

1.2. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С ВЕЩЕСТВОМ

При прохождении через вещество для нейтронов существенно взаимодействие с ядрами атомов. В зависимости от энергии нейтронов могут протекать различные реакции: упругое и неупругое рассеяние, захват нейтрона с последующим излучением фотонов (радиоактивный захват), захват с испусканием заряженных частиц и деление ядер. Сечения взаимодействия при указанных процессах являются сложными функциями энергии нейтронов Е и значительно различаются для разных элементов и изотопов одного элемента.

В ядерной физике существует условная классификация нейтронов по энергиям:

медленные, Е 1 кэВ.

Медленные нейтроны, в свою очередь, подразделяются на группы холодных нейтронов (Е 0,005 эВ), тепловых (0,005 Е 0,5 эВ) и надтепловых (0,5 Е 1 кэВ);

нейтроны промежуточных энергий (1 кэВ Е 0,2 МэВ);

быстрые (0,2 МэВ Е 20 МэВ);

сверхбыстрые (Е 20 МэВ).

В большинстве случаев взаимодействия с веществом нейтроны не поглощаются, а рассеиваются на некоторый угол, теряя при этом энергию, т.е. замедляясь. Процесс замедления продолжается до тех пор, пока энергия нейтрона не уменьшится до тепловой, а нейтрон поглощается средой.

Наиболее эффективно процесс замедления нейтронов проходит в результате упругого рассеяния на ядрах водорода. Для тяжелых ядер более существенно неупругое рассеяние.

Согласно современным представлениям ядерная реакция с участием нейтронов происходит в 3 стадии:

9

1)стадия движения независимых частиц;

2)стадия составной системы;

3)конечная стадия.

На первой стадии падающий нейтрон взаимодействует с ядроммишенью. Рассеяние, происходящее на этой стадии, называют упругим.

На второй стадии происходит поглощение нейтрона ядроммишенью.

На третьей стадии продукты реакции отделяются друг от друга. Результатом третьей стадии могут быть упругое и неупругое рассеяние

нейтронов, радиационный захват (n, ) и другие ядерные реакции (n,p),

(n, ), (n,2n) и др.

Для целей данной работы важны ядерные реакции активации, приводящие к образованию долгоживущих радиоактивных ядер с относительно большим периодом полураспада.

1.3. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ АКТИВАЦИИ

Активация материалов в реакторе обусловлена взаимодействием нейтронов с ядрами. Переход ядра из стабильного состояния в активное, т.е. образование радиоактивного нуклида, объясняется изменением величины отношения числа протонов и числа нейтронов (А-Z) в этом ядре. В результате воздействия нейтронов с материалом возможны различные реакции образования радионуклидов (табл. 1.1).

10