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

По данным табл. 4.2 построим графики спада удельной активности радионуклидов А55Fe, А60Co и А63Ni, а также график спада удельной активности конструкционной стали А , представленные на рис. 4.2.

Рис. 4.2. Графики зависимости удельной наведенной активности отдельных радионуклидов в конструкционной стали и суммарной наведенной активности конструкционной стали от времени выдержки

21

Используя рассмотренный подход, можно проводить оценки активации бетонов и конструкционных сталей различных составов для вариантного выбора наименее активируемых из них. Более детальные расчеты наведенной активности производятся по специально разработанным программам.

4.2. РАСЧЕТ ДОЗЫ ИЗЛУЧЕНИЯ ОТ АКТИВИРОВАННОГО БЕТОНА

Необходимо оценить мощность эквивалентной дозы гаммаизлучения от активированной конструкции биологической защиты реактора для различных времен выдержки.

Исходные данные:

удельные активности наиболее опасных с точки зрения облучения персонала нуклидов в активированном бетоне, определенные расчетным методом для времени облучения Т = 30 лет при различных временах выдержки, приведены в табл. 4.3;

Т а б л и ц а 4.3

Удельная наведенная активность радионуклидов в бетоне после 30 лет облучения, Бк г–1

объемактивированногофрагментабиологическойзащитыV = 1,25 м3;

расстояние до точки детектирования R = 1 м;

плотность бетона биологической защиты ρ = 2,350 кг/м3;

время выдержки t = 1; 5 и 25 лет.

Определим массу фрагмента активированной конструкции (массу источника):

G = ρ V = 2350 1,25 = 2937,5 кг = 2937500 г = 2,9375 106 г.

Определим полную активность для каждого нуклида в активированном бетоне А = Аi·G при различных временах выдержки. Значения Аi принимаем по табл. 4.3. Данные занесем в табл. 4.4.

22

Т а б л и ц а 4.4

Полная активность для каждого нуклида в активированном бетоне, Бк

Мощность дозы от активированного бетона — сумма мощностей доз от радионуклидов, обусловливающих его активность. Поэтому определим мощность дозы по формуле (3.1) с использованием данных табл. 3.1 от каждого радионуклида.

P60Co = 1,09 А Гпогл /R2 = 1,09 1,733 1011 84,63 10–18 = 1,6 10–5 Зв/c; P152Eu = 1,09 6,84 1011 41,37 10–18 = 3,08 10–5 Зв/с;

P154Еu = 1,09 8,34 1010 43,04 10–18 = 3,91 10–6 Зв/с.

Время выдержки t = 5 лет:

P60Co = 1,09 1,028 1011 84,63 10–18 = 9,4 10–6 Зв/c; P152Eu = 1,09 5,49 1011 41,37 10–18 = 2,47 10–5 Зв/с; P154Еu = 1,09 5,96 1010 43,04 10–18 = 2,79 10–6 Зв/с.

Время выдержки t = 25 лет:

P60Co = 1,09 7,34 1010 84,63 10–18 = 9,4 10–7 Зв/с; P152Eu = 1,09 1,84 1011 41,37 10–18 = 8,3 10–6 Зв/с; P154Еu = 1,09 1,17 1010 43,04 10–18 = 5,49 10–6 Зв/с.

Результаты расчетов сведем в табл. 4.5.

Т а б л и ц а 4.5

Мощность дозы от активированного бетона для различных времен выдержки, мЗв/с

По данным табл. 4.5 построим графики спада мощности эквивалентной дозы в зависимости от времени выдержки для каждого нуклида и для суммарной мощности дозы (рис. 4.3).

23

Допустимая мощность дозы для персонала составляет 3,3 10–3 мкЗв/с (0,33 мкбэр/с).

Анализ табличных значений показывает, что исследованный фрагмент активированной бетонной защиты создает мощность эквивалентной дозы выше предела дозы даже после выдержки в течение 25 лет.

Рис. 4.3. Графики спада мощности эквивалентной дозы в зависимости от времени выдержки для каждого нуклида и для суммарной мощности дозы

24

5.ЗАДАНИЯ

1.Рассчитайте удельную активность бетона радиационной защиты,

наведенной тепловыми нейтронами, используя следующие исходные данные*:

содержание активационно-опасных элементов в бетоне, ρ, %;

2. Рассчитайте удельную активность бетона радиационной защиты, наведенной тепловыми и резонансными нейтронами:

содержание активационно-опасных элементов, ρ, %;

3. Рассчитайте удельную активность конструкционной стали, наведенной тепловыми и резонансными нейтронами*:

содержание активационно-опасных элементов в бетоне, ρ, %;

* Исходные данные задаются преподавателем индивидуально. 25

4. Оцените мощность эквивалентной дозы гамма-излучения от активированной конструкции биологической защиты реактора*:

удельные активности нуклидов в активированном бетоне, Бк/г;

5. Оцените количество радиоактивных отходов за счет активации биологической защиты реактора*:

удельные активности нуклидов в активированном бетоне, Бк/г;

критерии классификации твердых радиоактивных отходов _____;

объем активированного фрагментабиологической защиты V ___м3;

6. Постройте графики спада активности, образующейся под дей-

ствием единичных потоков тепловых и резонансных нейтронов, для нуклидов 41Ca, 45Ca, 55Fe, 152Eu, 154Eu, 134Cs, 63Ni при Тобл = 5 лет и Твыд = 0...25 лет.

7. Постройте графики спада активности, образующейся под дей-

ствием единичных потоков тепловых и резонансных нейтронов, для нуклидов 41Ca, 45Ca, 55Fe, 152Eu, 154Eu, 134Cs, 63Ni при Тобл = 20 лет и Твыд = 5...25 лет.

8. Постройте графики спада активности, образующейся под действи-

ем единичных потоков тепловых и резонансных нейтронов, для нукли-

дов 41Ca, 55Fe, 60Со, 152Eu при Тобл = 30 лет и Твыд = 0...25 лет.

* Исходные данные задаются преподавателем индивидуально. 26

9. Постройте графики спада активности, образующейся под действи-

ем единичных потоков тепловых нейтронов, для нуклидов 41Ca, 55Fe,

152Eu при:

а) Тобл = 5 лет; Твыд = 0...25 лет; б) Тобл = 20 лет; Твыд = 0...25 лет.

10. Постройте графики спада активности, образующейся под дей-

ствием единичных потоков резонансных нейтронов, для нуклидов 41Ca,

55Fe, 60Со, 152Eu при:

а) Тобл = 10 лет; Твыд = 0...25 лет; б) Тобл = 30 лет; Твыд = 0...25 лет.

11. Определите нуклид, дающий наибольший вклад в суммарную активность, используя исходные данные задания 1.

12. Определите нуклид, дающий наибольший вклад в суммарную ак-

тивность от активированного материала при Тобл = 5 лет в диапазонах

13. Определите нуклид, дающий наибольший вклад в суммарную ак-

плотность потока резонансных нейтронов FР ________ н cм–2 с–1.

27

14. Постройте графики спада мощности эквивалентной дозы от активированного материала в диапазоне выдержки Твыд = 0...25 лет для каждого нуклида:

содержание активационно-опасных элементов, ρ, %;

плотность потока резонансных нейтронов FР ________ н cм–2 с–1;

время облучения T ________ лет.

15. Постройте графики спада суммарной мощности эквивалентной дозы от активированного материала в диапазоне выдержки Твыд = 5...100 лет:

содержание активационно-опасных элементов, ρ, %;

плотность потока резонансных нейтронов FР ________ н cм–2 с–1;

время облучения T ________ лет.

28