Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Расчет защиты реактора. Методические указания к курсовой работе по дисциплине «Здания и сооружения тепловой и атомной энергетики, безопасность ТЭС и А
.pdf
Таблица 2
3
Содержание химических элементов, кг/м
H O* B C O** Mg Al Si S Cr Ca Fe
3
кг/м
Средняя
плотность,
Химический состав материалов — компонентов бетонной смеси
2920 18 147 — — 1149 12 422 140 72 — 885 75
Материал
Кислород воды, входящей в состав материала.
Кислород соединений, входящих в состав материала, за исключением кислорода воды.
*
Вода 1000 111 889 — — — — — — — — — —
Гипс 2300 52 420 — — 859 — — — 431 — 538 —
Шамот 2390 — — — — 1255 4 362 720 4 — 12 33
Известняк 2400 — — — 253 1178 14 11 22 3 — 909 10
Гранит 2600 8,3 66,6 — — 1223 34,4 132,1 814,4 13,6 — 144,8 162,6
Карбид бора 2519 — — 2172 347 — — — — — — — —
Колеманит 2560 76 638 364 — 988 — — — — — 493 —
Магнезиальный цемент 2580 39 312 — — 896 1195 33 31 6 — 68 —
Кварцевый песок 2600 — — — — 1382 — 27 1173 18 — — —
Серпентинит 2620 32 256 — — 1085 630 — 556 4 — 57 —
Датолит 2790 38 304 113 — 1103 16 68 438 — — 658 52
Гипсоглиноземистый
цемент
Глиноземистый цемент 3000 — — — — 1148 20 580 124 26 — 968 134
Портландцемент 3080 3 27 — — 1131 34 68 395 31 — 1309 82
Лимонит 3120 36 288 — — 888 6 74 255 — — 16 1557
Хромит 3520 17 137 — — 1435 359 264 193 8 575 78 454
Гематит 3980 — — — — 1307 71 — 210 — — 72 2320
Стальной скрап 4700 — — — — 1466 19 — 102 — — 16 3095
**
Сталь 7800 — — — — — — — — — — — 7800
Таблица 3
Средняя энергия
Суммарная
, МэВ
ср
Е
при поглощении
гамма-излучения
, МэВ
Е
поглощении
излучения при
энергия гамма-
2
, см
–24
Сечение
поглощения
ние поглоще-
ния промежу-
Среднее сече-
Коэффи-
циент пе-
, ×10
тепловых
т
п
нейтронов,
2
, см
–24
точных
, ×10
п
п
нейтронов,
редачи
энергии
, отн. ед.
нейтронов,
2
В.
11
В и 80 %
10
, см
–24
нейтронов,
ур
п
межуточных
ние упругого
Среднее сече-
рассеяния про-
, ×10
,
–24
2
см
,×10
сечение
пическое
Микроско-
Микроскопические сечения взаимодействия нейтронов с ядрами различных химических элементов
выв
выведения,
0,97 3,70 0,310 105,0 803,00 0,48 0,48
*
O 0,99 3,75 0,220 0,00 0,00 0,00 0,00
B
C 0,81 4,70 0,284 0,00 0,004 4,57 4,57
Na 1,26 3,10 0,160 0,07 0,52 4,84 1,34
Mg 1,29 3,50 0,152 0,01 0,07 4,79 3,68
эл-т
Хим.
H 1,00 20,30 1,000 0,04 0,33 2,23 2,23
Si 1,37 2,20 0,132 0,02 0,16 10,18 3,73
Al 1,31 1,43 0,138 0,03 0,24 7,60 2,15
S 1,61 0,98 0,118 0,05 0,52 10,15 4,01
K 1,60 2,00 0,098 0,27 2,07 7,97 3,32
Fe 1,98 11,40 0,068 0,33 2,50 5,99 4,72
Ca 1,60 3,00 0,096 0,06 0,44 8,13 3,60
F 1,29 4,00 0,190 0,00 0,01 6,83 6,83
Cr 1,77 4,20 0,074 0,41 3,10 9,16 5,72
* Значения для природной смеси — 20 %
х
х
х
K
х
х
х
K
2.1.2. Плотность потока промежуточных нейтронов
Распределение плотности потока промежуточных нейтронов в
защите в зависимости от ее толщины определяется по формуле
ххх
где
ПП ,
п.нб.нп.н
П
— плотность потока промежуточных нейтронов на тол-
п.н
K
(4)
щине х;
П
— плотность потока быстрых нейтронов на толщине х;
б.н
— коэффициент накопления промежуточных нейтронов
п.н
на толщине х; определяется аналитически на основании данных
о химическом составе материала защиты по приведенным ниже
формулам.
2.1.3. Плотность потока тепловых нейтронов
Распределение плотности потока тепловых нейтронов в защите в
зависимости от ее толщины определяется по формуле
хх
K
(5)
где
щине
ПП ,
т.нб.нт.н
П
— плотность потока тепловых нейтронов на толщине х;
т.н
П
— плотность потока быстрых нейтронов на толщине х;
б.н
х
— коэффициент накопления тепловых нейтронов на тол-
т.н
х; определяется аналитически на основании данных о химиче-
ском составе материала защиты по приведенным ниже формулам.
2.1.4. Мощность эквивалентной дозы нейтронов
Плотности потоков быстрых, промежуточных и тепловых
нейтронов переводятся в значения мощности эквивалентной дозы по
формуле
xx
x
Д
где
— мощность эквивалентной дозы, мкЗв/с;
i
x
П
— плотность потока i-й энергетической группы нейтронов,
i
нейтрон/(см
2
с);
ДП ,
iii
k
(6)
13
х
х
х
х
х
х
E
k
— переводной коэффициент i-й энергетической группы
i
нейтронов,
мкЗв/с
нейтрон/(см с)
; принимается равным:
2
для быстрых нейтронов………………..3,5·10
для промежуточных нейтронов……….1,0·10
для тепловых нейтронов……………….1,04·10
–4
–4
–5
2.2. Плотность потока и мощность эквивалентной дозы
захватного гамма-излучения
2.2.1. Плотность потока захватного гамма-излучения
Распределение плотности потока захватного гамма-излучения в
защите в зависимости от толщины защиты определяется по формуле
хх
К
(7)
П
где
щине защиты
ты
— плотность потока захватного гамма-излучения на тол-
з.г
х, МэВ/(см2с);
П
— плотность потока быстрых нейтронов на толщине защи-
б.н
х;
К
— коэффициент накопления захватного гамма-излучения
з.г
на толщине защиты
ПП ,
з.гб.нз.г
х; определяется аналитически на основании
данных о химическом составе материала защиты по приведенным
ниже формулам.
2.2.2. Мощность эквивалентной дозы
захватного гамма-излучения
Перевод плотности потока захватного гамма-излучения
Д
мощность эквивалентной дозы
хх
ДП ,
з.гз.гз.г
k
где
— коэффициент перевода плотности потока энергии захват-
з.г
ного гамма-излучения в мощность дозы,
k
Величина
гамма-излучения
щей зависимостью:
зависит от значения средней энергии захватного
з.г
ср
и определяется следующей аппроксимирую-
з.г
производится по формуле
з.г
k
мкЗв/с
МэВ/(см с)
.
2
в
П
з.г
(8)
14
E
E
у
5, 29 ln 1,056kE
з.гз.г
ср
10 .
Средняя энергия захватного гамма-излучения
ся по формуле
где
nn
ср т т
EE
з.г
— ядерная плотность i-го химического элемента;
i
ср
т
пi
— микроскопическое сечение поглощения тепловых
,
i
пii i пii
ii
11
ср
/,
нейтронов и средняя энергия захватного излучения
мкЗв/с
6
МэВ/(см с)
(9)
2
ср
рассчитывает-
з.г
i-го химического
(10)
элемента, принимаемые по табл. 3.
2.3. Определение коэффициентов накопления
рассеянных излучений
Коэффициенты накопления рассеянных излучений в материале
защиты вычисляются по параметрам
P, T и G, учитывающим хими-
ческий состав и сечения взаимодействия нейтронов различных энергетических групп с ядрами химических элементов по формулам:
для промежуточных нейтронов
P
mm
пп
рiii nii
11
ii
выв
;
(11)
для тепловых нейтронов
m
п
урiii
i
1
T
для захватного гамма-излучения
m
G Е
i
1
где
— макроскопическое сечение выведения быстрых нейтро-
выв
m
т
ni i
i
1
т
ni i i
;
,
(12)
(13)
нов, определяемое по формуле (2);
— ядерная плотность i-го химического элемента, оп-
i
ределяемая по формуле 3;
15
у
K
x
K
K
K
п
п
,
рi
— микроскопические сечения соответственно уп-
ni
ругого рассеяния и поглощения промежуточных нейтронов i-го
химического элемента, принимаемые по табл. 3;
т
,
— микроскопическое сечение поглощения тепловых
ni
iE
нейтронов и суммарная энергия гамма-излучения при поглощении
атомами i-го химического элемента, принимаемые по табл. 3;
— коэффициент передачи энергии нейтронов атому i-го хи-
i
мического элемента при упругом рассеянии, который принимается
по табл. 3.
Логарифмы коэффициентов накопления промежуточных нейтро-
нов
x
, тепловых нейтронов
п.н
x
для различной толщины защиты х определяются на основании
з.г
и захватного гамма-излучения
т.н
параметров P, T и G по формулам
c х c х
x
lg lg ;11
ae dPa e d
п.н 112 2
1 выв 2 выв
(14)
х
x
lg lg81 1,5 6;
KeT
т.н
выв
0,5
(15)
x хх x
lg lg lg ,12, 43 1 0,62 0, 34 0,1
Ke KGe
з. гт.н
0,0278 0,0218
(16)
где а1, а2, c1, c2, d1, d2, , — коэффициенты, принимаемые по табл. 4.
Таблица 4
Значения коэффициентов a1, a2, c1, c2, d1, d2, , в формулах (13)–(15)
Коэффициенты
для материалов с содержанием водорода
более или равно 0,004 г/см3 менее 0,004 г/см3
а1 0,67 2,00
а2 1,00 2,00
c1 0,33 0,14
c2 0,50 0,20
d1 0,37 0,10
d2 0,64 0,60
0,5 0,15
18,00 36,00
Значение коэффициентов
16
x
x
E
E
По полученным данным определяются значения коэффициентов
накопления по формуле
lg 2,3 lg
Ke
KK
x
.10
2.4. Мощность эквивалентной дозы
внешнего гамма-излучения
Заданная плотность потока энергии внешнего гамма-излучения
0
переводится в мощность эквивалентной дозы
00
ДП ,k
г.вг.вг.в
k
где
от средней энергии гамма-излучения
— переводной коэффициент, принимаемый в зависимости
г.в
ср
г.в
Д
по формуле
г.в
по табл. 5.
Таблица 5
Значения переводного коэффициента k
ср
, МэВ
г.в
,
k
г.в
10
6
,
МэВ/(см с)
г.в
мкЗв/с
2
0,1 4,43
0,2 5,16
0,3 5,53
0,4 5,65
0,5 5,66
0,6 5,65
0,8 5,53
1,0 5,35
1,5 4,91
2,0 4,55
3,0 4,04
4,0 3,70
5,0 3,48
6,0 3,33
8,0 3,10
10,0 2,97
Распределение мощности дозы внешнего гамма-излучения в защите в зависимости от ее толщины можно с достаточной для практики точностью получить из следующего выражения:
17
xx
ДД ,
г.вг.в
где — линейный коэффициент ослабления гамма-излучения данной энергии в материале защиты, см
0
eB
–1
;
(17)
В — дозовый фактор накопления рассеянного гамма-излучения
в материале защиты.
Линейный коэффициент ослабления гамма-излучения в материале защиты определяется по формуле
n
i
K
1
i
,
i
(18)
где
г/см
— содержание
K
i
3
;
— массовые коэффициенты ослабления i-х химических эле-
i
i-го элемента в составе материала защиты,
ментов, представленные в табл. 6.
Суммирование ведется по всем элементам, входящим в состав
бетона.
Значения дозовых факторов накопления гамма-излучения в материале защиты зависят от ее толщины, химического состава и геометрии источника излучения. Однако в специальной литературе
приводятся лишь факторы накопления излучения в воздухе, воде,
обычном
бетоне усредненного химического состава и некоторых
химических элементах. На практике бетоны защитных конструкций
значительно отличаются друг от друга по химическому составу, поэтому факторы накопления для них требуется определять в каждом
конкретном случае.
В расчетах защиты реакторов с небольшой переоценкой можно
применять значения факторов накопления как для точечного источника излучения
в бесконечной среде. При этом учет особенностей
химического состава защиты при определении факторов накопления
может быть осуществлен при рассмотрении материала защиты как
гомогенной смеси атомов некоторого эффективного атомного номера
Z
, который принимается численно равным Z такого элемента,
эф
свойства которого в отношении ослабления гамма-излучения при
равных условиях совпадают со свойствами материала защиты.
Эффективный атомный номер для бетона любого состава
Z
эф
определяется по формуле для комптоновского рассеивания
18
E
x
B
n
i
1
Z
эф
n
i
1
K
— содержание i-го элемента в составе материала защиты, г/см3;
где
i
Z
— атомный номер i-го элемента в бетоне.
i
Z
защитных материалов обычно лежит в пределах от 13 (для
эф
2
KZ
ii
,
KZ
ii
(19)
алюминия) до 26 (для железа), поэтому для нахождения дозовых
факторов накопления гамма-излучения в бетонах необходимо определить дозовые факторы накопления в алюминии и железе (
для гамма-квантов с энергией
толщины
х.
ср
и соответствующих значений
г.в
В
Al
и BFe)
Дозовые факторы накопления гамма-излучения в защите из Al и
Fe, учитывая принятое равенство
В = В
, для различных значений х
определяются по формуле
x
BAe Ae
А
+ А2 = 1;
где
1
А
, 1, 2 — коэффициенты, принимаемые по табл. 7;
1
— линейный коэффициент ослабления гамма-излучения в бе-
тоне защиты, см
–1
.
12
12
x
,
(20)
Расчет фактора накопления рассеянного гамма-излучения для бе-
тона производится по данным
В
Al
и B
на основании значения Zэф
Fe
по интерполяционной формуле
BB
где
BB Z
бет Al эф
В
и BFe — факторы накопления рассеянного гамма-излучения
Al
Fe Al
13
,13
(21)
для алюминия и железа соответственно;
B
Fe Al
— тангенс наклона графика зависимости фактора
13
накопления от
13 — разница между
(
Z
– 13) — разница между
эф
Все результаты расчетов ослабления потоков нейтронов и гамма-
Z;
и Z
(
Z
– ZAl = 26 – 13 = 13);
Al
Fe
Z
Z
.
и
эф
Al
Z
Fe
излучения, а также мощности дозы при толщине защиты от 0 до 200
см сводятся в таблицы. По таблицам строятся графики распределения потоков и мощностей доз по толщине защиты.
19
Таблица 6
/г
2
, см
i
2
Энергия гамма-излучения, MэB
Массовые коэффициенты ослабления гамма-излучения (/)
0,5 0,6 0,8 1,0 1,5 2,0 3,0 4,0 5,0 6,0 8,0 10,0
H 0,1730 0,1600 0,1400 0,1260 0,1030 0,0876 0,0691 0,0579 0,0502 0,0446 0,0271 0,0321
O 0,0870 0,0806 0,0708 0,0636 0,0636 0,0518 0,0445 0,0359 0,0309 0,0254 0,0224 0,0206
Al 0,0840 0,0777 0,0683 0,0614 0,0505 0,0432 0,0353 0,0310 0,0282 0,0264 0,0241 0,0229
Si 0,0869 0,0802 0,0706 0,0635 0,0517 0,0447 0,0367 0,0323 0,0296 0,0277 0,0254 0,0243
Mg 0,0860 0,0795 0,0699 0,0627 0,0512 0,0442 0,0360 0,0315 0,0286 0,0266 0,0242 0,0228
Fe 0,0828 0,0762 0,0664 0,0595 0,0485 0,0361 0,0360 0,0330 0,0313 0,0304 0,0295 0,0294
Na 0,0853 0,0770 0,0676 0,0608 0,0496 0,0427 0,0348 0,0303 0,0274 0,0254 0,0229 0,0215
S 0,0874 0,0806 0,0707 0,0635 0,0519 0,0448 0,0371 0,0328 0,0302 0,0284 0,0266 0,0255
Cr Можно принимать как у железа
Ca 0,0876 0,0809 0,0708 0,0634 0,0518 0,0451 0,0376 0,0336 0,0316 0,0302 0,0285 0,0280
B Можно принимать как у углерода
C 0,0870 0,0805 0,0707 0,0636 0,0518 0,0444 0,0356 0,0304 0,0270 0,0245 0,0213 0,0194
Элемент
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]