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
х
х
К
х
х
Средняя энергия захватного гамма-излучения согласно формуле (10)
составляет:
nn
ср
EE
з.г
тт
пii i пii
11
ii
ср
/
= (0,330,006652,23 + 0,00,042430,0 +
+ 0,070,0004983,68 + 0,240,001732,15 + 0,160,015353,73 +
24
+ 0,520,000264,01 + 0,440,003013,60 + 2,50,000944,72)10
/
/ (0,330,00665 + 0,000,04243 +0,070,000498 + 0,240,00173 + 0,160,01535 +
+ 0,520,00026 + 0,440,00301 + 2,50,00094)10
–24
= 3,53 МэВ.
Для определения
(9):
ср 6
з.гз.г
ln 105,29 1,056kE
воспользуемся аппроксимирующей зависимостью
k
з.г
6
=
ln 105,29 3,53 1, 056
= 3,96
10
Выполняем расчеты и их результаты приводим в табл. П1.6.
Плотность потока и мощность эквивалентной дозы
захватного гамма-излучения при
х,
см
нейтрон/(см
,
П
б.н
2
с)
з.г
з.г
МэВ/(см
3,96 10k
,
П
з.г
2
0 1010 0,13 1,3·109 5,148·103
10 4,507·109 0,66 2,975·109 1,178·104
20 2,031·109 2,56 5,199·109 2,059·104
40 4,127·108 17,44 7,197·109 2,85·104
60 8,384·107 53,62 4,496·109 1,78·104
80 1,703·107 102,1 1,739·109 6,886·103
120 7,03·105 180,55 1,269·108 5,025·102
6
МэВ /(см с)
с)
мкЗв/с
–6
с/мкЗв
2
Таблица П1.6
2
,
Д
з.г
мкЗв/с
.
)ссм/(Мэв
160 2,901·104 219,9 6,379·106 2,526·101
200 1,197103 233,94 2,80·105 1,109·100
41
E
E
K
Z
E
Z
K
K
x
x
Ослабление внешнего гамма-излучения в защите
Мощность дозы внешнего гамма-излучения на входе в защиту равна:
по табл. 5 при
ср
= 5 МэВ.
г.в
где
k
г.в
o о
Д =П k
г.вг.вг.в
= 3,4810
мкЗв / с
–6
МэВ /(см с)
=1,0·1011·3,48·10–6 = 3,48·105 мкЗв/с–1,
2
Линейный коэффициент ослабления гамма-излучения со средней энергией
пользованием значения
ср
= 5 МэВ в бетоне защиты определяется по формуле (18) с ис-
г.в
n
K
i
1
i
по табл. П1.2 и значения
i
по табл. 6:
/i
= (11,13·0,0502 + 1127,05·0,0309 + 20,1·0,0286 +
i
+ 77,4·0,0282 + 716·0,0296 + 14·0,0302 + 200,35·0,0316 + 87,0·0,0313) /
–1
/ 1000 = 0,069 см
.
Для нахождения дозового фактора накопления рассеянного гаммаизлучения необходимо определить значение
эффективного атомного
эф
номера для смеси химических элементов, слагающих бетон, а также дозовые факторы накопления в алюминии и железе для энергии гамма излуче-
ср
ния
Z
эф
+ 14·16
= 5 МэВ.
г.в
Значение
n
1
i
n
1
i
2
+ 200,35·202 + 87,0·262) / (11,13·1 + 1127,05·8 + 20,1·12 + 77,4·13 +
Для различных величин
определяем по формуле (19):
эф
2
Z
ii
= (11,13·12 + 1127,05·82 + 20,1·122 + 77,4·132 + 716·142 +
Z
ii
+ 716·14 + 14·16 + 200,35·20 + 87,0·26) = 13,853.
x
определяем дозовые факторы
бет
накопления гамма-излучения в алюминии и железе по формуле (20):
BAe Ae
12
12
x
,
принимая значения коэффициентов по табл. 7 по интерполяции для энергии
5 МэВ, равными:
42
x
x
B
x
x
B
А
= 3,45; А
1
А
= 3,325; А
1
= 1 – А1 = 1 – 3,45 = –2,45;
2
= 0,141 — для алюминия;
2
= 1 – А
2
= 0,0785 — для железа.
2
= 1 – 3,325 = –2,325;
1
= –0,065;
1
= –0,07875;
1
Результаты расчетов сводим в табл. П1.7 и П1.8.
Таблица П1.7
Дозовые факторы накопления внешнего гамма-излучения в алюминии
х,
см
при различных значениях
x
x
1
1
e
2
x
e
2
xx
x
Ae
1
бет
1
0,069х
Ae
2
2
0 0 1 0 1 3,45 –2,45 1
10 0,0449 1,0459 0,0973 0,9073 3,6084 –2,2229 1,3855
20 0,0897 1,0938 0,1946 0,8232 3,7736 –2,0168 1,7568
40 0,1794 1,1965 0,3892 0,6776 4,1279 –1,6601 2,4678
60 0,2691 1,3088 0,5837 0,5578 4,5154 –1,3666 3,1488
80 0,3588 1,4316 0,7783 0,4592 4,9390 –1,1250 3,8140
120 0,5382 1,7129 1,1675 0,3111 5,9095 –0,7622 5,1473
160 0,7176 2,0495 1,5566 0,2108 7,0708 –0,5165 6,5543
200 0,8970 2,4522 1,9458 0,1429 8,4601 –0,3501 8,1100
Таблица П1.8
Дозовые факторы накопления внешнего гамма-излучения в железе
х,
см
при различных значениях
x
x
1
1
e
2
x
e
2
xx
x
Ae
1
бет
1
0,069х
Ae
2
2
0 0 1 0 1 3,325 –2,325 1
10 0,0543 1,0558 0,0542 0,9473 3,5105 –2,2024 1,3081
20 0,1087 1,1148 0,1083 0,8973 3,7067 –2,0863 1,6204
40 0,2174 1,2428 0,2167 0,8052 4,1322 –1,8721 2,2601
60 0,3260 1,3855 0,3250 0,7225 4,6066 –1,6799 2,9267
80 0,4347 1,5445 0,4333 0,6484 5,1355 –1,5074 3,6281
120 0,6521 1,9195 0,6500 0,5221 6,3822 –1,2139 5,1683
160 0,8694 2,3855 0,8666 0,4204 7,9317 –0,9773 6,9544
200 1,0868 2,9646 1,0833 0,3385 9,8574 –0,7870 9,0704
Al
Al
43
B
B
B
x
B
x
Для бетона дозовые факторы накопления рассеянного гамма-излучения
определяем по формуле (21):
BB
BB Z
бет Al эф
Fe Al
13
(13).
Результаты расчетов приведены в табл. П1.9.
Таблица П1.9
Вычисление дозовых факторов накопления внешнего гамма-излучения
х, см
в бетоне с Z
х
= 13,853 при
эф
Al
= 0,065985
бет
Fe
бет
0 0 1 1 1
10 0,69 1,3855 1,3081 1,38
20 1,38 1,7568 1,6204 1,75
40 2,76 2,4678 2,2601 2,45
60 4,14 3,1488 2,9267 3,13
80 5,52 3,8140 3,6281 3,80
120 8,28 5,1473 5,1683 5,15
160 11,04 6,5543 6,9544 6,58
200 13,80 8,1100 9,0704 8,17
С некоторой переоценкой (см. подразд. 2.5) расчет выполняем как для
точечного источника по формуле (17):
о
xx
ДД .
г.вг.в
eB
Результаты вычислений ослабления мощности эквивалентной дозы
внешнего гамма-излучения представлены в табл. П1.10.
Таблица П1.10
Мощность эквивалентной дозы внешнего гамма-излучения
х, см
х
0 0 1 1 3,48·105
10 0,69 0,5016 1,38 2,41·105
20 1,38 0,2516 1,75 1,53·105
40 2,76 0,0633 2,45 5,40·104
60 4,14 0,0159 3,13 1,73·104
80 5,52 4,058·10-3 3,80 5,30·103
120 8,28 2,5354·10-4 5,15 4,54·102
160 11,04 1,6047·10-5 6,58 3,67·101
200 13,80 1,0156·10-6 8,17 2,89·100
e
бет
Д
, мкЗв/с
г.в
44
Распределения суммарной мощности эквивалентной дозы
по толщине защиты и определение требуемой толщины защиты
Результаты расчета распределения по толщине защиты от 0 до 200 см
мощностей эквивалентных доз нейтронного и гамма-излучения и суммарной мощности эквивалентной дозы приведены в табл. П1.11 и рис. П1.2.
Поскольку при х = 200 см суммарная мощность эквивалентной дозы значительно выше допустимой 1,6710
–3
мкЗв/с, значения мощности доз следует
экстраполировать в область большей толщины.
Рассмотрим различные варианты экстраполяции мощности эквивалентной дозы:
Вариант 1. Приближенная графическая экстраполяция
Линии графической экстраполяции Д
сум
и Д
, показанные на рис. П1.2,
г.в
свидетельствуют о том, что экстраполированные значения мощности дозы
внешнего гамма излучения при х > 300 см превышают экстраполированные
значения суммарной мощности излучений, поэтому требуемая толщина
защиты определяется по мощности дозы внешнего гамма-излучения. По
рис. П1.2 требуемая толщина защиты составляет х
приближенности определения толщины защиты по этому варианту принимаем толщину защиты х
= 320·1,02 = 326 330 см.
защ
= 320 см. С учетом
защ
Вариант 2. Аналитическая экстраполяция
Так как
бет выв
мощность дозы более 10 %, экстраполяцию делаем отдельно для
и
Д
з.г
. Исходя из приближенной экстраполяции, принимаем х
Д
г.в
, определяя
Д
г.в
Результаты экстраполяции приведены в табл. П1.12 и на рис. П1.3.
и вклад внешнего гамма-излучения в суммарную
сум
Д
как сумму экстраполированных
сум
Д
н
= 330 см.
защ
сум
Д
н
,
Д
з.г
,
и
Используя полученные значения мощности эквивалентной дозы при
х = 200 см и х = 330 см, определяем значение k:
сум сум
ln /Д
Д
k
200 330
x
ln 1,089 10 0,096 10
12
/
330 200
0,0718.
Требуемая толщина защиты реактора для заданных в работе условий
составляет согласно формуле (22):
сум
ln Д /Д 200
х
защ
доп
k
200
k
ln 1,089 10 0,00167 0,0718 200
Округляя, принимаем толщину защиты х
Задания для проведения научных исследований приведены в прил. 2.
1
/
0,0718
защ
= 325 см.
322 см.
45
0
0
-1
4,19·10
2,272·10
1
Таблица П1.11
Толщина защиты
1
1,015·10
5,518·10
2
3
2,461·10
1,336·10
3
4
5,961·10
3,132·10
4
5
2,934·10
1,437·10
5
5
1,444·10
5,910·10
5
6
0
4,196·10
6,887·10
2
2
1,012·10
1,665·10
3
3
2,382·10
3,964·10
4
4
4,868·10
8,596·10
5
5
1,791·10
3,521·10
5
6
4,297·10
1,165·10
5
6
0
0
1,109·10
2,890·10
1
1
2,526·10
3,670·10
2
2
5,025·10
4,540·10
3
3
6,886·10
5,300·10
4
4
1,780·10
1,730·10
4
4
2,850·10
5,400·10
4
5
7,108·10
1,871·10
3,310·10
2,913·10
2,059·10
6
6
5
6
1,577·10
2,749·10
1,008·10
6
6
Мощности эквивалентных доз нейтронов и гамма-излучений, мкЗв/с
0 10 20 40 60 80 120 160 200
3,240·10
4,427·10
3
6
6,746·10
1,530·10
4
5
1,178·10
2,410·10
3
5
5,148·10
3,480·10
7,099·106 4,680·106 3,087·108 1,248·106 3,872·105 9,815·104 4,921·103 2,285·102 1,089·101
Вид излучения
Быстрые нейтроны 3,500·10
Промежуточные
нейтроны
Тепловые нейтроны 5,595·10
Суммарная мощность
Захватное
гамма-излучение
Внешнее
гамма-излучение
Суммарная
дозы нейтронов
мощность дозы
Таблица П1.12
–2
–2
–2
–2
х, мкЗв/с
0,02210
0,00410
0,07010
–2
–2
0,09610
–2
–2
1,1810
–2
10
Результаты вычисления и экстраполированные
240 см 280 см 330 см
значения мощностей доз при толщине
i
28,52
1,7910
0,2110
–2
10
4,88
3,1810
–2
–2
10
22,7010
56,10
Вид излучения Значение k
Результаты экстраполяции мощности эквивалентной дозы излучений в защите при толщине бетона более 200 см
Суммарная мощность дозы нейтронов –0,07963
Мощность дозы захватного гамма-излучения –0,07814
Мощность дозы внешнего гамма-излучения –0,06354
Суммарная мощность дозы —
;
г.в
; 8 — Д
з.г
; 7 — Д
сум.н
; 6 — Д
доп
т.н
; 5 — Д
; 10 — Д
п.н
г.в
; 4 — Д
б.н
; 3 — Д
сум
— линия экстраполяции Д
9
; 2 — линия экстраполяции Д
сум
Рис. П1.2. Распределение мощности эквивалентных доз излучений по толщине защиты:
1 — Д
;
г.в
; 8 — Д
з.г
; 7 — линия экстраполяции Д
з.г
; 6 — Д
линий экстраполяции различных излучений
сум.н
сум
; 12 — Д
сум
; 11 — Д
доп
; 5 — линия экстраполяции Д
; 10 — Д
г.в
сум.н
; 4 — Д
т.н
; 3 — Д
п.н
— линия экстраполяции Д
; 2 — Д
9
б.н
Рис. П1.3. Распределение мощности эквивалентных доз излучений по толщине защиты с учетом экстраполяции:
1 — Д
х
K
х
K
K
B
Z
x
х
K
х
K
х
K
х
K
K
K
K
Z
Приложение 2
Задания для проведения научных исследований
Используя результаты курсовой работы, а также литературу, приведенную в библиографическом списке, выполните одно из следующих заданий:
1. Проанализируйте, как зависят от химического состава и плотности
материалов следующие характеристики:
— сечение выведения;
выв
— коэффициент накопления промежуточных нейтронов;
п.н
— коэффициент накопления тепловых нейтронов;
т.н
х
— коэффициент накопления захватного гамма-излучения;
з.г
— линейный коэффициент ослабления гамма-излучения;
— фактор накопления внешнего гамма-излучения;
— эффективный атомный номер;
эф
— толщина защиты.
2. Исследуйте, имеет ли место значимая зависимость между:
и плотностью материалов;
выв
и содержанием водорода;
п.н
и содержанием водорода;
т.н
и содержанием железа;
т.н
и содержанием бора;
т.н
х
и содержанием водорода;
з.г
х
и содержанием железа;
з.г
х
и содержанием бора;
з.г
и плотностью.
эф
50
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]