- •Нейтронный поток и тепловая мощность реактора.
- •Коэффициент размножения нейтронов.
- •Коэффициент размножения в бесконечной среде.
- •Утечка нейтронов.
- •Критические размеры и критическая масса реактора.
- •Замедление и диффузия нейтронов.
- •Длина замедления .
- •Уравнение критичности для реактора конечных размеров.
- •Нейтронный поток в реакторе без отражателя и с отражателем.
- •Особенности тепловыделения в объеме активной зоны.
- •Характеристики теплоносителей.
- •Процессы, происходящие в работающем реакторе. Основные задачи проектирования.
- •Управление реактором
- •Изменение уровня мощности реактора
- •Поддержание заданного уровня n
- •Остановка реактора
- •Основные этапы и методы проектирования Энергетического ядерного реактора.
- •Биологическая защита реактора.
- •Единицы измерения и допустимые уровни радиоактивного излучения.
- •Конструктивная биологическая защита реактора
- •Защита от нейтронного излучения.
- •Защита от γ-излучений
- •Материалы биологической защиты и принципы ее проектирования.
- •Конструктивные характеристики водо-водяных реакторов.
- •Принципиальная схема судовых атомных энергетических установок
- •Ппу (паропроизводительные установки) с водо-водяным не кипящим реактором (вврд) (под давлением)
Биологическая защита реактора.
Работающий ядерный энергетический реактор является мощным источником различных видов радиоактивного излучения (радиоактивное излучение реактора N=250 Мэв эквивалентно излучению около 1000 т радия).
По характеру воздействия на вещество, в том числе и на клетки живого организма, радиоактивного излучения могут быть разделены на две группы:
заряженные корпускулярные частицы: α и β – частицы, протоны и др.
нейтроны и все виды электромагнитного излучения (γ-излучения).
Заряженное вещество взаимодействует с электронами атомов, с электрическим полем ядер и сравнительно быстро теряет свою энергию.
Поэтому они обладают малой проникающей способностью. Нейтроны в следствии отсутствия электрического заряда не взаимодействуют с электронами атомов и слабо взаимодействуют с электрическим полем ядер, поэтому они обладают большой проникающей способностью.
γ-излучения взаимодействуют с орбитальными электронами атомов и нуклонами ядер, а также с их эл. полями. В результате этого взаимодействия – ослабление I-го γ-излучения. При прохождении через вещество I-го γ-излучения происходят сложные процессы: многократное рассеянное излучение, вторичное γ-излучение, отражение от границ раздела фаз, изменение спектров излучения и γ-излучение обладают большой проникающей способностью, которая зависит от значения энергии излучения.
Воздействие радиоактивных излучений на вещество связано с поглощением энергии, приводящей к возбуждению и ионизации атомов вещества.
Биологический эффект воздействия на живой организм заключается в ионизации воды ткани, происходящей по реакции:
H2O H2O0+-1e0 этот электрон
-1e0+H2O H2O1; распад H2O0 H0+OH;
H2O1 OH1+H
Свободные радикалы вызывают в организме биохимические процессы, ведущие к изменению в клетках крови и ткани, в частности к уменьшению в крови количества лейкоцитов, что снижает защитную способность организма (свободные радикалы OH и Н, не изменяющие заряда реагирующего с белками организма. При этом образуется энергетический окислитель – перекись водорода ОН+ОН Н2О2).
Комплекс изменений в организме называется лучевой болезнью. Своеобразие опасности радиоактивных излучений связано с отсутствием у человека органов чувств, немедленно реагирующих на эти излучения.
Одним из основных условий обеспечения радиационной безопасности реакторной установки является тщательная надежная герметизация реактора и всего I контура. Однако ввиду большой проникающей способности и γ-излучений следует иметь конструктивную биологическую защиту, назначение которой запланировано в снижении интенсивности радиоактивных излучений снаружи защиты во всех случаях до значений, не превышающих допустимых уровней.
Единицы измерения и допустимые уровни радиоактивного излучения.
Число частиц, испускаемых за 1 сек. характеризует интенсивность (активность) излучения источника.
За единицу активности α и β – радиоактивного излучения принимают кюри = активности 1 г радия (3,7*1010 распадов в сек).
Концентрация распределенных радиоактивных источников измеряется в единицах:
При расчете защиты, кроме активности источника, важными являются также понятия поток излучения и поток энергии.
Поток излучения – число частиц или γ-квантов, проходящих через единицу поверхности (см2) в единицу времени 1 сек. Поток энергии – произведение потока излучения на энергию частиц или γ-квантов. Поток энергии измеряется в мега электрон-вольтах на 1 см2 в 1 см (Мэв/ см3*сек).
Для количественной оценки влияния облучения на организм и на приборы вводится понятие о дозе излучения – количество энергии, поглощенное единицей массы среды, подвергнутой воздействию ионизирующих излучений. За единицу дозы принят - рентген. Рентген – доза рентгеновских или γ-лучей, при которой 1нсм3 в- (вес 0,001293г) образуются ионы с суммарным зарядом = одной электростатической единице количества электричества каждого знака.
Из этого определения следует, что доза 1р соответствует образованию 2,08*109 пар ионов на 1нсм3 воздуха. Для воздуха работа ионизации = 33эв, следовательно: 1р = 2,08*109 *33эв/см3 = 6,86*1010 эв/см3 = 0,11 .
При дозе облучения 1р в 1г биологической ткани поглощают 93рг энергии (т.е. на 11% > чем в воздухе). Это количество называется масс-рентгеном или тканевым рентгеном. Международный конгресс радиологов (1953г) рекомендовал единицу поглощения энергии – рад, соответствующую поглощению 100эрг энергии на 1г облученного вещества, вместо 1фэр (физический эквивалент рентгена) соответствующий поглощению 8,5 эрг в 1г вещества.
Рентген – единица дозы безотносительно ко времени облучения. Доза отнесенная к единице времени называется мощностью дозы (р/час). Каждый вид радиоактивного излучения обладает присущей ему относительной биологической эффективностью (обэ) воздействия на живые ткани.
Так, например, при одинаковых количествах поглощенной энергии облучение тепловыми опаснее облучения γ-лучами, облучение α-частицами опаснее облучения тепловыми . Важно не только количество образованных на 1г ткани, но и то как они распределены. Если биологическая эффективность рентгеновских или γ-лучей (средняя ударная ионизация – до 100 пар ионов в 1мл воды) принять за единицу, то обэ других видов излучений (по данным Международной комиссии по радиологической защите:
к-т обэ
Рентгеновские или γ-лучи - 1
β- частицы - 1
тепловые - 3
Быстрые протоны, α-частицы -10
Если дозу в единицах рад* соответствующий обэ, то получим дозу в единицах бэр ( биологического эквивалента рентгена). Бэр – количество энергии, поглощенной живой тканью при облучении любым видом ионизирующей радиации и вызвавшей такой же биологический эффект, как поглощенная доза
1 рад рентг. имп. γ-излучения. 1 бэр = 1рад*обэ.
Предельно допустимая доза ПДД (или ПД уровень) облучения для кроветворных органов установлена 0,1 бэр в неделю (такая же доза для хрусталика глаза. Другими критическими органами является еще кожа, полов. органы). При такой дозе получаемой ежедневно в течении многих десятков лет, в организме человека не должно произойти необратимых изменений.
Предельно допустимой концентрацией радиоактивных веществ в организме считается концентрация, при которой недельная доза облучения ткани не превышает 0,1 бэр.
Эти данные необходимы для уяснения медико-биологических основ радиационной безопасности.