- •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)
Конструктивная биологическая защита реактора
Т.к. α и β-излучения обладают малой проникающей способностью, биологическая защита реактора рассчитывается на нейтронные и γ-излучения. Расчет биологической защиты реактора очень сложен. Обычно защита реактора рассчитывается так, чтобы интенсивность остаточного излучения в помещении за защитой не превышало ПДУ (в зависимости от назначения и условий обитаемости помещения).
В зависимости от энергии γ-квантов гамма-излучения различают: мягкие (до 0,2Мэв) среднее (0,2…1Мэв) и жесткие (свыше 1Мэв)
Защита от нейтронного излучения.
Процесс поглощения в материалах защиты можно представить следующим образом. Нейтроны высоких энергий, проходя через защиту, замедляются вследствие упругого и не упругого рассеяния. Т.к. сечение захвата быстрых для всех веществ близка к 0, поглощение их в материале защиты до замедления происходит в малой степени, после замедления их процесс захвата происходит быстро. Наличие в защите тяжелых элемента обуславливает не упругое рассеивание нейтронов.
Быстрые сталкиваясь с ядрами тяжелых элементов, затрагивает большую часть энергии на их возбуждении. При возвращении в стабильное состояние ядра вещества защиты испускают γ-кванты, энергия которых равна энергии, потерянной нейтронами. При захвате (поглощении) нейтронов также возникает уже вторичное γ-излучение, называемое захватным. У большинства оно обладает высокой энергией до 10 Мэв (у Fe-6Мэв, у Н2-2,23 Мэв).
Т.о., процесс захвата сопровождается интенсивным захватным
γ-излучением. Это очень осложняет расчет нейтронной защиты реактора. Для приближенного расчета может быть использована формула:
J - нейтронный поток за защитой;
I0 – перед защитой нейтр/см2*сек.
x – толщина защиты, см;
λ – величина называемая длиной релаксации вещества – см. – расстояние, на котором поток быстрых ослабевает в веществе в е =2,73 раза
Вещество λ,см
Вода 10,3
Графит 14,4
Алюминий 13,8
Железо 5,9
Свинец 8,8
Бетон обычный 11,1
Бетон 8,0
По пути прохождения через материал защиты выходящих из активной зоны спектр энергии их становится более жестким:
тепловые поглощаются первыми относительно тонкими слоями защиты, в последующих слоях доля высоких энергий постепенно возрастает. Поэтому нейтронную защиту рассчитывают, исходя из макс. значений энергии излучаемых .
Схема ослабления энергии
γ γ
быстрый ;
яжелые ядра отдачи;
рассеянный ;
легкие ядра (Н2);
смещенные ядра Н2;
замедленный ;
термализованный
сильно поглощающие ядра
захватные γ-кванты;
γ-кванты от неупругого рассеивания.