Защита от γ-излучений

На материалы защиты реактора воздействуют первичное и вторичное γ-излучения.

Первичным явлением γ-излучение, возникающие при делении ядер топлива в активной зоне (мгновенное γ-излучение) и γ-излучение радиоактивных осколков деления (запаздывающее γ-излучение). Ко вторичному излучению относятся: захватное γ-излучение, возникающее при захвате ; γ-излучение возникающем при неупругом рассеянии быстрых ; γ-излучение активированных материалов.

Основными при создании биологической защиты реактора считаются мгновенное и захватное γ-излучение; последнее обладает высокой энергией.

Ni, Nв, Co добавляемые в качественные стали для повышения их коррозионной и термической стойкости и прочности, является источниками интенсивного и длительного действующего захватного γ-излучение. Поэтому их обычно не применяют.

Существенной особенностью захватного γ-излучения является быстрое его ослабление в материале защиты по мере удаления от активной зоны. Это объясняется тем, что захватное γ-излучение возникает главным образом в результате поглощения тепл. , поток которых убывает в защите примерно по эксп. закону.

Для приближенных расчетов ослабления γ-излучения в направлении I контура площади материала защиты, принимая источник излучения как точечный, можно использовать экспоненц. закономерность:

поток излучения перед защитой (x=0);

x – толщина материала защиты;

μ – полный коэффициент поглощения потока, 1/см, зависящий от свойств вещества защиты и значение энергии поглощаемых γ-кванты (μ≈0,005ρ-плотность вещества 2/см³)

Схема образования захватного γ-излучения

в материалах биологической защиты

1. тепловая защита;

2. стенка корпуса реактора;

3. защитный бак с водой;

4. γ-кванты от непругого рассеяния ;

5-6 – захватные γ-кванты

Для защиты от γ-излучения применяют материалы большой плотности. Это объясняется тем, что γ-кванты, представляющие собой электромагнитные излучения, взаимодействуют с электронами атомов. Чем больше плотность вещества, тем больше электронов имеют его атомы, тем интенсивнее взаимодействие γ-квантов с ними и тем быстрее происходит ослабление

γ-излучения.

Материалы биологической защиты и принципы ее проектирования.

По физической сущности роль комплекса материалов биологической защиты заключается в том, чтобы осуществить следующие процессы:

1. замедление быстрых ;

2. поглощение замедленных ;

3. поглощение первичных и вторичных γ-излучений.

К сожалению, нет материала, который, бы выполнял все задачи. Поэтому защита комбинирована. Для замедления быстрых путем неупр.р. и поглощения γ-излучения треб. атомы тяжелых элементов: сталь, свинец, урансодержащие сплавы. Для замедления с энергией < 0,5 Мэв путем упругого рассеяния необходимо большое количество Н₂ ^. К таким материалам относится чистая природная и тяжелая вода, органические соединения, полиэтилен, гидриды металлов. Обычно комбинированная защита судовых реакторов состоит из стали , воды, свинца. Для наружных слов широко применяется чугун (плиты) и обычный и специальный бетон (для защиты крупных судов). Бетон особенно специальный с металлическим наполнением (железная дробь, барит Ва SO₄, магнетит Fe₃O₄, менонит 2Fe₂O₃^.3H₂O) является сравнительно не дорогим материалом, содержит много воды (химически связанной и несвязанной) и тяжелых компонентов. Недостаток бетона – теряются механические свойства при температуре больше 150°С. Свинец при температуре больше 260°С – ползет, а плавится 327°С. При температуре больше 65°С механической прочности такая малая, что его можно применять в специальных оболочках.

Чистая вода хорошо защищает от , но плохо от γ-излучения. Но с ее помощью можно отводить тепло от защиты.

Пеллетизированные материалы – порошкообразные смеси, спрессованные под большим давлением в виде шариков большой плотности. Состоят из водородсодержащих материалов и веществ с высоким сечением поглощения тепловых (гидрит Ті, бора, свинца). Шариками заполнен объем, а свободное пространство заполнено водосодержащей жидкостью.

Значительный интерес представляет применение гомонизированной защиты судовых реакторных установок. Это растворы, содержащие 2 компонента:

I – для поглощения быстрых и γ-излучения,

II – сильный поглотитель тепловых . Вещества д.б. хим. совместимы в растворе между собой (например вод реактор соединений свинца и таллия, быстрые ).

Комплекс конструктивной биологической защиты реактора обычно условно разделяют на две части: тепловую защиту и собственно биологическую защиту. Тепловая защита имеет целью резко снизить интенсивность излучения быстрых и первичного γ-излучения активной зоны поэтому она располагается непосредственно за активной зоной или за отражателем (при наличии его). Она выполняется обычно из нескольких слоев температуростойкой нержавеющей стали, расположенных внутри корпуса реактора и омываемых теплоносителем. В водородных реакторах тепловая защита может одновременно использоваться в качестве отражателя .

В тепловой защите в результате воздействия на нее интенсивного нейтр. и γ-излучения выделяется большое количество тепла, отводимого теплоносителем до поступления его в активную зону.

Собственно биологическая защита имеет целью последующее ослабление излучения до уровня, безопасного для обслуживающего персонала.

В судовые ВВР она обычно выполняется в виде железо – водной защиты, расположены за корпусом реактора и представляет собой чередующиеся слои тяжелых и водородсодержащих материалов.

В ней также выделяется тепло, отводимое с помощью специального охладительного контура. Защита судовых реакторов со стороны днища судна выполн. в виде стальных плит и емкостей, заполненных водой, а верхняя защита – из стальных листов в сочетании со специальным бетоном и др. водосодержащими материалами.

Для уменьшении веса биологической защиты можно вокруг реактора располагать цистерны,П2, фильтры и др.

На атомных судах не редко сооружается общий контур внешней защиты, в котором располагается все оборудование реактора ПГУ, не требуется систематического наблюдения со стороны обслуживающего персонала (выполнено в виде бокса или герметического контейнера).

Первый контур является контуром высокого давления и объединяет элементы ПТУ. В нем циркулирует бидистиллят воды под ρ = 200ата. Второй контур установки является паровым и объединяет основные элементы силовой части энергетической установки. В турбину не подают радиоактивные загрязнения и она эксплуатируется практически в нормальных условиях.