Инженерные методы расчета защиты от гамма-излучения основы использовании зависимости мощности дозы фотонного излучении, например гамма-излучения, точечного источника, (с некоторым запасом для других типов источников) от толщины защитного экрана Х:
:
(5.1) | ||
где - | мощность дозы гамма-излучения падающего на защиту; | |
- | мощность дозы гамма-излучения на толщине экрана Х; | |
- | линейный коэффициент ослабления гамма-излучения данной энергии Eg в материале защиты, см-1; | |
- | зависящий от толщины защиты X дозовый фактор накопления рассеянного гамма-излучения в материале защиты. | |
Линейный коэффициент ослабления гамма-излучения в материале защиты определяется по формуле:
(5.2) | ||
где - | содержание i-го элемента в составе материала защиты, г/см3; | |
- зависящие от энергии массовые коэффициенты ослабления гамма-излучения i-тых химических элементов, имеющиеся в справочной литературе. | ||
Значения дозовых факторов накопления В(х) гамма-излучения в материале защиты зависят от её толщины, химического состава и геометрии источника излучения. Значения В(х) могут быть рассчитаны по специальным формулам или принятые по справочной литературе.
Толщина защиты определяется по толщине Х, при которой мощность дозы не превысит значение предельно-допустимой мощности дозы.
5.4.2 Инженерные методы расчеты радиационной защиты от нейтронного излучения
Сложность расчетов экранов радиационной защиты ядерных реакторов заключается в том, что в расчетах необходимо учитывать не только ослабление ионизирующих излучений, падающих на защитный экран, но и накопление, и ослабление вторичных излучений, образующихся в результате взаимодействия нейтронов с ядрами атомов (неупругого и упругого рассеяния, поглощения). В частности в результате снижения энергии нейтронов в результате взаимодействия с ядрами атомов из быстрых образуются промежуточные и тепловые нейтроны, а из промежуточных нейтронов - тепловые нейтроны. Кроме того при неупругом рассеянии быстрых нейтронов и поглощении нейтронов (в основном тепловых нейтронов) образуется вторичное (так называемое захватное) гамма-излучение. По этим причинам быстрые нейтроны в большинстве случаев определяют распределения плотности потоков промежуточных и тепловых нейтронов, а также захватного гамма излучения.
В связи с этим при расчетах экранов радиационной защиты производится определение распределения по толщине экрана радиационной защиты плотности потока и мощностей дозы всех видов и групп ионизирующих излучений, а также суммарной мощности дозы.
Распределение плотности потока быстрых нейтронов в защите в зависимости от ее толщины определяется по формуле:
(5.3) | ||
где - | плотность потока быстрых нейтронов на толщине защиты от входа в защиту (от обращенной к активной зоне реактора поверхности защиты), нейтрон/(см2·с); | |
- | плотность потока быстрых нейтронов на входе в защиту, нейтрон/(см2·с); | |
- | макроскопическое сечение выведения быстрых нейтронов, см –1; | |
Макроскопическое сечение выведения быстрых нейтронов вычисляется по формуле:
(5.4) | ||
где - | микроскопическое сечение выведения i-того элемента, входящего в состав бетона, принимаемое по справочной литературе; | |
- | ядерная плотность i-го элемента в бетоне, ядер/см3. | |
Ядерная плотность определяется из выражения:
(5.5) | ||
где 6.023·1023 - | число Авогадро; | |
- | атомная масса i-го элемента, входящего в состав бетона; | |
- | содержание i-того элемента в бетоне, г/см3. | |
Распределение плотности потока промежуточных нейтронов по толщине защиты в защите в зависимости от ее толщины определяется по формуле [3, 4, 6]:
(5.6) | ||
где - | плотность потока промежуточных нейтронов на толщине ; | |
- | плотность потока быстрых нейтронов на толщине ; | |
- | коэффициент накопления промежуточных нейтронов на толщине Х, определяемый на основании данных о химическом составе материала защиты по специальным формулам или таблицам в справочной литературе. | |
Распределение плотности потока тепловых нейтронов в защите в зависимости от ее толщины определяется по формуле [3, 4, 6]:
(5.7) | ||
где - | плотность потока тепловых нейтронов на толщине ; | |
- | плотность потока быстрых нейтронов на толщине ; | |
- | коэффициент накопления тепловых нейтронов на толщине . Определяется аналитически на основании данных о химическом составе материала защиты по специальным формулам или таблицам в справочной литературе. | |
Плотности потоков быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов переводятся в значения мощности эквивалентной дозы по формуле [3, 4, 6]:
(5.8) | |||
где - | мощность эквивалентной дозы быстрых (), промежуточных () и тепловых () нейтронов, мкЗв/с; | ||
- | плотность потока быстрых (), промежуточных () и тепловых нейтронов(), нейтрон/(см2×с); | ||
- | переводной коэффициент, , обозначаемый и принимаемый равным: | ||
- для быстрых нейтронов ……………….. | =3,5·10–4 | ||
- для промежуточных нейтронов ………. | =1,0·10–4 | ||
- для тепловых нейтронов ………………. | =1,04·10–5 | ||
Распределение плотности потока захватного гамма-излучения по толщине защиты в зависимости от ее толщины определяется по формуле [3, 4, 6]:
(5.9) | ||
где - | плотность потока захватного гамма-излучения на толщине защиты , МэВ/(см2·с); | |
- | плотность потока быстрых нейтронов на толщине защиты X, нейтрон/(см2 с); | |
- | коэффициент накопления захватного гамма-излучения на толщине защиты . Определяется аналитически на основании данных о химическом составе материала защиты по специальным формулам или таблицам в справочной литературе. | |
Перевод плотности потока захватного гамма-излучения () в мощность эквивалентной дозы () производится по формуле [3, 4, 6]:
(5.10) | ||
где - | коэффициент перевода плотности потока энергии захватного гамма-излучения в мощность дозы, . | |
Коэффициенты накопления рассеянных излучений в материале защиты вычисляются по специальным формулам на основании данных о химическом составе материала защиты.
Важнейшими параметрами материалов, характеризующими защитную способность материалов от нейтронного излучения является макроскопическое сечение выведения , коэффициенты накопления промежуточных и тепловых нейтронов, захватного излучения.
5.5. Объемно-планировочные решения экранов радиационной защиты
5.5.1. Классификация экранов радиационной защиты по объемно-планировочному решению
По объемно-планировочному решению экраны радиационной защиты подразделяются на следующие разновидности:
Локальные радиационные защиты – экраны, осуществляющие защиту только от одного источника, максимально приближенные к его поверхности;
Глобальные радиационные защиты – экраны, осуществляющие защиту от нескольких источников, часто совмещающие разные функции: главную – радиационная защита от внешнего излучения и одну или несколько других функций - ограждающей конструкции и (или) несущей конструкции.
Замкнутые радиационные защиты – экраны, осуществляющие защиту от одного или нескольких источников во всех направления вокруг них;
Теневые радиационные защиты – экраны, осуществляющие защиту от одного или нескольких источников в определенном заданном телесном угле;
Профилированные радиационные защиты – экраны, имеющие различную защитную способность по их высоте или длине за счет изменения толщины (геометрически профилированные) или защитной способности материала защиты (материально профилированные).
По взаимосвязи с несущими и ограждающими конструкциями защитные экраны, подразделяются на следующие разновидности:
Совмещенные радиационные защиты - защитные экраны, совмещающие также функции несущих и ограждающих конструкций.
Прилегающие радиационные защиты – защитные экраны не совмещающие функции несущих и ограждающих конструкций, максимально приближенные к оборудованию с источниками ионизирующих излучений.
Комбинированные радиационные защиты – защитные экраны, включающие несколько перечисленных признаков.
Принципиальные упрощенные схемы экранов радиационной защиты различных объемно-планировочных решений приведены на рис. 5.1 – 5.4.
Рис. 5.1. Принципиальная упрощенная схема локальных экранов радиационной защиты [9].
1 и 2 – отдельные источники ионизирующих излучений различной интенсивностью.
Рис. 5.2. Принципиальные упрощенные схемы глобальной прилегающей (а) и глобальной совмещенной (б) экранов радиационной защиты [9].
1 и 2 – отдельные источники ионизирующих излучений различной интенсивностью.
Рис. 5.3. Принципиальные упрощенные схемы теневых экранов радиационной защиты [9].
а - локальные прилегающие и локальный совмещенный теневые экраны радиационной защиты; б - локальные прилегающие экраны радиационной защиты.
1 - теневой экран радиационной защиты территории, примыкающей к зданию;
2 – теневой экран помещений; 3 – теневой экран радиационной защиты примыкающего здания.
Рис. 5.4. Принципиальные упрощенные схемы профилированных экранов радиационной защиты [9].
а – геометрическое профилирование экрана радиационной защиты;
б – материальное профилирование экрана радиационной защиты;
1 – сплошное поперечное сечение;
2 - геометрически профилированное сечение экрана радиационной защиты;
3 – материально профилированное сечение экрана радиационной защиты.
Рис. 5.5. Принципиальные упрощенные схемы комбинированных экранов радиационной защиты [3, 4, 9].
1 – глобальные прилегающие теневые или замкнутые экраны радиационной защиты (часть из них геометрически профилированы);
2 - глобальный совмещенный геометрически профилированный экран радиационной защиты;
3 – локальные теневые прилегающие экраны радиационной защиты.