Ионизирующее излучение
 Скачать 211.82 Kb.
|
 Рисунок 7 – Выход осколков деления на одно деление ядра 235U (239Pu) тепловыми нейтронами Каждому максимуму на кривых соответствуют девять наиболее распространенных элементов: первому максимуму – нуклиды криптона, стронция, иттрия, циркония, ниобия, молибдена, технеция, рутения и родия (38,5%). Второму – нуклиды теллура, йода, ксенона, цезия, бария, церия, празеодима, неодима и самария (32,8%). В сумме эти 18 элементов составляют 71,3% общей массы продуктов деления. Это количество продуктов деления по массе очень близко к начальному количеству израсходованного 235U. В таблице 3 приведены характеристики относительно долгоживущих продуктов деления, образующихся при делении 1 кг 235U, которые имеют важное значение при переработке отработавшего в реакторе топлива. Таблица 3 – Радиоактивность и примерный выход некоторых относительно долгоживущих продуктов деления при делении ядер 1кг 235U (облучение в течение 300 суток, охлаждение – 100 суток).
Только очень немногие продукты деления стабильны, остальные нестабильны и являются β-излучателями. Часто их распад сопровождается интенсивным γ-излучением. Периоды полураспада начальных ядер продуктов деления в большинстве случаев очень коротки. По мере распада последующие ядра становятся все более устойчивыми, таким образом, их периоды полураспада возрастают. Деление ядер может происходить многими путями. Всего при делении образуется около 80 радиоактивных различных ядер-осколков, которые в процессе β-распада преобразуются в другие ядра — продукты деления. В настоящее время хорошо изучено примерно 60 цепочек, в составе которых обнаружено около 200 продуктов деления. Таким образом, средняя длина цепочки составляет 3—4 звена. Приведем цепочку с образованием лантана:  (9)В процессе последовательных β-переходов заряд первичного осколка может изменяться на 4 — 6 единиц, возможно, и больше, так как трудно регистрировать начальные участки цепочек из-за очень малых периодов полураспада. В результате деления ядер и последующего распада осколков в ядерном топливе образуется около 180 радиоактивных нуклидов. Периоды полураспада продуктов деления очень различны: от тысячных долей секунды до миллионов лет (например, для 90Tc). С точки зрения радиационной безопасности наибольшее внимание уделяется γ-излучениям. Наибольшая мощность дозы обуславливается именно этим излучением. Энергетический спектр γ-квантов очень сложен и для упрощения расчетов при проектировании защиты спектр γ-квантов разбивают на несколько энергетических интервалов(7 интервалов). Для каждого из этих интервалов обосновываются или ввод некоторую эффективную энергию, т.е. источник излучения представляют несколькими моноэнергетическими источниками. Наиболее часто при проведении расчетов используют энергию: E1 = 2,25 МэВ E2 = 1,56 МэВ E3 = 0,76 МэВ E4 = 0,56 МэВ E5 = 0.17 МэВ Эти энергии не зависят от длительности кампании реактора и времени выдержки топлива. В качестве радиационных характеристик используют удельное керма-эквивалент (Kem), удельную активность относящейся к единице массы облученного материала и приходящейся на единицу мощности реактора (W, Вт/г). Эти величины активности и γ-эквиваленты зависят от длительности кампании и времени выдержки, т.е. если знаем количество облученного материала при известной мощности реактора (W), знаем длительность кампании и время выдержки, можно определить суммарный γ-эквивалент (m) или керма эквивалент. 4 Расчёт защиты от гамма-источника В данном курсовом проекте был произведен расчет защиты от гамма-излучения продуктов деления 235U, образовавшихся при облучении ядерного топлива тепловыми нейтронами, по заданным параметрам. Основные параметры используемые для расчета защиты: вес облученного металла p=2 кг длительность кампании реактора T=120 дней время выдержки топлива после прекращения облучения t=90 дней расстояние от источника до рабочего места оператора 1,5 м продолжительность работы персонала – 24 часа в неделю окно из свинцового стекла марки ТФ-1 Расчет производится методом конкурирующих линий. Найти удельный гамма-эквивалент смеси продуктов деления урана – 235 тепловыми нейтронами, равен он 20,2 г–экв. Ra/кг при удельной мощности реактора равной 1кВт/кг. Рассчитать полный гамма – эквивалент по формуле (10) М = m * p * ω, г–экв. Ra, где (10) m – удельный гамма эквивалент, p – вес облучаемого материала, ω – удельная мощность реактора М = 20,2 * 2 * 1 = 40,4 г-экв Ra Рассчитать Керма – эквивалент, через гамма–эквивалент с помощью формулы (11) Кэ = 2 * М нГр * м2/с, M=[мг-экв Ra] (11) Кэ = 2 * 40,4 * 103 = 80,8 * 103 нГр * м2/с Рассчитать мощность воздушной кермы на расстоянии 1,5 метра от источника по формуле (12)  , нГр/с, где (12)Кэ – Керма – эквивалент R – расстояние от источника  нГр/сПереходим от мощности воздушной Кермы  к эквивалентной дозе. , Зв/с, где – мощность воздушной Кермыf - коэффициент перехода от Керма в воздухе к мощности эквивалентной дозы  нЗв/с (13)Допустимая мощность дозы на рабочем месте при 24 часах работы в неделю равно 9 мкЗв/ч (6*36/24) или 2,5 нЗв/с Расчёт кратности ослабления по формуле (14)  , где (14)ДМД – допустимая мощность дозы  Составление таблицы энергий для расчёта толщины защиты из бетона Таблица 4 - Толщина защиты из бетона по отношению к энергии
Расчёт Kдефi по формуле (15)  , где (15)Кполн – полная кратность ослабления  - Дозовый вклад      Толщину защиты из бетона для каждой энергии находим по формуле (16)  , где (16)Км, Кб – табличные кратности ослабления, которые меньше и больше  соответственноdм, dб – толщины защиты при кратностях защиты Км и Кб соответственно      Расчёт разности между толщиной защиты от главной и конкурирующей линией по формуле (17)  см, где (17)dг – толщина защиты от главной линии dк – толщина защиты от конкурирующей линии  смРасчёт слоя половинного ослабления по формуле (18)  см, где (18) –толщина защиты при K=2*104  – толщина защиты при K=104 см см -  - наибольшее значение из слоев половинного ослабления для главной и конкурирующей линий Сравнение слоя половинного ослабления с разностью толщин защиты: если  , то  ; если  , то  ;если  , то  . , отсюда следует что толщина защиты из бетона равна: см – толщина защиты из бетонаДля защиты из свинцового стекла марки ТФ-1 составим таблицу с теми же дозовыми вкладами и кратностями ослабления. Остается рассчитать di: Таблица 5 - Толщина защиты из свинцового стекла марки ТФ-1 по отношению к энергии
      см см -  см4,1<0,44, значит толщина защиты d=43,06 см – толщина смотрового окна из свинцового стекла Заключение В данном курсовом проекте были рассмотрены физико-химические свойства альфа-излучения, а также один из основных методов его регистрации – ионизационный метод. Также рассмотрен принцип действия ионизационной камеры. Если определяют активность внешнего α-источника, то в корпусе токовой камеры прорезают специальное входное окно, которое закрывают тонкой пленкой слюды. Толщина пленки должна быть намного меньше пробега α-частиц в слюде, который не превышает десятка микрон. Также в данном курсовом проекте был произведен расчет защиты от точечного источника гамма-излучения продуктов деления 235U, образовавшихся при облучении ядерного топлива тепловыми нейтронами, по заданным параметрам. На основе расчетов была определена толщина защиты из бетона 84,8 см, а смотровое окно из свинцового стекла марки ТФ-1 толщиной 43,06 см. Список используемой литературы 1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009): Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы.– М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2009.– 100с. 2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ – 99/2010) Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.2612-10. 3. ГОСТ 19189-73 Детекторы ионизирующих излучений газовые ионизационные. 4. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующего излучения. Учебник для ВУЗов. – 4-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 464 с. 5. Калашникова В. И., Козодаев М. С. Детекторы элементарных частиц – М.: Наука, 1966. – 408с. 6. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. Учебник для техникумов. М.: Атомиздат, 1979. – 288 с. 7. Мякишев Г. Я. Физика. 11 класс. Учебник для общеобразовательных учреждений: базовый и профильные уровни.— 17-е изд., перераб. и доп. — М.: Просвещение, 2008. — 399 с. 8. Интернет – ресурс: https://studopedia.org/9-19471.html 9. Интернет – ресурс: http://profbeckman.narod.ru/Lecture.htm 10. Интернет – ресурс: http://uchebana5.ru/cont/3055035-p4.html | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
