Презентация на тему Характеристики источников излучения и защит

гамма-квантов

μkm(Eγ ) и μem(Eγ ) — массовые коэффициенты передачи

и поглощения, соответственно, для фотонов энергии Eγ

Например, у действующего реактора источником излучения является не только

активная зона, но и система охлаждения, оборудование, конструкционные материалы и т. п.

Поле излучения реальных сложных источников представляют как суперпозицию полей излучения отдельных более простых источников.

ЛЮБОЙ ИСТОЧНИК ИЗЛУЧЕНИЯ ХАРАКТЕРИЗУЕТСЯ:

1. Видом излучения,
2. Геометрией источника (размером и формой),
3. Мощностью и ее распределением для протяженных источников,
4. Энергетическим спектром,
5. Угловым распределением излучения.

Объект, содержащий радиоактивный материал, или техническое устройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать и.и., называется источником ионизирующего излучения.

с) в точке детектирования
Поглощенная доза с учетом (11)
где Q

— активность источника, Бк; μem E — массовый коэффициент поглощения энергии фотонов в среде (например, в воздухе); W — энергетический эквивалент дозиметрической величины; 1,602 ⋅10−13 — коэффициент перевода 1 МэВ в джоули

(12)

(13)

уровень облучения обслуживающего установку персонала
допустимый уровень радиационных повреждений конструкционных

и защитных материалов

допустимый уровень радиационного энерговыделения и температурного распределения в конструкционных и защитных материалах

излучения, может ослаблять излучение одинаково во всех направлениях или

быть ослабленной для областей, где допустимый уровень может быть увеличен, например, для областей ограниченного доступа персонала.

когда наиболее мощные источники и.и. окружает первичная защита, а между первичной и вторичной защитами имеются также источники излучения, например, система теплоносителя (контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ))

устанавливается между источником излучения и защищаемой областью, размеры которой ограничиваются “тенью”,“отбрасываемой” защитой. Особенно часто такая защита используется при ограничениях ее массы и габаритов.

материалов)
ПО ФОРМЕ ПОВЕРХНОСТИ
цилиндрическая
плоская
сферическая

ЭКРАНОВ
Точечный изотропный источник фотонного излучения в непоглощающей среде:
где Q

— активность, Бк; r — расстояние, м; t — время работы в поле излучения источника, с; a = 1,09 Зв/Гр — переходный коэффициент от мощности кермы в воздухе к мощности эквивалентной дозы; Г∗ — в Гр м2/с Бк

«защита временем – количеством – расстоянием»

(14)

защиты находят кратность ослабления K — отношение мощности дозы

без защитного экрана к мощности дозы в том же месте с экраном

от кратности ослабления K

защиты (или её избыток к уже существующей);
кратность ослабления по

заданной толщине защиты;
Линейные или массовые эквиваленты отдельных защитных материалов;
Слои половинного или десятикратного ослабления излучения.

С хорошим приближением метод можно применять для оценки протяженных источников

экрана, снижающую уровни излучения в 2 раза, называют слоем

половинного ослабления ∆1/2

При расчете защиты для достижения кратности ослабления К в широком пучке (с учетом рассеянного излучения):

К=2n

где n – требуемое число слоёв половинного ослабления.
Тогда

d= n ∙ ∆1/2

если известна ∆1/2 материала защиты для условий поставленной задачи.

= 0,

то d = dгл+ Δ1/2

если 0 < (dгл – dк) < Δ1/2 , то d = dгл+ Δ1/2

если (dгл – dк) > Δ1/2, то d = dгл

Для немоноэнергетического излучателя с дискретным набором из разных энергий Е1, Е2, …, Еm:

Широко используется при проектировании защиты от гамма-излучения смеси продуктов деления

заряда и поэтому не взаимодействуют с электрическим полем атома.

Нейтрон без затруднений достигает ядра атома и в зависимости от энергии может вступать в различные ядерные реакции.

ТИПЫ ЯДЕРНЫХ ВЗАИМОДЕЙСТВИЙ НЕЙТРОНОВ

Вероятность того или иного процессов определяется энергией нейтронов, атомным весом элементов и сечениями взаимодействия: быстрые нейтроны в основном испытывают упругие и неупругие рассеяния, а тепловые и медленные нейтроны в основном захватываются ядрами атомов.

Упругое рассеяние на ядрах

Неупругое рассеяние на ядрах

Поглощение (радиационный захват)

нейтронного излучения необходимо учитывать следующее:

 при упругом рассеянии средняя потеря

энергии нейтронов максимальна на легких ядрах (например на водороде, углероде) и минимальна на тяжелых;

 при неупругом рассеянии вероятность потери энергии нейтроном возрастает с увеличением заряда ядра и энергии нейтрона;

 быстрые нейтроны должны быть предварительно замедлены, так как процесс поглощения эффективен только для тепловых, медленных и резонансных нейтронов;

 поглощение тепловых и медленных нейтронов обеспечивается подбором наиболее эффективных поглотителей (кадмий, бор);

 после захвата тепловых нейтронов почти всегда возникает вторичное гамма -излучение, которое необходимо ослабить.

характеру распределения нейтронов в средах все материалы защиты делятся

на:

1. легкие водородсодержащие (вода, полиэтилен);

2. легкие, не содержащие водорода (углерод, карбид бора), используются при технических или технологических ограничениях на введение в защиту водородсодержащих сред;

3. материалы, состоящие из элементов со средним атомным номером (бетон, минералы);

4. тяжелые материалы (железо, свинец, молибден, вольфрам, титан) для снижения потоков гамма-квантов и уменьшения числа быстрых нейтронов;

5. металловодородсодержащие среды

(плотность потока или дозы) нейтронов в точке детектирования без

защиты; L — длина релаксации нейтронов в среде.

Используется для определения мощности дозы быстрых нейтронов за защитой и для пространственного распределения источников замедляющихся нейтронов в многогрупповых расчетах

(2)

Δxi – толщина i-того участка, Li – его длина релаксации, m - число участков, на которые защита разбита по толщине

:
где LЛ и LТ - длины релаксации легкого

и тяжелого компонентов соответственно; Сл и СТ - относительные объемные концентрации легкого и тяжелого компонентов соответственно ( СЛ + СТ = 1)

эксперимента по определению сечения выведения

толщиной x – d ;
- сечение выведения, см-1;

d

- толщина защиты, см

МОЩНОСТЬ ДОЗЫ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ НА РАССТОЯНИИ X ОТ ИСТОЧНИКА