Утворення та ослаблення захватного гамма-випромінювання - Бетон у захисті ядерних установок
Захоплююче гамма-випромінювання, що утворюється в бетоні, є істотним джерелом радіації. У деяких випадках захоплююче гамма-випромінювання робить основний внесок у дозу за бетонним захистом. У розд. 3.4 дано загальні положення щодо розрахунку потоків захватного гамма-випромінювання у захисті з будь-яких матеріалів. Бетони мають специфічні особливості щодо просторово-енергетичного розподілу у яких нейтронів. Достатня кількість водню та інших легенів дозволяє використовувати при розрахунках методику перерізу виведення. Припустимо, що потік швидких нейтронів, що падає на бетон, послаблюється експонентом, а нейтрони низької енергії утворюються зі швидких в процесі їх уповільнення в самому бетоні. Більшість бетонів ці припущення підтверджуються експериментами [7] і тому цілком прийнятні. Якщо ж у бетоні водню менше 0,1 вага.%, то довжина дифузії теплових нейтронів може виявитися більшою за довжину релаксації швидких нейтронів. Крім того, потік теплових і проміжних нейтронів не визначається швидкими нейтронами поблизу реактора, де ще великі потоки проміжних нейтронів, що виходять безпосередньо з активної зони. У цих умовах, які характерні для жаростійких бетонів, що працюють при температурах 600 ° С і вище, розрахунки ускладнюються, оскільки необхідно враховувати дифузію в бетоні теплових нейтронів, що падають на нього з теплового захисту. Нейтрони втрачають енергію при розсіянні на ядрах елементів бетону та захоплюються ними при енергії, близькій до теплової. Розподіл щільності утворення захватних гамма-квантів можна знайти за даними розд. 3.2-3.4: (6.4) де Ф (ж, Е) - потік проміжних нейтронів, який можна розрахувати за формулою (3.15); ж - товщина захисту (поточна координата товщини); Σα (Е) - переріз захоплення в бетоні нейтронівенергії Е. У тому випадку, якщо спектр нейтронів знайдено з багатогрупових розрахунків, вираз (6.4) перепишеться у вигляді (6.5) де Фп (ж) - потік нейтронів в енергетичному інтервалі п-і групи; Σ - переріз поглинання нейтронів, усереднений для енергетичного інтервалу групи. Для джерел утворення гамма-квантів при захопленні теплових нейтронів можна записати: де Ф і Σ — потік теплових нейтронів та переріз їх захоплення в бетоні. Щільність утворення захватних гамма-квантів у бетоні можна отримати з виразів (3.32, 3.34), а також, використовуючи дані табл. 6.8, за формулою (6.6) де а (Е) — вихід захватних гамма-квантів енергії Е на один поглинений нейтрон. Хімічний склад бетонів, для яких розрахована величина а(Е), наведено в табл. 5.6. Дані таблиці. 6.8 та 5.6 запозичені з роботи [7], тому слід звіряти хімічний склад бетону, з якого припускають проектувати захист. Таблиця 6.8 Кількість захоплюючих гамма-квантів на одні поглинений нейтрон [7]
Енергія гамма-квантів, Мев
На сталевому скрапі (з лимопітом)
* Хімічні склади бетонів дано в табл. 5.6; щільність у табл. 5.5.
Для оцінок не обов'язково точне збіг вагової кількості елементів, але необхідно зважати на елементи, з яких вихід гамма- квантів та їх енергія найбільші. Далі, у разі плоского випромінюючого шару бетону для. розрахунку дози захватного гамма-випромінювання за захистом можна скористатися виразом (3.35). Фактор накопичення при проходженні розсіяного гамма-випромінювання через бетон необхідно врахувати, замінивши у формулі (3.35) з ефективним коефіцієнтом поглинання. З достатнім ступенем точності в деяких випадках можна вважати μеф = 0,75? У роботі [2] дана спрощена формула для розрахунку дозизахватного гамма-випромінювання: (6.7) Вихід гамма-квантів у бетонах ai (Е) слабо залежить від концентрації води, причому ця залежність спостерігається лише для звичайного бетону щільністю 2300 кг/м3. Для важких бетонів зважаючи на великий переріз Σα практично однакові значення ai (Е) для великих і малих концентрацій водню. Значення аi (Е) для бетонів, обчислені за їх хімічним складом та даними табл. 3.9 наведені в табл. 6.9. Однак розподіл захватного гамма-випромінювання захисту залежить від кількості водню в бетоні. Найбільш наочно ця залежність показано на рис. 6.5. Можна оцінити потужність дози захватного гамма-випромінювання, утвореного внаслідок уповільнення надшвидких нейтронів у бетонному захисті протонних прискорювачів. Вихід швидких нейтронів однією надшвидкий нейтрон треба врахувати коефіцієнтом п, який змінюється від 1 до 3 (див. разд. 2.5). З урахуванням цих вступів можна записати:
Значення ai (Е) на один поглинений нейтрон
З виразу (6.8) видно, що потужність дози захватного гамма-випромінювання залежить від вмісту водню в бетоні. Її можна зменшити додаванням бору до бетонів. У деяких випадках бажано зменшити потік захватного гамма-випромінювання, що виходить із захисту. Невелика кількість природного бору в бетонах істотно зменшує вихід гамма-квантів. Властивості бетонів, що містять бор, можна знайти в роботах [12-15], деякі з них наведені в додатку II. Коли бетон містить бір, вихід захоплюючих гамма-квантів енергією 1-8 Мев буде знижений на величину [7] ад де Σα - макроскопічний переріз поглинання теплових нейтронів для бетону без бору; ∑ав - макроскопічний переріз поглинання теплових нейтронів у борі,введеному в бетон. Зручно при порівнянні бетонів розрахувати ослаблення потужності дози захватного гамма-випромінювання в бетоні без бору, а потім помножити значення обчислених потоків на величину
і нейтронами за захистом, значно більше дози, створюваної гамма-квантами енергії 0,49 Мее, що виникають реакції В10 (n, a)Li7. Для оцінки вкладу цих квантів необхідно скористатися коефіцієнтами, що показують відношення Ров/Рб, де Ров - потужність дози захватного гамма-випромінювання для 05 Мев; Pб - потужність дози швидких нейтронів. Це відношення розраховується з виразу, отриманого на підставі формул розділу 3.2, припущення, що всі нейтрони, поглинені в бетоні, захоплені ядрами бору:
Таким чином, внесок у дозу квантів з енергією 0,49 МеВ мізерно малий навіть у порівнянні зі швидкими нейтронами.