книги из ГПНТБ / Мазин П.Н. Основы ядерной электроники учеб. пособие

венное гамма-излучение. Ядерный взрыв и в этом случае может быть промоделирован в виде точечного нестационар­ ного источника мгновенного гамма-излучения. Сложнее об­ стоит вопрос с регистрацией других ЯИ. Так, при реги­ страции гамма-излучения, образующегося при захвате ней­ тронов азотом воздуха, получается объемная модель ис­ точника. Еще сложнее выглядит модель источника гаммаизлучения при регистрации внешнего гамма-излучения ос­ колков деления ядерного заряда. Действительно, при де­

лении 10111 9 3 ^ ^ ^ образуется около ста изото­ пов, каждый из которых претерпевает около трех бетараспадов, сопровождающихся гамма-излучением с энерги­ ей гамма-квантов от сотых долей до 3 Мэв. Число изото­

пов, претерпевающих радиоактивный распад в данный момент времени, изменяется от нескольких десятков в первые се­ кунды после ядерного взрыва до нескольких единиц через год после взрыва. Такое большое количество изотопов за­ ставляет переходить к средним величинам. В ряде случа­ ев удобно параметр гамма-излучения осколков деления ре­ гистрировать как мощность объемного нестационарного во времени источника, усредненная мощность которого на од­ но деление изменяется по закону, приведенному в

табл. I . I .

Считая, что при ядерном взрыве, эквивалентном взры­ ву I тыс.т тротила, происходит 1,45 • Ю23 актов деле­

30

ния, мощность гамма-излучения при ядерном взрыве с тро­ тиловым эквивалентом £ можно определить по форму­ ле

Т а б л и ц а I. I

Примечание. При t > I года закон убывания мощности источника гамма-излучения приближается к

экспоненциальному.

31

3. Атомные энергетические установки как источники ядерных излучений

В настоящее время достигнут большой прогресс в соз­ дании корабельных атомных энергетических установок(АЭУ). Очевидно, развитие флота потребует в дальнейшем еще большего развития ядерной энергетики, а это приведет к возрастанию значения проблемы радиационной безопасности обслуживающего персонала и в тесной связи с этим проб­ лемы измерений и контроля ядерных излучений от элемен­ тов АЭУ.

На рис. 1.3 приведена принципиальная схема энергетической установки с водяным теплоносителем. Ис­ точниками ядерных излучений в атомной энергетической установке являются:

- активная зона реактора;

32

-первый контур реактора (теплоноситель, конструк­ тивные элементы);

-второй и третий контуры.

Указанные источники ядерных излучений на корабле с АЭУ представляют собой некоторую опасность для обслужи­ вающего персонала как при работающей АЭУ, так и при ее остановке. Рассмотрим кратко характеристики этих источ­ ников.

Активная зона реактора является мощным источником гамма-излучения и нейтронов. Основной вклад в нейтронное излучение дают мгновенные нейтроны деления ядерного го­ рючего. Кроме них испускаются запаздывающие нейтроны, выход которых относительно мал, и их действием на лич­ ный состав можно пренебречь. Мгновенные хе нейтроны,вза­ имодействуя с конструктивными материалами реактора и эле­ ментами защиты, в широких пределах изменяют свой энерге­ тический спектр. Расчет нейтронных потоков чрезвычайно сложен и громоздок. Данные по этому вопросу можно найти в специальной литературе. Для целей же обеспечения безо­ пасности личного состава за защитой реактора потоки теп­ ловых, промежуточных и быстрых нейтронов определяют экс­ периментально при различных мощностях установки. По эк­ спериментальным данным строят кривые зависимостей плот­ ностей потока нейтронов от удельной мощности реактора, которыми и пользуются в дальнейшем.

Основной вклад в гамма-излучение вносят мгновенные гамма-кванты, сопровождающие процесс деления, плотность потока которых определяется по формуле

34

Кроме мгновенного гамма-излучения имеет место за­ хватное гамма-излучение, которое появляется в результа­ те захвата тепловых нейтронов атомами конструктивных материалов реактора и защиты. Спектральный состав за­ хватного гамма-излучения лехит в интервале от единиц электронвольт до II Мэв. Интенсивность гамма излучения монет быть определена по формуле

где J - интенсивность захватного гамма-излучения, квант/см3 сек ;

N- ядерная плотность элемента, в котором про­ исходит захват тепловых нейтронов, число ядер/см^;

<о - микроскопическое сечение (п ,£ ) - реакции,

СМ^ ;

Ф- плотность потока тепловых нейтронов,

нейтр/см^. сек.

Интенсивность захватного гамма-излучения меньше, чем мгновенного, но зато энергия захватного излучения значительно выше. Кроме того, сами источники могут быть вне активной зоны, т .е . блике к местам пребывания обслу­ живающего персонала, в силу чего захватное излучение нужно учитывать.

Дополнительный вклад в общее гамма-излучение дает

35

после N циклов прохождения теплоносителя через ак­

тивную зону реактора, удельная активность теплоносите­ ля по данному изотопу при выходе из зоны действия ней­ тронного потока определяется выражением

т- период полного цикла, т .е . время между следующими один за другим моментами входа данных ядер в зону действия нейтронного

потока, в предположении, что все ядра цир­ кулируют с одной и той же скоростью, сек.

Кроме перечисленных источников Я И в аварийных слу­ чаях (размыв ТВЭЛ, протечки первого контура, нарушение защиты и т.д .) дополнительными источниками излучений могут быть элементы второго и третьего контуров. При этом кроме гамма-излучения и нейтронных потоков в воз­ духе появятся радиоактивные газы и аэрозоли. Состав га­ зовой и аэрозольной радиоактивности в основном будет определяться продуктами деления ядерного горючего.

37

2. Физические величины, характеризующие поля ядеиных излучений

Пространственно-временное распределение излучения в рассматриваемой среде называют полем излучения.

Поле ядерного излучения, создаваемое источником ПИ, можно определить в самом общем виде, если знать, сколь­ ко ядерных частиц, с какой энергией и в каком направле­ нии приходит в ту или иную точку пространства и как эти величины изменяются во времени. Такое описание поля сложно и громоздко, поэтому чаще описывают поле упрощен­ но, используя характеристики в виде дифференциальных и интегральных плотностей потока частиц (квантов) и их энергий.

Возьмем в пространстве точку к (рис. 1 .0 , находя­

36

единичного вектора Q и пересекающие единичную пло­ щадку, расположенную в точке А ппэпекдикулярно к векто­ ру Г? . Для точки А теперь мстно ввести понятие про­ странственно-энергетического углового распределения плотности потока ядерных частиц, под которым понимают

кающих в единицу времени помещенную в точке пространст­ ва ~Т единичную площадку, нормальны которой совпадает по направлению с , т.е. <P(Qf Et Т ). Иногда мож­ но охарактеризовать не количество частиц, а их энергию, т.е. дать энергетическую характеристику поля ЯИ. Тогда прибегают ко второй Физической величине, а именно к про­ странственно-энергетическому угловому распределению плотности потока энергии ядерных частиц или квантов

0(П,Т,Е) =Е<Р(Я,г,£). ; i . 2 . I )

3 практике измерений параметров ЛИ часто н.т необ­ ходимости знать направление прихода ядерных частиц или квантов. Тогда интегрированием <р(£,Q,z) по парапету у 5F делается переход к просто пространственно-энергетичес­ кому оаспределению плотности потока частиц или квантов

г

<Р(9,Е,Т)с1П- <Р(Е,г). (1 .2 .Я)

Я

При использовании этой характеристики мы должны иметь птпао пренебречь направлениями частиц, приходящих в точку А . Интересует оператора в этом случае общее число ядерных частиц. Детектор ЯИ в случае применения

39