3.2. Показати розрахунковим шляхом, що ризик опромінення можна подолати шляхом екранування потенційно небезпечних місць дислокації радіонуклідів. (Обрати товщину екранів і матеріалу).

_{Енергетичний спектр нейтронів ділення для U235 описується формулою Уатта.}

_;

_{Для інших типів реакторів:}

_;

_;

_{А- коефіцієнт пропорційності 0,733÷0,770;}

характеризує імовірність виходу нейтронів з тою чи іншою енергією;

Е_n = 0,8 МеВ - мода розподілення;

Е_n 2 – 2,5 МеВ - медіана розподілення;

Е_n 18 - 20 МеВ – max енергії.

- число нейтронів виділених на одне ділення:

U²³³ = 2,47 ± 0,03

U²³⁵ = 2,50 ± 0,02

Pu²³⁹ = 2,89 ± 0,04

Pu²⁴¹ = 2,99 ± 0,05

Кількість нейтронів, що виникають за одиницю часу в одиниці об’єму, залежить від потужності ЯР та зв’язана з нею.

см^-3 с^-1;

Р – потужність(теплова) ЯР (кВт);

с – коефіцієнт, що показує кількість ділень за одиницю часу на 1 кВт або 1Вт.

с = 3,1·1013 діл/(с·кВт);

Приблизно повну щільність потоку нейтронів з поверхні сферичної активної зони можливо розрахувати по формулі:

, см^-2 с^-1

к_∞=1,03 ÷1,07 – коефіцієнт розмноження нейтронів на АЗ.

Щільність потоку швидких нейтронів(Е_n ≥ 2МеВ) на поверхні АЗ визначається по формулі:

, см^-2 с^-1

Σ_S – макроскопічний перетин елементів АЗ, см^-1

Потік теплових нейтронів можливо визначити як:

,см^-2 с^-1

В – геометричний фактор, см^-1

L – довжина дифузії, см

- для циліндричної АЗ.

Якщо захисні бар'єри відповідають вимогам захисту від миттєвих нейтронів, то вони забезпечують захист від будь-яких інших нейтронів, які виникають при діленні ядер. У цьому випадку усі інші типи нейтронів, виникаючих при діленні ядер, с точки зору захисту, не мають будь-якого значення.

Розглянемо ядерний реактор – джерело іонізуючого випромінювання

При роботі ядерного реактору γ-випромінювання в активній зоні виникає при діленні ядер палива (миттєві γ-кванти), при розпаді продуктів ділення, які мають короткий час життя (запізнюючи γ-кванти), при захопленні нейтронів ядрами елементів активної зони (захоплені γ-кванти). Перераховані процеси джерел γ-випромінювання слід віднести до основних при працюючому реакторі. Інші джерела такі як: активаційне, гальмове та анігіляційне γ-випромінювання при працюючому реакторі за їх малу потужність можливо не враховувати.

Спектр випромінювання миттєвих γ-квантів аналогічний спектру миттєвих нейтронів з такими ж самими параметрами. Повна кількість енергії, яка виділяється з миттєвими γ-квантами складає 7÷7,5 МеВ з одним або кількома γ-квантами. Енергетичний розподіл миттєвих γ-квантів описується експонентою, що має вигляд:

;

Еγ – енергія миттєвих γ-квантів.

Запізнюючі γ-кванти виникають у перебіг часу біля 10 хвилин після ділення кількісно приблизно рівний миттєвим кожний уламок ділення випромінює γ-кванти з енергією та числом характерним для цього продукту. Енергетичний розподіл запізнюючих γ-квантів усіх уламків ділення описується експонентою:

;

Тоді сумарний енергетичний розподіл:

Захоплене γ-випромінювання виникає при захоплені нейтрона будь-якими елементами матеріалів активної зони. Кожен з елементів випромінює свій спектр, тобто з активної зони випромінюється лінійчатий γ-спектр з енергією до 10 МеВ.

Взагалі, γ-випромінювання активної зони має безперервний γ-спектр, який зменшується зі збільшуванням енергії, на який накладаються пики захоплюваного випромінювання. При розрахунку захисту реактору безперервний γ-спектр розподіляється на кілька груп, середня енергія кожної вважається за постійну. Захисний екран розраховується для цієї енергії. Кількість таких груп приймається п'ять або шість.

Бар'єрами, що обмежують розповсюдження продуктів ділення в приміщення АЕС, служать паливна матриця, оболонки Твелів і контур теплоносія. Проте ідеально герметичних оболонок ТВЕЛів не буває. Що стосується контура теплоносія, то технологічні системи, що містять його, сконструйовані так, щоб забезпечити ізоляцію радіонуклідів, що потрапили в теплоносій через дефекти в оболонках Твелів. Для цього частина теплоносія безперервно прямує на очищення в спеціальну систему водоочистки. З барботажного і інших баків і ємностей з рідкими радіоактивними середовищами сдувки газів направляють в спеціальну систему газоочистки.

Далі визначаємо, у відповідності із завданням, допустимий час перебування на робочому місці, за умови що джерело і працівник знаходяться по різні сторони в упор до екрану. Джерело випромінювання- устаткування 1-го контуру, матеріал екрану-вода, товщиною 3м.

Дозволена ефективна доза – D бер. Потужність експозиційної дози на робочому місці – P р/ г без екрану (захисту). Джерело точкове відстань до джерела R – метра. (ослабленням в повітрі нехтувати).

Y= = =1,018·10 ⁹ · 1,018· 10 ^-3 = 1,036· 10⁶ см^-3 с^-1;

d_c = K exp (λ_t1) ⁵ Бк/cм³.