Левченко С. П., Торгунакова Е., Хажидинов
А., Нурманова Д.
Семипалатинский государственный университет имени Шакарима, Казахстан
РАСЧЕТ БИОЛОГИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ
ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ
ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕЙ ТВС РЕАКТОРА ВВЭР-1000
Жизнь на Земле возникла и продолжает
развиваться в условиях постоянного облучения. Радиационный
фон - ионизирующее излучение, обусловленное совместным действием природных
(естественных) и техногенных радиационных факторов.
Основным элементом, создающим в настоящее время техногенный
фон, является ядерный реактор деления. В работающем реакторе основными
являются мгновенное гамма-излучение, излучение короткоживущих продуктов
деления, захватное излучение; у неработающего реактора - излучение долгоживущих
продуктов деления.
Существует несколько методов расчета
защиты от ионизирующих излучений:
- расчет защиты по кратности ослабления,
используя номограммы и графики для определения толщины защиты от излучения
радиоактивных источников по кратности ослабления Pb, Fe, бетоном;
- расчет защиты по универсальным таблицам,
составленным на основании экспериментальных данных;
- расчет защиты по мощности экспозиционной
дозы излучения и времени работы.
Эти методы позволяют с достаточной
точностью определить необходимую толщину защиты. Но в настоящее время многие из
них потеряли свою значимость из-за своей громоздкости и в связи с внедрением расчетных программ,
которые облегчают и упрощают расчет, а также позволяют уменьшить погрешности расчета. Одним из
таких программных пакетов является MCNP - 5,
с помощью которой были выполнены радиационные расчеты.
MCNP-5 – универсальная программа,
основанная на методе Монте-Карло. Он состоит из отслеживания каждой частицы, вылетающей из источника, на
протяжении всей ее жизни, говоря категориями терминов (поглощение, утечка и
т.д.).
1.1
Исходные данные для
расчета
Для проведения расчетов в качестве радиоактивного источника была взята
отработавшая ТВС реактора ВВЭР-1000 с кампанией 3 года. В настоящее время таких
реакторов построено и находится в эксплуатации довольно большое количество.
Одним из этапов безопасной эксплуатации реактора является проблема выгрузки
отработавшего ядерного топлива и безопасное размещение его на долговременное
хранение вне реакторной установки. Были проведены также два расчета по определению
толщины биологической защиты от гамма-излучения продуктов деления с выдержкой
10 суток и 1 год.
В качестве биологической защиты был выбран цилиндрический защитный
контейнер из свинца (Pb), так как
свинец – один из лучших материалов для ослабления фотонного излучения. Наиболее
широкое применение свинец нашел при изготовлении защитных кожухов и тубусов
установок, защитных контейнеров для хранения и транспортировки радиоактивных
источников, защитных дверей, ширм, обшивки ящиков для хранения рентгеновских
пленок, т. е. во всех тех случаях, когда при надежной защите требуются минимальные
масса и габариты. [2].
Основные характеристики источника гамма - излучения представлены в
таблице 1.
Таблица 1 - Исходные данные для расчета излучения от
продуктов деления
|
Параметры |
Значения |
|
Источник радиоактивного излучения |
Отработавшая ТВС реактора типа ВВЭР-1000 |
|
Суммарная активность продуктов деления, Бк/т: - с возрастом 10 суток; - с возрастом 1 год. |
8,45∙1017 1,03∙1017 |
|
Средняя энергия квантов, испускаемых продуктами деления, МэВ/част: - с возрастом 10 суток; - с возрастом 1 год. |
0,575 0,584 |
1.2 Методика
решения поставленной задачи
С помощью программы MCNP
- 5 был рассчитан усредненный поток частиц φ. При решении поставленной задачи сначала было рассчитано поле
излучения от радиоактивных источников без биологической защиты. Детекторы частиц
поставлены на поверхности источника и на расстоянии r = 1 м от него.
Затем была найдена мощность экспозиционной дозы по формуле [1]:
|
|
(1) |
где E0γ - средняя энергия испускаемых квантов;
μэн – линейный коэффициент линейного поглощения энергии гамма-квантов в воздухе, [4];
1,6∙10-6 - энергетический эквивалент 1 МэВ, эрг;
0,113 - энергетический эквивалент 1 Р в воздухе, эрг/(Р∙см3).
Для определения мощности экспозиционной дозы, которую можно измерить
датчиками, проведены расчеты.
Далее, учитывая, что 1 Р = 0,873 рад, перевели мощность экспозиционной
дозы в мощность поглощенной дозы. Затем по формуле [1]:
|
|
(2) |
где k - коэффициент качества излучения.
Согласно НРБ-99 мощность эквивалентной дозы на поверхности радиационной упаковки не должна превышать 0,5 мЗв/ч (50 мбэр/ч). Результаты расчета показали, что мощность излучения от источника превышает нормы НРБ – 99. Поэтому необходима биологическая защита для источника от γ-излучения в виде транспортного контейнера.
Разработана модель транспортного
контейнера, включающая в себя источник, защиту и область окружающего
пространства (рисунок 1). При установке датчиков учитывалось, что в
распределении потока на данном расстоянии максимальный поток частиц приходится
именно на эти точки.
1
1- источник излучения; 2 – защита; 3 - окружающее пространство;
2- 4 – датчики в радиальном направлении на поверхности защиты и на удалении
1 м;
3- 5 - датчики в аксиальном направлении на поверхности защиты и на удалении
1 м.
Рисунок 1 – Модель транспортного
контейнера
1.3 Выводы и результаты расчета
Полученные при выполнении расчета данные представлены в виде графиков (рисунки
2, 3).
Рисунок 2 - Зависимость ослабления мощности
эквивалентной дозы
от толщины
защиты для отработавшей ТВС с выдержкой 10 суток
Рисунок 3 - Зависимость ослабления мощности
эквивалентной дозы
от толщины защиты
для отработавшей ТВС с выдержкой 1год
Список
использованной литературы
1 Гусев, Н. Г.
Защита от ионизирующих излучений. Том 1. Физические основы защиты от излучений/
Н. Г. Гусев, В. П. Машкович, А. П. Суворов. – М.: Атомиздат, 1980. – 461с.
2 Защита от ионизирующих излучений. Том 2. Защита от излучений
ядерно-технических установок/ Н. Г. Гусев [и др.]. – М.: Атомиздат, 1983.
3 Радиационные
характеристики продуктов деления: Справочник/ Н. Г. Гусев [и др.]. – М.: - Атомиздат,
1974. – 395 с.
4 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Гигиенические нормативы. –
Алматы, 1999 – 85 с.