Левченко С. П., Иванова С., Байгожина А., Кынашев С.

Семипалатинский государственный университет имени Шакарима, Казахстан

РАСЧЕТ ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ПРОДУКТОВ АКТИВАЦИИ ДЛЯ ПРИРОДНОГО БЕРИЛЛИЯ С ПРИМЕСЬЮ КОБАЛЬТА ⁶⁰Со

Природный бериллий Be из-за его хороших нейтронно-физических свойств используют в реакторостроении. При работе бериллия в нейтронных полях ядерных реакторов его механические свойства со временем ухудшаются. Возможная длительность работы в этом случае определяется тем флюенсом нейтронов, при котором достигается допустимое качество бериллия. Затруднения в проведении переработки возникают вследствие высокой активности побочных радиоактивных продуктов, наводимой в конструкциях из бериллия.

Эти побочные продукты образуются в результате реакции нейтронов с плохо устранимыми примесями в бериллии (таблица 1).

Таблица 1 - Состав примесей в бериллии

Элемент	Состав, %	Атомный вес (содержание в природном Be, %)
1	2	3
Be	> 98,0	9
BeO	< 1,7
Fe	< 0,16	54, 56, 57, 58 (0,31)
C	< 0,15
Al	< 0,10
Mg	< 0,05
Si	< 0,08
B	< 0,0003	10 (18,5), 11 (81,5)
Ca	< 0,02
Cr	< 0,02
Co	< 0,001	59 (100)
Cu	< 0,015
Продолжение таблицы 1
1	2	3
Pb	< 0,002
Li	< 0,0003
Mn	< 0,015
Ni	< 0,03
Mo	< 0,002
Ag	< 0,001
Cl	< 0,04
N	< 0,05

Основными радионуклидами, возникающими в ходе таких взаимодействий и обеспечивающими наибольшее потенциальное радиационное воздействие, являются ³Н и ⁶⁰Со, реакции образования которых показаны в таблице 2.

Таблица 2 – Реакции образования радиоактивных примесей в Be

Радиоактивные продукты	Реакции образования	Сечение реакции
		= 34,8 барн
		= 2,43 барн
		= 0,04 барн
		= 760 барн

В качестве защиты от гамма-излучения был спроектирован защитный транспортный контейнер из свинца. Свинец является одним из наиболее распространенных материалов для защиты от гамма-излучения. Его используют в качестве защитного материала при изготовлении контейнеров, блочных защитных экранов, коллиматоров и защитных устройств, когда необходима их компактность и малая масса. Толщина стенки защитного контейнера была рассчитана с помощью программы MCNP – 5. Результаты расчета показаны на рисунке 1.

Рисунок 1 - Зависимость ослабления мощности эквивалентной дозы от толщины защиты для бериллия Be, содержащего примесь кобальта Co

Из расчетных данных следует, что оптимальными размерами для полого защитного контейнера цилиндрической формы являются: высотой 15 см, радиусом 6 см с толщиной боковой стенки 4,5 см и толщиной основания 3,5 см, т.к. при прохождении через такую защиту мощность излучения ослабевает до значений, удовлетворяющих нормам НРБ - 99.

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.