Расчет ослабления гамма-излучения цилиндрического источника в защите
Согласно нормам радиационной безопасности мощность эквивалентной дозы гамма-излучения на поверхности контейнера и на расстоянии 1 м от него не должна превышать 2 мЗв/ч и 0,1 мЗв/ч соответственно. Исходя из этих требований, определим толщину базальта.
Необходимо, чтобы мощность эквивалентной дозы гамма-излучения, исходящая от контейнера не превышала предельных значений даже при перевозке и хранении чехлов максимальной активности.
По оценочным расчетам тепловыделения для ОТВС, упакованных в 4- и 6-местные чехлы, выполненным на БН-350, на 01.01.2004 года наиболее «горячими» чехлами (по убыванию) будут чехлы №№373, 329. то же самое распределение останется на конец 2004, 2005 года.
Расчет мощности эквивалентной дозы гамма-излучения радиальном направлении производится по формуле:
,
где 
- относительная высота цилиндрического источника, см;
- относительное расстояние от точки А1 до оси цилиндра, см;
-гамма – постоянная изотопа, Р*см2/(ч*мкюри);
– удельная активность объемного источника, мкюри/см3;
- функция ослабления в защите излучения цилиндрических источников.
Исходные данные для расчета, - геометрические размеры источника, толщина защиты и коэффициент ослабления гамма-излучения, - представлены в таблице:
| Параметр | Толщина защиты d, см | ||||
| 30 | 35 | 40 | |||
| Н, см | 414,6 | 414,6 | 414,6 | ||
| R, см | 75,1 | 75,1 | 75,1 | ||
| μ0, см-1 | 0,1271 | 0,1271 | 0,1271 | ||
| μ0R | 9,5452 | 9,5452 | 9,5452 | ||
| μ,см-1 | 0,2275 | 0,2275 | 0,2275 | ||
| μd | 6,8250 | 7,9625 | 9,10 | ||
| b, см | 105,1 | 110,1 | 115,1 | ||
| р | 1,4 | 1,47 | 1,53 | ||
| k | 2,76 | 2,76 | 2,76 | ||
| Для точки на расстоянии 1 м от поверхности контейнера
| |||||
| b/, см | 205,1 | 210,1 | 215,1 | ||
| р/ | 2,73 | 2,80 | 2,86 | ||
Радиационные характеристики наиболее «горячих» ОТВС активной зоны.
Наиболее “горячей” штатной ОТВС с максимальным остаточным тепловыделениемна начало 2004 (2005, 2006) г. является ОТВС 72626022390(1). Спектр гамма‑излучения продуктов деления ОТВС на расчетные времена приведен в таблице 2.7.2.3.2.
Таблица 2.7.2.3.2
| Еg эфф, МэВ | Спектр гамма‑излучения на расчетные времена | |||
| 01.01.2005 | 01.01.2006 | 01.01.2007 | 01.01.2008 | |
| Доля | Доля | Доля | Доля | |
| 0.3 | 0.0534 | 0.0522 | 0.0518 | 0.515 |
| 0.63 | 0.9387 | 0.9408 | 0.9419 | 0.9425 |
| 1.10 | 0.659×10-2 | 0.608×10-2 | 0.570×10-2 | 0.541×10-2 |
| 1.55 | 0.933×10-3 | 0.763×10-3 | 0.648×10-3 | 0.567×10-3 |
| 1.99 | 1.04×10-4 | 0.52×10-4 | 2.894×10-5 | 1.863×10-5 |
| 2.38 | 1.549×10-5 | 0.805×10-5 | 0.420×10-5 | 2.179×10-6 |
| 2.75 | 1.197×10-6 | 0.627×10-6 | 3.27×10-7 | 1.699×10-7 |
| 3.25 | 0.378×10-7 | 1.984×10-8 | 1.035×10-8 | 0.537×10-8 |
Состав и величины активностей основных продуктов деления и активационных нуклидов в “горячей” ОТВС приведен, соответственно, в таблицах 2.7.2.5.1
Таблица 2.7.2.5.1
|
|
|
| Нуклид | Активность (Бк) основных продуктов деления и активационных нуклидов на расчетное время | |||
| 01.01.2005 | 01.01.2006 | 01.01.2007 | 01.01.2008 | |
| Kr-85 | 1.695×1013 | 1.588×1013 | 1.489×1013 | 1.396×1013 |
| Sr-90 | 2.186×1014 | 2.135×1014 | 2.085×1014 | 2.036×1014 |
| Y-90 | 2.187×1014 | 2.136×1014 | 2.085×1014 | 2.036×1014 |
| I-129 | 1.091×108 | 1.091×108 | 1.091×108 | 1.091×108 |
| Cs-134 | 1.092×1012 | 7.799×1011 | 5.572×1011 | 3.981×1011 |
| Cs-137 | 2.763×1014 | 2.700×1014 | 2.638×1014 | 2.578×1014 |
| Продукты деления ОТВС | 1.033×1015 | 1.003×1015 | 0.974×1015 | 0.947×1015 |
| Pu-238 | 3.086×1012 | 3.062×1012 | 3.038×1012 | 3.015×1012 |
| Pu-239 | 3.091×1012 | 3.091×1012 | 3.091×1012 | 3.091×1012 |
| Pu-240 | 4.687×1011 | 4.687×1011 | 4.687×1011 | 4.687×1011 |
| Co-60 | 2.467×1012 | 2.160×1012 | 1.894×1012 | 1.661×1012 |
| Общая активность ОТВС | 1.042×1015 | 1.011×1015 | 0.983×1015 | 0.955×1015 |
Суммарная активность по ОТВС на период 01.01.2007 год равна 
.
В ходе выполнения расчета были получены промежуточные данные, -зависимости удельной активности, гамма-постоянной от энергии, - которые представлены в таблице (таблица):
| E, Мэв |
| |||
| Q, Бк | Рγ, Р*см2/(ч*мкюри) | q, мкюри/Зв | ||
| 0,3 | 5,09∙1013 | 12,2 | 5,45∙102 | |
| 0,63 | 9,26∙1014 | 26,3 | 9,91∙103 | |
| 1,1 | 5,60∙1012 | 42,42 | 60 | |
| 1,55 | 6,37∙1011 | 54,1 | 6,84 | |
| 1,99 | 2,85∙1010 | 66,3 | 3,04∙10-1 | |
| 2,38 | 4,13∙109 | 74,66 | 4,42∙10-2 | |
| 2,75 | 3,21∙108 | 82 | 3,44∙10-3 | |
| 3,25 | 1,02∙107 | 91,65 | 1,09∙10-4 | |
По таблицам, приведенным в приложении, определим значение функции ослабления для заданных толщин.
|
|
|
|
| Толщина d, см | ||
| 30 | 35 | 40 | |
| G1 | 2,68∙10-5 | 1,12∙10-5 | 5,43∙10-5 |
| G/1 | 2,06∙10-5 | 8,48∙10-6 | |
В итоге, при проведении расчета, получены следующие значения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на поверхности контейнера:
|
| Толщина d, см | ||
| 30 | 35 | 40 | |
| Р, мЗв/ч | 0,314 | 0,131 | 0,0634 |
| Р/, мЗв/ч | 0,241 | 0,0991 | |
Используя приведенные выше таблицы и расчеты геометрических постоянных, рассчитана мощность эквивалентной дозы гамма-излучения на поверхности контейнера и на расстоянии 1 м.
Требования по безопасности
В ходе исследования каменнолитого контейнера на основании нормативно-технической документации, действующей на территории РК, определяются пределы, обусловливающие условия, правила и порядок безопасного ведения технологического процесса на всех этапах обращения с ОЯТ реактора БН-350.
По результатам анализа безопасности и в соответствии с указанной нормативно-технической документацией формулируются критерии безопасности для проектируемого контейнера отработанного ядерного топлива.
|
|
|
В соответствии с выработанными критериями безопасности обосновываются и представляются технологические, конструктивные и организационные меры для обеспечения требований безопасности.
По результатам анализа безопасности для всех этапов реализации проекта разрабатываются планы противоаварийных мероприятий.
Дата добавления: 2018-08-06; просмотров: 490; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!