Введення
Проблема радіаційної безпеки обслуговуючого персоналу та захисту навколишнього середовища від радіоактивних забруднень є однією з тих ключових завдань, ефективність вирішення якої визначає масштаби практичного використання атомної енергії.
Ефективність і якість біологічного захисту як основного компонента забезпечення радіаційної безпеки істотно залежать від точності і коректності інженерних методів розрахунку ослаблення гамма-нейтронного випромінювання, що використовуються при проектуванні атомних парогенеруючі установок (АППУ).
Із загального комплексу інженерних методів розрахунку ефективності захисту в окрему групу виділяють так звані методи розрахунку суцільний захисту. До цієї групи методів відносять розрахункові методи вирішення завдань захисту, в яких можна знехтувати впливом прострілу або натечкі розсіяного випромінювання через неоднорідності на характер ослаблення, і величини основних функціоналів гамма-нейтронного випромінювання. Типовим випадком суцільний захисту є одномірна (плоска, циліндрична або сферична) захист. p align="justify"> Наближення суцільний захисту може бути використано також для тривимірної захисту, якщо в її складі не використовуються матеріали з різко несхожими розсіюючими і поглинаючими властивостями, а також відсутні порожнечі, зазори і інші повітряні порожнини. Однак ці умови в реальному захисту, як правило, не виконуються, тому наближення суцільний захисту може бути справедливим лише для окремих розрахункових напрямків. Розрахунки реального захисту, що має неодномірних, виконуються, тому в два етапи. На першому етапі перебуває розподіл основних функціоналів у захисті без урахування прострілів і натечкі розсіяного випромінювання, тобто використовується наближення суцільний захисту. На другому етапі за обчисленими розподілах функціоналів за допомогою методів розрахунку неоднорідною захисту оцінюється внесок прострілів і натечкі випромінювання в шукані функціонали. p align="justify"> Основними цілями інженерного розрахунку суцільний захисту є:
. Розрахунок просторово-енергетичного розподілу нейтронів в реакторі і захисту і визначення основних функціоналів нейтронів (потужність дози нейтронного випромінювання за захистом, інтегральний енергетичний флюенс нейтронів на основні конструкції, розподіл інтегралів радіаційного захоплення і активації і т. д.). p align="justify">. Розрахунок просторово-енергетичного розподілу питомої потужності джерел загарбного гамма-випромінювання. p align="justify">. Розрахунок ослаблення гамма-випромінювання в захисті і обчислення основних функціоналів поля гамма-випромінювання (потужність дози гамма-випромінювання за захистом, радіаційне тепловиділення при поглинанні гамма-випромінювання) [1]. br/>
1. Коротка характеристика задачі проектування біологічного захисту на АЕС
Проекту...
