ння в шарі бетону: якщо ця величина буде перевищувати рекомендоване значення Qv =, то штучне охолодження обов'язково. br/>
2.2.2 Вихідні дані для розрахунку
МВт - теплова потужність ядерного реактора;
м - діаметр активної зони;
м - висота активної зони;
- середнє об'ємне тепловиділення в активній зоні;
- середнє збагачення в активній зоні по;
В
2.2.3 Розрахункова схема
В
Рис. 38 Розрахункова схема
В
Рис. 39 Шари захисту реактора
2.2.4 Результати розрахунку
Розрахунок проводиться в програмному комплексі Анісн.
В
Рис. 40 Розподіл щільності потоків нейтронів, гамма-квантів і енерговиділення по біологічному захисті реактора
В
Рис. 41 Таблиця результатів
Висновки:
) Сумарна потужність дози нейтронів і гамма-квантів за захистом становить менше 5.9 мкЗв/год Згідно НРБ-99, максимально допустима потужність дози повинна становити (з урахуванням коефіцієнта запасу 2) 6 мкЗв/год. Умова неперевищення допустимої потужності дози за захистом виконано. p>) Флюенс нейтронів на корпус за 60 років складе, що не перевищує максимально допустимий для залізного корпусу флюенса
[F] =
) Згідно з графіком на рис.40, максимальне енерговиділення в шарі бетону складає, що не перевищує значення, понад якого обов'язково потрібно штучне охолодження бетонного шару.
) Згідно з графіком на рис.40, об'ємна щільність енерговиділення
в АЗ 120 приблизно відповідає заданій величині.
Таким чином, спроектована захист відповідає вимогам НРБ-99 і забезпечує працездатність основних конструкційних матеріалів.
2.3 Дослідження конструкційних матеріалів
.3.1 Основні реакції і продукти
Наведена активність конструкційних і захисних матеріалів, обладнання, і домішок теплоносія ядерних установок може визначатися десятками радіонуклідів - продуктів активації, що утворюються в різних кількостях по реакціях (n,?), (n, p), (n,?), ( n, d), (n, 2n), (n, n `).
Переважним серед них є процес радіаційного захоплення на теплових і епітеплових нейтронах.
Наведена активність залежить від щільності потоку і енергетичного спектру нейтронів, величини відповідного перетину активації, вмісту хімічних елементів у матеріалах, відносного вмісту ізотопу мішені в хімічному елементі, часу опромінення і витримки. Проведені в Росії і за кордоном дослідження [9-17] показали, що до основних реакцій активації з утворенням довгоживучих радіонуклідів з періодами напіврозпаду, як правило, більше 1 року для стаціонарних і транспортних реакторних установок слід віднести наступний обмежене коло реакцій, наведених нижче разом з ізобарний ланцюжками радіоактивного розпаду продуктів активації [3]:
В В В В В
У наведених вище ізобарних ланцюжках розпаду над стрілками вказав періоди напіврозпаду Т1/2 [6]. Для розгалужених ланцюжків вк...
