Ознакомление с принципами построения защиты от нейтронов

Минобрнауки России

федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

«Санкт-Петербургский государственный технологический институт

(технический университет)»

Кафедра радиационной технологии

Лабораторный практикум по ядерной физике

                               ОТЧЕТ ПО ЛАБОРАТОРНОЙ РАБОТЕ №         

Защита от нейтронов

Выполнил: студент группы 514-6

Проверила: доцент

Санкт-Петербург

2014

Цели и задачи лабораторной работы

Цель работы – ознакомление с принципами построения защиты от нейтронов.

Задачи:

1)  Измерить кратность ослабления потока быстрых нейтронов защитным материалом (борированным полиэтиленом, свинец +борированный пол.);

2)  Рассчитать длину релаксации и сравнить с табличными данными;

3)  Проанализировать полученные результаты.

Теоретическая информация

Проблема радиационной защиты ядерных установок обычно сводится к ослаблению фотонного и нейтронного излучений. Для фотонного излучения есть однозначная зависимость от порядкового номера Z защитного вещества: наиболее эффективно ослабляют этот вид излучения материалы с большим Z.

Так, сечение фотоэффекта , комптоновского рассеяния , а образования пары . Эти процессы приводят к образованию электронов и позитронов с непрерыв- V иым спектром энергии, которые, в свою очередь создают тормозное и аннигиляционное излучения, что в немалой степени затрудняет расчеты параметров защиты от гамма-квантов.

Еще сложнее дело обстоит с нейтронами. Во-первых, многие нейтронные источники являются и источниками гамма-излучения, которое сопутствует рождению нейтронов; во-вторых, практически всякое взаимодействие нейтронов с веществом сопровождается испусканием фотонов, например, неупругое рассеяние (n, n*), радиационный захват (n, у), реакции с вылетом заряженных частиц (n, х); и, в-третьих, эффективно поглощаются в основном нейтроны тепловой энергии, быстрые же нейтроны в подходящей среде могут размножаться по реакции (n,2n), особенно в материалах с большим Z, т.е. в веществах, которые эффективны. При защите от фотонного излучения.

Таким образом, требования к защитным материалам в этом случае оказываются несколько противоречивыми:

– с одной стороны, материал защиты должен быть хорошим замедлителем быстрых нейтронов, т.е. достаточно легким, лучше всего водородсодержащим веществом;

– с другой, хорошо поглощать тепловые нейтроны и при этом захват не должен приводить к образованию интенсивных потоков высокоэнергетического гамма-излучения.

Этим требованиям удовлетворяют легкие нуклиды ⁶Li и ¹⁰В. но из-за малой изотопной распространенности использование их в качестве защитных материалов нецелесообразно. Сечения захвата тепловых нейтронов велики у средних и тяжелых ядер, таких как: изотопы кадмия, самария, гадолиния, но большая энергия связи нейтрона (7-8 МэВ) в этих нуклидах, реализующаяся при захвате нейтрона в виде фотонного излучения, ставит проблему дополнительной защиты от сопутствующего у-излучения.

Естественно, что все эти требования трудно удовлетворить в одном материале. И, как правило, используется комбинированная защита. Поэтому при проектировании защиты ядерных установок, оптимальной по массе, габаритам и стоимости, большое значение придается техническому и экономическому обоснованию выбора материалов.

Одним из способов расчетной оценки эффективности защиты является метод длин релаксации. Метод основан на предположении, что пространственное распределение плотности потока Ф (мощность дозы) нейтронов с достаточно хорошей для практических точностью после исключения геометрического ослабления можно описать простой экспоненциальной зависимостью вида:

Ф= Ф₀ exp(-d/L), где L - длина релаксации нейтронов в среде, г/см2;

d - толщина материала, г/см2.

В общем случае L зависит от толщины, компоновки и других условий измерения. Значения L, полученные для барьерной геометрии приведены в таблице 1.

Форма кривой ослабления (на начальном участке от источника в 2 - 3 длины релаксации) может отличаться от экспоненциальной формы. Это отличие учитывается введением коэффициента f: Ф(d)=/ Ф0-ехр(-d/L), значения которого для нейтронов с энергией 4 МэВ приведены в таблице 1.

Для защит, представляющих собой смесь тяжелых и легких ядер, длину релаксации можно рассчитать, воспользовавшись соотношением

1/L =Ci/Li+Cj/Lj, где Ci и Q - относительная объемная концентрация ядер соответственно i-ro и j-ro компонентов, причем Ci + Cj=l.
Таблица 1. Значения длин релаксации в зависимости от толщины защиты и энергии нейтронов.