ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 19.10.2024
Просмотров: 133
Скачиваний: 0
Б о л ь ш ой объем экспериментальных исследований дифферен циального альбедо тепловых нейтронов был выполнен Доти [18]. Он изучил обратное рассеяние от барьеров конечной толщины из алюминия, ж е л е з а и полиэтилена, на которые под разными
углами п а д а л о излучение плоского |
мононаправленного источни |
|||
ка нейтронов. В |
качестве источника нейтронов |
использовался |
||
ядерный реактор |
Калифорнийского |
университета |
(Лос - Андже |
|
л е с ) . |
Геометрия |
эксперимента |
схематически |
показана на |
рис. |
2.12,6. |
|
|
|
О |
5 |
10 |
15 |
20. |
d,GM |
Рис. 3.9. Зависимость |
дифференциального аль |
||||
бедо тепловых |
нейтронов для |
углов |
0 0 = 0 ° и |
||
Ѳ=45° |
от толщины |
рассеивателя из |
железа |
||
|
(/) |
и алюминия |
(2): |
|
|
О — экспериментальные |
данные; |
—расчет по |
|||
|
|
формуле (3.17). |
|
|
Некоторые из полученных в работе [18] экспериментальных данных в качестве примера приведены на рис. 3.9. Н а рисунке показаны результаты расчета по формуле (3.17). Совпадение экспериментальных и расчетных данных вполне удовлетвори тельное.
Таким образом, и м е ю щ а я с я в настоящее время в литературе информация по альбедо тепловых нейтронов практически доста точна дл я расчета поля отраженного излучения тепловых нейт ронов. Р е з у л ь т а т ы экспериментальных и расчетных работ совпа дают между собой в пределах погрешностей эксперимента и расчета.
3.3. КВАЗИАЛЬБЕДО ТИПА НЕЙТРОН — у К В А Н Т
К а к известно, процессы радиационного з а х в а т а и неупругого рассеяния нейтронов сопровождаются испусканием высокоэнер гетического у-излучения. Во многих практически в а ж н ы х слу чаях это излучение вносит существенный вклад в общую харак теристику поля излучения.
128
Д л я |
количественного описания |
выхода из среды |
вторичного |
||
Y-излучения через поверхность, на |
которую п а д а ю т |
нейтроны, |
|||
используем понятие квазиальбедо |
типа |
нейтрон — у-квант |
( с м - |
||
раздел |
1.2). |
|
|
|
|
К в а з п а л ь б е д о вторичного у-излучения |
дл я источников |
нейт |
ронов в настоящее время еще недостаточно исследовано. И м е ю щиеся в литературе данные часто значительно различаются меж ду собой.
Одним из первых эту задачу исследовал Илисрф [23], который учитывал только у-излучение, образующееся при захвате тепло вых нейтронов. З а д а ч а решалась для плоского мононаправлен ного источника тепловых и быстрых нейтронов. В случае источ ника тепловых нейтронов использовали диффузионную теорию д л я определения распределения в среде плотности потока тепло вых нейтронов. Исходя из этого распределения, рассчитывали глубинное распределение источников захватного у-излучения, причем угловое распределение образующегося захватного у-из
лучения предполагалось изотропным, а закон |
его ослабления |
в з а щ и т е экспоненциальным. Б ы л о получено следующее в ы р а ж е |
|
ние дл я токового интегрального энергетического |
квазиальбедо |
вторичного -у-излучения дл я источника тепловых нейтронов и
плоского |
барьера |
толщиной d: |
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
_ ( l + H L ) - f L |
|
|
Ѵ |
т |
' |
2 |
2 |
[ \iL |
|
1 — е |
1 |
|
|
|
|
||||||
~(1+ |
т)е |
L £iM + ^i[(i + ^)-f-Іпітг1]}' <3-19) |
|||||||
где L — длина |
диффузии |
тепловых нейтронов |
в защитной среде; |
||||||
е — выход энергии |
вторичного |
у-излучения на один захват; |
|||||||
ц. — линейный |
коэффициент |
ослабления энергии захватных |
|||||||
у-квантов; |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Ег{х)= |
|
е - ' |
\^~dt. |
(3.20) |
|
|
|
|
|
|
|
X
Д л я источника быстрых нейтронов дл я определения распре деления по глубине рассеивателя плотности потока тепловых нейтронов в работе [23] решалось диффузионное уравнение пере носа нейтронов в среде в двухгрупповом приближении . При этом было получено следующее в ы р а ж е н и е д л я токового инте грального энергетического квазиальбедо:
( - ) '
а''- * (Е6, d) = CUZL |
à) - ± ± f |
|
al'T (ET, d) |
h |
|
• = 4 - |
i |
|
|
|
|
L _ |
||
|
|
|
|
(3.21)
З а к . ig |
129 |
где Z.,,—-длина |
замедления |
быстрых |
нейтронов |
в |
о т р а ж а т е л е ; |
||||||||
а"-у(Ет, |
d) определяется из |
в ы р а ж е н и я |
(3.20), |
а |
|
(E&,d) |
|||||||
т а к ж е |
представляет собой |
в ы р а ж е н и е |
(3.20), |
в |
котором |
|
L |
за |
|||||
менено |
на L s . Значения констант L , |
L s |
, (д, и |
е, |
используемые |
в |
|||||||
работе |
[23], приведены |
в табл . 3.9. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т а б л и ц а |
3.9 |
|||
Ядернофизические константы |
для расчета квазиальбедо |
вторичного у-излучения |
|||||||||||
|
в двухгрупповом диффузионном приближении [23] |
|
|
|
|
||||||||
|
Среда |
|
L , см |
L s , |
см |
р., |
см~1 |
г, |
Мэв |
|
|||
|
|
|
1.5 |
16,0 |
|
0,177 |
|
7,04 |
|
||||
|
|
|
4,85 |
8,65 |
|
0,048 |
|
6,0 |
|
||||
|
|
|
2,9 |
5,6 |
|
0,0241 |
2,23 |
|
|||||
Вэллс [10] провел серию расчетов методом Монте - Карло |
ква |
||||||||||||
зиальбедо типа |
нейтрон — < у " к в а н т Д л |
я |
портландского и TSF - бе |
||||||||||
тона в з а д а ч е с плоским мононаправленным |
источником |
тепло |
|||||||||||
вых нейтронов. Химический состав |
|
этих |
бетонов |
приведен в |
|||||||||
табл . 3.4. Полученные результаты для дифференциального |
|
дозо- |
|||||||||||
вого квазиальбедо типа нейтрон — у-квант Вэллс |
выразил |
|
с по |
мощью эмпирических формул . Будучи приведены к токовым ха рактеристикам, они имеют следующий вид:
|
д л я |
портландского бетона |
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
О д ' ѵ |
{Ет, |
Ѳ0 ; Ѳ) = |
6,986 • 10-8 ц. ; |
|
|
(3.22) |
|||
|
д л я TSF - бетона |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
а"л- У (Ет, |
Ѳ0 ; в) = 1,046- |
|
цѴ.. |
|
|
(3.23) |
||||
|
Размерность |
альбедо |
в ф о р м у л а х |
(3.22) и (3.23) |
рад-ч~*Х |
||||||||
Хсте |
рад-1/(нейтрон-сек.-1). |
|
|
|
|
|
|
||||||
|
З а м е т и м , что Вэллс |
дл я портландского бетона получил, |
ка к |
||||||||||
и в работе |
[23], результат, |
не зависящий |
от угла падения нейтро |
||||||||||
нов |
на |
рассенватель . |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
Сравнение формул |
|
(3.22) и (3.23) показывает, что дл я |
слу |
|||||||||
чая |
нормального |
падения |
и нормального |
о т р а ж е н и я |
дифферен |
||||||||
циальное |
дозовое квазиальбедо |
типа |
нейтрон — у _ к |
в а н |
т Д л я |
||||||||
TSF - бетона почти на 50% выше, чем дл я портландского |
бетона. |
||||||||||||
Это демонстрирует, ка к сильно изменения в химическом |
составе |
||||||||||||
или |
композиции |
защитных |
сред влияют |
|
на величину |
вторичного |
|||||||
у-излучения. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
Маеркер и М а к е н т а л е р |
[15] т а к ж е провели расчеты |
методом |
||||||||||
Монте - Карло квазиальбедо захватного |
Y-излучения |
от |
бетона, |
||||||||||
облучаемого плоским |
мононаправленным |
источником |
тепловых |
||||||||||
нейтронов. Они исследовали армированный бетон, который |
при |
130
расчетах |
разделялся |
на пять отдельных районов; |
два из них' |
с о д е р ж а л и |
сталь (см. |
рис. 3.5,6). Состав бетона |
приведен |
втабл . 3.5.
Полученные значения дифференциального дозового квазиаль бедо вторичного захватного ^-излучения Маеркер и М а к е н т а л е р
выразили в рад• ч _ 1 • стерад"1/'(нейтрон-сек~]) |
с погрешностью |
||
2,0 |
|
|
|
|
%-у |
|
|
tu |
60/ |
|
|
Y* |
/ |
* |
|
5г ' |
|||
80/ |
|
||
' |
У |
|
|
У^ |
^ |
|
о |
0,2 |
0,4 |
,0,5 |
0,8 |
ß |
Рис. 3.10. Сравнение токового дифференци ального квазиальбедо вторичного у-излуче- ния для плоского мононаправленного источ ника тепловых нейтронов, падающего под разными углами 0о на рассеиватель из бе тона, рассчитанного в работе [15] ( —)
и в работе [10] ( — ) .
не выше 15% с помощью эмпирического |
в ы р а ж е н и я |
|
||||||
а». ѵ ( £ т , |
Ѳ0; |
Ѳ) = цѴ.(1,01 |
+ 1 , 6 7 ^ - 0 , 5 6 ^ ) 10-*. |
( 3 . 2 4 ) |
||||
Соответствующее в ы р а ж е н и е для интегрального |
альбедо |
имеет |
||||||
вид [рад• ч.-]/(нейтрон |
-сек-1)] |
|
|
|
|
|
||
а%ЧЕт, |
Ѳ0) = 3,77-10-'(1,01 + |
1 , б 7 ц 0 |
- 0 , 5 ^ ) . |
( 3 . 2 5 ) |
||||
Н а рис. 3.10 |
проводится |
сравнение значений |
|
дифференциаль |
||||
ного дозового квазиальбедо |
типа |
нейтрон — - у к |
в |
а н т > полученных |
||||
Вэллсом [10] д л я TSF - бетона, с |
результатами |
|
расчетов |
М а е р - |
||||
кера и М а к е н т а л е р а |
[15]. Р а с х о ж д е н и е |
между |
ними примерно |
вдва раза .
По д о б н о е расхождение может быть объяснено несколькими причинами. В вычислениях Вэллса прослеживание нейтронной
истории |
заканчивалось |
после 50 столкновений, в то время как |
М а е р к е р |
и М а к е н т а л е р |
прослеживали 200 столкновений. Однако |
9* 131