УДК 623.2.5

ИНТЕГРАЛЬНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ЗАХВАТНОГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ТЯЖЕЛЫХ ВОДОРОДСОДЕРЖАЩИХ МАТЕРИАЛОВ (БЕТОН) ПРИ ЗАХОРОНЕНИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Есенаманова М.С.

Атырауский государственный университет имени Х.Досмухамедова

В статье с точки зрения обеспечения радиационной безопасности рассматривается целесообразность использования бетона в качестве защитного материала при захоронении радиоактивных отходов.

In article from the point of view of maintenance of radiating safety the expediency of use of concrete as a protective material is considered at a burial place of a radioactive waste.

Материалы, имеющие в своем составе ядра тяжелых элементов и ядра водорода, по своим свойствам в отношении формирования нейтронных спектров близки к легким защитным материалам. Это связано с тем, что в высокоэнергетической части спектра нейтронов, где макроскопическое сечение замедления на ядрах водорода может быть невелико из-за небольшой доли ядер водорода в смеси (бетон), существенную роль играет замедление при неупругом рассеянии нейтронов ядрами тяжелой компоненты защиты. При неупругом рассеянии нейтроны замедляются. В отличие же от тяжелых веществ, не имеющих в своем составе водорода, в водородсодержащих веществах нейтроны эффективно замедляются на ядрах водорода до промежуточных и тепловой энергии, при которых важную роль в формировании спектра нейтронов играет радиационный захват или другие процессы поглощения нейтронов [1].

Таким образом, спектр нейтронов уже на относительно небольшом расстоянии от источника практически не зависит от расстояния и от энергетического распределения нейтронов на входе в защиту.

Однако в отличие от легких веществ материалы типа бетонов имеют большое сечение поглощения g-излучения, и плотность потока фотонов в них, как и в тяжелых неводородсодержащих веществах, в значительной степени определяется источниками, расположенными в окрестности точки ее определения. Вклад от более далеких источников невелик и зависит от конкретных свойств материалов, уменьшаясь с увеличением атомных номеров Z, входящих в смесь элементов.

Относительные эквивалентные дозы, относительная плотность потока энергии и относительное тепловыделение, обусловленные захватным g-излучением в легком и тяжелом бетоне (таблица 1) и в гидриде циркония, имеют качественно одинаковый вид пространственной зависимости. Для них характерно стремление к не зависящим от расстояния до источника значениям для всех типов спектров нейтронов на входе в защиту. Степень отклонения относительных функционалов от таких значений различна для разных веществ, причем максимальный рост с увеличением толщины слоя защиты относительные характеристики имеют для легкого бетона, а минимальный – для гидрида циркония. В тяжелом бетоне и гидриде циркония эти кривые идут практически параллельно оси абсцисс по всей толщине пластины, за исключением близких к источнику точек в случае высокоэнергетических исходных спектров нейтронов [2].

Таблица 1

Состав бетонов (по массе),%.

Бетон	, г/см^3	H	O	Al	Si	Ca	Fe
Легкий (БЛ)	2,3	0,25	53,9	4,41	31,75	7,66	2,03
Тяжелый (БТ)	4,5	0,50	11,7	0,35	4,75	2,70	80

Специфический характер носит и зависимость относительных характеристик захватного гамма-излучения в тяжелых водородсодержащих веществах от спектра нейтронов источника; она слабо выражена почти на всем протяжении слоя защиты. Это объясняется тем, что в удаленных от источника нейтронов точках защиты поток нейтронов, в том числе промежуточных и тепловых, определяющих радиационный захват, тем больше, чем больше в спектре источника быстрых нейтронов. Аналогичная картина по спектрам нейтронов и интегралам захвата имеет место и для легких защитных материалов. В рассматриваемом случае в отличие о легких веществ материал защиты эффективно ослабляет g-излучение.

Необходимо отметить, что сильный рост относительных характеристик захватного гамма-излучения в легком бетоне в значительной степени обусловливается малым содержанием в нем водорода (0,25%). При таком количестве водорода и отсутствии в составе бетона эффективных поглотителей тепловых нейтронов оказалось, что диффузионная длина для тепловых нейтронов примерно равна длине релаксации быстрых нейтронов.

В связи с этим формирование потоков тепловых нейтронов в любой точке среды определяется не только (и даже не столько) замедлением быстрых нейтронов в окрестности этой точки, но и диффузией тепловых нейтронов из близких к источнику нейтронов участков защиты. Поэтому плотность потока тепловых нейтронов, а следовательно, плотность источника и плотность потока захватного гамма-излучения уменьшаются при удалении от начала защиты слабее, чем плотность потока быстрых нейтронов.

Однако при содержании водорода (по массе), превышающем 0,5%, длина диффузии тепловых нейтронов в легком бетоне становится меньше длины релаксации быстрых нейтронов, что приводит к существенному уменьшению потока тепловых нейтронов в глубинных точках защиты и соответственно к уменьшению численных значений всех характеристик захватного g-излучения. Следует отметить еще одну особенность рассматриваемых в этом разделе защитных материалов. В отличие от тяжелых материалов типа железа, водородсодержащие тяжелые вещества являются эффективными материалами по ослаблению потоков нейтронов.

Проведенные расчеты показывают, что в отношении выхода захватного гамма-излучения предпочтительны материалы типа гидридов тяжелых элементов или бетоны с достаточным количеством связанной воды. Это их преимущество обусловлено интенсивным замедлением нейтронов в водородсодержащих средах и захватом медленных нейтронов уже в ближайших к источнику нейтронов участках защиты, а тем самым и эффективным поглощением захватного гамма-излучения материалом такой защиты. Выход захватного гамма-излучения из защиты при использовании тяжелых водородсодержащих материалов может быть на несколько порядков ниже по сравнению с выходом из защит тяжелых, не содержащих водорода, веществ.

Исходя из этого, можно сказать, что использование бетона в качестве защитного материала целесообразно как экономически, так и практически, с точки зрения обеспечения радиационной безопасности. Для первого слоя защиты толщиной 34,5 см для ЖРО и ТРО целесообразно использование тяжелых бетонов, для второго слоя толщиной 7,02 см для ТРО и толщиной 18,8 см для ЖРО допустимо использование легкого бетона. Третий слой защиты, предусмотренный для ЖРО, толщиной 11,7 см. целесообразно использование легкого бетона.

Список использованной литературы

1. Фарран Дж. Минералогические исследования контактных слоев между цементным камнем и заполнителем в бетоне. №9. 1958. с. 189.

2. Малинина Л.А. Тепловлажностная обработка тяжелого бетона. – М.: Стройиздат. 1977. с. 139.