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CALCULOS DE SEGURIDAD RADIOLOGICA PARA UN GENERADOR DE NEUTRONES DE 14 MeV

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Academic year: 2022

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CALCULOS D E SEGURIDAD RADIOLOGICA PARA UN GENERADOR DE NEUTRONES DE 14 MeV

[RADIOLOGICAL SAFETY CALCULATIONS FOR A 14 MeV NEUTRON GENERATOR]

G. Garcia, R. Piaggio, J. Bustos, M. Quiroga, S. Chavez, Bolivia

Abstract

Detailed description of the calculations for radiological safety purposes of a recently planned neutron generator.

R E S U M E N :

Se ha diseñado un recinto destinado a albergar un equipo Generador de Neutrones de 14 MeV, teniendo en cuenta, ademas de la ra_

diaoión directa, la retrodifusión de los neutrones en el concreto y - la difusión en el aire, asi como la producción de rayos gamma por co­

lisiones inelasticas en éste.

Los resultados de éste cálculo nos han permitido también la ubicación de los laboratorios adyacentes, en los cuales la dosis

/• -1

calculada es del orden de áLgunas décimas de mrem h . También se ha calculado un circuito electrónico de ronda con la finalidad de ofre­

cer condiciones de seguridad máxima antes y durante la operación del

equipo.

Se incluyen ademas una proposición para el sistema de - ventilación del recinto.

S U M A R I Q t 1. Introducción.

2. Configuración propuesta para el recinto.

3. Cálculos de dosis.

3.1. Neutrones directo».

3.2. Neutrones dispersados en el concreto.

3.2.1. Cálculos para la determinación de la dosis en la puerta debida a la reflexión en la pared de concreto.

3.2.2. Determinación de la dosis total en la puerta y cálculo de su espesor.

3.3» Neutrones dispersados -en el aire.

3.3.1. Cálculo de la dosis fuera del recin­

to del generador.

3.3.2. Cálculo de la dosis dentro del recinto.

3.^. Producción de rayos gamma por colisiones inelasticas de neutrones en el aire.

4. Circuito electrónico de ■ ¿onda.

5. Sistema de ventilación.

6. Conclusiones .

(2)

1. INTRODUCCION: 2. COIIFIGU.Í CION PROPULSTA PARA EL RECINTO

Dentro de los planes inmediatos de la Comisión Boliviana de Energía Nuclear, se contempla la insta­

lación y puesta en funcionamiento del Generador de Neutrones, Toshiba NT-200-5. Los neutrones son pro-

3 ^

ducidos a través de la reacción H (d,n) He, los cua­

les tienen una distribución isotrópica y un espectro monot-nergético de l*t MeV, con una intensidad de 10

(n,s_1).

El funcionamiento es el siguiente:

En la fuente iónica se produce gas de deuterio por la electrólisis de agua pesada; dicho gas es ionizado por los campos creados por un oscilador R.F.

en una botella iónica, produciéndose así un plasma de deuterones, que es extraído y focalizado hacia el tubo acelerador.

En el sistema de aceleración son producidos 500 A de deuterones en la fuente iónica y acelera­

dos por una diferencia de potencial electrostático de 200 kV, a través del tubo acelerador, el cual man­

tiene en su interior un vacio de 10 ^ torr. Los 200 kV son producidos por un circuito doblados del tipo Cockroft Walton.

Se aceleran los deuterones, a fin de que éstos adquieran la energía necesaria para que se produzca la reacción nuclear con el deuteno o con el tritio:

2 3 3 4

H (d,n) He; H (d,n) He,El producto de estas reac~

ciones son neutrones de 2.^5 MeV y 14,1 MeV respecti­

vamente ,

La consola de control está constituida por dos unidades: una de control remoto del equipo y la otra de monitoreo de neutrones.

El criterio de diseño del recinto destinado a albergar a éste Generador de Neutrones se ha ba­

sado en los siguientes factores:

- Tipos de actividades a realizarse con el equipo:

Análisis por activación Ensayo de materiales Física de neutrones Dosimetría

Radiobiología Enseñanza

- Segundad radiológica para el personal que trabajará en la sala de control y laborato­

rios adyacentes

- Factibilidad de realización de la obra ci­

vil

- Mimmización de los costos de construcción

Se ha tomado en cuenta para el presente tra­

bajo las recomendaciones dadas por: el Organismo Internacional de Lnergía atómica (1), los fabrican­

tes del equipo (2), asi como el estudio previo rea­

lizado por el experto de la Comisión de Energía Ató­

mica de Francia, Mr. Paul Bory (3)*

La localización del Generador de Neutrones en el Centro de Investigaciones Nucleares de Via- cha se muestra en la figura 1.

De acuerdo a las actividades que se desarrolla­

rán con este equipo, se plantea la configuración mostrada en la figura 2.

Las paredes y el techo serán de concreto or­

dinario de densidad de 2,3 gr cm**^ y el ancho de estos ha sido calcplado a fin de reducir las dosis de radiación a niveles permisibles.

El corredoc ha sido proyectado con la fina­

lidad de reducir al mínimo la dosis proveniente de las radiaciones neutrónicas tanto directas e indi­

rectas en la sala do control y ha sido dimensionado en función del movimiento de equipos.

La configuración particular del techo ha sido determinada a fin de alivi inar la estructura y faci­

litar su construcción civil; también se aprovechara el espacio vacio de 120 cm existente entre las dos losas para albergar al sistema de ventilación. La puerta estará constituida por un bloque de concreto movible sobre rieles.

3. CALCULOS DE DOSIS 3*1* Neutrones Directos

Los neutrones rápidos de l*t MeV atenuados en el concreto de 2,3 gr cm ^ tienen un espesor décimo de 3^ cm* consecuentemente su longitud de relajación vale l*+>77 cm.

El flujo de neutrones a una distancia total R, entre un detector y una fuente neutrónica puntual, isotrópica y monoenergética, atenuado por un espesor de concreto x está dado por:

Icé _<_ ti!

Donde:

T m Intensidad de la fuente

% = Distancia total entre la fuente y el detector incluyendo al espesor de concreto

x = Espesor de concreto

Longitud de relación del concreto = i

£ = Sección eficaz macroscópica total del concreto

= 6,77 x 10_2(cm_1)

B = factor de acumulación = 2,3 (+)

Una vez calculado el flujo de neutrones, pode­

mos hallar el equivalente de dosis a partir de las curvas calculadas por W.S. Snyder, las cuales para neutrones de lk MeV dan la correspondencia de 1 mrem h ^ para un flujo de 7(n era ^ )♦ De éste modo, las dosis por radiación directa en los puntos mostra­

dos en la figura para las dos posiciones fijas I y II del Generador, se resumen en la6 tablas No* 1 y 2.

( + ) El factor de acumulación para neutrones de 14 MeV para el aluminio, cuya longitud de relajación y densidad con prácticamente las mismas que las del concreto, vale 2.3 de acuerdo a la referencia (4),

(3)

169

T A B L A Mo. 1 POSICION I

PUNTOS

DISTANCIA TOTAL (R)(cm)

ESPESOR DE CONCRETO (x)

(cm)

DOSIS _1 mrem h

A 550 110 0.48

B 54o 200 ---

C 573 220 ---

D 44o 103 1.375

E 370 100 2.383

F 660 180

6 420 120 0.477

H 467 133 0.160

I 673 193

J 520 120 . 0.311

K 613 220

L 373 14o 0.156

M 320 120 0.822

N 367 140 0.161

0 620 367

P 290 40 225.3

Q 353 47 94.670

R 450 80 6.238

S 500 83 4.124

T 620 107 0.528

0 66? 110 0.363

V 473 107 0.908

X 433 80 6.738

T A B L A No. 2 POSICION II

PUNTOS DISTANCIA

TOTAL (R)(cm)

ESPESOR DE CONCRETO (x)(cn)

DOSIS , mrem h~

A 753 10? 0.358

B 74o 200

C 767 207

D 647 107 0.485

E 570 100 1.004

F 827 227 ---

G 473 133 0.156

H 420 120 0,477

I 533 190 ---

J 320 120 0.822

K 447 160 0.028

L 320 120 0.822

H 373 14 0 0.156

N 507 187 ---

0 807 373

P 360 47 91.022

Q 290 4o 225-3

R 493 87 3.236

S 450 80 6.238

T 467 160 0.126

U 523 107 0.742

V 620 110 0.431

X 590 123 0.197

z 800 267 0.197

3»2. Ncutronea dispersados en el concreto

Una típica geometría de incidencia-reflexión de neutro­

nes en una superficie plana de concreto se muestra en

la figura 6. i

I ^

Si el ha® incide bajo un ángulo 9, y esta contenido en el plano P éste será reflejado bajo un ángulo 9 y esta­

rá en el plano P'. El ángulo formado entre ambos planos es^*. Entonces la dosis diferencias por unidad de tiem­

po proveniente de la reflexión de neutrones por un ele­

mento de área dA, a una distancia r de éste elemento, está dada por la siguiente relación (4):

<-¿p _ Dt (Qt) o¿-fe. gyt?,v) dPí /2/

Dada la equivalencia flujo-dosis (5) podemos escribir esta misma ecuación como sigue:

cí# - /3/

hiendo:

Flujo neutrónico de ha* incidente

o = Dosis reflejada por sterradian o albedo dif.

r = Distancia entre dA y el detector dA = Elemento del ¿rea de concreto reflector De acuerdo al ajuste empírico hecho por Song y Huddles- ton(6), a los datos de Allen, el albedo diferencial puede ser escrito de la siguiente manera:

oí te,®.,®, y) -

c*» $ + eos ©»

A /

Donde A(E0) es un parámetro dependiente de la energía de los neutrones incidentes y vale 0.084 para neutrones de 14 MeV.

Las curvas para (14 MeV, 8 ) con valores de 6Q=53B y 520 son mostradas erf la figura 7.

3.2.1. Cálculos para la determinación de la dosis en la puerta debida a la reflexión en la pared fle concreto

Es de interés hallar la dosis en el punto D (figura 4), debida a la reflexión, con la finalidad de determinar el espesor de la puerta.

El caso más critico se da para la posición I del Genera­

dor. Se puede considerar prácticamente que la mayor con­

tribución a la dosis en el punto D, proviene de un haz resultante de una sola reflexión.

(4)

En términos de flujo, en dicho punto, tendremos que la contribución de un elemento de ¿rea dA, estará dada por la ecuación /3/ la cual debe ser integrada en nuestro caso particular entre loa ángulos 8ol y Gq2 tal como se muestra en la figura 6*

A fin de realizar la integración de la ecuación /3/

definimos nuestro elemento de área en la figura 9 de la siguiente manera:

d A

Cen2

dB, d * /5 /

Realizaremos la integración correspondiente entre los siguientes límites:

1) - ©o - f G e = ángulo en el plano paralelo al suelo a un metro de altura

©O. = 33«

= 520

2) ? , í Z < ? r Z = Altura de la pared, tomando como referencia la altura del blanco del Generador de Neutrones

=-lm Z 2 = 2.5 m

1

Entonces usando las ecuaciones /3/»/**/ y /5/ tenemos que:

- ^ J Q . d z /6/

r í¿k¡ 8 + c o$ ®q o o i ? - 8 0

l^onde:

á>a(6>)= flujo incidente en dA =

la

•tira1 *r(z! r -£*— ) ' eer./

10 - 1

J '

• c Intensidad de la fuente * 10

*(£,) = parámetro dependiente de la energía de los neu­

trones incidentes e igual a O.O&kpara l1* MeV.

r 2 = Z 2 + R 2

R = 300 cm

Para la geometría particular considerada en la figura 7»

es aceptable la siguiente aproximación para el promedio a lo largo del intervalo de integración, como se muestra en la figura indicada:

/?/

Por las consideraciones anteriores la ecuación /6/ ”~"

da de la siguiente forma:

d $ > -

Si llamamos:

I„ . O.S*. 0,084 . 30 0 . _ / í 3 0 0a i r i 3 o o1 \

W lz * —3TÍT I Z * -TVT I I (

ok

,

x

6,

j

\ oo^9/

K _ 2» O, S?. 0,0 8 4 ■ 3 0 0

í ir

y teniendo en cuenta la ecuación /7/:

6 =r i, S3

/8/

/9/

eos 19„ /10/

Dadas las características matemáticas de la función eos en nuestro intervalo de integración, podemos hacer la aproximación siguiente;

*4,0

A l /

Coi, O c

Por lo que la ecuación /8/ queda de la siguiente forma:

d Q . diz

d í = < 3 0 0 1 >2>2

I tOi

2

/12/

que se puede también escribir de la siguiente manera:

sac280 c16. (j-z

A 3 / ( i 2 * 3oo1 ste'1 6 „ ) 2

La cual debe ser integrada entre los límites correspon­

dientes para darnos el flujo total en el punto D:

ec=S2'

§ =«[

2 = -«0 £

¿>i llamamos:

x =* /? fo-h

o'- i}

+

300

1 Tendremos:

/

sg&*6l clSL c/z

(z*

+

300*sec O,)1

A V

§ * K f r dz

Integrando la variable x:

* = Kf [ z a l(*í+Oi)Í' t0n (o')]dz

A!,/

/

16

/

(5)

171

Reemplazando los valores de x y de a:

2SO ¿SO

i _.t í f r 492 d* 1- í sf,*f dz

J J l l z ' t 300*)(2,3?$. K)si- z y J ( z 1t3 0 o 2)(-f,¿Q-K>%- Z 1)

l -toe * too

- 1 0 0

ISO

J 3oozp l U'.JooT*))

/!?/

-/oo

Integrando la ecuación /l?/ y usando la /9/ obtenemos el siguiente valor para el flujo total en el punto d:

$ = 2.267.10** ncm"2 s_1

El equivalente de dosis debida a la reflexión en la pared es pues:

D = 3.2¿* rem h"1

Un cálculo numéricos de Monte Cario ha~sido hecho por Wells (z) para 256 combinaciones de energía inicial, ángu­

lo de salida y distancias fuente-detector. Estos óálculos han tenido en cuenta una densidad del aire de 1*293 mg.

cnT^* Posteriormente estos datos fueron integrados por Diffey (8) a fin de obtener la6 dosis para fuentes puntua­

les, monoenergéticas e isotrópicas y sus resultados para una fuente de 14 MeV se transcriben en la tabla No. 3

T A B L A No. 3

Distancia f'uente-Detector(cm)

Dosis por dispersion en ej aire de neutrones rem h”

por•n s-1

305 8.71* x 10~12

1067 2,1*5 x 10~12

1951 1*2** x 10"12

301*8 7,75 x 10'15

3*3*1* Cálculo de la dosis fuera del recinto del Generador

3.2.2* Determinación de la dosis total en la puerta y cálculo de su espesor

En la tabla No» 1 vemos que la dosis para el punto P debida a los neutrones directos éra de 1.375 mrem

Nuestra dosis total en dicho punto será entonces:

¡>T = 3, 2 ¿t rem h ^

Vemos que con una puerta de 30 cm de espesor la dosis al otro lado de esta se reduce a niveles despreciables:

3*3, Neutrones dispersados en el aire

La geometría que muestra la dispersión en el aire de un haz de neutrones ésta representada en la figura 10

El flujo de neutrones proveniente de la'dispersión en el airet a la distancia R para una fuente monoener- gética esta definida por (*+):

2r 7

§((?) = fPf£0)6,<p ,*) I o *

donde;

f* = Probabilidad de transferencia, o sea la probabilidad de que un neutrón de energía Eq , que abandona la fuente en los ángulos

& y y contribuya al flujo en el re­

ceptor a una distancia B.

» La intensidad de la fuente para los neu­

trones de energía Eq, emitidos en ángulos

B y tp .

Calcularemos la dosis en los puntos 1 y 2 seña­

lados en la figura 4, los cuales se encuentran a la misma altura del techo del recinto del Generador y a una distancia 1067 cm del punto central del techo.

Para este efecto nos proponemos encontrar la in­

tensidad de una fuente puntual equivalente situada en el centro del techo. Para lo cual haremos una integra­

ción de las intensidades diferenciales en toda la su-

Figura 11

Tenemos que la intensidad diferencial di asociada a un elemento de área dA, del techo, esta dada por:

d i

donde:

'tird1

SI h rr

Ja = Intensidad del Generador

SI = Angulo sólido correspondiente a la emisión neutrónica efectiva de salida = 0.^8

jL = Sección eficaz macroscópica total del concreto 6.77 x 10'2 cm'1

■£ = Espesor total de concreto atravesado De la figura 11 se ve ques

h = U S ’D c m

C l - ^ 0 c m d = h

c/n « o coi OaC

J A = h

oosz&.

Ó*. di

(6)

Entonces;

a i

= 2,129

10 e e «w*

da. d y

Integrando obtenemos:

-1

I =

2,1*66 x 107

£1 equivalente de dosis para una distancia de 106? en*

usando el valor dado en la Tabla No. 3 y usando 2,5 como factor de acumulación es:

D = 0.15 mrem h ^

U.l. Circuito de alarma

t\l cerrarse S^, se carga C, a través de cuyo periodo de duración viene ^ ser precisamente T = fílía- h ’~ zar 1, el transistor comienza a conducir y desde luego T^t cargándose C-^ con polaridad contrarn al caso anterior permitiendo asi que el transistor se corte, por lo tan­

to dejará de conducir creándose estados de funcionamien­

to intermitentes sobre R^ (parlante) come los nostrados en circuits 1*

3*3*2* Cálculos de la dosis dentro del recinto 4.2* Circuitos de Tiempo Para tener una idea de la magnitud de la dosis dentro

del recinto producido por este efecto» calcularemos la dosis en el punto 3 (figura *f) usando la Tabla No, 3 en­

contramos que la dosis en dicho punto es de 8?.4 mrem h ^ La dosis por radiación directa en el mismo punto, es de 1.22 rem. h ^* Por lo tanto la dosis por dispersión en el aire representa el 7% de la dosis por radiación directa*

Producción de rayos gamma por colisiones lnelásticaa de neutrones en el aire

Loa rayos gamma pueden sor producidos por dos inter­

acciones de los neutrones con los átomos del aire: por captura y por colisiones inelasticas. La primera no tie­

ne prácticamente ninguna significación cuando se trata de neutrones rápidos, como en nuestro caso*

Los cálculos de Monte Cario realizados por Wells pa­

ra naatrones de lk MeV (9), se resumen en la siguiente Tabla:

T A B L A N o . ^

Distancia Fuente-detector (cm)

Dosis de rayos gamma producidos, por colisiones inelasticas dj neutrones en el aire (rem h”

por n.s-1)

305 1,55 X i o - «

1067 4,40 X lo'1*

1451 2,25 X lO-14

3048 1,36 X 10-11*

Usando el primer valor vemos que la d o s i s en el pu nto 3 mostrado en la figura *+ es de 1,55 mrem h“*.

*»•- CIRCUITO ELECTRONICO DE RONDA

El sistema de segundad presentado en ésta oportunidad comprende un conjunto de Circuitos Lógicos cuya señal final actúa directamente sobre el swith de aceleración del Generador de Neutrones.

Este sistema consiste en hacer en primer término una ronda de chequeo manual, hasta llegar al sistema llama­

do Circuito de tiempo. A partir de este matante la se­

ñal pa»a a un Sistema de tomando automático el cual se encarga de conectar la alimentación de la linea (110 Vac/

6 Amp*) a la llave del acelerador de Neutrones.

Al cerrarse y S^, se activa el circuito de tiempo el cual funciona ae la siguiente manera:

La señal recibida por este circuito tiene una cierta duración, controlada en este caso por R^ C^, la dura­

ción de este periodo debe ser lo sufíentementc ntrccsa- n o como para cerrar y S^; si por alguna razón no se cierra dentro el tiempo de duración estipulado por R^ C^» la señal continua quedará interrumpida en esta etap'i.

^.3. Circuito d<=* Comando

/(V “oV/SOHz

A i.

SEK£(?ADOR

r t r a r

La señal que sal» del circuito de tiempo txlta mi «ifOuifc*

de comendo cuya salida tiene la duración Rg del Hultivi- brador Monoestable este periodo es lo flufientemente necesa­

rio como para poner alerta al personal mediante una señal luminosa ^ sonora (R^t naturalmente que estos efectos se producen despues de haber amplificado en corriente la se­

ñal obtenida del Multivibrador Monoestable para luego exitar al ¿istema de Potencia y dar la partida para el funcionamien­

to del Generador de Neutrones con una señal luminosa especí­

fica ÍR^g)*

4.4» Fuente de alimentación

El presente trabajo incluye el diseño de una Fuente de Ali­

mentación regulada con protección de sobrecogiente garanti­

zando de esta forma conflabilidad en el funcionamiento del Sistema de Segundad.

(7)

1 7 3

El esquema completo del sistema de seguridad y de la fuente de alimentación regulada so muestran en las figuras 12 y 13 respec­

tivamente*

5* SISTEMA DE VLNTILACION

Debido a la presencia del tritio en el ambiente, es necesa­

ria una ventilación adecuada del reciato* La concentración de tritio no debe s«¡r mayor a 5*10~^ Ci por lo que se requie­

re entre 5 y 10 renovaciones completas de aire en cada hora»

Para este efecto se propone el sistema de ventilación que se ilustra c-n la figura 3» Como el volumen de aire total a ser renovado es de 1^0 m^, se propone un extractor de alrededor de 2000 m5. h-1.

6. CONCLUSIONES

De todo lo anteriormente expuesto se concluye que los resultados obtenidos nos permiten con un margen de seguri­

dad aceptable para el funcionamiento de éste Generador de Neutrones.

Ademas los análisis de estos resultados nos aseguran que los mismos, están muy por debajo de los límites máximos permisibles determinados por los Organismos Internacionales especializados.

Asi también es evidente que la construcción civil pro­

puesta es más alivianada y funcional que la propuesta por los fabricantes, traduciéndose esto en una menor inversión necesaria para la implantación del equipo.

REFERENCIAS

(1) Radiological Safety Aspects of the Operation of Neutron Generators, I.i, E* A.Safety Series N& hZ

< 1976 )

(2) Example of Setting of the Neutron Generator,prepared by Tokyo Shibaura Electric Co. Ltd.

(3) Rapport de mission en Bolivie : Implantation d'un Aocelerateur - Generateur de neutrons a la CcmisBion Bolivierme a l'Energie Nucleaire. Paul Bory (1J71) (4) Engineering Compendium on Radiation Shielding ,R.G.

Jaeger, E.P. Blizartf,and all ,Springer Verlach (1568) (5) Curras de Snyder

(6) Y.T.Sony , C.H. Huddleston, A Semiempirical Formula for differential dose albedo for matrons on concrete.

Trans. Am. Nuclear Soc. 7, NO 2 ,364 (1904) (7) M.B. Wells FZK-S -Ik? (1958)

(8) C.A. Diffey: MR-N-^S'tOgél) (9) M.B. Wells : FZK -9-15C (1960)

19.60

REACTOR d e IN V E S TIG A C IO N

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