- •Федеральное агентство по образованию
- •Содержание
- •Введение
- •Ядерная энергетическая установка как объект радиационно‑технологического контроля
- •Материалы топлива
- •Материалы теплоносителя
- •Материалы оболочек твэлов
- •5. Водно‑химический режим
- •6. Расчёт наведённой активности теплоносителя и продуктов коррозии
- •7. Расчёт активности продуктов деления при выходе из поверхностного загрязнения оболочки и из‑под оболочки твэла
- •8. Спектрометрия
- •8.1 Калибровка спектрометра
- •8.2 Идентификация радионуклидов
- •8.3 Определение активности радионуклидов
- •Список рекомендованной литературы
- •164500, Г. Северодвинск, ул. Воронина, 6.
Федеральное агентство по образованию
Филиал «Севмашвтуз» государственного образовательного учреждения высшего профессионального образования «Санкт-Петербургский государственный морской технический университет» в г. Северодвинске
И. В. Пестов
РАДИАЦИОННО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ УСТАНОВОК
Методические указания к практическим занятиям
Северодвинск
Севмашвтуз
2007
УДК
623.454.862
Радиационно-технологический контроль установок: Методические указания к практическим занятиям / Сост.: И. В. Пестов. – Северодвинск: РИО Севмашвтуза, 2007. – 25 с.
Ответственный редактор к.т.н., профессор, зав. кафедрой №9 Е.М. Аин
Рецензенты: старший преподаватель кафедры №9, А.В. Данилевич;
и.о. главного эколога ФГУП «ПО «Севмаш» Д.В. Витязев.
Методические указания соответствуют дисциплине ДС.04 «Радиационно-технологический контроль установок» и предназначены для студентов 5 курса специальности 140307 «Радиационная безопасность человека и окружающей среды».
Методические указания содержат необходимые для выполнения практических занятий по дисциплине материалы и методики расчёта.
Печатается по решению редакционно-издательского совета Севмашвтуза.
© Севмашвтуз, 2007 г.
Содержание
Введение 4
1. Ядерная энергетическая установка как объект радиационно-технологического контроля 4
2. Материалы ядерного топлива 6
3. Материалы теплоносителя 6
4. Материалы оболочек твэлов 8
5. Водно-химический режим 10
6. Расчёт наведённой активности теплоносителя и продуктов коррозии 13
7. Расчёт активности продуктов деления при выходе из поверхностного загрязнения оболочки и из-под оболочки твэла 16
8. Спектрометрия 18
8.1 Калибровка спектрометра 20
8.2 Идентификация радионуклидов 21
8.3 Определение активности радионуклидов 22
Список рекомендуемой литературы 24
Введение
Основными задачами радиационно-технологического контроля являются: контроль целостности барьеров, предотвращающих и ограничивающих распространение радиоактивных веществ; предотвращение неконтролируемого распространения радиоактивных веществ по помещениям АЭС или судна и в окружающую среду; контроль и ограничение удельной активности сбросов газо-аэрозольных отходов величинами, не превышающими установленных норм; контроль и учёт количества, радионуклидного состава и активности радиоактивных отходов, времени и места их удаления; обеспечение постоянного контроля уровня ионизирующих излучений от оборудования и трубопроводов, удельной активности (газовой и аэрозольной) воздуха в помещениях зоны строгого режима и активности рабочих сред в первом, втором и третьем контурах; разработка рекомендаций по режимам эксплуатации активных зон и оборудования, обеспечивающим наилучшую их сохранность и наименьший выход радиоактивных отходов как в период работы реактора, так и при его перезарядке.
В дисциплине «Радиационно-технологический контроль установок» рассматриваются объекты радиационно-технологического контроля, раскрывается его содержание, рассматриваются методики проведения и оценки результатов измерения.
В ходе практических занятий выполняются расчёты, типичные при выполнении радиационно-технологического контроля, а также расчёты вспомогательных параметров, например, параметров водно-химического режима первого контура.
В данных методических указаниях кратко рассматриваются объекты радиационно-технологического контроля; материалы наиболее важных узлов, поскольку правильный выбор материалов обеспечивает большую надёжность; параметры водно-химического режима первого контура реакторной установки, поскольку данные, полученные при анализе проб теплоносителя, дают большой массив ценной информации о состоянии активной зоны реактора; приводятся примеры расчёта активности теплоносителя за счёт его активации, активации продуктов коррозии и поступления продуктов деления ядерного топлива в первый контур; приводится методика анализа спектрограмм.