Обобщение приобретенного опыта контроля параметров воздушной среды в экспериментальных каналах исследовательского ядерного реактора ИР-100

от

П.А.  Пономаренко1, И.Г. Тананаев2, С.Д. Стрекалов3, М.А. Фролова1

 1ФГАОУ ВО «Севастопольский государственный университет», РФ, Крым, Севастополь

E—mail: frolova-85@mail.ru

2ФГАОУ ВО «Дальневосточный федеральный университет», РФ, Владивосток

E—mail: geokhi@mail.ru

3ФГБОУ ВО «Волгоградский государственный технический университет», г. Волгоград, просп. В.И. Ленина, 28

E-mail: strekalov_sergey@mail.ru

DOI: 10.33075/2220-5861-2020-2-44-53

УДК 551.58

Реферат:

   В настоящей работе представлена оценка величины активности накопившихся радиоактивных газов и аэрозолей в экспериментальных каналах исследовательской ядерной установки при ее работе на мощности, на примере исследовательского ядерного реактора ИР‑100. Также дана оценка удельной активности воздуха в рабочем помещении  при вскрытии каналов.

   Основным отличием описываемого анализа обстановки является теоретический разбор нуклидного состава воздуха: в статье подробно описываются ядерно-химические превращения на ядрах атомов воздушной среды с оценкой возможности протекания нейтронных реакций. Посредством выделения наиболее вероятно протекающих взаимодействий нейтронов с ядрами – определены процессы, дающие наибольший вклад по наведенной активности воздушной среды в канале. Предложенные математические модели, ядерно-химических реакций элементов под действием тепловых нейтронов учитывают как время облучения, так и время выдержки – время, за которое наблюдается спад активности за счет распада. Так, математические модели дают качественную картину процесса и являются готовым материалом для расчета данных систем подобных исследовательских установок. По результатам расчетов и оценке полученных значений возможно сказать, что при вскрытии каналов радиационная обстановка не ухудшится.

   Сопоставление расчетных значений с экспериментальными данными измерений удельной активности аргона-41 радиометром газов РВ-4 показывает отличие результатов всего в ~ 8 %, что позволяет использовать предложенный алгоритм расчета.

   Представленный расчет предполагает возможность проведения оценки указанных параметров для любой исследовательской установки при известных исходных данных.

Ключевые слова: генерация, радионуклид, экология, исследовательский реактор, контроль, экспериментальный канал, измерения.

Полный текст в формате PDF

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

  1. СанПиН 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 // Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 07 июля 2009 года № 47.
  2. Лабораторный практикум по курсу ядерных реакторов и парогенераторов / коллектив авт. под ред. член-корр. АН СССР А.А. Саркисова. ВМФ, 1986. 225 с.
  3. Черняев С.В. Лабораторные работы на ядерном реакторе «ИР-100». Ч. 1 / под ред. д-ра техн. наук, профессора А.А. Саркисова. Севастополь: Севастопольское высшее военно-морское инженерное училище, 1977. 64 с.
  4. Гордеев И.В., Кардашев Д.А., Малышев А.В. Справочник по ядерно-физическим константам для расчетов реакторов. М.: Изд-во государственного комитета совета министров СССР по использованию атомной энергии, 1960. 279 с.
  5. Меднис И.В. Справочные таблицы для нейтронно-активационного. Рига: Изд-во Зинатне, 1974. 410 с.
  6. Измерение плотности потока тепловых нейтронов с помощью аттестованного набора АКН-Т. Методические рекомендации [Текст]: отчет о НИР: / Мин-во топлива и энергетики Украины, Севастопольский национальный университет ядерной энергии и промышленности; рук. В.Н. Подтынных; исполн.: П.А. Пономаренко. Севастополь, 2008. 23 с.
  7. Определение плотности потока тепловых нейтронов при облучении золотых детекторов [Текст]: отчет науч.-техн. / Мин-во топлива и энергетики Украины, Севастопольский национальный университет ядерной энергии и промышленности; рук. Подтынных В.Н.; исполн.: Пономаренко П.А. Севастополь, 2008. 28 с.
  8. Фролова М.А., Пономаренко П.А., Киеня Е.Н., Тяпкина В.А. Экспериментально-аналитическое измерение плотности потока тепловых нейтронов в экспериментальных каналах реактора ИР-100 // Сборник научных трудов Севастопольского национального университета ядерной энергии и промышленности. 2009. Т. 2, № 30.
  9. Пономаренко П.А., Киеня Е.Н., Фролова М.А., Безотосный С.С. Экспериментально-аналитическое измерение плотности потока тепловых нейтронов в отражателе реактора ИР-100 // Сборник научных трудов Севастопольского национального университета ядерной энергии и промышленности. 2010. Т. 3, № 35. С. 115.
  10. Свидетельство о метрологической аттестации набора активационных комплектов нейтронных тепловых АКН-Т-3 № 617. Всесоюзный ордена трудового красного знамени научно-исследовательcкий институт физико-технических и радиотехнических измерений, 1986. 10 с.
  11. Крамер-Агеев Е.А., Трошин В.С., Тихонов Е.Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976. 232 с.
  12. Ломакин С.С., Петров В.И., Самойлов П.С. Радиометрия нейтронов активационным методом. М.: Атомиздат, 1975. 208 с.
  13. Бриксман Б.А. Внутриреакторная дозиметрия: практическое руководство / Б.А. Бриксман, В.В. Генералова, Е.А. Крамер-Агеев, В.С. Трошин. М.: Энергоатомиздат, 1985. 200 с.
  14. Климентов В.Б. Активационные измерения потоков и спектров нейтронов в ядерных реакторах / В.Б. Климентов, Г.А. Копчинский, В.В. Фрунзе: Изд-во стандартов, 1974. 208 с.
  15. Левин В.И., Хамьянов Л.П. Измерение ядерных излучений. М.: Атомиздат, 1969. 233 с.

 

Loading