Оступление продуктов деления в теплоноситель

Активность теплоносителя I контура реакторной установки обусловлена не только активацией теплоносителя и его примесей, но и наличием в теплоносителе продуктов деления ядерного топлива. В результате деления урана-235 в качестве только первичных продуктов деления образуется более 60 различных изотопов с атомной массой от 72 до 166. Эти продукты деления зачастую нестабильны и сами склонны к радиоактивному распаду. При попадании в теплоноситель продукты деления дадут дополнительный вклад в общую активность.

Попасть в теплоноситель продукты деления топлива могут двумя путями. Первый путь – поступление продукта деления в теплоноситель из поверхностного загрязнения твэла. При изготовлении твэла на его поверхности остаётся некоторое загрязнение топливной композицией. Уровень загрязнения невелик и составляет величину порядка 10^-8 – 10^-9 г/см². Однако, облучаясь нейтронами, топливо поверхностного загрязнения будет делиться и продукты деления будут попадать в теплоноситель, увеличивая его удельную активность.

Второй путь поступления продуктов деления в теплоноситель связан с нарушением герметичности оболочек твэлов. Оболочка твэлов находится в очень жёстких эксплуатационных условиях: высокая температура, малая толщина оболочки, высокое давление, коррозионная агрессивность теплоносителя. В процессе эксплуатации за счёт коррозии и растягивающих напряжений может происходить образование и развитие трещин в оболочках, что в конечном итоге приводит к нарушению герметичности твэла. В первую очередь, при небольших нарушениях герметичности, в теплоноситель начнут попадать газообразные и летучие продукты деления, при больших степенях разгерметизации и попадании под оболочку твэла теплоносителя, будет наблюдаться вымывание частиц топливной композиции.

Нарушение герметичности твэлов ограничивает возможность безопасной эксплуатации реактора, поэтому при эксплуатации установки необходимо проводить постоянный контроль состояния оболочек твэлов. Для этих целей проектируется система радиационно-технологического контроля.

Процесс деления ядерного топлива и продукты деления рассматриваются во многих книгах по ядерной физике и ядерным реакторам. Для использования в качестве источников информации к курсовому проекту можно рекомендовать следующие издания: «Основы теории ядерных реакторов» [4], учебные пособия «Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов» [12], «Основы радиационной безопасности атомных электростанций» [6], «Судовые ядерные реакторы» [2], учебник «Ядерная физика и ядерные реакторы» [7] и другую литературу.

Вопросы нарушения герметичности оболочек твэлов наиболее целесообразно рассмотреть, используя учебное пособие «Основы радиационной безопасности атомных электростанций» [6].

Вопросы технологического контроля в открытой литературе рассмотрены поверхностно. Среди примеров можно назвать учебное пособие «Основы радиационной безопасности атомных электростанций» [6] и учебник «Судовые ядерные энергетические установки» [8].

3. Расчётная часть

В расчётной части курсового проекта предлагается рассчитать, согласно заданию, равновесное значение наведённой активности радионуклидов, содержащихся в теплоносителе или его примесях, активность поступивших в теплоноситель из поверхностного загрязнения твэлов и из-под оболочки разгерметизировавшихся твэлов продуктов деления, провести градуировку спектрометра по энергиям по спектрограмме и определить активность радионуклидов в пробе по спектрограмме.

Формулы, необходимые для расчётов удельной наведённой активности и удельной активности продуктов деления должны быть приведены и обоснованы в теоретической части проекта. Примеры расчёта по этим формулам разбираются при проведении аудиторных практических занятий.

Проведение градуировки спектрометра по энергиям и определения активности радионуклидов в пробе по спектрограмме проводятся по методикам, также разобранным на практических занятиях. Подробнее о принципах спектрометрии и о методике определения нуклидного состава и активности изотопов можно прочесть в учебном пособии «Радиоактивность внешней среды. Теория и практика» [14] в главе «Измерение радиоактивности и идентификация радионуклидов».

Для идентификации радионуклидов при наличии доступа в сеть Интернет удобно воспользоваться библиотекой γ-линий, находящейся на сайте университета Lund (Швеция) [1]. С помощью данного сервиса можно определить по значению энергии спектральной линии радионуклид, вид распада, сопровождающегося испусканием γ-кванта, выход γ-квантов и т.д. Также для каждого нуклида можно определить энергии всех его спектральных линий с квантовыми выходами. При отсутствии возможности использования данного интернет-сервиса можно воспользоваться, например, справочником «Защита от ионизирующих излучений» [11], где приведена таблица свойств радионуклидов как γ-излучателей.

При расчётах, проводимых в данном разделе, необходимо использовать единицы СИ: в частности, активность нуклида должна быть определена в беккерелях (Бк), а не в кюри (Ки). Исключение составляют пункты по градуировке спектрометра и определению нуклидного состава пробы: в данном случае удобнее в качестве единицы энергии использовать не джоули, а электрон-вольты (кэВ или МэВ).

По результатам расчётной части курсового проекта на иллюстрационный плакат формата А1 выносятся результаты решения уравнения накопления наведённой активности теплоносителя или его примесей и спектрограмма с построениями, необходимыми для градуировки спектрометра по энергиям и определения активности нуклидов в пробе (вычисление высоты и ширины пика).

роектная часть

В проектной части на примере прототипной установки необходимо провести разработку системы радиационно-технологического контроля.

При разработке данного раздела сначала рассматривается прототипная установка и её элементы (обзор достаточно большого числа судовых ЯЭУ проведён в учебном пособии «Судовые ядерные паропроизводящие установки» [15]). Следующим этапом является рассмотрение общей схемы организации радиационно-технологического контроля (для судовых ЯЭУ такая схема рассмотрена, например, в учебнике «Судовые ядерные энергетические установки» [8]). Далее необходимо, на основании рассмотренных схем, разработать схему радиационно-технологического контроля выбранной ЯЭУ – выбрать и обосновать расположение точек контроля различных технологических параметров. Порядок разработки подобных схем контроля рассматривается на практических занятиях по дисциплине.

На иллюстрационный плакат формата А1 по данному разделу выносится схема ЯЭУ с указанием её элементов, направления движения теплоносителя, точек контроля по различным параметрам.

ащита курсового проекта

Порядок проведения защиты определяется Положением «О курсовых проектах и работах» [13].

Защита курсового проекта производится на зачётной неделе, на кафедральной комиссии по графику, составленному руководителем курсового проекта с указанием фамилий защищающихся, времени и места проведения защит. В состав комиссии входят, как правило, руководитель курсового проекта и заведующий кафедрой. Не позднее трёх учебных дней до защиты курсовой проект в готовом виде необходимо предоставить для проверки и рецензирования руководителю. При проверке руководитель проекта оценивает соответствие проекта выданному заданию, качество исполнения графики, правильность выполнения расчётов и т.д. По результатам проверки руководитель выносит замечания, указывает на недочёты, указывает перечень вопросов, вынесенных на защиту. При защите следует ответить на заданные вопросы и отчитаться по вынесенным замечаниям.

Приём курсового проекта осуществляется только при наличии зачётной книжки, а также ведомости или направления, подписанных деканом или заместителем декана факультета. Курсовой проект аттестуется оценками «Отлично», «Хорошо», «Удовлетворительно» или «Неудовлетворительно». Студент, получивший при защите на кафедральной комиссии неудовлетворительную оценку, по представлению декана факультета отчисляется из Севмашвтуза за академическую неуспеваемость.

Повторная защита курсового проекта допускается в исключительных случаях только после выдачи руководителем нового задания.

Список рекомендованной литературы

1. Lund Nuclear Data WWW Service http://nucleardata.nuclear.lu.se/nucleardata/toi/

2. Алёшин В.С., Кузнецов Н.М., Саркисов А.А. Судовые ядерные реакторы. – Л.: Судостроение, 1968. – 492 с.

3. Герасимов В.В., Монахов А.С. Материалы ядерной техники. Учебное пособие для вузов. – М.: Атомиздат, 1973. – 336 с.

4. Глесстон С., Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов. Пер. с англ. – М.: Издательство иностранной литературы, 1954. – 460 с.

5. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. Изд. 3-е, перераб. и доп. Под ред. Е.Л. Столяровой. Учебник для вузов. – М.: Атомиздат, 1976. – 504 с.

6. Егоров Ю. А. Основы радиационной безопасности атомных электростанций: Учеб. пособие для вузов / Под общ. ред. Н. А. Доллежаля. – М.: Энергоиздат, 1982. – 272 с.

7. Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы: Учебник для вузов. – 3-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 2002. – 484 с.

8. Кузнецов В. А. Судовые ядерные энергетические установки: Учебник. – Л.: Судостроение, 1989. – 256 с.

9. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учебник для вузов. – 3-е изд., перераб. и доп. – М.: Высшая школа, 1978. – 360 с.

10. Маргулова Т.Х., Мартынова О.И. Водные режимы тепловых и атомных электростанций: Учебник для втузов. – М.: Высшая школа, 1981. –320 с.

11. Машкович В.П., Кудрявцева А.В., Матусевич Е.С. Защита от ионизирующих излучений: Справочник – 4-е изд., перераб. И доп. – М.: Энергоатомиздат, 1995. – 494 с.

12. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов: Учеб. пособие для вузов/Г. Г. Бартоломей, Г. А. Бать, В. Д. Байбаков, М. С. Алхутов; Под ред. Г. А. Батя. – М.: Энергоиздат, 1982. – 512 с.

13. Положение о курсовых проектах и работах. – Северодвинск: Севмашвтуз, 2003. – 5 с.

14. Сапожников Ю.А. Радиоактивность окружающей среды. Теория и практика / Ю.А. Сапожников, Р.А. Алиев, С.Н. Калмыков. – М.: БИНОМ. Лаборатория знаний, 2006. – 286 с.

15. Шаманов Н.П., Пейч Н.Н., Дядик А.Н. Судовые ядерные паропроизводящие установки: Учебник. – Л.: Судостроение, 1990. – 368 с.

Приложение 1. Титульный лист курсового проекта

Федеральное агентство по образованию

Филиал «Севмашвтуз» государственного образовательного учреждения
высшего профессионального образования «Санкт-Петербургский
государственный морской технический университет» в г. Северодвинске

Кафедра №9 IV факультет

Курсовой проект

по дисциплине «Радиационно-технологический контроль установок»

Тема: «Проектирование системы радиационно-технологического контроля ЯЭУ»

Студент: Иванов И.И.

Группа: 4506

Специальность: 140307 «Радиационная безопасность человека и окружающей среды»

Руководитель: Пестов И.В.

г. Северодвинск

Приложение 2. Пример задания на курсовое проектирование

Задание на курсовое проектирование

1. Произвести расчёт равновесного значения наведённой удельной активности радионуклида Fe⁵⁹ в теплоносителе I контура проектируемой реакторной установки.

2. Произвести оценочный расчёт удельной активности радионуклида I¹³¹ в теплоносителе I контура проектируемой реакторной установки при поступлении из поверхностного загрязнения оболочки твэлов.

3. Произвести оценочный расчёт удельной активности радионуклида I¹³¹ в теплоносителе I контура проектируемой реакторной установки при поступлении из-под оболочки твэла.

4. По спектрограмме провести градуировку спектрометра по энергии.

5. По пикам полного поглощения в спектрограмме определить радионуклид и его активность в пробе.

Исходные данные:

Прототипная установка: CNSG-IV;

Эффективность очистки теплоносителя: 0,95;

Масса U²³⁵ в поверхностном загрязнении: 5·10^-9 г/см²;

Скорость выхода продуктов деления из топлива под оболочку: 10^-7 с^-1;

Скорость выхода ПД из-под оболочки в теплоноситель: 8·10^-3 с^-1;