Активности источника

Повышенная коррозионная активность теплоносителя определяется обычно значительной концентрацией водородных ионов, зависящей, в свою очередь, от температуры. Так, при 250 °С концентрация ионов водорода в чистой воде в 23,7 раза больше, чем при 25 °С. В отсутствие кислорода и при температуре менее 200 °С коррозия протекает с водородной деполяризацией без образования устойчивых защитных пленок.

Собственная активность теплоносителя

9.3. АКТИВНОСТЬ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ. ПЕРЕНОС АКТИВНОСТИ ПО КОНТУРУ

В связи с этим активность теплоносителя рассматривается как ориентир, по которому можно судить о скорости образования активности и об уровнях радиоактивной загрязненности станции именно с этих позиций. Ниже рассматриваются данные, полученные на кипящих реакторах и реакторах с водой под давлением.

Активность теплоносителя в АЭС с водоохлаждаемым реактором является наиболее доступным для анализа компонентом активности. Однако на процессы взятия проб и измерения их активности накладываются многие существенные ограничения. Представляют интерес химические и радиохимические данные для взвешенных частиц различных размеров, коллоидов и растворенных примесей при рабочей температуре. На практике пробу теплоносителя приходится охлаждать и весьма произвольно подразделять на фильтрующийся и нефильтрующийся компоненты, подвергая- их затем радиохимическому анализу. За редким исключением, химический анализ компонентов провести не удается из-за низкой концентрации растворов и ограничений аналитических методик. На одном и том же фильтре в зависимости от способа его использования (постоянно на про-боотборной линии или при поочередной фильтрации отобранных проб) были получены различные данные о дисперсном составе примеси. Этот результат не является необычным для контуров с низким содержанием взвешенных частиц и относительно большим содержанием растворенного железа. Велтон [25] определил, что удельная активность фильтрата (шлама) меньше, чем активность средней полной пробы на реакторах с водой под давлением. Он также обнаружил, что удельная активность частиц, осевших при фильтрации таких проб на грубом фильтре, меньше удельной активности всех частиц, осевших на тонком фильтре.

9.3.3. Перенос активности по контуру происходит настолько интенсивно, что он не является фактором, ограничивающим радиоактивную загрязненность АЭС или выведение активности системой очистки. Это хорошо видно при сравнении числа радиоактивных атомов, переносимых теплоносителем по контуру в минуту, с числом атомов, выводимых системой очистки либо распадающихся во всем контуре. Поскольку расход теплоносителя на очистку не превышает 10~3 расхода реакторной воды, максимальное изменение активности по контуру должно быть такого же порядка, т. е. ничтожно малым. Аналогичный расчет можно выполнить при оценке роли радиоактивного распада. Для второй кампании АЭС Шиппингпорт примем расход теплоносителя 4-Ю5 кг/мин, активность теплоносителя (см. табл. 9.9) при времени работы 10308 эфф. ч и активность 60Со в контуре АЭС 100 кюри. Тогда отношение скорости распада ядер к скорости переноса нефильтрующейся и фильтрующейся активностей равно 1,5-10~3 и 7,9 • 10~3 соответственно. Таким образом, активация в каком-либо месте не будет ограничиваться переносом активности. В табл, 9.13 приведено отношение нефильт-

9.3. Активность теплоносителя. Перенос активности по контуру 302

Важнейшей характерной особенностью ЯЭУ является радиоактивность теплоносителя, перекачиваемого через реактор. В общем случае радиоактивность теплоносителя обусловлена наведенной активностью самого теплоносителя, активностью продуктов коррозии, загрязняющих теплоноситель, и радиоактивными продуктами деления, которые могут попасть в теплоноситель при нарушении герметичности части тепловыделяющих элементов. Для разных теплоносителей соотношение указанных выше источников активности существенно различно. Физические характеристики реактора (плотность потока нейтронов, энергетический спектр нейтронов), параметры контура циркуляции, обусловленные схемными, и конструкционными решениями (период циркуляции теплоносителя, время облучения и т. п.), используемые конструкционные материалы также влияют на долю их вкладов в активность теплоносителя источников различной природы. Для иллюстрации в табл. 1.1 приведены данные по активности теплоносителя для. различных реакторов.

Теплоноситель Реактор Общая активность, Ки/л Источник, определяющий активность теплоносителя

В количественном отношении большую долю радиоактивных загрязнений в контуре быстрого реактора в процессе нормальной эксплуатации составляют продукты коррозии конструкционных материалов. Все оборудование контура и коммуникации предполагается выполнить из нержавеющих сталей, совместимых с теплоносителем. Как показывают расчеты, активность теплоносителя, обусловленная продуктами коррозии конструкционных материалов реактора на быстрых нейтронах, определяется теми же изотопами, что и реакторов других типов. Вклад же различных изотопов в полную активность теплоносителя N2O4 целиком зависит от характера нейтронного спектра. В связи с этим качественно картину радиоактив-

Таким образом, использование реакторов с органическим замедлителем и теплоносителем обеспечивает преимущества водородного замедлителя и в то же время избавляет от многих недостатков, связанных с использованием воды. Низкое давление в системе, стандартное оборудование и конструкционные материалы, а также менее жесткие требования к защите снижают стоимость капиталовложений в энергетические установки с органическим замедлителем и теплоносителем. Низкое давление в первом контуре, очень низкая активность теплоносителя и совершенно слабое взаимодействие теплоносителя с ураном свидетельствуют о безопасности эксплуатации такой установки. Конструкции, рассчитанные на низкое давление, а также более легкая защита уменьшают общий вес

АКТИВНОСТЬ ИСТОЧНИКА — 1) А. и. р а д и о-активного излучения — отношение общего числа распадов радиоактивных ядер нуклида в источнике ко времени. Единица А. и.— с~' [в Междунар. системе единиц (СИ)] или расп./с. Внесистемная ед.— кюри (Ки); 1 Ки = 3,7-1010C"'. 2) А. и. удельная — отношение активности источника к его массе, объёму или кол-ву вещества. Единицы уд. А. и. в СИ: с~''КГ~', с-'-м-* и (с-моль)-'. Внесистемные единицы: Ки/г, Ки/моль и Ки/см". 3) А. и. нейтронов — отношение общего числа нейтронов, испускаемых источником, ко времени.

ЯДЕРНАЯ БАТАРЕЯ — источник электрич. тока, в к-ром энергия, выделяющаяся при радиоактивном распаде, непосредственно преобразуется в электрическую. Простейшая Я. 6. состоит из источника радиоактивного излучения и отделённого от него диэлектрич. плёнкой коллектора (собирателя). При распаде источник испускает р-лучи, вследствие чего он заряжается положительно, а коллектор —• отрицательно, и между ними возникает разность потенциалов. При активности источника из в°3гв 1 Ки мощность Я. б. ок. 200 мкВт, рабочее напряжение до 20 кВ, срок службы до 25 лет.

быстродействия; поэтому постоянную времени измерения выбирают достаточно большой, что позволяет снизить активность источника. При точечных измерениях постоянная времени не имеет оптимального значения и обратно пропорциональна активности источника,

Экспозицию в радиографии для непрерывного рентгеновского излучения измеряют произведением силы тока рентгеновской трубки на время просвечивания; для импульсного рентгеновского излучения — временем просвечивания; для гамма-излучения — произведением активности источника на время просвечивания [П].

Экспозиция выбирается по соответствующим номограммам (рис. 3.2) или опытным путем и зависит: от толщины контролируемого изделия, энергии излучения, фокусного расстояния, типа пленки и экрана, тока рентгеновской трубки или активности источника излучения. Экспозицию подбирают так, чтобы оптическая плотность почернения снимка (контролируемого участка шва, околошовной зоны и эталона чувствительности) составляла не менее 1,5; при этом энергия излучения должна находиться в пределах оптимального диапазона. Экспозиция может определяться просвечиванием образца, выполненного в виде клина, в диапазоне необходимых толщин, с учетом оптимального времени просвечивания и последующим фотометрированием. Для определения экспозиции делают несколько снимков образца в необходимом интервале времени просвечивания, используя выбранные источник и преобразователь излучения; затем производится фотометрирование (определение плотности почернения изображения ступенек на пленке). После этого на снимке находят участки с одинаковой оптимальной плотностью почернения, определяют толщину металла и строят номограмму для определения времени просвечивания.

Увеличение числа каналов регистрации выдвигает некоторые дополнительные трудности при разработке радиометрических дефектоскопов. Должна быть значительно повышена надежность работы каналов регистрации. Использование сцин-тилляционных детекторов обусловливает очень громоздкое выполнение блока приемников излучения. Трудности, связанные с юстировкой осей всех приемников излучения на источник, значительно возрастают. Поэтому ставится вопрос о разработке мозаики малогабаритных детекторов, каждый из которых имеет самостоятельный выход в цепи обработки сигнала [58J. Представляет интерес использование в такой мозаике полупроводниковых детекторов излучения. Кроме значительного сокращения габаритов применение этих детекторов значительно упростило бы вопрос, связанный с источниками питания для многоканальных систем. Препятствием на пути распространения полупроводниковых детекторов в радиометрической дефектоскопии является большой разброс их параметров даже в одной партии. Для работы в мозаике требуется их почти полная идентичность, сохраняющаяся в течение длительного времени и в широком диапазоне климатических воздействий. Если бы этот вопрос удалось решить, то в целом применение полупроводниковых детекторов было бы предпочтительным, несмотря на то что эффективность регистрации •у-язлучения низка и поэтому требуется увеличение активности источника излучения.

43. Покровский А. В., Рипп А. Г. О выборе энергии и активности источника при радиометрическом методе изотопной дефектоскопии. — «Дефектоскопия», 1971, № 2, с. 108—111.

Годовые затраты по источнику излучения при необходимости их отдельного исчисления могут быть определены по этой же формуле. При этом Цс выразит первоначальную стоимость источника, К — затраты на восстановление активности источника, Ос — остаточную стоимость источника, В — срок службы источника в годах.

Фиг. 38. Общий вид цеховой установки для проведения исследования износа' по уменьшению активности источника.

Экономическая эффективность применения автоматизированных устройств. Исследования, опубликованные авторами в работе «Эффективность радиоактивных методов контроля» (Маш-гиз, 1960 г.) позволяют сделать выводы об экономической эффективности использования изотопов в гамма-дефектоскопии. В частности, на фиг. 53 показано сравнение затрат на просвечивание с помощью различных источников излучения, при постоянном фокусном расстоянии в зависимости от условий производства (удаленность цехов, конфигурация деталей и т. п.). Из этого сравнения видно, что в среднем затраты на просвечивание деталей толщиной до 100 мм колеблются в пределах 0,1 — 0,5 руб. и снижаются с уменьшением толщины деталей и увеличением активности источника.

Влияние активности источника на производительность. На заводахч гамма-язлучатели, и особенно кобальт-60, используются самое различное время.