В работе проводится анализ протечки радионуклида азота16 N7, возникающего в 1-ом контуре реактора КЛТ-40, который используется на объектах морского транспорта различного назначения, через парогенератор ядерного реактора во второй контур, в который поступает вода под давлением Pв, с температурой Тв >> 100 °C. Радиоактивный азот распространяется в паровой фазе и по спиральному паропроводу выходит на турбину под высоким давлением Pп, создавая неблагоприятные, с точки зрения радиационной безопасности, условия. Содержание указанного радионуклида в паре можно обнаружить и оценить методами g-спектрометрии и дозиметрии, измеряя объёмную g-активности пара и мощность дозы g-излучения, при выходе пара на турбину. Анализ наблюдаемого эффекта протечки осуществлялся на основе использования несложной физико-математической модели, учитывающей перенос водной, паровой сред и перенос радиоактивного азота в паровой фазе, что позволило указать причину и определить область протечки на спиральном паропроводе, которая определялась из условия равенства давлений пара и воды в паропроводе. В работе указываются основные области конструкции парогенератора, позволяющие провести измерения радиационных характеристик, и необходимое приборное оборудование, учитывающее в своих показаниях физические особенности сред, в которых будет работать это оборудование.
The paper analyzes the leakage of the16 N7 nitrogen radionuclide which occurs in the 1st loop of the KLT-40 reactor which is used at marine transport facilities for various purposes through the steam generator of the nuclear reactor into the second loop into which water is supplied under pressure Pв with a temperature Тв >> 100 °C. Radioactive nitrogen spreads in the vapor phase and goes through a spiral steam line to the turbine under high pressure Pп, creating unfavorable conditions from the point of view of radiation safety. The content of the specified radionuclide in steam can be detected and evaluated by g--spectrometry and dosimetry methods, by measuring the volumetric g-activity of steam and the dose rate of g--radiation when the steam enters the turbine. The analysis of the observed leakage effect was carried out on the basis of using a simple physical and mathematical model that takes into account the transfer of water, vapor media and the transfer of radioactive nitrogen in the vapor phase, which made it possible to indicate the cause and determine the area of leakage on the spiral steam pipeline, which was determined from the condition of vapor equality and water pressures in steam line. The paper specifies the main areas of the steam generator design allowing measurements of radiation characteristics and the necessary instrumental equipment taking into account the physical characteristics of the environments in which this equipment will operate in its readings.
The authors declare that there are no conflicts of interest present.