МЕТОД ОЦЕНКИ ПРОТЕЧКИ РАДИОАКТИВНОГО АЗОТА 16N7 В ПАРОГЕНЕРАТОРАХ, ИСПОЛЬЗУЕМЫХ НА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ ТИПА КЛТ-40
https://doi.org/10.26583/GNS-2019-03-01
EDN: SNGBNC
Аннотация
В работе рассматривается протечка радионуклида азота 16N7 (Т½ = 7,11 с, Eγ,max = 6,134 MэВ, νγ,max = 69%), возникающего в 1-ом контуре реактора КЛТ-40, используемого на ледоколах и плавучих энергоблоках (ПЭБ-ах), через парогенератор во второй контур, в который поступает вода под давлением Pв, с температурой Тв, нагревается с образованием радиоактивного пара, выход которого осуществляется через спиральный паропровод парогенератора под высоким давлением Pп. содержание указанного радионуклида в паре можно обнаружить и оценить путём применения методов спектрометрии γ-излучения, измерения объёмной γ-активности пара, измерения мощности дозы γ-излучения пара и применением расчётной модели, использующей несложный математический аппарат, позволяющий определить область протечки. В работе указываются основные области в конструкции парогенератора, на которых могут быть осуществлены измерения радиационных характеристик и методы их оценки.
Об авторах
А. П. Елохин
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»
Россия
Россия
С. Н. Федорченко
Акционерное общество «Специализированный научно-исследовательский институт приборостроения»
Россия
Россия
Список литературы
1. Деев, В. И. Основы расчета судовых ЯЭУ / В. И. Деев, Н. В. Щукин, А. Л. Черезов ; под общей редакцией профессора В. И. Деева. – Москва : НИЯУ МИФИ, 2012. – 256 с.
2. Никитин, А. Плавучие атомные станции / А. Никитин, Л. Андреев. – Доклад объединения Bellona, 2011. – Санкт-Петербург : Сезам-принт, 2011. – 48 с.
3. Воробьёв, И. Н. Экспериментальные исследования по определению значений скорости испарения и кипения / И. Н. Воробьёв, А. А. Хащенко // Молодёжный и научный форум: Естественные и медицинские науки: электронный сборник статей по материалам II Международной студенческой научно-практической конференции № 2 (2). Научный форум. – URL : https://nauchforum.ru/archive/mnf_nature/2.pdf (дата обращения: 16.01.2019).
4. Лойцянский, Л. Г. Механика жидкости и газа / Л. Г. Лойцянский. – Москва : Наука, 1987. –824 с.
5. Сарданашвили, С. А. Расчётные методы и алгоритмы (трубопроводный транспорт газа) /С. А. Сарданашвили. – Москва : Нефть и газ, 2005. – 577 с.
6. Кириллин, В. А. Техническая термодинамика / В. А. Кириллин, В. В. Сычев, А. Е. Шейндлин. – Москва : Издательский дом МЭИ, 2017. – 496 с.
7. Елохин, А. П. Методы и средства систем радиационного контроля окружающей среды /А. П. Елохин; монография. – Москва : НИЯУ МИФИ, 2014. – 520 с.
8. White, F. Fluid Mechanics. Moscow : 4th ed. McGraw Hill. https://www.academia.edu/17983721/FLUID_MECHANICS_4th_Ed._Frank_M._White_-_University_of_Rode_Island.
9. Lange’s Handbook of Chemistry. 10th ed. 1524 p. McGraw-Hill Book Company. New York.
10. Бронштейн, И. Н. Справочник по математике / И. Н. Бронштейн, К. А. Семендяев. – Москва : Наука, 1980. – 976 с.
11. Брычков, Ю. А. Таблицы неопределённых интегралов / Ю. А. Брычков, О. И. Маричев, А. П. Прудников. – Москва : Наука, 1986. – 192 с.
12. Прудников, А. П. Интегралы и ряды / А. П. Прудников, Ю. А. Брычков, О. И. Маричев. – Москва : Наука. – 1981. – 800 с.
13. Справочник по специальным функциям / под редакцией М. Абрамовица и И. Стигана. – Москва : Наука, 1979. – 832 с.
14. Елохин, А. П. Метод оценки последствий радиационных аварий в помещениях реакторного блока на АЭС с реактором ВВЭР-1000 / А. П. Елохин, А. Н. Хмылев, М. В. Жилина // Атомная энергия. – 2007. – Т. 102, Вып. 4. – С. 254-262.
15. Власик, К. В. / Автоматизированная система на основе ксеноновых гамма-спектрометров для контроля газообразных радиоактивных выбросов ядерного реактора / Власик К.В. [и др.] // Ядерные измерительно-информационные технологии. – 2004. – № 2 (10). – С. 45-53.
16. Елохин, А. П. Автоматизированные системы контроля радиационной обстановки окружающей среды / А. П. Елохин. – Москва : Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2012. – 316 с.
17. Елохин, А. П. метод экспресс-оценки средней энергии спектра g-излучения радионуклидов в условиях радиационных аварий в помещениях спецкорпуса АЭС / А. П. Елохин, А. И. Ксенофонтов, Исса Алалем, С. Н. Федорченко // Глобальная ядерная безопасность. – 2018. – № 2 (27). – С. 7-15.
Рецензия
Для цитирования:
Елохин А.П., Федорченко С.Н. МЕТОД ОЦЕНКИ ПРОТЕЧКИ РАДИОАКТИВНОГО АЗОТА 16N7 В ПАРОГЕНЕРАТОРАХ, ИСПОЛЬЗУЕМЫХ НА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ ТИПА КЛТ-40. Глобальная ядерная безопасность. 2019;(3):7-23. https://doi.org/10.26583/GNS-2019-03-01. EDN: SNGBNC
For citation:
Elokhin A.P., Fedorchenko S.N. THE METHOD OF ASSESSMENT OF RADIOACTIVE NITROGEN 16N LEAKS IN STEAM GENERATORS USED AT NUCLEAR REACTORS OF KLT-40 TYPE. Global Nuclear Safety. 2019;(3):7-23. (In Russ.) https://doi.org/10.26583/GNS-2019-03-01. EDN: SNGBNC
Просмотров:
58
JATS XML
Послать статью по эл. почте 