Обоснование использования отработавших европийсодержащих пэлов реактора СМ в качестве промышленного источника гамма-излучения

Обоснование использования отработавших европийсодержащих пэлов реактора СМ в качестве промышленного источника гамма-излучения

Автор: Дорофеев, Александр Николаевич

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2003

Место защиты: Димитровград

Количество страниц: 98 с. ил.

Артикул: 2621194

Автор: Дорофеев, Александр Николаевич

Стоимость: 250 руб.

Обоснование использования отработавших европийсодержащих пэлов реактора СМ в качестве промышленного источника гамма-излучения  Обоснование использования отработавших европийсодержащих пэлов реактора СМ в качестве промышленного источника гамма-излучения 

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. ОБЗОР МЕТОДИК, ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ РАСЧЕТА УСЛОВИЙ ОБЛУЧЕНИЯ ОР, ПРИМЕНЕНИЯ ИСТОЧНИКОВ ГАММАИЗЛУЧЕНИЯ.
1.1. Обзор методик и программных средств расчета условий облучения иэлов ОР.
1.2. Применение источников гаммаизлучения.
ГЛАВА. 2. МОДЕЛИРОВАНИЕ УСЛОВИЙ ОБЛУЧЕНИЯ ПЭЛОВ КО И ЦКО РЕАКТОРА СМ
2.1. Конструкция и режим эксплуатации КО реактора СМ.
2.2. Расчетная методика моделирования условий облучения пэлов КО.
2.3. Описание конструкции и режима эксплуатации ЦКО реактора СМ
2.4. Описание расчетной методики моделирования условий облучения пэлов ЦКО.
2.5. Методика расчета мощности поглощенной дозы гаммаизлучения от пэлов КО и ЦКО. .
2.6. Результаты расчетных исследований.
Выводы по второй главе.
ГЛАВА 3. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ПЭЛОВ ОР РЕАКТОРА СМ
3.1. Методика и результаты гаммаспектрометрии пэлов КО и ЦКО
3.2. Методика и результаты эмиссионной гамматомографии поглощающего элемента компенсирующего органа реактора СМ.
3.3. Экспериментальное определение мощности поглощенной дозы гаммаизлучения от пэлов КО и ЦКО.
3.4. Результаты расчетов в сравнении с экспериментальными данными
3.4.1. Распределение изотопов европия в объеме пэлов КО и ЦКО
3.4.2. Мощность поглощенной дозы гаммаизлучения от пэлов КО и ЦКО.
Выводы по третьей главе
ГЛАВА 4. РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ЕВРОПИЙСОДЕРЖАЩИХ ПЭЛОВ ОР РЕАКТОРА СМ В ГАММАИСТОЧНИКАХ
4.1. Изотопы европия Еи2, Еи4 как материал для источника гаммаизлучения.
4.2. Обоснование схемы конструкции источников гаммаизлучения на основе отработавших пэлов реактора СМ.
4.3. Возможности использования европиевых пэлов реактора БН0 в гаммаисточниках.
Выводы по четвертой главе
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ


Одной из разновидностей радиоактивных отходов, образующихся в процессе эксплуатации реакторов различного типа, являются поглощающие элементы на основе композиций европия отработавших ОР. Высокая активность облученных материалов на основе европия может быть использована при создании источников гамма-излучения промышленного назначения. Впервые эта идея была сформулирована сотрудниками НИИЛР Е. П. Клочковым и В. Д. Рисованым в начале -х годов [5,6,7]. В настоящий момент следует отметить рост применения гамма-источников во многих сферах деятельности человека. В период -гг общемировое производство радионуклида Со- возросло почти в раз и в г. Ки. НИИАР и др. Россия, АМЕРШАМ-Англия, NORDION-Канада), сталкиваются с острым дефицитом источников гамма-излучения. Некоторые отечественные и зарубежные специалисты считают, что этот дефицит составляет около млн. Ки, что сравнимо с обще-годовым производством источников гамма-излучения всеми фирмами в мире [8]. В этой связи представляется привлекательным использовать радиоактивные отходы атомных реакторов для производства источников гамма-излучения. При создании источников гамма-излучения на основе отработавших в реакторе св-ропийсодержащих материалов необходимо знать их радиационные характеристики, определяющей из которых является изотопный состав, зависящий от условий облучения в реакторах. Для этого необходимо разработать расчетные методики моделирования условий облучения пэлов на основе европия в процессе длительной эксплуатации в реакторах и выдержки в хранилищах. Таким образом, исследование радиационных характеристик пэлов органов регулирования на основе композиций европия выступает как важнейший этап в обосновании возможности или утилизации их путем создания экономичных источников гамма-излучения, или для обоснования условий их длительного хранения. Отсюда следует актуальность настоящей работы, в которой представлена соответствующая расчетная методика применительно к европийсодержащим пэлам ОР (КО, ЦКО) исследовательского реактора СМ. Целью настоящей работы является определение радиационных характеристик пэлов отработавших ОР реактора СМ на основе оксида европия и обоснование возможности их использования в качестве промышленных источников гамма-излучения. ОР реактора СМ на основе комплекса программ MCU-RR и реализованного в нем метода АЛИҐР. Еи-2, Еи-4, радиационные характеристики которых укладываются в диапазон радиационных характеристик промышленных источников гамма-излучения. ОР реактора СМ являются важнейшей информацией для определения путей утилизации такого типа радиоактивных отходов и для обоснования условий их длительного хранения. ОР реактора СМ. Харьков. Автором разработана методика моделирования условий облучения пэлов ОР реактора СМ. При непосредственном участии автора выполнены расчетные исследования пространственных распределений изотопов европия в пэлах отработавших ОР реактора СМ в процессе длительного облучения. Автором проведены измерения и расчеты мощности поглощенной дозы гамма-излучения от облученных пэлов, которые были использованы при конструировании источника гамма-излучения. Автором предложены схемы источника гамма-излучения на основе накопившихся радиоактивных изотопов европия в пэлах отработавших ОР реактора СМ. Автором определено местоположение и физическое состояние отработавших ОР реактора СМ. ОР реактора СМ. Публикации. По теме диссертации опубликовано 4 работы (три публикации в сборниках трудов конференций и семинаров, статья в журнале "Атомная энергия"). Апробация работы. Основные положения и результаты работы докладывались на отраслевом семинаре "Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов" ("Нейтрон и ка- ", г. Обнинск), на XII международной научно-технической конференции ЯО России "Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии", г. Димитровград, г. ГНЦ РФ НИИАР, г. С.-Петербург, г. Берлин, гЛондон. Диссертация состоит из введения, 4 глав и заключения. Объем диссертации составляет страниц, содержит рисунков и таблиц. Список литерату ры из наименований.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.200, запросов: 237