Радиометрические измерения параметров нейтронного поля экспериментального устройства реактора ИРТ-Т
При проведении исследований и экспериментальных работ в полях нейтронного и/или смешанного излучения присутствует необходимость численного измерения и анализа параметров полей для обеспечения соответствующих безопасных условий работ и достоверности полученных результатов. В настоящей работе представлены результаты радиометрических измерений и прецизионных расчетов параметров нейтронного поля в экспериментальном устройстве реактора ИРТ-Т.
Введение …………………………………………………………………………………………………………. 12
1. Общие сведения ………………………………………………………………………………………… 14
1.1 Исследовательский реактор ИРТ-Т…………………………………………………………….. 14
1.2 Экспериментальные оборудования и устройства ………………………………………… 16
1.3 Расчетное обеспечение проведения исследования ………………………………………. 17
2. Практическая часть ……………………………………………………………………………………. 19
2.1 Дозиметрия нейтронных полей ………………………………………………………………….. 19
2.2 Методика измерения нейтронного потока ………………………………………………….. 21
2.3 Экспериментальное определение плотности потока …………………………………… 25
2.4 Установка нового экспериментального устройства …………………………………….. 30
2.5 Определение места размещения экспериментального канала большого
диаметра …………………………………………………………………………………………………………. 31
2.6 Оценка влияния размещения канала на загрузку ионизационной камеры ……. 36
2.7 Определение плотности потока в ВЭК-200 ………………………………………………… 37
2.8 Результаты измерения ……………………………………………………………………………….. 40
2.9 Определение плотности потока тепловых нейтронов …………………………………. 44
2.10 Определение средней плотности потока по объему ………………………………. 46
3. Результаты исследования и их обсуждение ………………………………………………… 49
4. Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение ……. 51
4.1 Потенциальные потребители результатов исследования …………………………….. 51
4.2 Анализ конкурентных технических решений ……………………………………………… 52
4.3 SWOT-анализ…………………………………………………………………………………………….. 54
4.4 Планирование научно-исследовательской работы ………………………………………. 55
4.4.1 Структура работ …………………………………………………………………………………… 55
4.4.2 Продолжительность этапов работ…………………………………………………………. 56
4.5 Бюджет научно-технического исследования ………………………………………………. 60
4.5.1 Расчет затрат на материалы ………………………………………………………………….. 60
4.5.2 Расчет заработной платы ……………………………………………………………………… 61
4.5.3 Расчет затрат на социальный налог ………………………………………………………. 62
4.5.4 Расчёт амортизационных отчислений …………………………………………………… 62
4.5.5 Расчет прочих расходов ……………………………………………………………………….. 63
4.5.6 Расчет общей себестоимости разработки ……………………………………………… 64
4.6 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной,
социальной и экономической эффективности исследования …………………………….. 64
4.7 Выводы по разделу ……………………………………………………………………………………. 66
5. Социальная ответственность ……………………………………………………………………… 67
5.1 Организационные мероприятия …………………………………………………………………. 67
5.2 Повышенный уровень электромагнитного излучения …………………………………. 68
5.3 Освещенность рабочей зоны………………………………………………………………………. 70
5.4 Шум и вибрация ………………………………………………………………………………………… 71
5.5 Отклонения показателей микроклимата……………………………………………………… 72
5.6 Психофизиологические факторы ……………………………………………………………….. 74
5.7 Электробезопасность …………………………………………………………………………………. 75
5.8 Пожарная и взрывная безопасность ……………………………………………………………. 77
5.9 Радиационная безопасность ……………………………………………………………………….. 79
5.10 Вредные вещества ……………………………………………………………………………….. 83
5.11 Аварийные и чрезвычайные ситуации на предприятии …………………………. 84
5.12 Выводы по разделу ………………………………………………………………………………. 89
Список использованных источников ……………………………………………………………….. 90
Обозначения и сокращения
MCU – Monte Carlo Universal
MCU-PTR – Monte Carlo Universal Pool-Type Reactor
ВЭК – Вертикальный экспериментальный канал
ГЭК – Горизонтальный экспериментальный канал
МАГАТЭ – Международное агентство по атомной энергии
НРБ – Нормы радиационной безопасности
СУЗ – Стержни управления и защиты
ТВС – Тепловыделяющая сборка
МЗА — суммарная минимально значимая активность
МЗУА — минимально значимая удельная активность
ПДУА — предельно допустимая удельная активность
Исследовательские реакторы используются для многочисленных
исследований в различных областях науки и техники. Они позволяют получать
потоки нейтронов для использования в промышленности, медицине, сельском
хозяйстве и криминалистике.
Исследовательские реактора можно разделить на следующие категории:
– реакторы для физических исследований;
– реакторы для производства изотопов;
– материаловедческие реакторы;
– реакторы для инженерных испытаний.
Реактор ИРТ-Т классифицируется по первому категории, то есть для
физических исследований.
При проведении исследований мишени и детекторы располагаются вне
биологической защиты реактора на пути пучков нейтронов и γ-излучения. Эти
пучки формируются каналами (горизонтальными и вертикальными),
проходящими через защиту и отражатель в различных направлениях и
оборудованными шиберами для выключения потока при работе реактора. В
некоторых случаях мишень помещают внутрь реактора в область с
максимальным потоком нейтронов. Реакторы подобного тип также называют
пучковыми.
Развитие атомной энергетики требует детального изучения поведения
различных материалов в полях нейтронного и γ- излучения. Сложность
процессов, происходящих при облучении, требует проведения всесторонних
испытаний в исследовательских реакторах. При испытаниях воспроизводятся
тепловые нагрузки, помимо этого необходимо также учитывать характер
изменения механических свойств.
Целью данной работы является проведение – радиометрических
измерений параметров нейтронного поля экспериментальных устройства
реактора ИРТ-Т.
Хочешь уникальную работу?
Больше 3 000 экспертов уже готовы начать работу над твоим проектом!
4.7 (18 отзывов)
4.8 (373 отзыва)
4.9 (522 отзыва)
4.7 (46 отзывов)
5 (188 отзывов)
4.4 (93 отзыва)
5 (18 отзывов)
0 (13 отзывов)
5 (44 отзыва)
