Выбор оптимальных методик контроля движения ядерных материалов на заводе по производству топлива

Введение 3
1 Описание ядерных материалов, находящихся на объекте и процессов, сопровождающих их перемещение и количественные изменения 4
2 Расчет концентраций ЯМ и РВ образующихся на объекте в течении года работы 9
3 Обзор методов разрушающего и неразрушающего контроля технологических процессов, включающих в себя ядерные материалы 12
3.1 Разрушающий метод анализа 12
3.1.1 Масс спектрометрия 13
3.1.2 Химический метод анализа 13
3.2 Неразрушающий анализ 14
3.2.1 Гамма спектрометрия 18
3.2.2 Метод нейтронных совпадений 19
4 Сравнительный технико-экономический анализ методов контроля с целью выбора оптимального технологического решения 21
Заключение 25
Список использованных источников 26

Весь текст будет доступен после покупки

Цель данной работы: анализ и выбор оптимальных методик контроля движения ядерных материалов на заводе по производству топлива.
Задачи:
– описание технологических процессов движения ядерных материалов на производстве;
– расчет концентраций ЯМ и РВ образующихся на объекте в течении года работы;
– методы разрушающего и неразрушающего анализа применимые для контроля ЯМ;
– сравнительный анализ доступных и перспективных методик анализа на заданном объекте.

Весь текст будет доступен после покупки

1 Описание ядерных материалов, находящихся на объекте и процессов, сопровождающих их перемещение и количественные изменения

Завод по производству топлива осуществляет выпуск ядерного топлива для энергетических и исследовательских реакторов. Примером является Новосибирский завод химконцентратов (НЗХК) – одно из предприятий Корпорации «ТВЭЛ». Предприятия Корпорации «ТВЭЛ» изготавливают ядерное топливо для энергетических водо-водяных реакторов (ВВЭР 1000, ВВЭР-440, PWR, BWR), урано-графитовых реакторов (РБМК 1000, РБМК-1500, ЭГП-6) и исследовательский реакторов. Поэтому в работе были выбраны следующие типы реакторов: ВВЭР-1000, РБМК-1000, ИР 100.
Процесс производства ядерного топлива (фибрикация).
Процесс фабрикации топлива на предприятиях проходит четыре этапа:
1) производство UF6;
2) преобразование UF6 или UO3 в UO2;
3) производство из UO2 порошка и затем таблеток;
4) производство ТВЭЛов и ТВС.
Фабрикация топлива – это процесс создания топливных сборок для ядерных реакторов, при котором из обогащенного гексафторида урана создается диоксид урана (UO2) и фабрикуется в форме таблеток. Чаще всего урановые таблетки загружаются в трубки из циркониевого сплава или нержавеющей стали, формируя, таким образом, топливные элементы и тепловыделяющие сборки, которые используются в активной зоне атомных реакторов. После получения UO2 концентрат (или порошок) должен пройти еще несколько процедур, прежде чем он может быть переработан в топливные таблетки. Они включают в себя гомогенизацию, т.е. UO2 перемешивается для обеспечения окончательной однородности структуры гранул. К смеси могут быть добавлены другие компоненты топлива, например, выгорающие поглотители (ВП). И, наконец, происходит грануляция, во время которой порошок прессуется и пропускается через сито для получения желаемых размеров частиц и требуемых характеристик.

Весь текст будет доступен после покупки

1. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. М.И. Абрамов, В.И. В.И. Авдеев, Е.О. Адамов и др. Под общей редакцией Ю.М. Черкашова. – М: ГУП НИКИЭТ, 2006 – С. 632.
2. Групповые константы для расчёта ядерных реакторов / Л. П. Абагян, Н. О. Базазянц, И. И. Бондаренко, М. Н. – М. Николаев, Атомиздат, 1964 – С. 137.
3. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах: Учебное пособие / В. И. Бойко, Ф. П. Кошелев, И. В. Шаманин, Г. Н. Колпаков– Томск: Томский политехнический университет, 2015 – С. 192.

Весь текст будет доступен после покупки