МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ» С.В. Беденко, И.В. Шаманин ОСНОВЫ УЧЁТА И КОНТРОЛЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ В ПРОИЗВОДСТВЕ Рекомендовано в качестве учебного пособия Редакционно-издательским советом Томского политехнического университета Издательство Томского политехнического университета 2011 УДК 621.039 Б38 Беденко С.В. <...> Рассматривается контроль нейтроннофизических параметров в системах хранения и транспортировки облученного топлива. <...> Неразрушающий анализ в учѐте и контроле ядерных материалов . <...> Контроль качества измерений в системе учѐта и контроля . <...> РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ НА СТАДИЯХ ЯТЦ И ОПАСНОСТЬ ИХ РАСПРОСТРАНЕНИЯ . <...> ЗАДАЧИ УЧЁТА И КОНТРОЛЯ НА СТАДИЯХ ЯТЦ . <...> Ядерная и радиационная безопасность систем хранения ядерных материалов . <...> Основные проблемы ядерной безопасности хранилищ ОЯТ . <...> Методы расчета эффективного коэффициента размножения в хранилищах ОЯТ . <...> Нейтронно-физические параметры систем долговременного «сухого» хранения ОЯТ . <...> Обращение с большим количеством ядерных материалов требует строгой системы учѐта и контроля их накопления, хранения, перемещения и иного использования. <...> Рассматривается назначение систем учѐта, контроля и физической защиты. <...> В пособии перечисляются подлежащие контролю ядерные материалы, обсуждаются их ядернофизические и химические свойства, изложены правила категорирования ядерных материалов. <...> РОЛЬ СИСТЕМ УЧЁТА И КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ Безопасность с точки зрения общества – это в первую очередь, проблема, как обеспечить только мирное использование ядерных материалов (ЯМ). <...> Под ядерными материалами подразумеваются материалы, содержащие делящиеся вещества, или материалы способные их воспроизвести. <...> Культурой людей, работающих с ядерными <...>
Основы_учета_и_контроля_делящихся_материалов_в_производстве_[Электронный_ресурс].pdf
УДК 621.039
Б38
Беденко С.В.
Б38
Основы учёта и контроля делящихся материалов в производстве:
учебное пособие / С.В. Беденко, И.В. Шаманин; Томский политехнический
университет. – Томск: Изд-во Томского политехнического
университета, 2011. – 91 с.
В пособии даются общие представления о системах и мерах, которые
используются для обеспечения сохранности делящихся материалов в производстве.
Рассматривается назначение систем учёта, контроля и физической
защиты ядерных материалов. Рассматривается контроль нейтроннофизических
параметров в системах хранения и транспортировки облученного
топлива. Особое внимание уделено ядерной и радиационной безопасности систем
хранения облученного ядерного топлива.
Предназначено для студентов и магистров, обучающихся в ФТИ.
УДК 621.039
Рецензенты
Кандидат технических наук, начальник отдела радиационной
безопасности ФГУП «Горно-химический комбинат»
В.В. Мартынов
Кандидат физико-математических наук
начальник отдела оценки, развития и адаптации персонала
(учебно-производственного центра) ОАО СХК
Ю.А. Артельный
© ФГБОУ ВПО НИ ТПУ, 2011
© Беденко С.В., Шаманин И.В., 2011
© Обложка. Издательство Томского
политехнического университета, 2011
Стр.2
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ ..................................................................................................... 7
1. РОЛЬ СИСТЕМ УЧЁТА И КОНТРОЛЯ
ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ .................................................................... 8
1.1. Элементы учѐта, контроля и физической защиты ядерных
материалов .......................................................................................... 9
1.2. Учѐт ядерных материалов ............................................................... 10
1.3. Контроль ядерных материалов ....................................................... 11
2. КАТЕГОРИРОВАНИЕ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ ......................... 12
2.1. Ядерные материалы, подлежащие учѐту и контролю .................. 12
2.2. Категоризация ядерных материалов .............................................. 13
3. МЕТОДЫ И ПРОЦЕДУРЫ ИЗМЕРЕНИЙ, ПРИМЕНЯЕМЫЕ
В ЦЕЛЯХ УЧЁТА И КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ ...... 20
3.1. Учѐтные и подтверждающие измерения ....................................... 20
3.2. Разрушающий и неразрушающий методы учѐта и контроля
ядерных материалов ........................................................................ 22
3.1.1. Неразрушающий анализ в учѐте и контроле ядерных
материалов ............................................................................. 23
3.1.2. Разрушающий анализ в учѐте и контроле ядерных
материалов ............................................................................. 31
3.3. Контроль качества измерений в системе учѐта и контроля ......... 32
4. РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ
НА СТАДИЯХ ЯТЦ И ОПАСНОСТЬ ИХ РАСПРОСТРАНЕНИЯ .. 34
4.1. Ресурсы ............................................................................................. 34
4.2. Урановые рудники. Первичная переработка руды ....................... 35
4.3. Переработка уранового концентрата ............................................. 36
4.3.1. Преобразование в UF6 ........................................................... 36
4.3.2. Обогащение урана ................................................................. 37
4.3.3. Газоцентрифужная технология ............................................ 38
4.3.4. Лазерное разделение изотопов ............................................ 39
4.4. Изготовление ядерного топлива (таблеток, твэл и ТВС) ............ 40
4.5. Облучение топлива в реакторах ..................................................... 42
4.6. Транспортировка и хранение облученного ядерного топлива ... 42
4.7. Радиохимическая переработка облученного ядерного топлива . 43
4.8. Хранение и переработка радиоактивных отходов ....................... 45
3
Стр.3
5. ЗАДАЧИ УЧЁТА И КОНТРОЛЯ НА СТАДИЯХ ЯТЦ ...................... 49
6. КОНТРОЛЬ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ
В СИСТЕМАХ ХРАНЕНИЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ ................ 56
6.1. Хранение облучѐнного ядерного топлива ..................................... 57
6.2. «Мокрое» хранение облучѐнного топлива АЭС ........................... 58
6.3. «Сухое» хранение облучѐнного топлива АЭС .............................. 60
6.4. Ядерная и радиационная безопасность систем
хранения ядерных материалов ....................................................... 61
6.4.1. Ядерная безопасность. Основные проблемы
ядерной безопасности хранилищ ОЯТ ................................ 61
6.4.2. Методы расчета эффективного коэффициента
размножения в хранилищах ОЯТ ....................................... 62
6.4.3. Радиационная безопасность ................................................. 64
6.4.4. Радиационные характеристики облученного
ядерного топлива ................................................................... 65
6.4.5. Нейтронная составляющая радиационных
характеристик ОЯТ ............................................................... 66
6.5. Нейтронно-физические параметры систем долговременного
«сухого» хранения ОЯТ ................................................................. 77
6.5.1. Нейтронно-физические параметры камеры
пролетом 12 м СХОЯТ. Случай «свежего» топлива ......... 77
6.5.2. Нейтронно-физические параметры камеры
пролетом 12 м СХОЯТ.
Случай «выгоревшего» топлива .......................................... 83
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ ............................................................................ 89
4
Стр.4