Радиационной пористости

Один из вариантов принципиальной схемы отпуска тепла от ACT приведен на 2.9. На ACT применяется низкопотенциальный гетеродинный интегральный водо-водяной реактор относительно небольшой мощности. При приближении ACT к крупным городам и использовании потребителями сетевой воды ставится задача обеспечения надежной радиационной безопасности, которая решается выполнением следующих основных требований: исключение опасных газообразных выбросов радиоактивных веществ в атмосферу, надежное охлаждение активной зоны реактора во всех режимах работы и полное исключение попадания веществ в сетевую воду.

Конструкция ГЦН из условий радиационной безопасности должна гарантировать отсутствие протечек наружу радиоактивного теплоносителя и газа и обеспечивать полный дренаж теплоносителя (свободным сливом или выдавливанием газом). Важность этого требования обусловливается тем, что даже следы радиоактивного теплоносителя на оборудовании требуют достаточно громоздких защитных устройств при проведении ремонтных работ, а наличие полостей с плохо удаляемым теплоносителем усложняет процесс дезактивации.

Проведение таких испытаний требует строгого соблюдения правил техники безопасности. Согласно «Основным санитарным правилам работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизационных излучений» (ОСП—72), утвержденным Главной государственной санитарной инспекцией 10.04.1972 г., а та-кже согласно «Нормам и правилам радиационной безопасности» (НРБ—76), утвержденным Министерством здравоохранения СССР, мощность дозы на поверхность блока, содержащего источник излучения, не должна превышать 10 мР/ч, а на расстоянии 1 м — 0,3 мР/ч. Для гамма-дефектоскопов допускаются дозы выше указанных, но с тем чтобы доза облучения обслуживающего персонала в течение недели не превышала 0,1 Р.

Контроль в лаборатории за уровнем излучения производится с помощью специальных приборов — дозиметров. Их технические характеристики содержатся в «Справочнике по радиационной безопасности и дозиметрическому контролю» (автор В. Ф. Козлов, Атомиздат, 1977). Отечественная промышленность выпускает, например, комплекты индивидуального дозиметрического контроля КИД-6, предназначенные для измерения дозы рентгеновского и гамма-излучений в пределах 0,02—0,2 и 0,2—2 Р в диапазоне энергий 0,15—2 МэВ. Погрешность измерения при нормальных условиях не превышает +10%.

% 22. Правила радиационной безопасности

Действующие в СССР «Нормы радиационной безопасности НРБ—76» предусматривают: 1) непревышение установленного основного дозового предела; 2) исключение любого необоснованного облучения; 3) снижение эквивалентной дозы излучения до минимального уровня. По действующим нормам выделяется несколько категорий радиационной безопасности обслуживающего персонала, из которых будет рассмотрена категория А (обслуживающий персонал, непосредственно работающий с источниками ионизирующих излучений).

Предел дозы внешнего облучения для работников категории А составляет 5 сЗв в год и называется предельно допустимой дозой (ПДД). Производными основных дозовых пределов являются допустимые уровни (ДУ), необходимые для проектирования и планирования мероприятий по радиационной безопасности, а также проведения радиационного контроля.

Требования по обеспечению радиационной безопасности персонала, а также населения, проживающего вблизи АЭС, установлены «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС — 79/87». Лицам, получающим эквивалентную дозу более 30% годовой ПДД, устанавливают индивидуальный дозиметрический контроль. Однократное внешнее облучение дозой более 5 ПДД рассматривается как потенциально опасное.

Степень радиационной опасности при работе с источниками ионизирующих излучений определяется: герметичностью источника (открытый или закрытый); энергией ионизирующего излучения; активностью и периодом полураспада радионуклида. Для ограничения воздействия радионуклидов, содержащихся в воде и воздухе, на человека установлены их допустимые концентрации (ДК). Контроль концентрации изотопов в воздухе и воде открытых водоемов-проводится службами радиационной безопасности АЭС с помощью-специальной дозиметрической и радиометрической аппаратуры.

§ 24. Барьеры радиационной безопасности

Ремонтные работы в цехе ремонтный персонал производит только с разрешения начальника химического цеха или его заместителей и дежурного инженера станции, имея соответствующие допуски и удостоверения о прохождении инструктажа по технике безопасности, радиационной безопасности и др.

Информация о радиационном распухании материалов и закономерностях развития радиационной пористости поступает из следующих источников: исследование опытных образцов материалов, облученных в быстром реакторе; исследование оболочек экспериментальных стержневых твэлов; исследование элементов конструкции активной зоны быстрых реакторов; эксперименты по ионному и электронному облучению; математическое моделирование и теоретическое исследование процессов взаимодействия падающей частицы б атомами вещества и отжига образующихся при этом точечных дефектов.

К экспериментальным недостаткам нейтронного облучения, как метода создания радиационной пористости для изучения закономерностей ее развития относятся малая скорость генерации точечных дефектов (порядка 10~6 с/а • с); невозможность дифференциально исследовать вклад многочисленных факторов, управляющих формированием пор в материалах (в частности, при нейтронном облучении материалов невозможно предотвратить генерацию гелия, и водорода и исследовать развитие чисто вакансионной пористости); сложность проведения облучения до высоких доз при контролируемых условиях облучения; значительная наведенная активность, исследуемых объектов при облучении флюенсом порядка 1022— 1023 н/см2.

Вакансионное пересыщение, обусловленное неадекватностью взаимодействия межузельных атомов и вакансий с полем напряжения краевых дислокаций и проявляющееся в развитии вакан-сионной пористости [11, 12], возникает при облучении любыми частицами, способными привести к смещению атомов. Нейтронное облучение не является единственным инструментом создания радиационной пористости; в дополнение к нему были разработаны методы ускоренного создания радиационной пористости — облучение на ускорителях и в высоковольтных электронных микроскопах [13, 14).

Единственный метод, позволяющий исследовать зарождение и рост пор непосредственно в процессе облучения, — облучение в высоковольтном электронном микроскопе (ВВЭМ). При этом можно исследовать динамику развития индивидуальных пор; взаимосвязь дислокационной структуры, ее подвижности и развития радиационной пористости; взаимосвязь распада твердого раствора в процессе облучения, выделений и развития радиационной пористости; развитие пор, созданных ранее — при предварительном облучении нейтронами или ионами.

Изучение нейтронного повреждения проводится при достижении некоторой дозы — характерные особенности зарождения пор выводятся из исследования пространственного распределения пор, распределения пор по размерам, концентрации характерных пор. Исследование образцов, облученных при нескольких температурах и до различных доз, позволяет проследить за эволюцией радиационной пористости о температурой облучения и дозой. Выводы о механизме зарождения пор основаны на сопоставлении характерных особенностей зарождения пор и закономерностей развития радиационной пористости, полученных при экспериментальном исследовании объектов, с ожидаемыми из теоретических моделей зарождения пор.

§ 3. Закономерности развития радиационной пористости 125

§ 3. ЗАКОНОМЕРНОСТИ РАЗВИТИЯ РАДИАЦИОННОЙ ПОРИСТОСТИ

С выполнением кинетического и термодинамического условий развития радиационной пористости связано наличие нижнего (Тн) и верхнего (ТБ) температурных пределов порообразования: поры зарождаются и растут в интервале температур, в котором как меж-узельные атомы, так и вакансии достаточно подвижны и термически равновесная концентрация вакансий относительно низкая. Оба параметра (Та и ТВ) входят в функцию F (п.), характеризующую зависимость распухания от температуры облучения (см. уравнение (5.8)) [30]:

§ 3. Закономерности развития радиационной пористости

§ 3. Закономерности развития радиационной пористости

Экспериментальные данные свидетельствуют о том, что насыщение распухания с дозой скорее частная, чем общая, закономерность развития радиационной пористости. Так, в случае облучения отожженной стали 316 ионами никеля распухание достигает 170% при 627° С и дозе 600 с/а без признаков насыщения [791.