Радиометрические мониторы должны обеспечивать проверенный метод пассивной дозиметрии для определения скорости флюенса (плотности потока), флюенса и спектра нейтронов в различных нейтронных полях. Эти данные необходимы для оценки и оценки вероятного долговременного радиационно-индуцированного повреждения конструкционных материалов ядерного реактора, таких как сталь, используемая в корпусах реакторов и их опорных конструкциях. Ряд радиометрических мониторов, соответствующие им реакции нейтронной активации и продукты радиоактивных реакций, а также некоторые соответствующие ядерные параметры этих СО и продуктов перечислены в таблице 1. В таблице 2 представлены данные (35) о кумулятивных и независимых выходах деления важные мониторы деления. Дополнительные реакции продуктов деления, которые могут предоставить информацию о фотоделении in situ, будут добавлены в таблицу 1 по мере разработки и проверки информации (23-29, 36-39). 1.1 В настоящем методе описаны общие процедуры измерения удельной активности радиоактивных нуклидов, образующихся в радиометрических мониторах (РМ) в результате ядерных реакций, возникающих при надзорном облучении корпусов реакторов и опорных конструкций. Более подробные процедуры для отдельных СО представлены в отдельных стандартах, указанных в ссылках , . Результаты измерений можно использовать для определения соответствующих скоростей нейтронно-индуцированных реакций, которые, в свою очередь, можно использовать для характеристики радиационной среды корпуса реактора и опорной конструкции. Основным методом измерения является гамма-спектрометрия высокого разрешения, хотя рентгеновская фотонная спектрометрия и подсчет бета-частиц используются в меньшей степени для конкретных RM ().1.1.1 Процедуры измерения включают поправки на фоновое излучение детектора, случайное и истинное. потери при суммировании совпадений, различия в геометрии калибровочных эталонов источника и СО, самопоглощение излучения СО, другие эффекты поглощения и поправки на радиоактивный распад (, ).1.1.2 Удельные активности рассчитываются с учетом продолжительности времени счет, время, прошедшее между началом счета и окончанием облучения, период полураспада, массу целевого нуклида в СО и интенсивности ветвления интересующего излучения. Используя соответствующий период полураспада и известные условия облучения, удельную активность можно преобразовать в соответствующие скорости реакции (). 1.1.3 Включены процедуры расчета скорости реакции на основе измерений радиоактивности и динамики мощности облучения. Скорость реакции может быть преобразована в скорость флюенса нейтронов и флюенс с использованием соответствующих значений интегрального сечения и эффективного времени облучения, а вместе с другими скоростями реакции может использоваться для определения спектра нейтронов посредством использования подходящих компьютерных программ (). 1.1.4 Использование эталонных нейтронных полей для калибровки СО может значительно уменьшить или устранить систематические ошибки, поскольку многие параметры и соответствующие им неопределенности, необходимые для расчета абсолютных скоростей реакций, являются общими как для эталонных, так и для испытательных измерений и, следовательно, являются самокомпенсируемыми. . Эталонные эквивалентные скорости флюенса для тестируемой среды могут быть рассчитаны из прямого отношения измеренных насыщенных активностей в двух средах и сертифицированной эталонной скорости флюенса ().
ASTM E1005-03e1 История
2021ASTM E1005-21 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора
2016ASTM E1005-16 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора
2015ASTM E1005-15 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора
2010ASTM E1005-10 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
2003ASTM E1005-03e1 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
2003ASTM E1005-03 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
1997ASTM E1005-97 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)