PRILOG B

CS06RA117

S.CUPAC, Z.VUKADIN

IZVESTAJ O RADUTEHNOLOSKE SLUZBE

B-l

S A D R Z A J

B.I ORGANIZACIJA 5LUZBE

B.2 RAD SLUZBE

B.2.1 Sa-Feguard aktivnosti

B.2.2 Povećanje eksplaatacionih mogućnosti reaktora

B.3 Dozirnetrija i tehnička zaštita od zračenja

B.4 Pregled rada sluzbe u 1991. godini.

B-2

B.I ORGANIZACIJA SLUZBE

Naminalni (po pravilniku) i stvarni sastav sluzbe prikazanje na sledećem pregledu:

Radno mesto Nominalni broj Stvarni brojradnika radnika

Rukovodilac sluzbe 1 1Inzenjer za tehničku fiziku 1 1Tehnicki saradnici 1 0Tehničar za instrumentaciju izaštitu od zračenja 7 0

Svega: 10

Tehničare za zaštitu sluzba nema, jer se ta zaštitaobavlja ili kroz rad ekipa OOUR Instituta za zaštitu od zračenja,ili (tehnička dozimetrija) od sluzbe pogona (u popodnevnim inoćnim smenama).

Sluzba je angazovana na poslovima sigurnostireaktora reaktorske -Fizike, poslovima dozimetrije, tehnickezaštite. Sem toga, Sluzba vodi kompletnu evidenciju aeksploataciji reaktora RA, a bide angazovana i na poslovima okoreaktorske petlje VINCA-1, kada ova bude pustena u rad.

B.2 RAD SLUZBE

B.2.1 "Sefequard" aktivnosti

U 1991.godini u IBK i na reaktoru RA bile su dvanestrutinskih inspekcije Medjunarodne Agencije za Atomsku Energiju.

Pri svakoj inspekcije kontrolisano je sveze gorivo u skladistusvezeg goriva RA a pri jednoj i ozračeno gorivo iz jezgra reaktoraRA.

Pri kontroli goriva iz jezgra reaktora, vadjen je fcanal0704. Ova je iskarišćeno za vizuelnu kontrolu naslaga nagorivu pri kojoj je utvrdjeno da naslage postoje ali su neznatne.Qperacija vadjenja kanala iz jezgra reaktora i vadjenja gorivnihelemenata u prostoriji 099 bile su dobro pripremljne i izvedenešto je uveliko smanjilo vreme inspekcije.

Zbog velike kolicine 8O7i goriva u skladistu svezeg gorivapovećan je broj inspekcija na dvanest u jednoj godini i zapecaćenisu svi kontejneri sa gorivom od strane Agencije uz nasu saglasnosti mogućnost otvaranja istih kad god se ukaze potreba za tim,naravno uz obaveštavanje Agencije.

B-3

B.2.2 Povečanje eksploatacionih tnogućnosti rektora

U periodu do 1976. godine u reaktoru RA su kao gorivokorišćeni elementi od metalnog urana niskog obogaćenja (2X).Krajem 1981. godine pa na dalje se koriste iskljucivo gorivnielementi od uran dioksida visokog obogaćenja (80/1). Prelaskom navisoko obogaćeno gorivo poboljšane su eksperimentalne mogućnostiovog rektora. To poboljšanje se pre svega zasniva na povećanjuneutronskog -fluksa.

Pored ovoga, u cilju povećanja eksploatacionih mogućnosti,planirani su modernizacija eksperimentalnih uredjaja i osvajanjeproizvodnje novih radioaktivnih izotopa.

U cilju radikalonog povećanja primene reaktora za razvojnuklearne energetike zapoceta je izgradnja reaktorske petlje sasopstvenim hladjenjem. Ona će omogućiti ozračivanje nuklearnoggoriva i konstrukcionih materijala u uslovima bliskim radnim.

B.2.2.1 Reaktorska petlja VINCA-1U mnogim nukleranim centrima u svetu sprovode se obimni

istrazivački prograrai testiranja nukleranog goriva ikonstrukcionih materijala, pre svega za potrebe razvojaenergetskih nuklearnin raeaktora. Ova ispitivanja imaju osnovnuulogu da poboljsaju pouzdanost komponenata, utvrde siurnosnegranicce i uopste povećaju bezbednost nuklearno- energetskihpostrojenja. Deo istrazivanja ove vrste, medjutim sprovodi se i zapotrebe istrazivačkih nuklearnih reaktora, a odnose se najvećimdelom na sprovodjenje programa konverzije nuklearnog goriva u ovomreaktoru, sa visokog na nisko obogaćenje.

Reaktor RA je projektovan i izgradjen kao -fluksniistrazivački reaktor opšte namene, pa je prema tome namenjen, uodredjenim granicama, i za ispitivanje reaktorskih konstrukcionihmaterijala i nuklearnog goriva. Za ozračivanje materijala igorivnih elemenata u cilju njihovog ispitivanja, u uslovimaizolovanosti od aktivne zone nuklearnog reaktora, postoji nekolikomogućnosti koje se kreću od jednostavnih kapsula do rektorskihpetlji sa nezavisnim sistemom hladjenja. Koncepcija petlje sasopstvenim (nezavisnim) sistemom hladjenja, pruza optimalnemogućnosti za sprovodjenje programa ozračivanja nuklearnog gorivai konstrukcionih materijala i to kako sa stanovistaeksperimentalnog prostora, tako i sa stanovista uslova rada.

Da bi se omogućila odgovarajuća ozračivanja pre sveganuklearnog goriva, odluceno je da se na reaktoru RA izgradi petljasa sopstvenim kolom hladjenja čiji bi reaktorski deo mogao da semenja u zavisnosti od postavljenih zahteva za ozracivanjima. Prvavarijanta ove petlje, nazvana VINCA—1 ima dovoljno veliki prostorza ozračivanje, u koji maze da se smesti kompletan aktivni deopostojećeg gorivnog kanala reaktora RA.

B-4

Reaktorski deo petlje VINCA-1 je postavljen na mestocentralnog vertikalnog eksperimentalnog kanala i nalazi se uposebnoj aluminijumskoj cevi koja je zatvorena na donjem kraju.Ovaj deo je u suštini slozena konstrukcija Fildove cevi, tj. dvejukoncentričnih cevi, koja omogućava strujanje fluksa krozprstenasti poprecni presek u jednom smeru i povratno strujanjekroz kruzni presek u drugom smeru. Kao rashladni fluid koristi sedemineralizovaaa laka voda.

Vertikalni deo petlje se sastoji od glavnog i pontoćnogkola ZA hladjenje, si sterna za precišćavan je hladioca, si sterna zaregulaciju pritiska za kontrolu i upravn—1janje . Osnovna funkcijacirkulacionog kola za hladjenje je odvodjenje toplote generisane ureaktorskom delu petlje pri normalnim i akcidentnim uslovima rada,a njihove komponente sačinjavaju pumpe, izmenjivači toplote,cevovodi i odgovarajući ventili. Sistem za regulaciju pritiskaomogućava odrzavanje potrebnog pritiska u cirkulacionim kolimapetlje, a sistem za prečišćavanje hladioca odrzava potrebnuhemijsku čistoću hladioca glavnog i pomoćnog kola hladjenja.

B.2.2.2 Mogućnost korišćenja horizontalnih kanala

(1) Poboljšanje eksploatacionih moqucnostihorizontalnih kanala

Od ukupno šest horizonatalnih kanala, pet se koristi zaistrazivanja u oblasti fizike i hemije kondenzovanih si sterna. Zaove svrhe izgradjeno je ili nabavljeno pet neutronskihspektrometra:

— neutronski difraktometar (kupljen u SR Nemackoj),- trokristalni neutronski spektrometar (izgradjen u

Institutu "Boris Kidrič"),- trokristalni neutronski spektrometar (svojina

Instituta u Krakovu; koristi ga mesoviti timistrazivača),

— spektrometar za merenje vremena preleta neutrona(izgradjen u Institutu "Boris Kidrič").

Ovi uredjai su snabdeveni odgovarajucom opremora, kao stosu razni detektorski sistemi, monohromatori, vakuumski sistemi,filtri, kriostati, peć itd. Kako je neutronsko rasejanje jedna odosnovnih metoda u oblasti fizike kondenzovanih sisterna, neophodnoje na postojećim uredjajima izvrsiti odredjene modi-fikacije, ucilju poboljsanja njihovih eksperimentalnih mogućnosti.

Reaktor RA koji poseduje dobre osnovne karakterisktike:snaga 6,5 MW, tesku vodu kao moderator i fluks neutrona od10 cm s , koji uz korišćenje visokoobogaćenog goriva ostvaruje"maksi" fluks neutrona, sto je pogodno za istrazivanja u fizicikondenzovanih sisterna, moze uz odgovarajuće modifikacijehorizontalnih kanala i izgradnju novih eksperimentalnih uredjaja,u potpunosti odgovoriti zahtevima ovih istrazivanja.Rekonstrukcija bi obuhvatila:

B-5

- modifikaciju energetske raspodele neutrona na izlazu ishorizontalnih kanala, uz advodjenje neutranskih snopova što daljeod centralnog tela reaktora,

- modifikaciju i modernizaciju goniometrijskihdetektorskih sistema na neutronskim spektrometrima.

Modifikacija energetske raspodele neutrona izvršila bi seunošenjem "hladnog izvora neutrona" (na bazi tecnog vodonik) ujedan od horizontalnih kanala reaktora, što bi dovelo do povećanjaprinasa "hladnog neutrona" za red veličine, odnosno do takvogpovecanja -fluksa neutrona kao kada bi se snaga reaktora povećala10 puta. Neutronovodima, koji rade na principu totalne refleksijeneutrona sa glatkih povrsina, neutronski snopovi bi bili odvedeninajmanje 20 metara od centralnog tela reaktora, gde praktično nemagaina zraCenja i brzih neutrona. Iz jednog horizontal nog kalnala,snabdevenog hladnim moderatorom, izlazila bi dva neutronovoda nakojima bi mogla da se montira serija neutronskih spektrometara,kao sto su:

- trokristalni neutronski spektrometar,- spektrometar vremena preleta neutrona,- spektrometar za rasejanje neutrona pod malim uglovima,

itd.Sematski prikaz ovog urejaja prikazan je na SI B.2.1.Osim toga, u jedan od horizontalnih kanala reaktora

postavio bi se "vrući izvor neutrona" (na bazi grafita), koji bise zagrevao usled zakočnog zračenja iz reaktora. Ovaj "ubrzivač"neutrona doprineo bi pomeranju energetske raspodele neutrona premakraćim talasnim duzinama (0,8 X 10 cm) i povećao njihov prinosza red veličine. Postojeći neutronski difraktometar, snabdevennovifli detektorskim sistemom, bio bi montiran na izlazu ovoghorizontalnog kanala. Nema uslova za postavljanje neutronovoda,jer bi snop morao da izadje iz reaktorske hale.

Postojeći hibridni spektrometar bio bi sačuvan za merenjeefikasnih preseka, za obuku i ostala merenja i provere, neophodnetokom rekonstrukcije ostalih uredjaja i horizontalnih kanala.

Modernizacija detektorskih sistema obuhvatila bi uvodjenjemultidetektora na bazi poluprovodnika osvojenih u Institutu "BorisKidrič". Odgovarajuća instrumentacija za prikupljanje i obradupodataka iz ovog detektora, takodje bi bila realizovana uInstitutu.

(2) Neutronska radioqra-f i ja.

Na reaktoru RA postoje uslovi za razvoj i primenuneutronske radiografije.

B-6Neutronska radiografija je savremena metoda za ispitivanje

materijala bez razaranja, koja proširuje i dopunjava oblastprimene standardne radiografije (gama radiogra-f i ja i radigra-fijasa X- zraCenjem). Na primer, mnogi teški materijali su neprozirniza x- zrake, a prozirni su za neutrone, ilij materijali sa velikimsadrzajem vodi—onika mogu se lako detektovati sa neutronima, a nemogu sa gama ili x- zraCenjem. Qsim toga, neutronska radigra-fijase oioze koristiti za snimanje sa povisemnim temperaturama, kao iza snimanje uzoraka koji su visoko radioaktivni, pa se primenjujuza ispitivanje gorivnih elemenata za reaktore.

Neutronska radiogra-fija se zasniva na sledećem principu:snop neutrona sa uni-formnim intezitetom prolazi kroz neki uzorakkoji se, na primer, satoji iz dve komponente sa različitimedikasnim procesima za reakciju sa neutronima, usled cega će se naizlazu uzoraka pojaviti dva snopa različitih inteziteta. Izlaznisnop pada na pogodan ekran (konvertor), koji se aktivira prekonuklearne reakcije sa neutronima, dajući tako vernu slikuispitivanog predmeta. Radijacije konvertora se mogu preneti na-film, cijim se razvijanjem dobija vizuelna neutronografska slikapredmeta, odnosno radiograf. Primenom pogodnih scintilatora, slikadobijena neutronskom radiografijom raoze se posmatrati natelevizijskom ekranu.

U pogledu sire primene neutronske radiografije vazno jeimati u vidu sledeće cinjenice:

a) Efikasni procesi za nuklearne reakcije sa neutronimaznatno variraju od jednog elementa do drugog, a takodje i zarazličite izotope istog elementa, sto se koristi u raznimkombinacijama za dobijanje neutronskih radiografa kada gamagrafijai x- radiografija ne mogu da se primene (na primer, mogu se dobitineutronski radiografi lakog elementa kada se ovaj nalazi izadebelog zaklona nekog teskog elementa).

b) Efikasni procesi nuklida variraju u funkciji energijeneutrona. Na primer, kadmijum se moze odrediti kada je zasićenindijumom ako se za neutronsku radiografiju koriste termalnineutroni (od 0,025 eV). Medjutim, sa neutronima od"l,4 eV, indijumse moze odrediti pored kadijuma i drugih elemenata. Za brzeneutrone efikasni procesi različitih elemenata ne razlikuju seznatno, ali se i oni koriste za neutronsku radiografiju. Razvijenaje tehnika primena brzih neutrona za radiografiju vrlo debelihpredmeta, na primer neutroni od 14 MeV, proizvedeni u neutronskomgeneratoru, koriste se za radiografiju materijala sa vodonikomunutar debelog olovnog zaklona. Zbog naglog pada efikasnog presekaza neutrone cije su energije bliske 0,005 eV, ovi niskoenergetski(hladni) neutroni mogu se koristiti za radiografiju znatno debelih(gustih) predmeta, npr. gvozdja ili celika.

Izbor izmedju radiografije sa brzim, rezonantnim,termalnim ili hladnim neutronima, vrši se prema materijalu koji seradiografiše i cilju koji se zeli postići. Za uspesnu neutronskuradiografiju potrebno je imati dobar izvor neutrona, razvijenutehniku moderacije i kolimacije neutronskog snopa, kao i dobrutehniku detekcije neutrona u datoj geometriji.

B-7

Izvor neutrona moze biti nuklearni reaktor, akcelerator iizotopski izvor. Pri mnogobrojnim nuklearnim reaktorima izgradjeni•5U uredjaji za neutronsku radiografiju. Sematski prikaz jednogtakvog uredjaja dat je na Si. B.2.2. Intezitet neutrona ureaktorima koji se koriste za neutronsku radiografiju iznosi1010cm~2s~4 - lO^cm^sec"1, što reaktor RA u potpunostizadovoljava.

Za neutronsku radiografiju neophodno je imati homogen,dobro kolimisan snop neutrona. Za kolimaciju se moze koristitineki od niza navedenih kolimatora:

1. prah B-*C koji se stavlja u obliku sendviCa izmedju dveAl— cevi (konusne u centru, cilindrične spolja),

2. kolimetri sa vise otvora formirani od Cd ploCa ilinekog drugog materijala koji apsorbuje neutrone,

3. jednostvani konusnikolimetar u vodenom moderatoru,4. eruopijum oksid.U neutronskoj radiografiji često se koristi fotografska

emulzija da bi se dobila slika snimanog predmeta. Ali, neutroni nedeluju znatno na fotografsku emulsiju, pa je potrebno imati nekiintenzifikator, odnosno konvertor, koji će preneti na film slikusnimljenu neutronima. Konvertori mogu biti: granularni (ilikristalni), stakla i metalne folije.

Metali sa visokim efikasnim presekom za neutrone najčešćese koriste za konvertore. Za rad sa termalnim neutronima koriti segadolonijum, disprozijum ili indijum, a za brze neutrone bakar,tantal, fosfor ili sumpor.

Za snimanje se koriste tehnike: direktna, transfertehnika, tehnika graviranja traga i druge.

Kod direktne tehnike, u snopu neutrona se nalaze konvertori film (zatvoreni u kaseti).

Kod transfer tehnike snop neutrona pada samo na konvertor.Posle odredjenog vremena ekspozicije, konvertor se uklanja i, vansnopa, stavlja na film zbog naknadnog izazivanja. Primenom ovetehnike dobija se odlična diskriminacija u osdnosu na prateće gamazračenje. Zato je transfer tehnika vrlo pogodna za radiografisanjeradioaktivnih uzoraka, kada se zbog zraCenja snimanog objekta nemogu primeniti klasiCna X radiografija ili gama radiografija. Ovatehnika je takodje vrlo pogodna za snimanje predmeta na povisenojtemperaturi.

Neutronska radiografija se moze primeniti:- za ispitivanje gresaka pri serijskoj proizvodnji

različitih delova u industriji, na primer, ispitivanjenehomogenosti odlivaka,

- za kontrolu lemljenja za ispitivanje homogenostimaterijala za lemljenje na razliCitim metalnim spojevima,

— za ispitivanje gresaka curenja fluida fluida u velikimhidrouličnim presama,

— za detekciju malih količina izvesnih elemenata, kao Stosu vodonik, Li, B, Be itd.

B-8

- za ispitivanje stampanin strujnih kola,- za ispitivanje plastičnih masa, poluvinilaT teflona,

sintetičkag kaučuka, boja, lepkova, Cvrstih goriva i drugihproizvoda organske hemije,

- u biologiji (vodonik u deli jama)T

- za rutinska odredjivanja vlaznosti raznog gradjevinskogmaterijala pri izgradnji puteva, brana itd.

LITERATURA

1. H. Berger, Neutron radiography, Elsevier PublishingCompany, Amsterdam, 1965.

2. J. Stevović, Lj. Jocimovicf, Osnovi , razvoj i primenaneutronske radiografije, IBK—1155, 1973.

Đ.2.2.3 Razvoj proizvodnje radioaktivnih izotopa

Mnogi problemi u biologiji, -Fiziologi ji, hemiji, fizici idrugim naukama, naročito oni koji imaju veliki značaj za zivotneprocese, ne bi mogli da se rese bez upotrebe izotopa. Jos 1913.godina pokazalo se da se radijum-D (Pb ) moze koristiti kaoradioaktivni obelezivač ili indikator olova prilikom odredjivanjarastvorljivosti tesko rastvorljivih soli olova. 1918. godine Panetje upotrebio prirosne izotope olova i bizmuta za ispitivanjeponasanja nestabilnih hibrida ovih metala, a 1923. godineprimenjeni su radioaktivni obelezivači za rešavanje bioloskihproblema. Vestački radioizotopi počeli su da se primenjuju 1935.godine. Nesto kasnije R. Senhajmer otpoCeo je da nizom izvanrednoznačajnih fizioloskih ispitivanja koristeći se deuterijumom iizotopom N kao obelezivaCima.

U pofetku je primena izotopa— obelezivača bila agraniCenajer je broj stabilnih izotopa, koji su bili koncentrovani, biovrlo mali, i mada su radioaktivni izotopi bili poznati, ipak subile raspolozive ograniCene kaliCine. Posle 1946. godine,situacija se potpuno izmenila; stabilni izotopi od preko pedesetelemenata mogu se lako dobiti. linogi radioaktivni izotopi, koji suranije dobijani u najneznatnijim tragovima, sada se dobijaju uznatnim količinama pomoću različitih reakcija sa neutronima,koristeći se intezivnim fluksom neutrona u nuklearnim reaktorima.Pored toga ekstrahuju se i drugi radiizotopi iz proizvoda -fisije.

Za mnoge godine reaktori i akceleratori bili su znaCajniza proizvodnju radioizotopa koji su korisćeni u najraznovrsnijesvrhe, a ovaj znaCaj se i dalje povećava. Za izotope koji seproizvode neutronima, reaktori mogu proizvesti velike količineizotopa za relativno malu cenu po milikiriju, i tako imajuznačajnu prednost u odnosu na CestiCne akcelerator za sirokspektar proixvodnje izotopa.

B-9

Najnovija istrazivanja u medicinskoj tehnologiji ponovo obnavljajuinteres za reaktorsku proizvodnju beta emitera za radioterapiju.Konstrukcija visoko -fluksnih reaktora takodje daje sve veće i većemogućnosti z aproizvodnju radioizotopa i za nove primene istih.

Proizvodnja radioaktinih izotopa u naiSoj zemlji prakticnoje otpočela sa puštanjem reaktora "RA" u rad. Brz tehnološkirazvoj proizvodnje radionuklida rezultirao je u realizacijinizaradioaktivnih izvora koji su isporucivani korisnicima za različitenamene. Nešto kasnije razvijeni su i radiofarmaceutski proizvodi,prvo za "in vivo", a potom i za "in vitro" dijagnostiku. Dvadesetradionuklida već su u manjoj ili većoj meri proizvedeni nareaktoru "RA", izmedju ostalih: Co za radijacione jedinice,teleterapeutske gromobranske i radiografske izvore; Eu i Euza gromobranske izvore; Ir za radiografske izvore; 0 Tm, Tl ,Pa, Au, , Y i drugi na pojedinačne zahteve korisnika. Mnogiod ovih radionuklida odredjivani su odgovarajućim hemijskimpostupcima kako bi se formirali radioaktivni preparati vrlo visokeradihemijske cistoće u skladu sa zahtevima koje postavljasavremena nuklearna medicina. Neki radinuklidi korisćeni uglavnomza izradu odgovarajućih izvora zračenja, nisu zahtevali hemijskuobradu.

Sa prelaskom na obogaćeno gorivo povećan je -fluks ufreaktoru "RA" sto sa odgovarajućom pripremom meta i planiranjemaktiviranja omogućuje daleko veće specificne aktivnostiradionuklida posebno Co za radijacione jedinice i Ir zaneutronsku radiografiju. Mogućnosti reaktora "RA" z aproizvodnjuizvora zracenja srednje i nize specificne aktivnosti su velike aiskustva stečena ozracivanjem ksenona za dobijanje J i J imolibdena za dobijanje Tc , u saradnji sa Madjarima, ukazujei na mogućnost uspe^nog ovladavanja proizvodnjom radionuklida kojicine jednu od osnova razvoja molekularne biologije i danas sveaktualnijeg bioenergetskog inzenjerstva.

Tokom proteklih pet godina reaktor "RA" nije pu^ten upogon te neki eksperimentalni podaci nisu mogli biti ostvareni,no, prema očekivanom radu reaktora "RA", očekivanoj rspodelifluksa u vertikalnitn eksperi mental nim kanalima vršeni su proračunikoncentracije vaznih radionuklida, koji se najcesće koriste, da bise ispitala mogućnost proizvodnje istih u reaktoru "RA".

B.-l DOZIMETRIJA I TEHNICKA ZASTITA OD ZRACENJAB-1O

B. 3. 1 Ni voi zračenja i kontaminaci ja. radne sr ec[i. ne_

B.3.1.1 Merenje nivoa gama zracenja

Na reaktoru RA postoji stacianirani sistem za merenjenivoa gama zračenja, ili tačnije eksplozionih doza. Pomoću ovogsi sterna se vrši neprekidno merenje eksplozivnih doza zračenja usvim tehnološkim prostorijama objekta reaktora RA.

Signalizacija o povišenju granicnih nivoa je izveden nacentralnoj dozimetrijskoj tabli (CDT) i u odgovarajućimtehnoloskim prostorijama.

Očitavanje navedenih doza se vrši na CDT-u.Podaci o dozama, dobijeni pomoću ovog sistema, unose se

svaka dva sata za vreme rada reaktora u odgovarajućeeksploatacione karte i sluze kao dokumentacija o jačiniekspozicionih doza u tehnoloskim prostorijama zgrade reaktora.

B.3.1.2 Kontaminacija radne sredine

Na reaktoru RA se vrsi neprekidna kontrola ukupnog nivoagasne i aerosolne aktivnosti vazduha koji se, preko dimnjaka,izbacuje iz zgrade reaktora u spoljnju atmosferu. Podaci o nivoimazračenja dobijeni na gornji način se neprekidno, pomoću pisača,beleze i sluze kao trajna dokumentacija.

Osim gornjeg merenja, koje daje opštu sliku a stanjuvazduha u zgradi reaktora, vrse se i periodična merenja pomoćupokretnih mernih sistema, preko kojih se dobija slika o stanjuradne sredine u pojedinim delovima zgrade, o stanju opreme itd.Ova periodična merenja se vrse prema potrebi, tj. za vremeoperacija pri kojima moze doći do zagadjenja radne sredine.

B.3.2 Podaci o individualnom i kolektivnom izlaqanjuzračen ju ._o§.ob_1 ja.

Svaka osoba, koja radi u zgradi reaktora RA, snabdevena jeličnim dozimetrijskim sredstvom - termoluminescentnim dozimetrom(TLD>.

Vrednosti primljenih doza sa termoluminescentnog dozimetraočitavaju se jednom mesečno. Znači, pomoću njih se dobija ukupnadoza koju je osoba primila u toku jednog meseca.

U pojedinim slučajevima je neophodno znati koliku je dozuprimila neka osoba u kraćem vremenskom intervalu. Da bi se topostigla, pri svim operacijama za vreme kojih moze doći do većihozračivanja, osoba se snabdeva penkalo dozimetrom. Pomoću penkalo-dozimetra, primljena doza se moze očitati u svakom trenutku i naosnovu nje odluciti o daljem učešću osobe u remontu ili nekomdrugom poslu pri kome postoji mogućnost većeg ozracivanja.

Podaci o primljenim dozama, evidentirani penkalodozimertom, beleze se u odgovarajuci dnevnik.

B-li

U tabeli B.3.1 dat je pregled dosa kojirna je bilo izlozenoljudstvo, koje radi na reaktoru RA, u toku 1990.godine. Osoblje utabeli B.3.1 raivrstano je po proizvoljno izabranim intervalimadoza. U ovoj tabeli se daju podaci pa mesecima, i to: broj ljudiizlozenih zračenju u odredjenim intervalima doza, ukupan brojljudi izlozenih zračenju, kolektivna doza, maksimalna iirsdividualna doza.

Iz tabele B.3.1 se vidi da su maksimalne individualne dozedaleko iznad graničnih nivoa.

B.3.3. Kontaminacija, dekontaminacija i radipaktivni otpaci

Kontaminacija radnog osoblja, odela, radnih površina,alata i si. predstavlja normalnu pojavu u toku redovnog radareaktora, a pogotovu za vreme remontnih radova ili radova okozamene goriva. Obično su to manje kontaminacije koje otklanja samoosoblje reaktora RA. LJ slučaju većih kontaminaci ja,dekonta.ninaci ju obavlja speci jal izovana ekipa OOUR Instituta zazaštitu od zračenja i zastitu zivotne sredine"Zaštita".

U toku mnogih rutinskih operacija na reaktoru RA stvara sepriličan broj radioaktivnih otpadaka. Za manje aktivne otpatkepostoji ustaljena procedura uklanjanja. Oni se skupljaju u metalnuburad, a zatim transportuju na tzv. "radioaktivno groblje" uInsti tutu.

Aktivnijih otpadaka, koji su zahtevali neki posebantretman, ove godine nije bilo.

B.3.4 Akcidenti

U toku protekle godine, na reaktoru RA nije biloakcidenata koji su mogli izazvati veće ozračivanje ljudi ili pakveću kontaminaciju radne sredine.

B.4 PREGLED RADA SLUZBE U 1991.G0DINI

U 1991.godini Tehnoloska sluzba radila je na sledećimposlovima tehnološke kontrole reaktora:

1. Rutinska kontrola fizičkih parametara reaktora2. Rezim rada teskovodnog i gasnog sisterna3. Kontrola teške vode u bazenima za isluzeno gorivo.

U okviru rada na razvoju metodologije kontrole reaktora injegovog korišćenja, razvijene su sledeće metode i programi.

.. fjA^bjiMA JE BILO IZLOŽENO OSOBLJE' ''' REMTOR^' RA U TOKU 't3<3'|.,GODINE

Me sec :Broj::'osoblja po karakterističnim' ' !intervalima doza0 - 1 1 - 4 4 - 1 0 lOmSv

Ukupanbroj1 judi

Kolektivnadoza

(ljudi-mSv)

Maks.indiv.doza(mSv)

Sred.indiv.doza(mSv)

JanuarFebruar

MartAprilMaj

Juni

Juli i Avgust

Septembar

Oktobar

Novembar

Decembar

5663

62

67

60

58

60

66

61

58

60

—2

41-

-

1

-

-

-

1

5665

66

68

60

58

61

66

61

58

61

12,3819,99

20,53

14,52

16,92

13,21

20,64

15,26

11,18

12,09

18,25

0,511,35

1,94

1,27

0,54

0,42

1,25

0,63

0,50

0,40

1,01

0,220,31

0,31

0,21

0,28

0,23

0,34

0,23

0,18

0,23

0,32

B-I:

1. Proračun sadrzajai -fisionog produkta, izgaranja gorivai sadrzaja izotopa urana i plutonijuma u zavisnosti od rezimaozračivanja goriva u rektoru- program LANAC.Analitički metodproračuna je poboljšan šl:o je objavljeno i u časopisuKERNTECHNIK. (Rad priložen u dodatku izveštaja)

2. Metoda blizeg odredjivanja lokacije oštećenog gorivnog?le-r.enta u reaktoru Rfi bez otvaranja reaktora, na bazi korelaci jesadrzaja -fisionog produkta i nekih radnih parametara rektora igoriva.

3. Pobol jšan js eksperimentalne tehnike potrebne zafadiološku kontrolu reaktora RA, merenje fluk-.r,a i spektra neutronau radnim uslovima reaktora i odredjivanje izgaranja goriva RA.

4. Metoda rane dijagnostike defekta goriva i blizegloi.iranja defektnog gorivnog elementa u reaktoru.

5. Poboljšanje numeričkih rnetoda koje se koriste kodraznih modela za obradu radnih parametara reaktora RA:

a) primena nelinearnog postupka kod -fitovanja na bazimetode najmanjeg kvadrata,

b> pobolj^anje u procesu odredjivanja spektralnihparametara, kod analize gama spsktara koji sadrze multiplete iliznačajne monopikove veoma različitog inteziteta.

6. Uaavr^avanje metodologije ciptimalnog koriSdenjamoguilnosti reaktora RA za proizvodnju (aktivaciju) pojedinihznačajnih radioizotopa.

7. Predlog programs probnog rada.8. Program dvogrupnag proračuna višezonog reaktora u (r,z)

geometriji u difurnoj aproksimaciji.

HLADNI NEUTRONOVOD

SPEKTROMETAR

SOBA125

•JEZGRO REAKTORA

— / :ZASTITA REAKTORA

HORIZON TALNIKANAL REAKTORA

•ZAŠTIFA NEUTRONOVODA

•:-\.\ TERMALNINEUTRONOVOD

HALA REAKTORA

MESTO ZA NOVESPEKTROMETRE

TROKRIS TALNISPEKTROMETAR

HODNIK REAKTORA

NEUTRONOGRAFIJ/S

RASEJANJE POD MALIMUGLOVIMA

Koncepcionorešenjeneutronovodana reaktoruRA

SL. B.2 .1 . Koncepciono resenja neutronovoda na reaktoru P.A

jezgroreaktora

kolimatorreaktor blenda

fluks termalnih neutrona5 x 10 n cm sec"na foliji

zidreaktora

folija61 x 61 cm

si.13.2.2. Uredjaj za neutroneku radiografiju pri nuklearnim reaktoru.

6

vnos

t

Reaktor ugaSen

10 15 20 25 vrcme(doni)2 1°SL.1 AKTIVNOST P O U VREME 00 JEDNE TIPIČNE RAONE KAMPANJE

REAKTORA.rRA"(15DANA) I U VREME•„ HLA€ENJAM ( 15 DANA )

LEGENDA: -n-ODNOS TERMALNOG I EPITERMALNOG FLUKSA1.1-71=0.22 <J)=5-60-10 c m * ' s ' '1.2 ~n= 0.22 cp= C- 20-1013 cm*2 s" f

2.1-n = 0.3 c}>=5-00'-1013 c m * 2 s ' 1

2.2-a * 0.3 d>=3.75-1013 cm-2 s" '3.1-n = 0.73.2--a - 0.7

<*>-- 3 . 9 0 - 1 01

13

13"2 s" }

2.90 -1013 cm-2

(AKTI VACUA Bi 209 )

£

o2-

30 60 90 120 150 180 210 20) 270 300 330 360

SL 2 AKTIVNOST Po210 ZA 12 TIPlCtMIH KAMPANJI( RADNA-„HLAĐENJEH) REAKTORA .RA"(AKTIVACIJA 1g Bi 209 )

REAKTOR RAOI

REAKTOR UGAŠENLEGENDA ISTA KAO NA SL.1

S.OO-IO^cm"

0-3

«, Reaktor uqaSen vreme (dani)

0 10 20 30 " 40 50 60 70 80 90 .100 110 120

SL3 AKTIVNOST Po210 ZA I POSLE PROBNOG OZRACiVANJA (3 CASA)

(AKTIVACUA 1g Bi 209 }

Z. Vukadin: Evaluating expansion scries of depletion functions © Carl Hanser Vcrlag, Miinchen 1991

VP 2.0LINO-HKT-01439

Z. Vukadin

Recurrence formulas for evaluatingexpansion series of depletion functions

A high-accuracy analytical method for solving the depletionequations for chains of radioactive nudides is based on the for-mulation of depletion functions. When all the arguments of thedepletion function are too close to each other, series expansionsof the depletion function have to be used. However, the high-ac-curacy series expressions for the depletion functions of highindex become too complicated. In this paper, recursion relationsare derived which enable an efficient high-accuracy evaluationof the depletion functions with high indices.

Rekursionsformeln fur die Reihenentwicklung von Abkling-funktionea. Ein genaues analytisches Verfahren zur Losungder Gleichungen fur die Konzentradon radioakdver Nuklide inZerfallsketten beruht auf der Formulierung von Abklingfunk-tionen. Diese Funkdonen miissen in Reihen entwickelt warden,wenn ihre Argumente zu nahe benachbarte Werte haben. DieA usdriicke fur die Glieder dieser Reihen werden bei hohen In-dices sehr komplizierL Um diese Schwierigkeilen zu umgehen,haben die Verfasser Rekursionsformeln hergeleitet, mit denensich die Abklingfunktionen ouch fur hohe Indices schnell undgenau berechnen lassen.

1 Introduction

For the calculation of transmutation chains of radioactive nu-clides, one can either use the model of the general radioactivedecay chain [1], which includes full range branching and masstransfer, or one can split up the problem into a number of in-dependent linear (single) chains [2-4]. Explicit solutions canbe obtained in both cases. Enhancement of the computationalefficency without loss of accuracy can be reached by formula-tion of depletion functions, which were first introduced by Sie-wers [2]. The following definition of the depletion functions,

i . JI ' i

leads to the analytical solution

' ff o n <*<i-t

(1)

(2)

derived [5] for a nuclide i in a single chain defined by

= VV,.(0-a,A/,(0 (3)

It was proved [2] that for all k greater than 2, the functionFk(xt xi) is symmetric in its arguments, and the recur-rence relation

is valid. If all the differences U;-f/| in Eq. (1) are too small,one has to use a series expansion of the function Ft,

•* k-l.k-1 • • •

xJ.l

where

(5)

Fk(xk x,) =JCj - X ,

(4)

For a given accuracy of calculating the function Fk, the num-ber of terms in the expansion series that have to be used in-creases with increasing index k. Thus, in the case of the deple-tion functions of high index k, the high-accuracy series ex-pressions become too complicated.

Indeed, the series for the functions F\ and Fi were evalu-ated [21 up to terms of power six in xq, and the inequality con-dition ]x*+i-Xjfc| < 0.1 resulted in a relative accuracy ofabout lOmin"*. Also, to avoid too complicated expressions forthe depletion functions, the expansion series were evaluated[2] only up to linear terms in xn for the function F^ here, theinequality condition |xt+ i -x»| < 0.2 resulted in a relativeaccuracy of about lOmin"4. If one wanted to calculate the func-tions Fe, Fi and Ft with a relative accuracy of about 10"8 (usingthe inequality condition \xt• i -Xk I < 0.1), one would have toexpand the corresponding expressions (5) up to terms ofpower six in xq. Such expressions for the functions F$, Fi andF% would contain 462, 925 and 1716 terms, respectively. Deri-vation of expressions with hundreds of terms might rapidly getout of hand.

On the other hand, accurate evaluation of the functions Fkwith high index k would enable one to calculate nuclide con-centrations in a burn-up chain in a single burn-up step. Thiswould greatly simplify the whole procedure of calculating thenuclide concentrations, and would also reduce the necessarycomputational time. It could also be useful for the calculationof very large depletion chains. However, if one wanted to cal-culate functions Fe, Fi and Fg with an accuracy of aboutlOmin"16 (with the inequality condition U* + i -x* | < 0.1), ex-pressions with 6188, 18564 and 50388 terms, respectively,would have to be derived, and this is practically impossible.

It will be shown in this paper that the depletion functionscan be accurately evaluated using expansion series recurrenceformulas. This approach proves to be quite efficient, so that

Kerntechnik 56 (1991) No. 0

Z. Vukadin: Evaluating expansion scries of depletion functions

the derivation of complicated expressions is no longer necess-ary.

2 Recurrence formulas for the expansion series

Expanding the first sum in Eq. (5) to the «-th term, the ex-pression

, F&k *l) _ ^ IcW (6)

is obtained, where

k-l.k-7 • • •

" - 1 L . - 1 - . (7)

In the same way, from Eq. (5) for the depletion function Fk-\,it is obtained . .,-.

H) • i n%$"(8)

where

5!'-" = J

From Eqs. (7) and (9) it now follows that

(9)

(10)

The recurrence relations (6) and (10) provide a straightfor-ward procedure for evaluating expansion series of depletionfunction F*. Indeed, defining

S? = l , 5 ? ' = o i l . . . . 5 ? ' = x i i I .

one can, by successive application of Eq. (10), obtain the sumsSfU, 5̂ > 55,*' and, using Eq. (6), the value of the deple-tion function F*. To improve the efficiency of computer calcu-lations, it is useful to rewrite the sums in Eq. (10) in the form

In the Appendix, a FORTRAN function FS is programmedusing Eq. (11) and Eq. (6), together with the appropriate formof the FORTRAN function FA 6 [2, 5], to demonstrate theevaluation procedure for the depletion function Ft. The deple-

Ji ^ lion function of any index k S 3 can be evaluated in the same' ** manner.

3 Examples and conclusions

To test the presented, approach of calculating the.depletionfunctions expansion series, a double precision FORTRANprogramme was developed for calculating nuclide concentra-tions in depletion chains. Within the programme, the series foreach depletion function Ft (k = 1 , 2 , . . . , 15) is calculated withsuch a number of terms that a relative accuracy of about

lOmin"16 is reached with the inequality condition I Jt* *i -x* I= EPS < 0.1.

Simple serial radioactive transformations with twelve con-secutive nuclides (with the last one stable) were considered.The decay constants and time intervals were choosen to satisfythe inequality condition EPS < 0.1 (Jt = 1 11). Thus, allthe depletion functions have to be evaluated using series ex-pansion. As it is well known, in a chain which leads to the for-mation of a stable nuclide, the sum of all nuclide concentra-tions at any time must be equal to the sum of the initial nuclideconcentrations. In the performed calculations this fact wasconfirmed with 15 significant figures.

Another check was performed to demonstrate the reduc-tion of the computational time compared to the direct useof the recurrence relations (4). The inequality condition EPS " I< 0.02 was imposed on the functions Fi, A ..., Fn and five f] f,Vburn-up steps were choosen in such a way that the inequality ~0.02 < EPS < 0.1 holds true in each burn-up step. Thus, usingthe recurrence relations (4) instead of the depletion functionswith 7, 8, ..., 12 arguments in a single burn-up step, one canobtain the same results using depletion functions with 6 argu-ments at maximum. The same inequality condition, EPS< 0.1, was imposed on the functions Fft,..., Fn for calcula- |tion of a single equivalent burn-up step. The calculated nuclideconcentrations at the end of the fifth burn-up step were thesame as the nuclide concentrations found for the single equi-valent burn-up step. Surprisingly, the evaluation time for thesingle burn-up step was considerably shorter then the evalu-ation time for the five bum-up steps.

It may be concluded that the introduction of the recurrenceformulas (11) for the expansion series of the depletion func-tions leads to an efficient numerical procedure for accurateevaluation of Ft with high index k, which proves to be espe-cially useful for calculation of very long depletion chains.

Appendix. FORTRAN functions

The FORTRAN functions BF(N, M) and FAC(N) refer to

the mathematical functions I . . and N\, respectively.

(Received on April 8,1991; in revised version on July 26,1991)

References

1 Miles, E. R.: An improved method for treating problems involvingsimultaneous radioactive decay, buildup and mass transfer. Nucl.Sci. Eng. 79 (1981) 239-245

2 SUwers, H.: An analytical method for solving depletion equations.Atomkernenergie 27 (1976) 30-34

3 Shiyakhler, I. A.: Depletion functions and their use in the calcula-tion of isotope transmutations. Atomkernenergie-Kerntechnik 42 * ~(1983)33-38

4 Vondy, D. R: Development of a general method of explicit solutionto the nudide chain equations for digital machine calculations.ORNL-TM-361 Addendum • Place, Year? • #-

5 SUwers, H.: A FORTRAN program for solving depletion chainequations by analytical methods. Atomkernenergie 31 (1978)238-241

The author of this contribution

Dipl.-Ing. Zoran Vukadin, Reactor Department, Institute of NuclearSciences "Boris Kidric"-Vinca, Belgrade, Yugoslavia.

Kerntechnik 56 (1991) No. 0