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. В эти таблицы не включены вклады в выходы фотоделения, которые могут быть особенно значительными для неделящихся нуклидов (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 2.1 и в ссылках 11, 24-27. 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 (1-29). 1.1.1 Процедуры измерений включают поправки на фоновое излучение детектора, потери при суммировании случайных и истинных совпадений, различия в геометрии между эталонами калибровочного источника и стандартными образцами, самопоглощение излучения стандартными образцами, другие эффекты поглощения, поправки на радиоактивный распад и выгорание. интересующего нуклида (1-10, 12-22). 1.1.2 Удельные активности рассчитывают с учетом продолжительности счета, времени, прошедшего от начала счета до окончания облучения, периода полураспада, массы целевого нуклида в СО и интенсивностей ветвления. интересующего излучения. Используя соответствующий период полураспада и известные условия облучения, специфическую активность можно преобразовать в соответствующие скорости реакции (24-30). 1.1.3 Включены процедуры расчета скорости реакции на основе измерений радиоактивности и динамики мощности облучения. Скорость реакции можно преобразовать в скорость флюенса и флюенс нейтронов, используя соответствующие значения интегрального сечения и эффективного времени облучения, а с другими скоростями реакции можно использовать для определения спектра нейтронов с помощью подходящих компьютерных программ (24-30). . 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 соотношения измеренных насыщенных активностей в двух средах и сертифицированной эталонной скорости флюенса (24-30). 1.2 Этот метод предназначен для использования в сочетании с Руководством ASTM E844. Следующие существующие или предлагаемые практики, руководства и методы ASTM......
ASTM E1005-10 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)