ZPRBVn D POKROCÍCH ř SB. ада. mil. &**. li. 'A 14 r Ш. Zpracoval kolektiv pracovníků ÚJV Redakce: Ing.S.Havelka,CSc. *:«K«? ÚJV 8682-V. U nor 1989 "M?

'A

Ш

14 r

,v

эт>г rt?j

P7'. :

4 "• 'Ví.'

W

&f:> K\ И

Ш

is»

mil

P

"M?

*:«K«?

4'.' '•«* '*

»«^i

• f;Cz3Sb£3sl£É.

,;« '•"*Í4 . чЧЦ»***»*'**1*

ÚJV 8682-V

&**£.

li

ада

ZPRBVn ř D POKROCÍCH SB U nor 1989

Zpracoval kolektiv pracovníků ÚJV Redakce: Ing.S.Havelka,CSc.

We

regret

pages

irx

of

this

u.p

-to

for

the report

the

standards , toest

-fc.lxa.-fc.

some

possible preparing

the

microfiche may

Е>зготр>^лг even

of

not

the

toe

legibility

though copy

copy

the

was master

used fiche.

ÚJV 8682-V

Г7ГГ

ZPRHVn ^ r D PDKRDCÍCH BB Únor 1989

Zpracoval kolektiv pracovníků ÚJV Redakce: Ing.S. Havelka,CSc.

DO:

621.039:06

A b s t r a k t Ve zprévS jaou shrnuty nejzávažnější vždecké, vědecko-technické a SásteSné i ekonomické výsledky, dosažené v roce 1988 lístavem jaderného výzkumu v Řeži.

.Abstract In the Report the most important scientific results as well as production and economic issues of NRI Řež for the year 1938 are presented.

ÚJV 8682-V

3. /ГфЛ-уЩ

O b s a h

Ж,5«> j r - . . = 5 ,

Str.

ÚVODEM

3

1.

VÍZKUM A VÍVOJ

5

1.1.

Jaderná energetika

5

1.1.1.

Jaderná bezpečnost

5

1.1.2.

Reaktorová fyzika

16

1.1.3.

Reaktorová materiály

21

1.1.4.

Reaktorová technika

26

1.1.5.

Chemie palivového cyklu

34

1.1.6.

Normalizace

39

1.2.

Využití ionizujícího záření

40

1.2.1.

RadiaSní technologie

40

1.2.2.

Radiofarmaoeutické preparáty

44

1.2.3.

Neutronová aktivační analýza a nentronografie

45

1.3.

Radieční bezpečnost

47

1.4.

Védeckoorganizační práce

46

2.

VÝROBA A SbUŽBy

2.1.

Výroba radiofarmak

52

2.2.

Výroba polovodičových detektoru ionizujícího záření

53

2.3.

Služby Ústřední kontrolní lBboretoře

56

'

51

2.4.

Ozařovaeí služby

57

2.5.

Výpočetní služby

57

2.6.

Informační a reprografické služby

59

3.

SOCXSLHÍ PROGRAM

60

ЗЛ.

ZvySování kvalifikeoe

60

3.2.

Péče o bydlení e závodní stravování

60

3.3.

Péče o zdraví, pracovní prostředí a rekreace

61

zÁvtsm

62

L (

\

f kontrcIeV

"yorgeniz.}

kádry

—ř o o t r e h a

j—

/ NAMSSTEK VPHO VÍZKUM

ТЕСНИICKÝ NJSMČSTEK

(

ŘEDITEL б J V

\ /

-/inform.")

<

(výpočet Л

(

plán výzkumu,,

, atřed. J —(normal

výroba

EKONOMICKO

)

yitveat.y"

(

1

izj

/plán a

NÍMĚSTEK

\_

-í

>

odbyty

V^ozpočey i n f o rrm. \ _ sous t a v ě /

-í

ceny

)

jr /jaderná A_ Unergetikař"

jadernéN terdály J

Í

edioaktiv odpady

fekonocilkaV V práce У

-/závodní ) Vatrnv. J

/ jaderná ] '. chemie J

/jaderné\ (reaktory J

ÚSEK

(

ODBOR

2

J

(ODDĚLENÍ)

ÚVODEM Při bllencování loňského roku můžeme e uspokojením konstatovat, že šlo o rok na­ plněný činorodou prací jak ve vlastní výzkumné, servisní a výrobní činnosti ústavu, tak při plnění sociálního programu, inovací experimentálního vybavení, v organizační a v neposlední ředě i ve všdeckoorganizeSní činnosti. Na rozdíl od předloňského roku, charakteristického především kontinuitou prací bez výrazných zmSn v náplni в metodice řízení výzkumně-vývojových prací ÚJV, byl rok loňský charakterizován řadou závažných změn, pramenících v naléhavých požadavcích rychle ее měnícího systémového okolí ústavu. Připomeňme si, že v loňském roce: - proběhle závěrečné oponentní řízení dvou státních a jednoho resortního úkolu a vstupní oponentní řízení jednoho státního a jednoho resortního úkoluj . - proběhly nejrozsáhlejší a nejzávažnější Ir.ovace experimentální základny IÍJV - vý­ měna experimentálního reaktoru W R - S za reaktor LVR-15 a kvalitativní rozšíření výpočetního centra; tyto inovace hluboce zasáhly do celého provozu ustavuj - byla zavedené 2. etapa racionalizace mzdové soustavy lÍJV (ZElÍMS-2); - proběhla 1. etapa racionalizace organizační struktury ústavu soustřeďující základní experimentální zařízení do výzkumného úseku a veškeré technické služby do úseku technického. Naše rostoucí pozornost věnovaná intenzifikaci a zkvalitňování veškeré činnosti ústevu je přirozeným odrazem celospolečenského úsilí o urychlení dynamiky rozvoje našeho národního hospodářství. Stéle ae totiž potvrzuje základní teorém, že v období vědeckotechnické revo­ luce není jiné cesty, jak rozvíjet efektně a potřebným tempem národní důchod, než zajistit co nejplnější využívání výsledku vědy a techniky v národním hospodářství. NepodaH-li se nám toho dosáhnout, nebudeme moci zabezpečit žádoucí růst naší životní úrovně. To pletí nejen pro všechny země socialistického tábore jednotlivě, ele i pro socialistický syatém jako celek. Frávě proto věnoval jak XXVII. ajezd KSSS, tak i XVII. sjezd KsS a sjezdy dal­ ších bratrských stran zemí RVHP otázkám účinné aplikace výsledků vědy a techniky do rozvoje národního hospodářství mimořádnou pozornost. Je tedy přirozené, že pro celou čs. vědecko­ výzkumnou záklednu vyplynule z přestavby našeho národního hospodářství řada velmi náročr.ýcn úkolů a že rychlost-a kvalita této přestavby bude do značné míry záviset na tom, zda součas­ ný čs. výzkum bude schopen soustředit svou kapacitu no rychlé a kvalitní řešení ekonomicky nejpotřebnějších úkolů. To platí samozřejmě v plné míře i.pro náš ústav, který se svými více než 1000 pracov­ níky, z nichž třetina má vysokoškolské vzdělání a přibližně 10 % vědeckou hodnost kandidáte či doktore věd, patří к největším centrálně řízeným organizacím československé výzkumně-vý­ vojové základny. Náš výzkumný plán i výrobní úkoly jsou sice v současné době do značné míry stabilizovány jak státním plánem vědeckotechnického rozvoje, tek třetím prioritním směrem Komplexního programu vědeckotechnického pokroku zemí RVHP a jsou dlouhodobě dány i stptutem ústavu. Přesto jsme považovali za svoji prvořadou povinnost využít všech nových podnětu, vycházejících jak z vlastního řešení výzkumných úkolů, tak z měnících se potřeb národního hospodářství, nejen ke zpracování dlouhodobé koncepce rozvoje ústevu do r. 2005, ale i к řadě operetivních účelných úprav plánů.

1989 také lépe kého ních

Dobré výsledky prvých tří let osmého pětiletého plénu náa však nesmí ukolébat. V roce náa čeká nejen řada náročných výzkumně-vývojových, servisních i výrobních úkolů, ele velmi náročná vědeokoorgenizační práce, zaměřená к tomu, aby se struktura našich úkolů přizpůsobila struktuře úkolů 3. prioritního směru Komplexního programu vědeckotechnic­ pokroku zemí RVHP. Současně bychom chtěli koncentrovat své síly e snížit počet stát­ a resortních úkolů koordinovaných ústavem. V této souvislosti bude například nutno

3

zajistit úspěšný rozběh praoí na novém atátr.ím úkolu v oblasti bezpečnosti jaderných reak­ toru a zajistit finančně úkoly г obleati vývoje radiačních technologií a diagnoatiky ja­ derných zařízení, ukončit řešení státního úkolu zpracování radioaktivních odpadu a při­ pravit nový atátní úkol v této oblasti. К tomu přiatoupí zahájení prací na přípravě 9. PLF, práce na uvedení do provozu inovovaného experimentálního reaktoru IVR-15 a na zejiStění 2. etapy racionalizace organizační struktury ústavu. Vgeohny tyto projekty bude nutno velmi pečlivě připrevit, tak aby jejich výsledkem bylo lepší využití výzkumných kepacit a experimentální základny ústavu pro zajištění potřeb naší jaderné energetiky e tech­ niky. Ale vraíme se к roku 1988. Hodnotíme jej jako úspěšný, jako rok, kdy se nám podařilo utvrdit dobrý nástup do 8. PLP, zahájený v roce 1386. Za splnění úkolu roku 1988 bych chtěl především poděkovat všem těm pracovníkům ústavu, kteří svou angažovanou, poctivou prací a iniciativou pomáhali vedení ústavu překonávat vsoohny překážky a obtíže. Predevaím oni se zpsloužili o dobré výsledky loňského roku. Při uplatnění nových přístupu, nového myšlení, si však musíme současně uvědomit, že to, co dnes hodnotíme jako dobré, nebude již zítre atečit. Abychom mohli kvalitné spirit i poslední dva roky 8. pětiletky a připravit úspěšný nástup do pětiletky deváté, musíme se snažit překonávat i ty jevy, které dnes uvá­ díme jako objektivní potíže plnění úkolu. Jsem přesvědčen, že se to při efektivním využití iniciativy našich precovníku podaří.

beden 1989

1.

VÝZKUM A VÍVOJ

Pro výzkumné složky ústavu byl praví! uplynulý rok rokem intenzivní a činorodé práce. V souladu s plánem věnoval úatav v loňském roce více než 3/4 avých výzkumných kepncit tin úkoly z oblasti jaderné energetiky, zbytek byl urSer. ne úkoly z jaderné techniky. V oblasti jaderné energetiky byla práce ústavu zaměřena v souladu s cíly programu rozvoje Ss. jaderné energetiky na zajištění bezpečnosti jaderně energetických zařízení a v této souvislosti ne výzkum fyzikálních, teplotechnických, hydrodynamických a mate­ riálových problému reaktoru VVER, jejich provozní diagnostiku, na likvidaci redioaktivních odpadu a na rozvoj čs. výzkumné reaktorové základny. Ustav v této oblasti koordinoval a řešil 5 státních úkolů, 5 resortních úkolů, úkol resortní standardizace a na řešení dal­ ších 3 státních úkolů se podílel. Z řešených úkolů byly v loňském roce úspěšné ukončeny dva: státní úkol» : "Bezpečnost jaderných elektráren s lehkovodními reaktory" a státní úkol "Vybrané komponenty ь problémy osvojení rychlých reaktorů". Úkoly z oblasti jaderné energetiky současně zajištovely účast ústavu na řeiiení 3. prioritního směru Komplexního programu vědeckotechnického pokroku zemí RVHP do roku 2000 "Urychlený rozvoj jaderné ener­ getiky". Ústav se účastnil na řešení 9 ze 17 hlavních úkolů tohoto prioritního směru, při­ čemž u čtyř hlavních úkolů byl pověřen výkonem funkce os. gestorské organizace. V rámci státního vědeckotechnického programu P 15 "Radionuklidy a jaderná přístro­ jová technika" koordinoval a řešil ÚJV obdobně jako v minulém období 1 státní a 3 resortní úkoly. Šlo o vývoj nových radiačních technologií, nových typů detektoru ionizujícího zá­ ření a radioanalytických postupů. V rámci státního úkolu "Výzkum a vývoj redioaktivních výrobku", který je koordinován v ÚVWR PrBha řešil рек ústav vývoj rediofarmsceutických preperétů. V návaznosti na výsledky řešení tohoto úkolu plánuje ÚJV v období 8. pětiletky růst výroby rediofermeceutických preparátů o 65 % a postupné zavádění výroby nových typů radiofarmak. Úspěšné věcné plnění úkolů RVI se projevilo na plnění plánovaných realizačních vý­ stupů. V rámci státních úkolů měl ústav pro rok 1988 předepsáno splnění 18 realizačních výstupu, z toho 9 bylo hmotné povahy, v rámci resortních úkolů splnění dalších 9 reali­ začních výstupu, z "toho 6 hmotné povahy. Úspěšně byly splněny všechny nehmotné výstupy, z 15 výstupu hmotné povahy bylo splněno na 100 a více procent 12 výstupů ( z nich např. výroba bromsulfoftaleinu na 145 % a výrobe spec. sloučenin značených jodem ne 215 %)« Stoprocentního plnění se nepodařilo dosáhnout pouze u 3 výstupu hmotné povahy. Celkově byl ovšem plán realizace překročen a splněn na 101 %, přičemž objem realizace dosáhl více než 21 mil. Kčs. Značnou pozornost věnoval ústav také vědeckocrganizační činnosti, která vycházela především z výkonu funkce vedoucího pracoviště vědeckotechnického rozvoje s meziodvětvcvou působností v oblasti jaderné energie a techniky a byla zaměřena zejména na zpracování koncepčních studií, na plnění vědeckoorganizačních úkolů v oblasti mnohostranné meziná­ rodní spolupráce a na rozsáhlou vědeckotechnickou a popularizační informační činnost. Významným výsledkem koncepčních prací bylo zpracování dlouhodobé koncepce rozvoje ústavu na léta 1990-2005.

1.1.

J a d e r n á

e n e r g e t i k a

1.1.1 Jaderná bezpečnost V roce 1988 pokračovaly výzkumné práce v oboru bezpečnosti jaderných zařízení s lenkovodními reaktory. Byly zaměřeny na hodnocení jaderných elektráren s reaktory typu W E R pro potřeby státního dozoru nad jadernou bezpečností. Zkoumaly se neutronické vlast­ nosti aktivní zóny, tepelné a mechanické charakteristiky aktivní zóny, prováděly se spo-lehlivostní analýzy, havarijní analýzy a sledoval ae vliv jaderného záření na okolí. Byla zajišíovéna i standardizace výpočtových programu.

5

V části věnované výzkumu neutronových vlastností aktivních zón byl dokončen vývoj komplexu programu UNIRASOS-TANAMA. Program UITIRASOS slouží pro přípravu knihovny malogrupovýoh dat elementárních buněk a kazet složených ze stejných palivových elementů. Byly pro­ vedeny porovnávací výpočty a experimentálními údaji změřenými na ZR-6. Program UNIRASOS Je předkládán ke standardizaci. Navazující.program TANAMA Je určen pro zpracovaní malogrupových dat produkovaných programem UNIRASOS do tvaru parametrizovaných vstupních dat pro programy BIPR. Program TANAMA /l/ Je verze sovětského programu TÁŇA s odstraněnými chybami a dalšími úpravami (možnost naděrcvéní výsledku přímo ve tvaru vstupních dat pro programy BIPR-5 a BIPR-6, kontrole aproximací v porovnání s výchozími závislostmi z progremu UNI­ RASOS, čtení dat pomocí příkazu NAMELIST). Zprovoznění komplexu UNIRASOS-TANAMA umožňuje nastoupit cestu tvorby vlastních souborů dat pro programy typu BIPR, přičemž lze reagovat na konstrukční změny palivových Článku i na nové pokročilé typy paliva. Komplex programů byl použit ke spočtení noubort vstupních det pro jemnější dělení v teplotách moderátoru (20°, 100°, 150°, 200°, 220°, 240°, 260°, 280°, 285°C) pro bezvýkonové stavy. Pro teploty 200 С a 260 С byly na základě porovnávacích výpočtu se spouštěcími experimenty doporučeny modifikované varianty souboru vstupních dat. Komplex UNIRASOS-TANAMA byl použit rovněž к získání souboru vstupních dat pro pracovní stavy s projektovou střední teplotou chledive 285 С (odpovídající dosud užívanému souboru dat) a pro nižší střední hodnotu teploty chledive (280°C) při nominálním výkonuJ Pro soubor paremetrizovaných vstupních dat pracovního stavu reektoru VVER-440 (obr. 1) byly určeny opravy násobících vlastností kazet na měrný výkon (reap, střední teplotu paliva) /2/.

Obohacení paliva 1.6 %

'7

,

.

i. i'15 ± -i. -i' :-7\>^' '.Z . " ^ >í x-~ i ;qr, 1 " 4 íiis/-^ -^ '_* 'N.^5-*"'*"- ^

x o *

mazera palivo-povlak 0.060 mm me'zera palivo-povlak 0.095 mm *V (T f (Sapr.-Ž°lkevič) lineární aproximace kvadratická aproximace podle Saprykina-Ztlkevice

^ -i

Obr. 1:

,.".'. 40. i 1 1

.

^C

ПО. 80. 100. 120. 140. IGO. LÓ"o. 2 0 0 . 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1

Závislosti lokálních koeficientu násobení na měrném výkonu a jejich aproximace

6

w (!:W/I) «-

V programu BIPR 5T byly provedeny úpravy snižující výpočetní žes při aitruleci reál­ ných průběhů provozu reaktoru bez požadavku tvorby knihovny mezivýsledku. Z provedených testu vyplývá, že rychlost výpočtu во zvyšuje o 15-25 % v závislosti na průběhu simulo­ vaného provozu. Во programu byla též zabudována možnost eutomatlcKého srovnání výpočetních, výsledku s experimentálními údaji z provozu reaktoru. Byl dokončen vývoj programu MOCA II /13/, který je určen к numerickému řešení trans­ portní -rovnice v grupovém formalismu v palivové kazetě typu W E R metodou Monte-Carlo. Ka­ zeta j e v příčném směru složena z hexegonálních, trojúhelníkových a čtyřúhelníkových bu­ něk. Vnitřní struktura hexagonálních buněk je tvořena několiko soustředěnými oblastmi. Kazetu lze uvažovat jako samostatnou nebo v periodickr se opakující mříži. Obdobně po výSce lze kazetu uvažovat jako konečnou nebo nekonečnou, složenou s periodicky se opakujících axiálních úseků. Za úíelem zvýšení přesnosti výpočtu pro vybrané prostorové a energetické oblasti byl navíc zabudován neanalbgový náhodný proces. Program byl použit к výpočtu středovsných konstant pro palivovou kazetu WER-1000 (obohacení 2 %, 3 %, 4 %', teplota 300 K ) .

Obr. 2:

Porovnání vypočtené a experimentální doby do porušení pro burst testy

V rámci studia tepelných a mechanických charakteristik aktivní zóny pokračovalo ově­ řování výpočtových progremu FRAS a SSYST, určených к výpočtům chování palivových článků v havarijních stavech /4/. Na základě burst testů s povlakovými trubkami palivových článku byla ověřena stavová rovnice plestického chování materiálu Zr3Nb (obr. 2 ) . Vyhodnocení burst

7

testu, byly dole získány mapy typických deformací povlaku během LOCA, chernkterizované ob­ vodovými deformacemi, výškou boulí a azimutálním úhlem. Ne obr. 3 je příklad tBkové mapy.

Obr. 3:

Závislost délky h vyboulené části povlaku (ZrlNb) na teplotě" o vnitřním tleku (v páře).

p С MPal Pro potřeby výpočtu tepelně-mechanického chování palivových článku v provozních sta­ vech pokračovalo ověřování programu PIN. V rámci spolupráce s ZfK Roasendorf byl převzat program STOPPBL /5/. Na základe výpočtu programem STOPFEL byl navržen jednoduchý model PES1 /G/ ke stanovení maximálně přípustného lokálního výkonu palivového článku (obr. 4 ) . Byly zahájeny práce v oblasti analýz nadprojektových havárií a určení jejich následku. V rámci regionálního výzkumného programu koordinovaného ЕЛАЕ bylo započato a výpočtovými analýzami testových sekvencí nadprojektových havárií reaktoru W E R ne počítači ve Vídni. Jako příklad je v obr. 5 ukázán průběh tlaku v hermetických prostorách eleKtrárny WER-440. V oblasti spolehlivostních analýz byl ukončen tříletý kontrakt MAAE "Důležitost ne­ závislých a závislých lidských chyb pro systémovou spolehlivost a bezpečnost jaderné elekt­ rárny" /7/. Eyly shrnuty výsledky precí v tomto kontraktu, během něhož byly provedeny spolehlivostní analýzy pasivního systému tlakových zásobníku a nízkotlakého systému havarij­ ního- chlezení jaderné elektrárny Mochovce. Obě analýzy byly doplnSny analýzou nejistot /8/. Pro nízkotlaký systém byle sledována spolehlivost při vyzvání к činnosti a práci v automa­ tickém režimu ručního řízení. Byla zhodnocena spolehlivost systému při různých iniciačních událostech, provozních situacích (obr. 6) a provozních obdobích. Byl porovnán vliv nově navržených změn projektu JE Mochovce oproti starším jaderným elektrárnám. Eyly identifikovány spolehlivostně nejvýznamnější události a navržena opatření ke zvýšení spolehlivosti tohoto systému. Výsledky ukázaly, že spolehlivost nízkotlakého systému za normálních podmínek je srovnatelná s výsledky obdobných analýz'- pro zahraniční jaderné elektrárny. Navíc se ukáza­ lo, že pomocí jednoduchých úprav (zajišíujících otevření rychločinných armatur na výtlačném potrubí tohoto systému) může být spolehlivost tohoto systému výrazně zvýšena. Projevil se

8

i, W / e m

Sas

J • •' • в

t

4 .

1 4

. 41

г-Л-п—«-Ч-

J2»
J«> Jf/ J*//

mezera i palivo pokrytí ляп t 0

L kontaktní • tlak liPa

Л-

napětí v

i pokrjrtí

Obr. 4s Přiklad výpoStu mexittálního výkonu pro aložitou výkonovou hiatorii.

9

h ni

VVER-440 AB CL PRESSURE IN COMP. STCP IAEA 8/1988 40 -i

Obr. 5) Tlgk v hermetických proetoráoh elektrárny

НгЬ um

35-

30-

-h КП/Лг,

Legend O

1 CONTAIN, BOXES

Д

2 SUPP, POOL

+ X

З.А1ДЩСКЗ_ 4 ENVIRONMENT

.

1600

TIME, MIN

Obr. 6s Vliv opravování Jednoho podayatému na nepohotovost NTS

Legenda k obrázku: 1 - neopravovaný NTS NTS opravován podle podmínek navrhovanýoh pro EMO NTS opravován podle podmínek platných pro EDU - stav před vyzkoušením 4 - NTS opravován podle podmínek platnýoh pro EDD - stav po třech dneob a vyzkouienl

O

1000

2000

3000

4000

5000

doba provozu (hod)

a

1С

6000

7000

prasknuti smyčky se zaústěným potrubím jednoho podsystému NTS Jehož některý další podsystém je opravován podle podmínek navrhovaných pro EMO

též nepříznivý vliv možnosti provozovat systém po určitou dobu a Jedním noprovozusohopným podsystémem e význam kontrol stavu systému při kampaňových odstávkách. Pro jadernou elektrárnu в reaktorem VVER-IOOO (typ 320) bylo provedeno porovnání spo­ lehlivosti systému tlakových zásobníku a nízkotlekáho systému havarijního chlazoní aktivr;í zóny této elektrárny o obdobnými systémy nn joderné elektrárno* o reaktorem VVER-4/10 (typ 213) /9/. Eyle popsána konstrukco a činnost tSchto systémů při prasknutí hlavního cirkulač­ ního potrubí a provedena kventitetivní analýza spolehlivosti obou systémů u obou typu elekt­ ráren. Byl též zhodnocen vliv některých změn konstrukce systémů no spolehlivost jejich čin­ nosti. Získané výsledky lze v případe* tiskových zásobníku považovat za srovnatelné (raelé zvýšení nepohotovosti u typu 320 je vyváženo zvýšením pravděpodobnosti uzavření vypouštěcího potrubí po vyprázdnění tlakových zásobníku a tiro zamezení průniku dusíku do aktivní zóny). Ještě к lepší shodě došle při porovnání výsledných nepohotovestí u nízkotlckého systému u obou typů. Mírné snížení nepohotovosti nízkotlakého systému u typn V-320 bylo dosaženo vý­ razným oelkovým zjednodušením konstrukce. V souvislosti a kontraktem ГЛЛАЕ provádňným v rámci koordinovaného výzkumného programu "Pravděpodobnostní hodnocení bezpečnosti výzkumných reaktorů" byly proveťlony vybrené prnvdZpodobnostni analýzy bezpečnosti rekonstruovaného a inovovaného reaktoru LVR-15 v IÍJV Řež /10/. Tyto analýzy zahrnovaly popis a rozbor bezpečnostně* význemnýoh systému, sestavení stromů událostí pro sedm základních iniciačních události, vyhodnocení devíti stromu poruch pro nejvýznamnější vrcholové události s analýzou nejistot, provedení havarijních analýz a analýz vlivů na okolí. V rámci havarijnioh anel.vz byly provedeny výpočty a zpracovány výsledKy vymezující stacionární teploteohnické bezpečnostní limity aktivní zóny JE s WER-1000 v širokém roz­ sahu provozních parametru aktivní zóny - tj. v závislosti na tlaku, vstupní teplotě a hmot­ nostním průtoku chladivá a dále na termofyzikálních a geometrických vlastnotech paliva, mezery a povlaku palivového elementu. Byly vymezeny stacionární stavy palivového proutku, za kterých nedochází ke krizi varu a.nedosahuje se teploty tavení peliva /11/. Grafické výsledky řešení z hlediska nedosažení krize varu při jmenovitém tlaku 15,7 MPa jsou uká­ zány na obr. 7,8. Přípustné hodnoty středního lineárního výkonu palivového proutku QHS leží v obr. 7 pod znázorněnou plochou a v obr. 8 poa parametricky označenými křivkami. 40.003S.00Obr. 7: Přípustný střední linear- ' ní výkon palivového proutku QHS v závislosti na hustotě hmotnostního toku chladivá W a teplotě chladivá ne vstupu do aktivní zóny T při tlaku chladivá P = = 15,7 MPa

N. •x

те. m

ar o

xa

-5.000 .0.000 о?" «У O/

.. . O

O

•

.

.

.

.

.

.

cS5 • - o o o o o o o r ř P o o o o o o o o o " o o f u f - m r - r u r - m

W (KG/H2.5)

11

OHS (КИ/М>

Obr. 8: Závislost přípustného střed­ ního lineárního výkonu pali­ vového proutku QHS na teplotě chladivá na vstupu do aktivní zóny T při tlaku chladivá P в 15,7 MPa pro hustoty hmot­ nostního toku chladivá W (kg m~ s" ) vyznačené jako peremetr křivek.

ш m го

ID

m fu

rCO cu

m CO ru

01 00

cv

0

en cu

_•

en 01

ru 0) w


3"

en

w

in

O)

ru

T ( t)

Výpočetní program DYMO-WER, určený pro rychlé ocenění přechodových procesu v pri­ márním okruhu pro poruchy výpadku hlavních cirkulačních Serpadel (HCC), bylupraven pro účely výpočtů jaderné elektrárny WER-1000. Obdobně byl přebudován výpočetní program DMAMIKA-ÚJV, ke kterému byl připojen jednoduchý model sekundárního okruhu. Byla sestavena vstupní páska dat a provedeny výpoóty přechodových procesu vyvolaných výpadkem НСб pro ja­ dernou elektrárnu Temelín /12/. Byl proveden komplex prací pro účely bezpečnostních rozboru rekonstruovaného experi­ mentálního reaktoru LVR-15 /13/. Na základě provedených výpočtů, byly oceněny stacionární režimy a stanoveny maximální přípustné výkony pro 16 konfigurací aktivní zóny (viz tab.l). Dále byla stanovena závislost přípustného výkonu reaktoru na průtoku a vstupní teplotě chladivá (obr. 9,10). Zpracované výsledky byly použity v bezpečnostní zprávě reaktoru IVR-15 a jsou využitelné i pro jeho provoz. V oblasti sledování vlivu jaderného zařízení na okolí byly práce zaměřeny na dokon­ čení matematického modelu proudění podzemních vod a dále na model transportu kontaminantu v těchto vodách. Bylo zkoušeno chování programu pro různé konfigurace terénu, okrajové podmínky e jejich časové změny, vliv nehomogenity prostředí a numerických schémat řeSení. Dále bylo ověřováno předávání det mezi oběma programy a komplexní výpočet proudění podzemní vody a transport kontaminantu /16/. Posouzeny byly různé varianty a vliv parametrů při výpočtu průchodu radionuklidů potravinovými řetězci zejména s ohledem na případné využití při hodnocení havarijního úniku redioaktivních látek /15/.

12

...'• '.. . <«*W§í»M*f^

Tabulka li Maximální povolený výkon při vstupní teplotě* do Л2 t i n • 45°0, při kterém není překročena hodnota zásoby do povrchového věru 1.5 Počet kazet AZ

i/

36 - 25 - 11

1,291

15,5

3

28 - 17 - 11

1,180

14,6

3

28 - 17 - 11

1,164

14,6

3

36 - 25 - 11

1,282

15,5

3

28-17-11

J.240

13,4

4

36 - 25 - 11

1,424

13,6

3

36 - 24 - 12

1,248

16

3

28 - 16 - 12

1,170

14,5

3

28 - 16 - 12

1,156

14,5

3

36 - 24 - 12

1.28B

15,5

3

28 - 16 - 12

1,214

14

4

36 - 24 - 12

1,443

13,25

3

28-17-11

1,290

13

3

36 - 25 - 11

1,251

16

3

28 - 17 - 11

1,476

10,9

3

36 - 25 - 11

1,30В

14,6

Počet trubek v kazetž 3

ner,max

Povolený výkon, MWt

V rámci bezpeSnoBtních rozborů transportu a ukládání radioaktivníoh látek byly srovnány vypočtené a namčřené hodnoty při převozu nádoby výzkumného reaktoru z budovy výzkumného reaktoru na uložižté veřejnou komunikaci. V oblasti standardizace výpočtových programu, které jsou používány к analýze bez­ pečnosti Jaderných elektráren, pokraSovalo hodnocení dalSíoh výpočtových programů zpraco­ vaných v různých organizacích, z oblasti neutronové fyziky, termohydrauliky, chování pali­ vových tyčí, havárií se ztrátou chladivá, dynamiokého zatížení potrubních systému, Siřeni radioaktivních produktu a spolehlivosti.

13

Varianto - výkon 15 MV, konfigurace 3fi - 25 - 11, KN4/KN3»!.130/1.251

л

•200.

Obr. 9: PrábSh teplot po výSce AZ

450.

o - palivo + - pokrytí A - chladivo

v LVR-15 tCC'J

•100.

-i9-

-ь—... ""•b-C: •^J

-30.0

'0.0

J

0.0

0.1

• 0.2

0..3

0.4

0.5

0.G

0.7

0.3

0.3

1,0 3>

„

nn

*C-3.50

o.oo

VRniflNTR

-

KONFIGURACE 3 B - 2 S - 1 1 , KT NRMORF., 1 , 1 3 / 1 , 2 5 1 . KOR. FRKREGfi

|-

L 0.0

_i 0.2

1— 0.4

14

Literatura /1/

E. Tinková, I. Tlnka: Versija programmy TÁŇA dlja aproksimeciji paramatrov jaSejek ektivnoj zóny VVER v programme BIPfl-5 i BIPR-6. Zpráva IÍJV 8460-H,A, 1988.

/2/

A. Miasnikov, I. Tinko, M. Trgiňa: Rozmnožejušěije svojstva kasset WER-440 s uto5nžnnoj tempereturoj toplivs. Zpráva tfJV 8513-R, 1988.

/3/

J. Kyncl: MOCA 2 - popis programu. Zpráva ŮJV 8530-R, 1988.

/4/

J. Linek, P. Pazdera: Fuel Element Performance Modelling with the Codes SSYST and FRAS. A code to code comparison using LOCA analysis for W E R type reactors. Jaderná energie. Zprávo tfJV 8495-T, 1988.

/5/

D. Reifried, P. Pazdera: Performance Analysis of WWER Fuel Rods With the Computer Codes PIN and STOFFE1. Part 2: WWER 1000 Puel Rod during a Two-Ycer Operation Pe­ riod. Kernenergie 31, 1988, č. 5.

/6/

P. Pazdera: PES 1 - Model ke stanovení maximálně přípustného lokálního výkonu pali­ vového Slánku reaktoru WER-440. Zpráva ÚJV 8363-T, 1988.

/7/

K» Dech, J. Dušek, V. Hojný, J. Holý, . Patrik, J. Vitázková, P. BabiS: Importance of idependent end dependent humen error to system reliability and plant safety. Final report, IAEA Contract Number 4032/RB, 1988.

/8/

J. Holý: Zahrnutí nejistot v datech do spolehlivostní analýzy nízkotlakého systému JE Mochovce a JE Dukovany. Zpráva tÍJV 8505-T, 1988.

/9/

V. Hojný: Porovnání spolehlivosti systému zajištujících chlazení AZ reaktoru v pod­ mínkách havárie s prasknutím hlavního cirkulačního potrubí reaktoru WER-440 a WER1000. Zpráva ÚJV 8546-T, 1988.

/10/

Ml» Hron, J. Dušek, J. Kašpar, J. Macek, J. Holý, M. MalaSka, J. Horyna, E. Listík, P. Pittermenn: Probabilistic safety assessment for research reactor LWR-15. Progress Report -summary'Report, IAEA Contract Number 4355/ПВ, October 1988.

/11/

I. Trebichavský: Vymezení přípustných stacionárních stavu palivového elementu reaktoru WER-1000. Zpráva ÚJV 8319-T, 1988.

/12/

J. Macek: Přechodové procesy v primárním okruhu JE s WER-1000. Zpráva ÚJV 1988.

/13/

J. Macek, M. Malacká: Analýza výsledku bezpečnostních rozborů LVR-15. Zprávs ÚJV 8681 -T, 1988.

/14/

J- Horyna, L. Wilhelmová: Time Evolution of the Airborne Radioa_activity in Řež . Related to the Activity Release Rate in Chernobyl. J. Radioanal. Nucl. Chem. Lett, 1988, č. 4, s. 307.

/15/

J. Horyna: Modelování radionuklidu z proudění podzemní vody do rostlin. Zpráva ÚJV 8565, 1988.

/16/

J. Horyna a kol.: Modelování proudění podzemní vody. Zpráva ÚJV 8564, 1988.

15

8680 -T,

1.1.2. Reaktoroyá_fyzika Výzkumný program v roce 1988 byl výrazněji zaměřen na řešení problematiky bezprost­ ředně související в úkoly zahrnutými v rámci KP VTP zemí RVHP. Přispělo к tomu i uzavření kontraktu na provedení experimentálních prací na reaktoru LR-O mezi 1ÍJV ňež a IAE Kurčatova Moskva, který nahradil dosavadní dohody v rámci dvoustranné spolupráce. Pokračovaly práce na zvýšení bezpečnosti a provozuschopnosti výzkumného reaktoru LR-O. ZejménB byly v tomto roce vytvořeny technické a programové prostředky modelu automa­ tického .regulátoru výkonu reaktoru LR-O. Spřažením počítače SM-3/10, rámu CAMAC, řídící jednotky :KINEX a pohonu svazku absorpčních tyčí bylo vytvořeno modelové uspořádání auto­ matického regulátoru výkonu reaktoru LR-O (obr. 11). Řídící program umožňuje počáteční nastavení absorpčního svazku do pracovní polohy, poté se spustí stopky. S periodou 0,1 s jaou anímání údaje z počítačů, které nabírají impulsy z meřících kanálů s neutronovými detektory. Podle okamžité četnosti je upravována tzv. regulační perioda, se kterou je vy­ hodnocován výkon reektoru a prováděn regulační záaah. Teto perioda ae méní např. v rozsahu od 0,2 s pro K r imp./a až po 2,2 s pro 10 imp./a. Reguleční smyčka řídicího programu umožňuje dva režimy: sledování a fixace výkonu. S reguleční periodou se do kruhové paměti, vytvořené programové, ukládají údeje o regulačním procesu. Vstupní porucha reaktivity, způ­ sobovaná změnou výšky hladiny moderátoru nebo změnou polohy pohyblivého experimentálního re­ gulačního svazku, je sledována prostřednictvím experimentálního hladinoměru nebo čítače po­ lohy avazku.

OZ

>v

tГТ I 2

1 - systémový terminál 2 - počítač SM-3/10 s diskovou , magnetickou pamětí

3

3 - rám CAMAC 4 - řídící jednotka krokových

l.l

II

motoru KINEX

4

32

5 - pohonná jednotka absorpčního klestru

ЯЙ

4"

6 - detektor neutronů ve svislém OZ AZ EH РЕК NR

HH

KH

РЕК 5

AZ *— \ •»-

6

3

Obr. 11: Schéma experimentální aparatury pro test modelu regulece výkonu reaktoru

16

-

suchém kanálu ovládací zařízení aktivní zóna experimentální hladinoměr pohyblivý experimentální klestr nádoba reektoru

Ke vyžádání obsluhy přechází regulátor z režimu sledování do režimu fixace, připadne* zaznamenává sadu posledních 256 údajů na magnetioký disk. Experimentální ovžřaní funkce modelového uspořádání regulátoru výkonu bylo provedeno s aktivní zónou osazenou 55 palivovými kazetami typu LR-0/ЮОО s třemi různými koncentra­ cemi kyseliny borité v moderátoru (obr. 12). Byla testována odezva na vstupní zmžnu reaktivity 100 pom a kvelita regulace podle žádaného výkonu v rozsahu 10 až 0,66.10 imp./s /l/>

obohuení П 235ii /

\

2 * - 24 1

4,4 S - 7 ks uohý kanál pro detektory

< • >

Obr. 12!

Kartogram a k t i v n í zóny 3 55 palivovými kazetami

•

EK - experimentální k l e s t r HK - havarijní k l e s t r

V rámci zmíněného kontraktu s IAE Kurčatove (jehož tématikou spadá do bodu 3 . 1 . 1 KP VTP) pokračovaly na bR-0 experimenty ke stanovení: - v l e a t n o s t í aktivních zón a palivem obsahujícím v y h o ř í v a j í c í absorbátor (dále PEVA), - podkritičnoati kompaktních skladu vyhořelého paliva WER, - radiační zátSže nádoby WER. Hejprve byly v r. 1988 realizovány experimenty ke zpřesnění rozložení výkonu v okolí PEVA. Z vyhledávacích experimentů / 2 / byla tato porucha stanovena na 10 % pro sousední pa­ livový element e 4 % pro palivový element ve vzdálenosti 2 roztečí mříže paliva a obohace­ ním 3,6 % (pro PEVA obsahující 2 % GdgO, v sintrovaných tabletách UOg o obohacení 3,6 % 235 U). Ke stenovení podkritičnoati kompaktních skladů typu WER-1000 byl připraven a zahá­ jen program experimentů s modely absorpčních pouzder akladu. Modely jsou připraveny- z oce­ lového nosiče o tloušíee 5 mm a vratvou polyesteru o tloušíee 1 mm, která obsahuje rovno­ měrné rozptýlený kerbid boru /3/. К experimentům je připraveno pét různých koncentreci karbidu boru v modelu absorpční obálky. Ke stanovení obsahu boru v obálkách palivových kazet byla vypracována metodika / 4 / umožňující stenovení obeehu boru s požadovanou přesností. Souběžně s pracemi pro kontrakt bylo provedeno měření podkritičnoati konfigurace mo­ delující tzv. čs. koncepci kompaktního skladovaní vyhořelého paliva VVER-1000 založenou na použití absorpčních pouzder z horované nerezové oceli československé výroby (příprava

17

plechu ve VtfHŽ Dobré, sváření do tvaru šestihranného pouzdra požadovaných rozměrů v ZES Skoda). Měření potvrdilo jadernou bezpečnost konfigurace navržené na základě teoretických výpočtů, provedených v 1ÍJV. Na'reaktoru IiR-0 pokračovaly rovněž-experimenty p.ro zpřesnění radiačního poškození tlakových nádob reaktorů W E R . Na měření spolupracovali odborníci ze ZES Škoda. Byla se­ stavena aktivní zóna в instalována maketa dodaná ze ZES Škoda tak, aby byl modelován šedesátistupňový segment reaktoru WER-1000 z hlediska ,1eho geometrického uspořádání i materiálového složení. Ve vybraných pozicích modelu oe prováděla diferenciální měření neutronových spekter, měření rozložení hustoty toku neutronu a výkonu. Získané experi­ mentální údaje byly porovnány s ^výsledky výpočtů a poskytují podklady pro zpřesnění ra­ diačního poškození tlakové nádoby reaktoru WER-1000 /5,6/. ,V souvislosti se snahou o zpřesnění okrajových podmínek v programech typu BIPR byla na repktoru LR-0 použita experimentální metoda měření separace hustoty toku neutronu na makroskopickou složku a složku, která charakterizuje kezetovou strukturu aktivní zóny. Hustota toku se rozkládá do výrazu / 7 / : « г 1 а ) - в ^ 0 ( В г г 1 3 ) +bJ 1 (B r r l ; ) ), kde r 13 je radiální souřadnice i-tého palivového proutku v j-té palivové kazetě, a^

jsou parametry úměrné výkonu i-tého palivo»'ho proutku,

b

je konstanta,

JQ,J, jsou Besselovy funkce, В

je radiální složka laplasiénu.

Výsledky experimentu ukázaly, že metoda je použitelná v širokém rozsahu nejen pro experimentální zpřesňování okrajových podmínek v programech typu BIPR, ale i obecně pro interpretaci experimentu s kazetovou strukturou v reaktoru LR-0. V roce 1988 pokračovalo na reaktoru LR-0 měření prostorové kineti)'.' aktivních zón typu VVER-1000, které je připravováno jako společný experiment tfJV a ZfK .'ossendorf (NDR). Na aktivní zóně, složené v druhé etapě z 55 palivových kazet (7 x 4,4 %, 12 x 3,6 Jí, 6 x 3,3 %, 6 x 3 % a 2 4 x 2 % obohacení U ) , byla měřena odezva reaktoru na rycflou změnu reaktivity způsobenou pádem experimentálního evazku do aktivní zóny. Použilo se technického zabezpečení .systému měření neutronového toku v reálném čase ь systému sběru dat, ктеге byly ověřeny v předchozích etapách měření realizovaných v letech 1986 a 1987- Pro řízení pádu svazku bylo připraveno a ověřeno technické řešení s úpravou funkce standardních jednotek ovládacího zařízení ve spolupráci s kontrolérem krokových motoru CAMAC. Řešení zároveň zajišíovalo měření polohy klastru v reálném čase. К verifikaci byly použity rovněž a jsou připravovány procesy probíhající

nodálního programu vypočtu efektu prostorové kinetiky HEXDYJJ3D /8/ experimentální výsledky etap měření realizovaných v r. 1986 a 1987 další experimenty s technickým vybavením umožňujícím modelovat složité při provozu jaderných elektráren typu W E R . 252 • V úseku reaktorové fyziky byb vybudováno pracoviště se silnými zdroji neutronu Cf. Na základě ročního zkušebního provozu byl zpracován "Bezpečnostně provozní předpis", "Moni­ torovací plán" a další potřebná dokumentace. Závazným posudkem ze dne 28.9. 1988 byl zá­ stupcem hlavního hygienika ČSSR dán souhlas к trvalému provozu. Vybudované pracoviště umož­ ňuje realizaci experimentu se štěpným spektrem neutronů ze zdroje Cf, poskytuje dlouho­ době reprodukovatelná neutronová spektra modifikovaná průchodem různými materiály, jež mohou složit ke kalibraci spektrometru neutronu, pro srovnávací měření, testování osobních dozimetrů a pod. Experimentální program byl podobně jako v minulém roce doprovázen řadou výpočtu. S použitím převzatého výpočetního programu WIMS-.D4 byly dokončeny výpočty podkritičnosti

18

pro těsný sklad paliva VVER-IOOO s absorpčními pozdry z borované ooeli. Výpočty zahrnovaly závislosti na urgujících geometrických a materiálových charakteristikách skladu (kroku mří­ že, tloušíce pouzdra, obsahu bo'ru v pouzdru) jak з obludem na ověřovací experimenty na LR-O, tak o ohledem na realizaci skutečného těsného skladu pro palivo VVER-1000 (obr. 13).

0br«i3;

Neutronově fyzikální 'charakteristiky rcříže kompaktního skladu WER-1000 vypočtené pomocí programu WIMS

0,98 0,97 0,96-

0.9S 0,Vi 0,93 0,91 0.91 0,90 0.89 0.88 0,87

J 6 mm в

290 mm 295 b) Za'visloat koeficientu rozmnožení na kroku mříže Koncentrace boru v pouzdru 1,0 % Obohacení paliva 4,4 % Tloušíke aba. pouzdra 4,5 mm

a) Závislost koeficientu rozmnožení na tloušíce absorpčního pouzdra Krok mříže . 288 mm Koncentrace boru v pouzdru 1,0 % Obohacení paliva 4,4 %

V souvislosti s použitím výpočetních programů v difúzním přiblížení na interpre-taci výsledku měření, byly sledovány ruzné způsoby přípravy středovených účinných průře­ zů palivových kazet typu VVER-1000 používaných na reaktoru LR-O. Obvyklý přístup založený na kombinaci užití transportního jednorozměrného programu MICROBE pro elementární buňky a difúzního programu BŘETISLAV byl kontrolován obecným transportním programem MOCA zalo­ ženým na metodě Monte Cerlo. Již dříve byla prokázána uspokojivá shoda pro kazety s .vysu­ nutými absorpčními svazky. Současné výsledky pro zasunuté svazky ukázaly rovněž principiál­ ní možnost přípravy středovených konstant programy MICROBE - BŘETISLAV /9/. Bylo dokončeno vyhodnocení koeficientu citlivosti reaktivity aktivní zóny na odchyl­ ky v obohacení palivových článku a pro posouzení vlivu teploty na reaktivitu byl stanoven teplotní koeficient v rozmezí 20-30°C. Z výsledků vyplývá, že teplotní koeficient reakti­ vity zóny LR-O je v uvažovaném rozsehu teplot záporný a zůstává záporným i pro zónu se zasunutými absorpčními svazky. Výpočetní výsledky jsou v dobrém souladu a experimentem. V oblasti přípravy mnohogrupových knihoven byl program PEDGROUP-R rozšířen o možnost výpočtu grupových konstant pro knihovnu programu WIMS-D4. Dále byly napočteny grupové kons • tanty typu BNAB, THSIG a WIMS pro některé izotopy ze základních knihoven úderných dat

19

JENDL-2 a JNDb/Л-вб. Ne počítači ЕС 1040 s velkokapacitními disky byla implementována da­ tová banka DANA/R. V oblasti vlastních mikrovýpočtů byl upraven program MICROBE tek, aby utrožňovel využít metodu postupné homogenizace: buňka - superbuňka - palivový Slánek. Tím je umožněno počítat malogrupové konstanty pro "obálky" Slánku (např. v tSsných skladech) přesněji, tj. ae zahrnutím poruch v článcích. ÚapŽSné pokračovaly práce na vývoji metodik korekce koeficientu reaktorových rovnic na základe experimentu. Práce byly rozvíjeny ve dvou aměrech: v aplikaci na kritické sou­ bory a možností zpřesnit opředpovědí dosud neměřených stavů a ve vývoji metod pro upravo­ vání konstant nelineárních časově závislých procesu zejména pro oblast dlouhodobé kinetiky. Zpřeanění popiau zo'n např.Skyselinou boritou v moderátoru na základe korekce perametrů zón a čiatým moderátorem a následným přepočtem, vedlo к přibližná trojnásobnému.zpřesnění v hodnotách výkonu /10/. Pro zpracovaní čaaově závislých konatant v přiblížení středních účinných průřezu v článku byla detailně rozpracováno netodika korekce koeficientů rovnic závislých ne vy­ hoření včetně nového typu okrajových podmínek pro aproximace difdzní rovnice v kódech BIPR 6 a B1PR 7.

Literature /1/

Q. Sochor: Program experimentálního ověření modelu automatické regulace výkonu reak­ toru LR-0. Zpráva ÚJV 8556-R,T, 1988.

/2/

0. Hrazdil: Experimentální výzkum mříží a palivem obsahujícím vyhořívající absorbátor. Zpráva ÚJV 8373-R,T, 1988.

/3/

J. Broulík, J. Pipota, P. Pencl: Přeené absorpční pouzdro kazety LR-0 pro experiment Kompaktní aklad paliva WER-1000. Zlepšovací návrh lÍJV č. 14/88.

/4/

P. Kryl, P. Hudec: Metodika měření obsahu bo'ru v obálkách palivových kazet. Technioká zpráva ke kontraktu č. 54-02/88147-108.

/5/

B. Jsnaký a d . : Měření apekter neutronů na modelu WER-lOOOi Zpráva ÚJV 8632-R, 1988.

/6/

J. Rataj! Výpočet apekter neutronů v modelu radiálního stínění reaktoru W E R a arovná. ní s experimentem. ZprávatfJV8639-R.T,,1988.

/7/

J. Broulík: Kompaktní skied jaderného paliva W E R j palivo a obohacením 3,6 % Zpráva IÍJV 7929-R,T, 1988.

/8/

J. Hádek, U. Grundmann: Prověrka trechměrnoj nejtronno-kinetičeakoj programmy • l HEXDYN3D s pomoščju II. etapa eksperimentov prostranatvenno zavisimoj kinetiky na reaktore LR-0. Zpráva IÍJV 8578-R, 1988.

/9/

J- Kyncl, J. Vaniček, L. Vrba: Příprava atředovaných difiízních konstant palivových kazet a abaorbátory. Zpráva lÍJV 8438-R, 1988.

/10/

V. Lelek, M. Pecka: Ispol'zovanije izmerenij na kritičeakoj sborke dlja utočnžnija grupppvyeh konstant jačejek s toplivom i drugimi matěrialami. Zpráva ÚJV 8343-R,1988.

20

35

U.

1.1.3« 525-Í2E2í--!S5ÍS5Í2lX Svědečný program reaktorových tlakových nádob provozovaných energetických reaktorů v JE Jasl. Bohunice a Dukovany pokračoval i v tomto roce hodnocením dalších souborů zku­ šebních těles /1-5/. Poněkud zvýšené hodnoty radiačního křehnuti byly nalezeny u základ­ ního materiálu 2. t. 37191. Svarový kov, který je limitujícím faktorem životnosti reakto­ rové tlakové nádoby, prokázal ve všech dosud provedených experimentech vysokou radiační stabilitu. Pozornost byla rovněž věnována statistickému zpracování dosud získených výsledku /6/. Vzdálenost obalových křivek experimentálních hodnot vrubové houževnatosti základního o materiálu a svarového kovu na hladiné 0,5 MJ/m je ecu 30 К. Posunutí kritické přechodové teploty vlivem neutxmového ozáření (E>0,5 MeV) fluencí 8,6 + 1.6.1023 m" 2 je 50 К u základního materiálu a 41 К u svarového kovu (obr. 14, 15). To odpovídá velmi dobrým hodno­ tám koeficientu radiačního zkřehnutí (11,4 К reap. 9,3 К) oceli 15CH2MPAA čs. výroby.

Obr.

14:

Teplotní závislost vrubové houževnatosti základního materiálu RTN.

Na jednání zemí provozujících reaktory typu WER-440, které se konalu v červnu 1988 v Moskvě, byl ÚJV na základě dosavadních prací a předložených návrhů'požádán o vypracovaní systému mezinárodní databáze mechanických vlastností svldečných těles tlakových nádob /7/. Tyto práce byly rozvinuty v rámci úkolu "Zdokonalení metod hodnocení svědečných těles". К další diskusi bylo připraveno'základní schéma databáze a formuláře pro sběr dat. V rámci atestačního programu pokračovalo experimentální studium radiační odolnosti svarových spojů oceli pro tlakové nádoby WER-1000. Předmětem zkoumání byl progresivní úzkomezerový automatový svar pod tavidlem s as/metrickou mezerou za použití dvou přídavných

21

Obr. 15:

Teplotní závislost vrubové houževnatosti svarového kovu RTU.

drátu označení PVK e ŽR /8,9/. Tyto dráty se lišily typem použitých různých suro­ vin pro jejich výrobu. Suroviny pro drát PVK pocházely z několika lokalit, pro ŽR- z je­ diné lokality. Jejich chemické složení bylo velice podobné a lišilo se hlavně v obsahu nežádoucích příměsí (As, Sb, Sn, P, S ) . Přesto, že ^tranzitní teplota svarového kovu PVK byle v neozářeném stavu asi o 120°C vyšší než u svarového kovu ŽR, radiační zkřehnutí ДТТ obou svarových kovů bylo po stejném ozářeni prakticky stejné. To potvrzuje již dříve námi vyslovený názor, že různá mikrostrukture ocelí RTN při ozařovací teplotě kolem 288°C neovlivňuje v podstatě velikost jejich radiačního zkřehnutí /10/. Výrazným' způsobem však ovlivňuje jejich tranzitní teplotu v neozářeném stavu, jak bylo také na­ měřeno u svarového kovu PVK a ŽR. Příčiny těchto velkých naměřených rozdílu v tranzitní teplotě spočívají v uplatnění segregačních a kosegregačních procesu, které byly vyvolány zřejmě rozdílnou výrobní technologií během svařování a možná i teplotního zpracování obou ..verových kovů. Proto ve zprávě / 8 / jsou uváděna e diskutována některá kritéria pro hodnocení náchylnosti základního materiálu a svarového kovu к popouštěcí křehkosti. Při radiačních experimentech se však bohužel nepodařilo dodržet ozařovací teplotu zkušebních těles 288°C. Vzhledem к těmto rozdíl.iým ozařovacím teplotám jsou výsledky radiačního poškození, naměřené v 1ÍJV, zatíženy určitým konzervatismem. Při ozařovecí teplotě zkušebních těles 288°C bude zřejmě radiační zkřehnutí při dané fluenci nižší. Tento konzervatismus ae dá těžko kvantifikovat, protože experimentálně stanovená závialoat radiačního zkřehnutí svarových spojů RTN 1000 na ozařovací teplotě a fluenci není známa.

V souladu o potřebami provozovatelů Jademýoh elektráren byle vyíetřována korozní odolnoot auntentUokd oooli CrlSNUOTl v podmínkách odpovídajících primárními; s oekun. dárnímu okruhu /11/. Byl sledován vliv stavu povrohu, teohnologlokýoh defektu, dnedevýen vrotov, struktury e ohemlokdho složení ooeli nu možnosti Inioiaoo n rozvoje korozního poškození. Stav povrohu je urSován teohnologlokýml postupy při výrobe\ Broufiení vytváří povrch s obvodovými paralelně uspořádanými rýhami, zesehujioimi do hloubky 40 /um. Jedná oe vesměs o mělká defekty, ostře ohraničená 0 Jednoduchou geometrií (obr, 16). Stopy po meohanlokám opracování mají vtftfilnou hladký povroh, který Je důsledkem vytvoření zpevněné vretvy, pokrytá kompaktním oxidiokým filmem, Nežádouoí Jsou lineární defekty, vytvořená přehrnutím materiálu, která mohou váot к tvorba štěrbin. Ш provozu parogenerátorů do­ chází к vylučování úuaúovýeh vrstev ne povrohu teplosměnnýoh trubek. Ohamloká složení tšohto dead a krystalografloká struktura odpovídá magnetitu, ve kterám železo nahrazuje Or, N1, Mn, Zn. Na primární stroně PO dooahují vrotvy mansion tlouštěk, Jsou homogenější 6 charakteristické jsou dobré vyvinuté kryotely magnetitu (obr. i*/).

Obr. 161

Povroh teplosměnné trubky PO po broušení.

Obr. 17i tfsadová vretvy na prlmarním povrchu PO trubek.

Oproti primární straně úsedová vrstvy na vnějším povrchu 'trubek mají složitou morfo­ logii, dosahující většíoh tlouštšk a obsahují dále SI, Ce, TI, Mg, S, Cu, Cl. Na Jejich stavbě* se podílí dvě morfologioky odlišné fázat Jemnozrnný agregát složeny' ze submikronovýoh zrn a kompaktní kryotalioká částioe magnetitu o velikosti 2-10/um. Z výsledků enslýz vyplývá, Že v úsedová vrstvě směrem od báze к povrohu klesá obsah Or. Mn, event. Zn a vzrůstá obsah Fe. Měd" se vyskytuje ne vnější straně dsedových vrstev. Přítomnost přimísí svědčí o znežižtžní vodnáho prostředí a je především důsledkem netěsností a ko­ roze kondenzátorových trubek. Při dlouhodobé expozici v korozním prostředí za teploty 290°C nebylo zjištěno přednostní nepadení povrchu trubek po hranicích zrn. To je důka­ zem, že za sledovaných podmínek neprobíhaly precipltační nebo segregeír-í procesy, je­ jichž důsledkem by byla snížená korozní odolnost oblasti hranic zrn. Ke studiu struktury radiačního poSkození konstrukčních materiálů se v poslední době* používá ve stále Širší míře'řada moderníoh nepřímých metod (např. PAS, MRN a pod.). Ve spolupráci s brněnským u*FM ČSAV, který má aparaturu na měření úhlově korelačních spekter pozitronů, byle proto přímá metoda pozorování struktury poškození v transmisním elektro­ novém mikroskopu (aplikovaná v tÍJV)doplnžne o metodu PAS (pozitronově anihilační spektro­ skopie).. Spolupráce v roce 1988 byle soustředěna na hodnocení oceli 15Ch2MFA po ozáření fluencí neutronu » 2.10"m" při teplotáoh ozařování 300 a 430°C. Ne základě mikroskopickýoh pozorování byl při vyšší teplotě ozařování zjištěn celkově vyšší stupen zota­ vení dielokeční substruktury (obr» 18 e,b). V tomto případě byly pozorovány i ojedinělá dielokeční smyčky. Při nižší ozařoveoi teplotě nebyly identifikovány žádrid radiací vy­ volaná defekty. Metodou PAS byla zjištěna po ozáření zvýšená koncentrace defektů vakenčního typu, pravděpodobně mikrodutin o velikosti 2nm (rozlišovací schopnost elektronového mikroskopu). Zjištěný stupeň poškození Je vyšší při nižší teplotě ozařování /12/.

23

18b) Substrukture dislokací v oceli 15СЬ2МРЛ po ozáření neutronovou fluenoí 2.10 23 m" 2 při teplotáoht a) 3OO°0 b) 430°C

'

Pokračovaly práce ne ověřování nových metodik. Funkčně bylo ověřeno nová zeřízení pio stanovení závislosti lomové houževnatosti na teplotě pomocí metody poddajnosti. Byl dokončen nový systém měření této závislosti и malých zkušebních těles. • V r. 1988 byly v Č3SSR vytvořeny podmínky к výrobě ozařovací teohniky. Bylo rovněž uvedeno do provozu precoviSte radiačních experimentů dovolující současné řízení 3 radiačních experimentu ne reaktorů LVR-15. Realizaci této etapy byla proká­ zána možnost výroby vysoce náročných elektronických zařízení v 6SSR. Současné vybavení pracoviště radiačních experimentu odpovídá požadované světové úrovni. Pro vývoj sond byl v ř. 1988 vyhodnocen radiační experiment s upravenou sondou CHOUCA-Ml provozovanou při výkonu reaktoru VVR-S 10 MW. Dosažené výsledky jsou před­ pokladem využití sond typí CHOUCA i na reaktoru LVR-15 při výkonu Ъ 10 MW /13/. Byl rovněž vypracován rozbor teplotního pole nosiče A-32 se zkušebními tělesy CHARPY-V, mikrotenových vzorku a nosiče A-35 se zkušebními těleay 1/2 CT /14/.

•Ji

24

Literatura /1/ /2/ /3/ /4/

Т. Pdv, P. Novouadj Mechanická vlantnontl neozářenýoh Ш е а Til 2. bloku JE Dukovany. Zpiáve fJJV 8393-M, 1988. T. Pdv a kol. i Vyhodnocení avíídeSnýoh ttflea П'1'W 3» bloku JE Jeol. Bohunice po 2 letech provozu. Zprdve ÚJV 0408-M, 1980, T. Ptív e kol, i Mechonickd vlaotncrti avSdeSr.ýoh Ш о в Tlí 2. bloku JE Dukovany po 1. rooe provozu. Zprdva ÚJV 8423-M, 1988. T. Pdv a kol.t Mechanickd vlaatnoati avŽdeSných tSlen 1. bloku JE Dukovany po 2 letech provozu. Zprdve ÚJV 8Í302-M, 19G8.

/5/

T. Pdv a kol,i Meohanlckd vlaatnoati aviSdočnýoh tiílefl 4. bloku JE Jeal. Bohu­ nice po V. letech provozu. Zprávu ÚJV 85'il-M, 1906.

/6/

T. Pdv: Surveillance Programme and Irradiation Embrittlerr.ent of VVER-440 Power Plant Pressure Voaael Steele. Conf. Verformung und Bruch, Magdeburg 1988. T. Pdv: Vlijenije obluSonija na svojstva matčrialov korpuaov W E R programmy obrascov-avidžtelej, Konf. Pročnoat i reaurs korpuaov reaktorov tipa VVER, Mariánské Láznž, 1988. U. Vacek aj.: Radiační ípevnŽní a zkřennutí úzkotr.ezerového Dveřového spoje Cr-Ni-Mo-V oceli tlakovd nádoby VVER-1000. Zpráva ÚJV 8454-M, 1988.

/7/

/В/ /9/

E. Keilová, J. KoSlk: Mikroatruktura avarových spojů Cr-Ni-Mo-V oceli. Zpráva ÚJV 8493-M, 1988.

/10/

M. Vacek: EiJJgfct of Various Metallurgical Microatructures on the Response of Ni-Mo-Cr-BH 70 Steel to Neutron Irradiation at 285°C. ASTM STP 909,' 1986, s. 260-278.

/11/

K. Splíchal, J. Burda, J. Otruba: Vliv provozního prostředí na korozní odolnost PG trubek. Referát ne konferenci "Spolehlivost a životnost parních generátoru JE VVER", 1988, Olomouc.

/12/

J. Kočík, E. Keilová, M. Šob: Radiační poákození oceli RTN typu mER. Zpráva tÍJV 8652-M, 1988.

/13/

V. Krhour.ek, F. Slencar, 1,1. Vondra, J. Pína: Ovč~ení možnosti provozu sondy CHOUCA-MT při výkonu reaktoru 10 ОТ. Zpráva ÚJV 8433-M, 1988.

/14/

J. Pína, V. Krbounek, P. Šlencer: Ozařování ocelí RTM-1000 v roce 1987. Zpráva ÚJV 8514-M, 1988.

25

1,1.4.

Hgektorovd_techniko

V tdto oblaetl ae výzkum soustředil ne výpočtové а experimentální řeSení současných i výhledových problému československé jaderné energetiky spojených в výstavbou a provozem reaktorů W E R . Další oblast výzkumu byla zaměřena na perspektivní rozvoj rychlých energe­ tických reaktoru. Měření gumových fluktuací neutronového toku provedená během apouStSní Jaderných elekt­ ráren Bohunioe byla propracována a vyhodnocena. Neprohnal ae vznik význačných vibreoí vnitroTeaktoiové vestavby a bylo ověřeno, že vyvinutá experimentální арвгв^гв včetně optického dělení dává reálné předpoklady pro detekoi anotnálního chování vnitřních částí reaktorů W E R /1/. Umístění snímečů provozního diagnostického systému na JE Dukovany je uvedeno na obr.19. Rozbor /2/ použitelnosti neměřených dat z neutronových šumových kanálu ukázal, že efektivní hodnota výchylky předpokládaného nosníkového kmitu nosného válce nabývá v místě ionizační komory 6. 1 v oblesti středové frekvence 13,8 Hz hodnoty řádově jednotek/Um (obr. 20). 0

^ (B3)

\ Obr. 19: Umístění snímeSu při měření na JE Dukovany (4. blok) Aktivní zónu rooktoru Wl!n 140 (V213/Í)

i A

Laganda t « ionlr.ní»! komora • líními ahaolutnllio poauvu ['£]« anfmaG Háku

f

(Elí

A Иг лито

t i

SPEC CH.A.

Ti -1S.7aB Xl O.OOOHz SETUP W6

/3.aOV*/Hz PSD + 30Hz LIN «Al 30

INPUT 40dB

REF Xl AXl AY

"K~ \v •

El

4v v

4-

•*V»VvSv 1»чЩ •w«Y^

10

Obr. 20: Vlastní spektrum ionizační kcmory 6. 1. a koherence signálu komor č. 1 a 17.

Yl -40.2dB 11.B12HZ 6.937Hz I -S.4dS

Ví^Vr*^

\ .

\

13

F.1/S17

iteuifc

О в 10 1! W2 COHERENCE Yt 1.00 Xl O.OOOHz * SOHz SETUP SS (Ml 30

26

Á

jUtAujJ^Ai^UJ^luU^^Ju^ ÍÍJJMĚUL STORED t-IN

MAIN Yl 493m Xl 11.812Hz

Na základe výoledků uvedeních měření byly vypreoovány podklady pro výrobu prototypu mořicího řetězce. V odpovždi na poptávku ZE3 Skoda pro třetí e ětvrtý blok JE Mochovoe /3/ byla zaflláne nabídka ayatému MVI, monitorujícího kmitání vnitroreektorová vestavby. V rámci бп. úSaflti na Komplexním programu vědeokoteohniokého pokroku zorní RVHP bylo do celkového řeBení problemetiky vývoje diagnostických oyatému pro reaktory typu W E R přijato technické nedání ayatému MVI. V eouvialoati в pracemi na diagnoetioe noanóho válce prováděnýoh ve apoluprácl a SVlJsS Běohovice ne experimentálních atendeoh e výpoětovýoh modoleoh PO byl zpracován předběžný projekt vývojového měření pro JE Temelín. Pro diegnoatiku ayatému vnitroreoktorové kontroly JE byl odladěn aoubor diagnoatiokých programu včetně1 simulaci v reálném Saae. Ověřovací práce ae pxovádějí no atendu tÍJV. Koncem roku 1988 proběhly základní implementační zkoušky těchto programu ne poěíteSíoh Е Ш . V oblaati vývoje expertních iivaťénui bylo roapracována nová struktura expertního ayatému TEEX pro technologické proceay (obr. 21). TEEX má přímé propojení na technologická deta e funkce v reálném беве. Vnitřní atrukture ayatému již obaehuje nový inferenSní mechaniamua Grafický editor Modul HEU»

Knihovna obrázku

A-bóze znalosti

Modul ADVISE A-baze znal. N Grafická komunik.

Archivace O-báze Báze meteznnl

Modul SUPR

znai. HsjFr^ď:

hodn». spoleru

Diegnost O-báze znol.N

R-báze znal.l Modul RECON

R-báze znel« N

Báze dat

Simulační programy

Programy | pro verif. i

Modul DATA

,

i

sběrnice Bl ^

* Obr. 21:

Struktura ayatému TEEX

27

a odutraňujo nodontatky v reprozentoci nejistoty, v práci a technologickými daty, v koinoidencíoh. mezi příčinami a mezi hypotézami, ve vysvětlovecítn mechanismu jiných systému /4/. Expertní systém je připravován к nesezení na blokových počítaoíoh (PO) v rómoi budované ASŘ TP nadblokovó úrovně1 na JE Dukovany. 3 vývojem uvedeného expertního aystému bylo též po dohodě а ЕГО a ve spolupráci a VťfJE přikročeno ke zpracování bází znalostí vybrnných provozních režimů.JE. Režimy ее týkají plynulého odotevení bloku o doohlozovéním a regulováním TO na vlastní spotřebu a otáčky. Struktura expertního systému umožňuje též spolu­ pracovat a různými relativně samostatnými fyzikálními programy, které jsou rovnéž ve atadiu vývoje. Na reaktorové vodní smyčce RVS-3 bylo uvedeno do provozu unikátní zařízení, umožňující podrobit najednou pět vzorku RCT nizkocyklovému namáháni při modelovém komplexním působení prostředí reaktoru VVER. Zařízení je umístěno ve srovnávacím zkuSebním úseku smyčky ve Vodním prostředí primárního okruhu o tlaku 12 МРа в teploto 290°C. Zetěžoveoí síla je vy« vozene pružinou uvnitř zařízení. Odlehčovéní se děje pomocí vlnovce umístěného vně zkušeb­ ního úseku. Tlakový vzduch z kompresoru do vlnovce se vede přes napouštěcí a vypouštěcí solenoidový ventil. Pohyb vnějšího odlehčovacího zařízení je mechanicky přenesen dovnitř zkušebního úseku prostřednictvím dalšího vlnovce. Zařízení nyní prodělává dlouhodobý nepřetržitý ověřovací provoz při experimentu ozna­ čeném E2, pro který byle stanovena zatěžovací síla 500 N, odlehSovací síla 100 К a frekvence 1 cykl/min. Zatěžované vzorky mají předcyklovanou trhlinu a během experimentu budou podro­ beny delším asi 25 cyklům. Celý přistroj byl navržen, zkonstruován, vyroben e odzkoušen pracovníky ústavu. V reaktorové vodní smyčce RVS-3 byly ověřovány modifikované vodní režimy pro primární okruh jaderné elektrárny. Srovnáním se stávajícím vodním režimem vyplynulo, že vodní režim s vyšším pH nelze povežovat za perspektivní. Naopek zvýšená pozornost je věnována důkladnému studiu vodního režimu s trvalým nízkým obsahem hydřazinu. První výsledky neznačily výhody tohoto vodního režimu proti dosud užwenému. Rovněž byla věnována pozornost vlivu povrchové úpravy materiálu na deposici částic korozních produktu transportovených v primárním okruhu jaderné elektrárny. Nižší drsnost povrchu meteriálu snižuje množství usazených látek (obr. 22, 23).

Obr, 22:

Usezené částice nerozpustných korozních produktu na vnitřním povrchu trubky (předem upraveném pískováním)

28

Obr. 23: Usazené částice nerozpustných korozních produktu na vnitřním povrchu trubky (předem upra­ veném elektrolyticky)

Samonapájecí detektory jsou v měřících sondách uspořádány jeden nad druhým po výgce aktivní zóny a tak část uniklých elektronů z výše položeného detektoru se může zachytit na přívodních vedeníc/i detektoru umístěných níže. Tímto způsobem může vzniknout dodptečný signál a tak ovlivnit přesnost interpretace měření signálu čidel. Tomuto negativnímu vlivu ae bráníme. Při konstrukci měřicích sond ae volí dodatečné obaly citlivých částí detektoru nebo odstínění citlivých části detektoru od přívodních vedení detektoru umístěných níže. Toto odstíněni není vždy možné provést. Pro minimalizaci ohyby .interpietace měření byly na reaktoru W R - S experimentálně určeny koeficienty vzájem­ ného ovlivnění (tj. podíl signálu citlivé části detektoru, který se zachytí na spojovacím vedení detektoru umístěném níže). Ověření se týká hlavních typů beta emisních detektorů vyráběných v SSSR a užívaných v RVHP. Byly zkoumány, detektory typu DPZ-lm (rhodiový emitor o průměru 0,5 mm) a samoste '".. detektor fónu, DPZ-lp, reap. DPZ-4p (rhodiový, resp. vanadový emitor o průměru 0,8 mm, spojovací vedení obsahuje vlastní kompenzační žilu) /5/. Jednotlivé detektory byly po sku­ pinách umístěny у měřící sondě - jeden nad druhým - a byly měřeny signály jednotlivých žil po havarijním odstavení reaktoru. Na obr. 24 jsou pro ilustraci znázorněny relativní prů­ běhy signálů ověřovaných detektoru po havarijním odstavení reaktorů. Analýzou těchto prů­ běhů byly určeny koeficienty ovlivnění projednotlivé detektory (tab. 2).

Obr. 24:

Relativní průběhy signálů detektoru fónu (1), samonepájecího detektoru DPZ-lm (2) a detektoru fónu ovlivněného beta částicemi vylétávajícími z citlivé části samonepájecího detektoru po ha­ varijním odatavení reaktoru

t — i — I

1500 TIS! Tab. 2: Koeficienty.ovlivnění samonapájecích detektorů. Typ detektoru DPZ-lm DPZ-lp DPZ-4p

Koeficient ovlivnění (.%) měř. o. 1 měř. č. 2 0,821 0,332 .

29

0,851. 0,322 0,532

Výpočtové analýzy rychlých energetických reaktoru ae prováděly pro delší varianty perspektivních energetických reaktoru typové řady BN-1600. U koncepční varianty hetero­ genního reaktoru kysličník-kov je sendvičové uspořádání zóny. Veškerý plodící materiál v aktivní zóně je soustředěn v centrální axiální plodivé zóně. To tedy znamená, že v aktivní zóně nejsou plodivé kazety, plodivý materiál je součástí každého palivového ele­ mentu (vnitřní heterogenita palivového elementu). Základní výhodou tohoto uspořádání je to, že výkon kazet v aktivní zóně se nebude během provozu podstatně měnit. Výsledky výpočtových analýz ukázaly /6/, že rychlý reaktor a koncepcí sendvičové zo'ny je delší reálnou možností vytvoření heterogenní zo'r.y в kovovým plodivým materiálem. Základní ne­ utronové cherakteristiky a parametry pelivovóho cyklu se podstatné neliší od předchozích variant heterogenní zóny (koeficient množení 1,5, doba zdvojení 7-8 let). Analýzy ukázaly, že nedostatkem sendvičového uspořádání je slabší neutronová vazba mezi spodní a horní částí reaktoru» Důsledkem toho je zvýšená citlivost rozložení tepelného výkonu na změny složení AZ reaktoru. Jako příklad uvecíme použití svazku pellvových kompenzátoru ke kompenzeci vy­ hoření pelive mezi výměnami. • Porovnání reaktora s koncepčně identickými palivovými články je provedeno v /9/. Konkrétní enalýzy ukázalyrozaah tech. parametru a možností karbidového paliva. Možnosti parametru heterogenní koncepce reaktoru в lerbidovýra palivem jsou shrnuty v /lO/. Metodické práce na vývoji výpočtových programu pro neutronový model rychlého reak­ toru byly ukončeny vypracováním, odladíním a otestováním mnohogrupového difúzního nodálního programu pro třírozměrnou hexagonální geometrii /7/. Program byl ověřován ne modelu reak­ toru SHR-300. Na obr. 25 je znázorněn axiální průběh neutronového toku 4. grupy v několika kazetách obklopujících částečně zasunutou regulační kazetu. Aplikace tohoto prograau pro lehkovodní reaktor VVER-1000 je popsána v práci /8/. V rámci kontraktu s SSSR na téma "Experimentální a teoretický výzkum hydrodynamiky ektivní zóny a uzlů primárního okruhu rychlého reaktoru" byla provedena a vyhodnocena měření rychlostních polí a tečných napětí. Měření probíhala na aerodynamicKém modelu palivové ka­ zety se skupinovou poruchou geometrie (na omočených površích) periferní oblasti. Použitý model HEM-2 (20 tyčí o délce 6 m a průměru 120 mm), měl poruchu modelovánu posunem dvou tyčí krajní řady ve směru к jedné tyči sousední. Příklad z experimentálních výsledku části změřeného rychlostního pole uvedeného modelu je ukázán ne obr. 26. Výsledky měření (viz/11/) slouží jeko podklady pro zpřesnění a odladění metodik e programu pro projekční a provozní výpočty termohydraulických režimů sodíkem chlazených rychlých reaktoru. Byla vypracována metodika a odladěny programy pro výpočet třírozměrného proudění vazké tekutiny v uzlech primárního okruhu (řešení Navler-Stokesovych rovnic metodou konečných elementu) - viz /12/). Práce představují teoretický podklad pro následný modelový experimentální výzkum míšení proudu tekutiny v konstrukčních uzlech primárního okruhu. V náveznosti ne diegnostická měření a fyzikální výpočty rozložení výkonu v aktivní zóně WER-440 JE Dukovany byly odvozeny metodiky a zpracovány termohydraulické programy. Byly provedeny výpočty rozložení teplot chladivá na výstupu z aktivní zóny a detailního roz­ ložení teplotního pole ve vybrených kazetách (kazety s příčným výkonovým skosem) - viz /13/. Zpracované soubory programu jsou určeny pro diagnostikování teplotního pole na výstupu z aktivní zóny (režim on-line) a pro testování správné funkce termočlánku na výstupech vy­ braných měřících kazet. Sodíkový komplex SMT-1 je udržován v ÚJV ve stavu provozní pohotovosti, jsou prová­ děny předepsané kontroly a odstraňovány zjištěné závady. Probíhalo ověřování sodíkových průtokoměrů a zkoušky očišíování součáatí od sodíku v ohřívané olejové lázni.

30

0.02 +

'Ш/ж^№/ктт^тъШХ77 kazeta 8. 1 kazeta 8. M kazeta 8^, 15

QMS-

0.04-•

0,005

Obr. 25:

Axiální průběh neutronového toku 4« grupy ve vybraných kezetách.

31

3

н
о •н в ш а >> •а о Я а ш

> в> н о Р.

»н а +»

о

см и о

3

й

R Я Я

32

Literatura /1/

P. Stulík e kol.: Neutron flux fluctuation measurements during start-up of Czechoslo­ vak NPPs with W E R 440 reactors. Kolloquium Technische Diagnoatik, Zittau, 28.9.1988.

/2/

P. Jirsa a kol.: Rozbor použitelnosti naměřených det z neutronového sumováno kanálu pro výpočet vibrací noaného válce aktivní zóny. Zpráva IÍJV 8606, 1988.

/3/

P. Stulík: Systém MVI pro monitorování vibrací vnitřních částí reaktoru VVER-440. Nabídka IÍJV pro ZES Škoda (3. a 4. blok EMO), 19.5. 1988.

/4/

Z. Houška a kol.: Moduly datové a diagnostické úrovně ES ШЗЕХ. Zpráva IÍJV 8579, 1988.

/5/

0. Erben a kol.: Stanovení efektu vzájemného ovlivnění .beta emisních snmonapájecích detektorů. Zpráva IÍJV 8516-R, 1988.

/6/

J. Kujel: Výpočtové analýzy heterogenní aktivní zóny typu kysličník-kov uspořádání. Zpráva IÍJV 8582-R,T, 1988.

/7/

B. Kujal: Nodální mnohogrupový program pro třírozměrnou hexagonální geometrii. Jaderná energie, 1989, v tisku.

/8/

Б. Kujal: 'Neutronový výpočet modelu reaktoru WER-1000 ve dvou a třírozměrné hexegotiální geometrii. Zpráva IÍJV 8489-R.T, 1988.

/9/

J. Jakab: Porovnání energetických rychlých reaktoru s oxidovým a karbidovým palivem s identikou konfigurací aktivní zóny. Zpráva ÚJV 8661-R.T, 1988.

/10/

J. Jakab: Energetický rychlý reaktor s karbidovým palivem a axiálně heterogenní aktivní zónou. Zpráva IÍJV 8662-R.T, 1988.

/11/

J. Hejna, F. Mantlík, J. Šmíd: Experimentelnyje issledovanija lokalnych gidrodinamiČeských charakteristik vperiferii kassety byatrovo reaktora - Rezultaty izměrenij pri grupovom smeščeniji steržnej. Zpráva IÍJV 8605, 1988.

/12/

J. Schmid: Třírozměrné proudění vazké tekutiny (řešení Navier-Stokesových rovnic metodou konečných elementu). Zpráva IÍJV 8484-T, 1988.

/13/

!'• Mantlík a kol.: Mikrostruktura těmperaturnovo i skorostnovo polja toplivnych kesaet VVER-440. Referát ne konferenci Teplofyzika 88, Varšava 88.

33

v sendvičovém

1.1.5.

Cbemle_peliyového_c.yklu

Výzkumné práce provedené v oblasti chemie palivového cyklu se zabývají především úkoly spojenými se součesnými potřebami jaderné energetiky. To se týká výzkumu čištění ehladlv a kapalných odpadů z jaderných elektráren a solidlfikeoe těchto odpadu. V rámci čs.-sovětské spolupráce ae řeší nškteré otázky přepracování vyhořelého Jaderného paliva s tím, že výsledky precí budou realizovány v SSSR. Jde o přepracování paliva fluoridovou metodou a o separaci některých biotoxických zářičů z vysoce aktivních odpadů. Zkušenosti získané při vývojových pracích v oblasti jaderného cyklu byly využity při některých nejederných eplikacích v rámci ča. národního hospodářství. V oblasti čištění chladiv a kapalných radioaktivních odpadu z jaderných elektráren pokračovaly práce ne využití syntetického mordenitu a kompcsitnich sorbentů к odstranění rediocesia. Byly uskutečněny provozní zkoušky odstrpnění pracích prostředku z odpedních vod v chemicko-biologické čistírně a byla vyvíjena metoda regenerace chladivá primárního okruhu po měkké dekontaminaci. V dílčím technologickém'celku 11.04 jaderné elektrárny V-l v Jaslovakých Bohunicích proběhla v poloprovozním uspořádání další zkouška odstraňování rediocesia z chladivá bazénu transportu a skladovaní vyhořelého jaderného paliva /1/. Radiocesiura se zachycovalo novým typem granulovaného syntetického mordenitu čs. výroby ve filtru o objemu 8,6 dm ionexového lože. Tento mordenit je hlinitokřemičitan sodný, obsahující kysličník křemičitý a hlinitý v hmotnostním poměru 63:5. Vysokoteplotním pojivem granulí je minerál halloyeit. V době od 23.3. do 30.9. 1988 prošlo filtrem množství chladivá odpovídající asi 115.000 objemům náplně filtru. Původní hodnota dekontaminačního faktoru pro cesium 100 klesla během polo­ provozní zkoušky na hodnotu 3. Pro selektivní záchyt J'Cs z vysoce koncentrovaných roztoku (koncentrovaný kapalný odped z Š0V-3) byly systematicky zkoumány možnosti použití kompcsitnich orgenicko-anorganických sorbentů a fenol-formaldehydového ionexu /2/. V modelových roztocích o solnosti 150 g/l a pH 12-13 lze pro selektivní sorpci "ca.použít směsný ionex obsahující hexakyanoželeznatan kobaltnatý neboraěd*natýdo pH 12; při vyšší hodnotě pH se idnexy rozkládají. Fenol-formeldehydový ionex zachycuje ^'Cs i při pH 13i jeho kepecita je závislá na obsahu draselných iontu v sorbovaném roztoku. Při solnosti asi 150 g/l,pH 13 a obsahu draslíku 8 g/l je sorpční kapacita fenol-forme-ldehydového ionexu při průniku 1 % 3'Cs okolo 80 objemu lože. Ionex lze po regeneraci opětovně použít. К čištění odpedních vod ze speciálních prádelen jaderných elektráren bylo navrženo za­ řízení, vyráběné Továrnou mlýnských strojů v Pardubicích. Provozní neaktivní zkoušky, jež předcházely plánovanému ověření funkce zařízení v jaderné elektrárně V-l, prokázaly jeho • vhodnost ke zpracování odpedních vod obsahujících nově vyvinuté' dekontaminační prostředky, jejichž účinnými složkami jsou kromě chelátotvorných tenzidů i mýdlo (prostředek zn. Alfa-DES) nebo neionogenní povrchově akt. | látky typu polyetylenglykolů (prostředek zn. Alfa-DEO). 2 prádelenské odpadní vody, obsahující prostředek Alfe-DES, se odstranilo 93-99 % mýdla, chetnická spotřeba kyslíku se snížila na 8-10 % hodnoty, odpovídající nečištěné vodě. Z i m zpracovávané vody vzniklo nejvýše 80 dm odpadního kalu. Při zpracování vody, obsahující prostředek Alra-DEO, se odstranilo 85-88 % neionogenních tenzidů, chemická spotřeba kyslíku se snížila na 12-34 % hodnoty nalezené v nečištěné vodě. Z i m zpreoovávané vody vzniklo 75-95 dm odpadního kalu. Po čtrnáctidenním stání vytvořil kal usazeninu (obsahující 5,2 % hmotn. sušiny), kterou lze vysušit v rotačním kaloinátoru při teplotě asi 250°C. Při chemickobiologickém čištění prádelenských odpadních vod se podle laboratorních zkoušek zachytí v kalu více než 90 % přítomných radionuklidu vyjma rediocesia. К jeho odstranění se předčištěná voda propustí filtrem plněným granulovaným syntetickým mordenitem. Ve spolupráci s -.Výskumným ústavem jádrových elektrární v Trnavě se ve vývoji způsobu tzv. měkké dekontaminace zařízení primárního okruhu jaderných reaktorů typu W E R podílejí pracovníci ÚJV na regeneraci dekontaminačních roztoku a chladivá. Při regeneraci je třeba

34

г chladivá odstranit při dekontaminaci rozpuštěné korozní produkty, především železo, chrom, nikl в kobalt /3/. V laboratorních zkouškách s modelovým chladivém obsahujícím jako dekontamineční činidle 0,005 mol/1 kyseliny šíavelové a citrónové, bylo zjištěno, ze ketexem Ostion KS v H+ forně se zachycují účinně nikelnaté ionty a anex Wofatit AD 41 ve směsné citronanové a štavelanové formě zachycuje chromanové ionty• К odstrpnění železit^cli ior.tú s roztoku je nutno použit katexového i anexoveho filtru, zatímco chromité ionty se v daných experimentálních podmínkách zadrží ionexy jen částečně. Sorpce slouče­ nin trojmocného chrómu se podstatně zvýší při teplotě 60°C. Průběh sorpce některých iontů je znázorněn na obr, 27.

20

. 60

АО

'

80

objem lože(BV) Obr. 27:

Sorpce na měničích iontu některých korozních produktů z modelového roztoku chladivá po měkké dekontaminaci. Výchozí roztok obsahoval 0,005 mol/l kyseliny oxelové i kyseliny citronovvé, Q005 mol/l kovu a měl p H ~ 2 , 5 . Symbol u prvku označuje měnič, na němž bylo sorbováno: К - silně kyselý katex Ostion KS, A - slabě basický anex Wofatit AD 41:

35

100

V oblasti solidifikace radioaktivních odpadu byly rozvíjeny práce na vitrifikece střed­ ně a vyaoce aktivních odpadů z jaderných elektráren v převozu i v likvidaci в dále byla'opti­ malizována technologie cementace a kalcinace. Vývoj technologie vitrifikece atředně aktivních odpadu z jaderných elektráren typu VVER kulminoval letos poloprovozním experimentem EXPOL II, který probíhal tři měsíce ne precvišti Státního výzkumného úatavu aklářakého v Polevaku. Experiment se uskutečnil na novám zařízení - peci a přímým elektrickými ohřevem, které umožňovalo zpracovávat asi 300 1 zahuštěných, kapalných odpadů denně. Zařízení bylo vybaveno novým systémem periatalticKébo dáv­ kování kešovitých tixotropních hmot (směs vlastního odpadu a jílovitáho minerálu klinoptilolitu), novou soupravou pro záchyt plynných oxidu dusíku a aerosolových exhalací. Během provozu bylo vyzkoušeno několik různých typů elektrod. Provoz probíhal bez většíih potíží, produkty skla byly předpokládané kvality a záchyt exhalací odpovídal normě. Výsledky experiraer.tů se v současné době analyzují e budou sloužit jeko podklad к práci na projekci funkčního vzorku vitrifikečr.ího zařízení, které by mělo být postaveno na některé československé jaderné elektrárně pro zkušební provoz. Pro* výzkum technologie vitrifikece vySoceaktivních odpadů z jaderné elektrárny A-l v JasIgvských Bohunicích bylo vybudováno nové pracoviště v chemicko-inženýrské hale, TÍJV, bvlo uve­ deno do provozu a uskutečněna aérie poloprovozních experimentů v měřítku 1 : 1- Na oor. 28 je pohled na vět§í část linky zvané EXTAZA. Na pracovišti EBO se současně kompletuje soubor zařízení pro neaktivní provoz a projektuje зе provozní linka VICHR. Vývoj technologie kalcinace středněaktivních odpadu byl soustředěn na optima­ lizaci e přizpůsobování technologie' cemen­ tace a kalcinace změně chemického složení kelcinovaných radioaktivních odpadů. Pro potřeby jaderné elektrárny v Temelíně byly započaty zkoušky bitumenece kalcinátu. Na jaderné elektrárně v Dukovanech byl našimi silami zajišíován provoz prototypu kalcma•toru linky MESA-3 s reálnými elektrárenskými odpady (viz obr. 29). Výsledky tohoto pro­ vozu jaou poskytovány projektantům a výrobci KPS Brno. Během tohoto roku bylo zkalcmováno celkem 120 m reálného koncentrátu, za­ řízení bylo v provozu kalcinace přea 5000 h. Ve spolupráci зе Stavebním ústavem v Praze byly vyrobeny a testovány první proto­ typy tzv. drátkobetonových obalů pro radio­ aktivní odpady, které by v budoucnu měly nehradit plechové sudy s krátkou životností. Hlavní těžiště prací v obleati přepra­ cování vyhořelého paliva spočívalo v experi­ mentálním ověření technologického zařízení uranové větve linky FREGAT-2 umístěného v horké komoře Ústavu atomových reaktorů. (NIIAR) v Dimitrovgradu v SSSR. Společný tým experi­ mentátorů pokračoval v ověřování provozu jednotlivých uzlů linky a neozářeným palivem. Byly provedeny další zkouSkv fluor©ce práskového U-,0g, kondenzace vzniklého UPg v primár­ ním kondenzátoru, jeho odpaření do sekundár­ ního kondenzátoru (po průchodu aparátem

Obr. 28: Pohled na zařízení к vitrifikaci vyaoce aktivních odpadů. Heaktivní model EXTAZA.

36

Obr. 29i Celkcvý pohled 'na kaloinačné-oementaSní linku ME8A-3 v JE Dukovany tepelného rozkladu a pojistnou kolonu в tabletami NaF). Pokračovalo testování rektlfikačr.í kolony oo amžiií UFg a MoFg. Na základš výsledků zkoufiek provedených v leteoh 1986 až 1988 Je posuzována oelá konoepoe linky a prováděny úpravy technologického schématu a cílem vy. hodnotit dosavadní provoz a specifikovat nezbytné úpravy pro zahájení aktivní provozu linky. Soubéžné s pracemi v SSSR probíhaly v tfjV zkoušky vybraných aparátů a zařízení fiuoridové technologie. Byly studovány teplosménné vlastnoati nového plamenného fluorátoru. Rektifikecí smésl t/Fg a IFc byla ovŠřena vhodnost vybraného režimu deetilaoe. Ztráty UFg při odbžru lenké frakce byly minimalizovány na základe* výsledků rektifikačních experimentu se smžsí UFg + MoFg. Výsledky prokázely,.že na daném typu kolony lze za stanoveného režimu de­ stilace zinkat UFg požadovaného otupnS čistoty o minimálními ztrátami. Minimalizace ztrát, (které nepřesehují JednotKy procent), se dosáhne opětovanou rekťifikeoí Jednotlivých podílů lehké frekce vracenych'do kolony vždy po 6 rektlfikačních oyklech. Byly dokončeny zkoušky dávkování práškového kysličníku urenu do plamenného fluorátoru, •Byly vyhodnooeny výsledky dávkování vertikálním Šnekovým dávkovačem (obr. 30), vibračním dávkovačem a dvoufinekovým dávkovačem a stanoveny rozsahy, ve kterých děný typ splňuje pod. minky plynulého rovnoměrného podávání prášku do fluorátoru /4/. Z výsledku zkoušek plyne předpoklad použití vertikálního Šnekového dávkovače к rovnomlrnému dávkování práškového U~Og o limitovaným obsahem Jemné frekce. Vibrační dávkovač byl použit к dávkování velmi Jemných prášků, dávkování horizontálním dvoušnekovým dávkovačem Jo nutno doplnit zařízením zajišťu­ jícím rozptylování prášku na Jednotlivé částice. V rámci kcntrektu mezi ÚJV e Radiovým ústavem AV SSSR pokračovaly práce zamířené ne výbér optimálního derivátu extrakčního činidle ze série bisdikerbollylkobelťitýcb a dikerbeundekaborátových aniontů /5/. Z 18 preparátů" syntetizovaných v tfsCH ČSAV se z hlediska chemické stálosti ve styku s roztoky НИ0- a ztrát do odcházející vodné fáze ukázaly být nejvýhodnějšími hexechloro-e hexebromoderivát blsdikarbollylkobaltitého aniontu. Byly navrženy nové reextrekční způsoby, které vedou к podstatnému zkoncentrování 3 'Cs в Sr. Jedná se zejména o roztoky alkylamor.iových solí. Dosud dosažené výsledky v rámci návrhu technologie izolece J Ca в Sr z odpadních roztoků typu Purex byly předneseny na mezinárodní konferenci o kepelinové extr*kci /6/. V oblasti nejaderných aplikaci fluorldových technologii byly vedeny práce dvétr.e sm*ry. Bylo ukončeno ověřování technologických postupu izolece drahých kovů z nekovových odpadů na technologické lince. Linka byle předána, včetnŠ denitrečné redukční části (obr. ne berevné příloze) к obsluze precovníkúm reelizátor, t.J. n.p. Safina Jesenice, tfčest precovníků IÍJV se zúžilo ne Konzultační činnost a dopracování technologií likvidace plynných a kapalných odpedů. Byl stanoven režim zprecování suspenze kryolitu na kelcinátoru (prototypový výrobek KSB).

37

V rámci opoluprooo a Výzkumným únta. voru pro putroohorr.il v Prievidzo bylo no. VJ?on/!, nová technologie zprpccvání Ag kata­ lyzátoru uživeného ve Slovneftu Brstiolave. Technologie je založena na rozpougtSní metorldlu v kyoolinS fluorovodíková a následné redukci stříbře fornaldehydem. Druhý okruh preoí představoval vývoj pontupů pio přípravu anorganiokých fluoridu, jednak pro potřeby mikroelektroniky, jednak pro příprnvu fluoridových okol, Byly dokon. ceny a zadavateli (n.p. Lachema Bohumín) předány tectenologická postupy výroby BF,, PP5 я AeF^. Ve npolupréoi o ÚAOH ČSAV JBOU rozpracovány metody přípravy AIP,, ZrF. a BaPg vyaoké Siatoty.

Obr. 30: Vertikální šnekový dávkovač na fluořátoru linky PREGAT

Literatura • /1/

/2/ /3/

P. Franta a kol.: Výsledky provozního experimentu čiatžní chladivá bazénu skladování vyhořelého paliva JE V-l aorpcí ne granulovaném syntetickém morder.itu. Zpráva ÚJV 8614-CH.T, 1988. M. Marhol, J. Alexová: Přípiava.e vlaatnoati fenol-formaldehydových a kompozitních organicko-anorganických ionexu pro selktivní aorpci cezia. Zpráva ÚJV 8650-CH, 1988. b. Kuča,. M. Benešová: Regenerace roztoku při měkké dekontaminaci. 3» Problematika záchytu Cr(III) a zhodnocení atupnž regenerace roztoku. Zpráva ÚJV 8649-CH, 1988. .

/4/

M. Merkvart a kol.: Dávkování práškového U^Og. Nukleon 1989.

/5/

J. Rais a kol.: Zpráva o plnění 2. etepy kontraktu 2413/7-2432. Zprávp ÚJV 8557-CH, 1988.

/6/

L. Kadlecová a kol.: Extraction of Ca, Sr end r&re earth and tranaplutonium elementa from liquid highly radioactive waste by extractant baaed on cobalt dikarbollide. Procee­ ding of the International Solvent Extraction Conference ISEC '88, Moskva, 1988. Svazek IV, str. 215.

38

1.1.6.

Normalizace

B8hem roku bylo vypracováno a schválené celkem 11 normetivnŽ-teohniokýoh dokumentů. e) Normy z oblaatl předpisů pro výstavbu a bezpečný provoz zařízení - požadfivky na konatrukoi zařízení a potrubí, - požadavky na výronu a montáž zařízení a potrubí. b) Normy z oblasti materiálů - metody destruktivního zkoušení materiálu - vliv záření na krátkodobé statioké vlastnosti - vliv záření na odolnost proti zkřehnutí - požadevky na ozáření vzorku . - odbSr vzorků po zhoršení mechanických vlastností - kontrola tepelného zpracování - míření tloušíky antikorozní výstelky ultrazvukem - zkoušky na statický tah svarů a návarů. c) Normy z oblaatl montážních praOí - požadavky na evidenci - požadavky na doSaané skladování materiálu. Řešení problematiky normativnS-technických dokumentu pokraSuje v rámci inte­ gračních programu RVHP. Schválené dokumenty jsou v zemích RVHP platné v mezinárod­ ních smluvnž-právních vztazích. Připravuje ae Perspektivní plán tvorby normativně"technických dokumentu, který bude řešen od roku 1990.

39

1.2.

V y u ž i t í

i o n i z u j í c í h o

1.2.1.

?gdieční_technologie

z á ř e n í

Hlavní pozornost výzkumu a vývoje radiační chemie byle zaměřena na delSí rozvoj perepektivníoh radiačních technologií /1/. Problematika radiačně1 sírovaných izolací kabe­ lu řeSila otázky optimalizace složení radiačně sííovetelnýoh pclyolefinovýoh izolačníoh směsí. Byla navržena vícesložková izolační směs /2/, jejíž jednotlivé složky byly určeny na základe výběru z většího množství přísad. Vzájemný vliv jednotlivých složek byl slado­ ván ne základe statistické analýzy. Byl vypracován výpočetní piogram, který umožňuje zhod­ notit vzájemný vliv 5 nezávisle proměnnýoh. V nevesiujícím tzv. faktorovém pokusu, který obsahoval 27 r&2nýeh směsí ozářených 3 dávkeml urychlených elektronu byl sledován vliv retardéru hořením Bromcalu 83 ГО v kombinaci в oxidem antimonitým a dvou inhibitoru oxi­ dace Irgenoxu 1024 a Westonu 619. Vedle toho byl sledován vliv absorbované dávky záření na změny základních vlastností izolační směsi - pevnosti, tažnosti, modulu 100, oddnosti proti hoření, odolnosti proti stárnutí za zvýšených teplot a výtěžků radiačního sííování. Získané výsledky umožnily formulovat optimální skladbu izolační směsi. Dále byly stanoveny výtěžky radikálu po ozáření a kinetika jejich úbytku ve vybraných směaích. Makroradikély, vznikající ozařováním polyetylénových směsí se zúčastní sííování za 70-78 %. Zbytek zaniká reakcemi s kyslíkem nebo antioxidenty v průběhu desítek hodin po ozá­ ření a tak dochází ke snížení teplotní odolnosti izolace. Okamžité vyhřátí směsí na 100°C po skončení ozařování vede к zániku radikálů, teplotní odolnost se však nezlepší. Pouze při ozařování v dusíkové atmosféře a následujícím ohřevu na 100°C ae teplotní odolnost zlepšuje /3/. Ve spolupráci s ZfI lipsko byly etanoveny teplotní stability radikálových párů. v poly­ etylénových směsích obsahujících aminické a fenolické antioxidanty. Orienteční tomografická měření EPR provedená v ZWG Berlín prokázala možnost stanovení distribuoe dávky v izolaci tenkých vodičů.. Ve vývoji izolačních směsí na bázi PVDF byla sledována životnost vodiče izoloveného ozářeným kopolymerem PVDP jednak na základě změny tažnosti, sledované navíjením vodiče na trn stejného průměru, jednak podle změny barvy izolace. Životnost vodiče stanovená prvním způsobem se pohybuje kolem 195 C, zatímco životnost stanovená podle změny bervy je podstatné nižší a nedosahuje ani hodnot běžných pro radiačně sííovený polyetylén(viz obr,31).

T 50 300

250

l°C]

200

O)

o

Obr. 31 г Životnostní křivky vodičů izolovaných radiačně sííoveným Solefem 110.10. 1 - podle změny tažnosti 2 - podle změny barvy

?Гб

1.8 ' a.o

2.2

1/T

a.4

JTěa.e [1000/K] 40

Zásadní význam při vývoji radiačních teohnologií rnejí otázky dozimetrie vvaokýoh dávek ionizujícího záření. Zde bylo vyvíjena metodika stanovení absorbovaná dávky v izoleoi vodiče při jeho ozařování uryohlovačeni elektronu na výrobní linoe. Jako nejvhodnžjš* rutinní metoda se jeví postup, kdy ne hodnotí některá z vlaatností zesftěné Izolace, kte­ rou lze korelovat s absorbovanou dávkou záření. Z tohoto hlediska byla odzkoušena metodika stanovení obaahu gelu a protažení vzorku za tepla (hot-aet teat) u vodičů, в radiačně sííovatelnou izolací z polyetylénu a PVC. Výaledky získané na ozařoveoí lineo v závodě Kablo Vrchlabí / 4 / byly srovnány a hodnotami stanovenými pomocí apeciálních "dozimetriokýcb vo­ dičů", vyvinutých ve apolupráoi a VÚKI Bratislava, jejíž izolace obsahuje planin a které ae vyhodnocují metodou EPR /5/ a bylo dcaaženo dobré ahody výaledku. Výsledky dozimetrio­ kýcb. měření Jaou uvedeny v tab. 3. Teb.3s

Výsledky dozimetriokýcb. měření na výrobní ozařoveoí lince při režimu я trojnásobným pruchodem vodiče elentronovým svazkem proud svazku mA

p_růmúrná dávka v izolaci |k0y.2 j к • dozimotrický polyetylén PVC kGy.m.min^raA"1 vodič gel hot-set-teot gel

počet txojnás. průchodu

odtahová rychlost m/min

1"

60

5,9

47

1

30

7,1

1

30

2 3 1

-

**

120

106

10,7

-

30

7,1

-

30 60

7,1 1,6

•B

11,3

478

-

45 *•

160

M

m»

213 332

215

-

449 452

330 • .

-

466

10,5

424

"*. ... -

448

...

průměr 453 (Í6&) Stenovenou hodnotu konstanty к lze využít к výpočtu průměrné hodnoty dávkv Ъ absorbované v izolaci vodiče podle rovnice 5 (kGy) » k.I.v , kde I je proud v elektronovém svazku (mA) a v odtahová rychlost vodiče (m/min). Dále byla rozpracována dozimetrická metodiko využívající dozimetr ne bázi aleninu /6/ se zřetelem na co nejširší možnoati aplikací, tedy i pro elektronové záření o nižších ener­ giích (0,5-1 MeV). К tomuto účelu byla vyrobena tenká dozimetrická fólie o tloušíce 0,2 mm. Byla zdokonalena metodika jejího vyhodnocování metodou EPR, odzkoušeny její dozimetrické vleatnoati a provedene dávková kelibrece v poli záření game a v elektronovém svazku. Vý­ aledky dávkové kalibrace fólie jsou ukázány na obr. 32 a ukazují použitelnost fólie ke atenovení absorbovaných dávek v rozaehu 0,2-100 kGy s chybou do 10 %. Dozimetrické vlast­ nosti umožňují aplikaci této dozimetrické fólie prakticky ve všech oblastech radiačních technologií, přípednž i v klinické dozimetrii. Dozimetrická fólie již vyvolala ohlas в zájem na zahraničních pracovištích v PLR, MLR, NDR, Belgii, BLR, Dánsku a Japonsku. Pro ozařování památkových předmětu in situ vstoupil vývoj mobilního ozařovacího robote ve spolupráci s ÚJP Zbreslav do závěrečného stadia. Byl vyroben prototyp ozeřovacího kontej­ neru a ne základe radiačních zkoušek byla navržena provozní verze kontejneru. Dále byla do­ končena výrobe polohovadla pro automatický poaun kontejneru na ploše 6 m x 2 m в к němu byl vypracován automatický, programové řízený motorický systém к uskutečnění všech pohybových funkcí. Pro manipulaci a přeeun kontejneru byly vyrobeny tři ruzné typy transportéru a další doprovodná zařízení. К praktickému nasazení ozařovacího robota byla provedena měření expo­ zičních rychlostí v širokém svazku a distribuce záření ve dřevě; byly vyzkoušeny a zkalibrovány polovodičové detektory e elektronicky upraveny pro měření expozičních rychlostí při ozařovacím procesu v automatizovaném režimu. Byl navržen a modelově realizován počítačem

41

1

5

10 20 dávka (kGy)

50

100

Obr. 32: Kalibrační graf tenké dozimetrické fólie obsahující alanin ( П ) ozařování zářením V"-60Co (0,1 Gy/з) v tfJV ( O ) ozařování zářením á""-60Co (1 Gy/в) v Ris?< ( V ) ozařování zářením 3*-60Co (0,5 Gy/з) v IÍJCHT - Žeraň ( Д ) ozařování eloktronovýn avazkem urychlovače Тез1а - й^'ыеЧ v tfjV

řízený eyatém kontroly ozařoveciho režimu včetně zabezpečovacích prvku, zpracovány záaady к zajištění radiační bezpečnosti při ozařování in eitu / 7 / é dokončena studie o vlivu zá­ ření na dřevokaztié houby ve spolupráci a WIÍD v Březnici / 8 / . V oblasti ozařováni potravin byl dokončen výzkum radiačního ošetření rýže. Z výsledku hodnocení vyplynulo, že aplikované dávky záření gama (0,2-0,7 kGy) neměly po senzorické stránce nežádoucí vliv na kvalitu rýže ani po dvou letech Bkladovéní. V rozsahu absorbo­ vaných dávek 1-25 kGy byl sledován obsah amylózy v ozářené rýži. Byly sledovány radiačně chemické otázky spojené s provozem jaderných elektráren. Řade experimentu byla provedena ke zjištění případného vlivu hliníkového plechu (bez úpravy i se zoxidovaným povrchem) a vlivu epoxidových nátěru na koncentrace vodíku, vznikajícího při radiolýze vodných roztoku, určených pro záchyt jodu v berbotážníoh a sprchových systé­ mech jaderných elektráren. Kontakt ozařovaného roztoku s hliníkovým plechem zpuaobil mírné zvýšení koncentrace vodíku jen při ozařování roztoku kyseliny borité, v roztocích obsahu­ jících hýdrazin nebo thiosíran Ъу1в ovMvněna rychlost rozkladu těchto látek. V případe téměř neutrálního barbotážního roztoku, používaného na našich jaderných elektrárnách by

42

koroze hliníku neměla být významným zdrojem vodíku. Vliv hliníku be eliminovat oxidncí jeho povrchu. Přítomnost epoxidového emailu nebo laku ovlivňovala koncentraci vodíku vzniklého radiolýzou i rozklad účinných složek v závislosti ne složení roztoku. Vždy však byla pozorována tvorba metanu a etanu a tím byl potvrzen předpoklad, že redlolýze nátěru je jedním ze zdrojů alifatiokých uhlovodíku, které podmiňují vznik alkyljodidů v prosto­ rách jaderných elektráren /9/. Byla dokončena studie kinetlky reakce hydrazinu s jódem ve vodném roztoku oDsehujícím fosfátový pufr. Pozorovaný katalytický efekt je ve formálním souladu a hypotézou, že v roztoku vzniká komplex N2H..HPO> reagujíoi s jodem reakcí, jejíž rychlostní kons­ tanta je větší než rychloatní konstanta reakoe hydrazinu s jódem v nepufrovaných rozto­ cích /10/. Na základe stanoveni rychlostí tvorby vodíku, alifatických uhlovodíku, kysličníku uhličitého a rychlosti úbytku kyslíku po ozáření dávkou 0,1 MGy byla určena radiační sta­ bilita různé modifikovaných bitumenových matric, jakož i produktu fixace modelového kon­ centrátu solí a ionexů v bitumeneoh. Byl posouzen vliv typu a koncentrace příměsí modifiku­ jících různé, druhy bitumenů na tvorbu plynných radiolytických produktu /11/. Pro Vodní stavby Praha byle zjiSíována radiační stabilita betonu s přídavkem Llgoplastu SP měřením radiačně vzniklého vodíku /12/ a pro potřeby VÚJE Jesl. Bohunice byla zpracována rešerše o detekci vodíku v plynných prostorách systému jaderných elektráren /13/. Literatura /1/

B. Bartoníček: Radiační technologie v ÚJV Řež. 9. celostátní konference o využití radionuklidů a ion. záření v národním hospodářství, 26.-30.9. 1988, Deštné v Orl. Horách. /2/ P. Černoch, A. Vokál: Vývoj radiačně sííovatelných polyolefinových izolačních směsí. Zpráva ÚJV 8382-CH, 1988. /3/ V. Sára, K. Vacek, A. Vokál: Free radicals in radiation crosslinked polyethylene in­ sulation blends. Proceedigs of the 7th IUPAC Conference, Bratislava, 1988, p. 38. /4/ I. Janovský: Určení absorbované dávky v izolaci ozářeného vodiče stanovením jeho vlast­ ností. Zpráva ÚJV 8517-D, 1988. /5/ I. Janovský:-Využití dozimetru na bázi alaninu ke stanovení absorbované dávky v izolaci ozařovaného vodiče. Zpráva ÚJV 8356-D, 1988. /6/ I. Janovský, J.W Hansen, P. Černoch: A polymer-alanine film for mepsurents of radia­ tion dose distributions. Appl. Radiat. Isot, 39 (1988), 651. /7/ J. Teplý: Radiační ošetření památek in situ, dtto /l/. /В/ J. Teplý: Účinek ionizujícího záření na dřevokezné houby, 3. část. Zpráva ÚJV 8577-CH.B, 1988. /9/ A. Haberebergerová, B. Bertoníček, R. Pejše: Vliv oxidovaného hliníku a epoxidových ná­ těrů na tvorbu vodíku při radlolýze roztoků pro záchyt tekavých chemických forem jódu. Zpráva ÚJV 8595-D.CH, 1988. /10/ I. Janovský: A phosphate catalyzed reaction of iodine with hydrazine in aqueous solu­ tions. J. Radioanal. Nucl. Chem., 1989, v tisku. /11/ A. Habersbergerová, R. Pejše: Radiační stabilita modifikovaných bitumenových matric a produktu fixace solí a ionexů. Zpráva ÚJV 8617-CH, 1988. /12/ A. Habersbergerová, R. Pejše: Radiační stabilita betonu s přídavkem bigopleaťu SP. Zpráva ÚJV 8469-Ch, 1988. /13/ R. Pejše: Metody a zařízení pro detekci vodíku ve vzduchu technologických prostoru a ventilačních systému JE. Zpráva ÚJV 86Ю-А, 1988.

43

1.2.2.

Rediofarmeceutické^gregaráty

Výzkum byl zaměřen na vývoj technologií příprav preparátu pouzívanýoh v nukleár­ ní medicine к diagnostickým účelům. Největší pozornost byla zaměřena na preparáty značená cyklotronovými radionuklidy, teohneciem a redionuklidy jďdu, které v současné době tvoří převážnou Sáat používaných příprpvků. U rediofarmak značenýoh oyklotronovými radionuklidy byly především řešeny otázky zavedení nová technologie přepravy chloridu thalnáho - 1 T1 ozařováním thaliových terčů obohacených ^Tl. Vývoj technologie byl urychleně ukončen a její použití v rutinní praxi v předstihu zavedeno od 2. čtvrtletí. Takto lze docáhnout podstatně vyšších výtěžku, pří­ padně zkráoení doby ozařování na cyklotronu. Souběžně byla řešena i otázka regenerace terčů s obohaoeným thaliem pro opakovaná používání táto mimořádně drahé vstupní suroviny. Pro ověření možností zavedení nových Špičkových radiofarmak byly poloprovozně realizovány přípravy 1 2 ^l a In a zkuSební dodávky těchto preparátu pro výzkumné účely na lékařs­ kých pracovištích. Byl zahájen vývoj oxinátu In, stanovena účinnost značení leukocytů tímto preparátem a určenacbba jejich přežívání /1/. U přípravků značených techneciem se stanovovala radioaktivní kontaminace v technecistanu - " ш Т о připravovaném extrakčním způsobem /2/. Po dokončení laboratoře lyofilizace a ověření její funkoe byla urychleně zaváděna produkce kitů pro značení techneciem - 9 9 m Tc. Byly opakovaně připraveny poloprovozní šarže preparátů DTPA, HIDA a Diegos, sledována dlou­ hodobá stabilita vyrobených šarží a dodány kontrolní vzorky do SÚTCL pro získání farmaceu­ tických posudku pro jednotlivé preparáty. Preparát DMSA se biologicky testoval. S cílem vyvinout nová preparáty pro kardiovaskulární diagnostiku a značené monoklonální protilátky byly studovány syntézy bifunkčních ohelátů / З Л Pro delší zlepšení práce s techneciovými generátory ne klinikách byl vyvinut inovovaný typ generátoru a souběžné zahájeny práce ne projektu velkého generátoru pro export do Alžíru. U jodovaných preparátu bylo dokončeno preklinické zkoušení 18-jodoktadekenové kyse­ liny - 3 I pro diagnostiku onemocnění srdce a provedeno preklinické zkoušení m«jodbenzylguanidlnu - *-3±2 p r 0 diagnostiku pheochromocytomů /4/. К zevádění značených monoklonálních protilátek do klinické praxe byla vyvinuta nová původní metoda jodace proteinů, která může být uplatněna i pro některá jodovaná radiofermaka /5/. Bylo dokončeno ověřování metodiky přípravy a zkoušení příprevku tyroxinu - 1 2 5 l pro stanovení ETR a v současné době bude preparát dodáván jako mimořádný realizační výstup.

Literatura /1/

F. Budský, I. Kronrád: Zpráva к průběžné oponentuře státního úkolu RVT P-12-159-814, No 413, 1988.

/2/

P. Budský, J. Prokop, P. Melichar: Obsah dlouhodobého 9 9 Tc vinjekcl ( 99m Tc) techneoistenu sodného z extrakčního generátoru ÚJV Řež, F'-kleon č. 2, 1988, str. 7..

/3/ .P. Budský, J. Prokop, P. Raban, J. Šeblová: Způsob připrevy cyklických anhydridů aminopolykarbonovýoh kyselin. PV 4329-88. /4/

L. Kronrád a kol.: Způsob značení biologicky účinných látek redionuklidy jódu, PV 6735-88.

/5/

L. Kronrád a kol.: Piltr pro přípravu.biologicky účinných látek značenýoh radionuklidy jo'du, PV 6734-88.

44

1.2.3.

Neutronová eUtivaSní_analýze_a_neutronová_r8diografie

Výzkumně".vývojové práce v oboru neutronová aktivační analýzy (NAA) byly zaměřeny zejména ne problematiku stanovení důležitých stopových prvku pro lékařský-e biochemický výzkum, kontrolu životního a pracovního prostředí, přípravu referenčních materiálů a za­ bezpečení jakosti analýz. Pro lékařský a biochemický výzkum byly vyhodnoceny a interpretovány výsledky stanovení vanadie ve 200 vzorcích 13 druhů, experimentálních zvířat s normálním a zvýšeným přívodem tohoto prvku ve stravě v závislosti na době expozice a formě* prvku. Správnost výsledku stanovení byla kontrolována analýzou biologických referenčních materiálů (RM)/1/. Pro výzkum rentgenkontrastních látek s obsahem jódu bylo optimalizováno stanovení I metodou NAA s radiochemickou separací a porovnány možnosti stanoveni tohoto prvku rediorepgenční metodou. Pro kontrolu životního prostředí bylo sledováno znečišíovůní ovzduší tuhými imisemi v různých oblastech CSSR /2/, byly shrnuty současné trendy při instrumentální neutronové aktivační analýze (INAA) emisí vznikajících při různých technologických pochodech. Ukázalo se, že je nutno studovat rozložení velikostiaí frakce emisí /3/. Výsledky analýz metodou INAA poskytly rovněž data potřebná к vyhodnocení moínosti omezování emisí stopových prvků do ovzduší /4/. V rámci mezinárodního výzkumného programu Mezinárodní agentury pro atomovou energii ve Vídni bylo'metodami NAA a atomové .absorpční spektrometrií (AAS) studováno vylu­ hování toxických prvků z půd kontaminovaných průmyslovými odpady a možnosti jejich přenosu do ekosystému /5/. Pro kontrolu pracovního prostředí bylo vyhodnoceno studium vlivu kontami­ nace kadmiem v závode na výrobu alkalických akumulátoru na zdraví pracovníků stanovením koncentrací Cd a Zn v tkáních prfesionálně" exponovaných osob metodou rediochemické neutronové aktivační analýzy (RNAA) a monitorováním biochemických parametrů /6,7/. Metod* NAA byla roz­ sáhle využita pri přípravě" RM provedením certifikačních analýz RM úletů z barevné metalurgie a testů homogenity-rostlinného RM metodou INAA /8/. Dále byla tato metoda použita ke kontrol­ ním a certifikačním analýzám 7 geologických RM /9/ a metodou Ш Л А a RNAA byly provedeny kon­ trolní a certifikační analýzy RM MAAE Milk Powder A-ll a Milk Powder 153 / Ю / . Pokračoval vývoj počítačového programu pro zabezpečení jekosti výsledků NAA. Byl na­ vržen a odzkoušen program QACHECK pro okamžitou kontrolu správnosti výsledku analýz, pro­ gramy QAPLOO? a QACHART pro vyhodnocování dlouhodobé stability výsledků analýz a program BLNK pro dlouhodobé sledování stability slepého pokusu /11,12/. Vypracované metodické postupy byly použity к servisním analýzám a gama-spektrometrickým měřením pro ústavní a mimoústavní zadavatele (např. INAA emisí, aerosolů, úletů z růz­ ných technologií, RNAA biologických materiálů, měření radior.uklidické čistoty radiofarmaceutických preparátu, účinnosti odmořování radioaktivně kontaminovaných povrchu). V neutronové rediografii byly práce soustředěny na problematiku kvantitativního vy­ hodnocování neutronogremů (vzhledem к přerušení experimentálních prací pro odstávku výzkum­ ného reaktoru). Byl dopracován a vydán dokument v edici zkušebních, hodnotících a výpočtových postupu Technického a zkušebního ústavu stavebního v Praze, nezvaný "Zkušební postup neutronogřafioká zkouška jakosti úprav ovlivňujících vodopropustnost pórovitých stavebních materiálů" /13/. Uvedený meteriál bude sloužit jako předpis doporučené zkoušky hydroizolačních úprav, při nichž má neutronografické pracoviště tfJV sloužit jako výkonný orgán státní zkušebny. V oblasti automatizace a kybernetizece vyhodnocovacích postupu neutronogremů pro zkoušení stavebních materiálu byl dopracován a odladěn program denzitogrefického měření ne­ utronogremů ne mikrodensitometru Joyce-Loebl MDM/305 řízeném stolním kalkulátorem - řidi­ čem Hewlett-Packard HP 9845 B. Program zajišíuje jednak samočinná řízení postupu měření neutronografického snímku, jednak vyhodnocení naměřených hodnot v distribuci vlhkosti v prozařovaném vzorku. Konečná data jsou vytištěna jednak tabelárně, jednak graficky. Postupu je věnovaná výzkumná zpráva /14Л

45

Literatura /1/

M. Šimková, J. Kučera, J. Lener: Vanadium determination in rat tissues and biological reference materials by neutron activation analysis. J. Redioanel. Nucl. Chem., Articles, 1989, v -tisku.

/2/

В. Stárková, J. Stárková, I. Obrusník: Tuhé imise v různých oblastech SSSR. Ochrana ovzduší, 1989, v tisku.

/3/

I. Obrusník, J. Horáková, L. Kolář: Instrumentální neutronová aktivační analýza vybra­ ných vzorků tuhých emisi. Zpráva ÚJV 8335-CH, 1988.

/4/

B. Stárková, J. Blažek, I. Obruaník: Možnosti omezování emisí stopových prvků do ovzduší. Ochrena ovzduší, 1589, v tisku.

/5/

J. KuSere a kol.: "Neutron activation studies of toxic elements in Czechoslovakian solid weste products. Progress report IAEA 4902/RB/88.

/6/

J. Kučeře a kol.: Cadmium and zinc determination by neutron activation analysis pnd bio­ chemical tests in tissues of workers proressionally exposed to cadmium. J. Radioanal. Nucl. Chem., Articles, 122, 1988, s. 361-372.

/7/

V. Senft a kol.: Vyhodnocení vlivu expozice Cd z výsledku biologických testů in vivo a z obsahů Cd ve tkáních post mortem u pracovníka z výroby Ni-Cd akumulátorů. Pracovní lékařství, 1989, v tisku.

/8/

J. Kučera, L. Soukal: Certifikační analýzy referenčního materiálu úletu z barevné meta­ lurgie Ш a předběžné testy homogenity rostlinného referenčního materiálu metodou INAA. Zpráva ÚJV 8375-CH, 1988.

/9/

J. KuSera, J. Soukal: Instrumental neutron activation analysis of geological reference materials. 8 čs. spektroskopická konference, 19.6.-24.6. 1988. Čeaké Budějovice.

/10/ J. Kučera, J. Faltejsek; Elemental characterization of the IAEA intercoraparison samples of milk pov/der by neutron activation analysis. 8. spektroskopická konference. 19.-24.6. 1988, Seské Budějovice. /11/ Ь. Kolář, I. Obrusník: Computerized guality assurence in NAA labory. Zpráva ÚJV 8439-CH, 1988. /12/ I. Obrusník, L. Kolář, J. Faltejsek: Quality assurance in neutron activation analysis of environmental samples. 8. čs. spektroskopická konference. 19.6.-24.6. 1988, České Budějovice. /13/ Z. Hrdlička, V. Sokol, F. Peterka: Návrh zkušebního postupu neutronogrpfické zkouškyjakosti úprav ovlivňujících vodopropústnost porovitých stavebních materiálu. Zpráva ÚJV 8295-V, 1987. /14/ F. Peterka, T. Šlonc, Z. Hrdlička: Instrumentální metoda neutronové transmisní analýzy stevebních materiálu. Zpráva ÚJV 8601-V, 1988.

46

Polovodičový germaniový detektor se snímacím krytem pro spektrometrii zářeni gama

Výměna disku RL-02 v řídicí jednotce PDP 11/34agama-spektrometrického. systému NO 683

Příprava monokrystalů germania na tažicce Leybold-Heraeus pro výrobu polovodičových detektoru ionizujícího zářeni

0tí О ПИ:... > •

i •

\ ••

;

-1л'

w»viil',

V'W; (v.

••- '•tf-iy-v:'

Měřeni horizontálních kanálů nádoby reaktoru LVR-15

Transport nádoby reaktoru WR-S

Výstavba 5. horké komory na reaktoru LVR-15

Celkový pohled na aerodynamický model části palivové kazety reaktoru typu BN-600, na kterém se uskutečňuji experimenty v rámci kontraktu s SSSR

Detail měřicí aparatury

Pracoviště odděleni fluorové chemie - denitračně-redukčni linka pro izolaci drahých kovů z roztoků

Rozmnožovací zanzeni COSTAR-4 к operativnímu zhotovováni kopii z časopiseckého fondu knihovny

Pracoviště pro vyhodnocováni mechanických vlastností radioaktivních konstrukčních materiálu

Konferenční centrum vybavené moderní audiovizuální technikou slouží při organizaci odborných akcí ŮJV

1.3.

III d i а И и í

b e z p e č n o s t

Průzkumné práce ne 1 о к « 1 Ш jaderná elektrárny "Temelín, kde byl v předchozím roce realizován hloubkovy* vrt pro ováření hydrogeologických vlastností podlpiíí, pokroSovely zpracováním podrobnější tcehnieko-ekoncmleké Htudíe e beapeiínoetní analýzou /1/. Z výsled­ ku vyplynulo, že na donám místě Jo možno teohniaky dostupnými prostředky vybudovat hlubin­ ná dloííiíjtií я příznivými bozpeSnontními ukazateli. Údaje o dalSÍ lokalitě, která připadá v Úvahu pro realizaci obdobnáho zámíru, byly utříděny a zpraoovány formou archivní studie. Jde o východoslovenská Keoerovoo, kde se hydrogeologická poměry výrazně* 1 Ш od «ttueoe v Temelín?. Kromě provozních odpadů se v hlubinných úloŽiBtíoh mojí ukládat zojmáne netypická odpady o vylíží úrovní aktivity. Гго zaoháaoní a radioaktivními odpady u produoonto 1 příjemce o pro jojloh trnnoport oe vyvíjely prostředky druhá generaoe, z niohž byl již vyroben a úspěšně odzkoušen prototyp dílkoví ovledateináho závěsného háku pro menipuleoi в transportními kontejnery. Výsledky dřívšjšíoh exporimentů zamšřenýoh na použití enorganlokýoh sorbentu jako zésypovýoh materiálů pro úložná systémy, byly vyhodnoceny z hlediska jejich možné apllkaoo v 2 D . podmínkáoh jako součást vědooko-výzkumného programu MAAE /2/. Poznatky o bezpečnosti povrohovýoh úložiší radioaktivních odpadu byly dále prohlubovány. Jedním z hledisek byle přijatelnost odpadu ke konečnému uložení, kde se práoe sou. strefovaly na technická, resp. organizační zabezpečení provozu /3/ a na otázku nestandard­ ních odpadu, zejména s obsahem nuklidii alfa /4/. Delším studovaným aspektem byly soánáře možných poruch a havárií, která by se mohly vyskytnout během existence úložiší. Zde byla pozornost zaměřené na migraci radionuklidů podzemními vodonosnýml horizonty. Výsledky něko­ liko novšjšíoh studií /5-7/ byly в úepšohem použity při zpraoování předprovozní bezpečnostní zprávy úloižlete' VAO v Řeži / 8 / i při řešení vědeckovýzkumného kontraktu s МАЛЕ /9/. Fro účely využití komunálníoh skládek s oílem odstraňování odpadu o velmi nízká akti­ vitě do životního prostředí bylo zapotřebí navrhnout a zpreoovet metodiku, která by slou­ žilo jak producentům odpadů tak kontrolním»orgánům při povolování a realizaci táto pres*. První kroky v tomto směru představovala studie /10/, porovnávající limity konoentrooí ra. dionuklidů v odstreňovených odpadech podle doporučení MAAE s limity stanovenými podle návrhu vyhl. MZd. ČSR o ochraně před účinky ionizujícího záření. Využití těohto prací se\ předpokládá především při zneškodňování odpadů z rekonstruovonýoh nebo likvidovaných Jodernýoh.zařízení /11/. Při hodnocení bezpečnosti úložných systému hraje důležitou roli životnost jednotlivýoh inženýrských beriér. Jejich postupná degradace a ztráta funkčnosti může в průběhem čeeu vést ke změnám ve formě odpadů a vyústit ve zvýšení mobility radionuklidů v okolním životním pro­ středí. S cílem prohloubit znalosti o dlouhodobém chování některých umšlýoh bariér se řeši­ telé zapojili do koordinovaného výzkumného progremu MAAE věnovaného této problematice a svými výsledky přispěli к jeho úspěšnému řeŠ6ní /12/. Výsledky kontrolní e dozorčí činnosti v oblasti monitorovaní osob a v preoovním prostředí potvrdily vysokou úroveň rediační bezpečnosti v ÚJV. Rovněž hodnocení vlivu ústavu na okolí prokázalo, že jeho účinek je zanedbatelný, neboř expozice obyvatelstva připadající na vrub výpustí radioaktivních látek do životního prostředí leží hluboko pod zákonem stěno* venými limity. Literetura /1/ Z. Dlouhýi Hěkteró problémy bezpečnosti podzemních úložiSÍ. Zpráva ÚJV 8651-OH, 1988. /2/ Z. Dlouhý, V. Kouříms Vee of Inorganic Sorbents for Liquid Waste Treatment and Backfill for Undergound Repositories. IAEA Research Oontraot No. 4848, Progress Report No.1,1988. /3/ b. Nachmilner» Návrh kritérií přijatelnosti RAO na úložiStš. Kandidá ь-í disertační práce ÚJV Řež, 1988. /4/ Z. Dlouhýs Stanovení maximálně přípustného množství nuklidů alfa v povrchových úložištích. Zpráva ÚJV 8647-CH, 1988.

47

/5/ /6/ /7/ /8/ /9/ /10/ /11/ /12/

J. Horynoi Modelování přenosu radionuklidů. z podzemní vody do rostlin. Zpráva ÚJV 8564, 1988. Kolektiv pracovníku» Modelování proudění podzemní vody. Zpráva ÚJV 8567-1988. J. Horynai OHWATRAD-S program pro Síření radionuklidů podzemní vodou. Zpráva ÚJV 8591-D,0H, 1988. Kolektiv precovníkui Předprovozní bezpečnostní zpráva úložietš VAO v ÚJV Řež. Zpráva ÚJV (у tisku). • Z. Dlouhý", J. Horynat Migration and Biological Transfer of Radionuklides from Shallow band Burial. 1ЛБЛ Research Contract No. 4194. Progress Report No. 3, 1988. Z. Dloubli Derivation of Exempt Concentrations for Disposal of Very Low-Level Radio­ active Wastes into Landfill Sites. Zpráva tÍJV 8646-D,0H, 1988. Ъ. DlCubýs Uležení odpadu я velmi nízkou radioaktivitou na skládku tÍJV v obci HueinecŘež, okres Praha-výohod. Zpráva ÚJV 8648-D,CH, 1988. L. Npcbmilneri Evaluation of Waste Form-Container Interactions. IAEA Research Contreot No. 4283» Progress Report No. 2, 1988.

1.4. V ž d e c k o o r g a n i z e č n í

p r á o e

V rooe 1988 zpreoovell pracovníci ÚJV řadu kritických koncepčních studií pro vnltroústevní potřebu, pro potřebu OSKAE а к zajištění funkce vedoucího proooviStě vědecko-teoh. nickáho rozvoje. Těžiště koncepčních preoí se v loňském roce přeneslo na dopracovaní konoepoe rozvoje ústavu na léta 1991-2005. Na základe vstupních údajů zahrnujících cílovou funkoi ústavu e stav jeho systémového okolí zpracovaných v roce 1987, byla zpracována soustava hlavních směrů výzkumu a z nioh odvozených nosných úkolu, jakož i koncepce jejich základ­ ního taobniokého zabezpečení. Tím byly práce na dlouhodobé koncepci UJV zavrSeny. V rámci plnění funkce meziodvětvového vedoucího pracoviště vědeckotechnického rozvoje pro oblast jaderné energie a teohniky byly zpracovány některé rozsáhlejší rozborové studie /1-3/, vydá­ na zpráva o pokročíoh ÚJV v r. 1987 /4/ a zpracovány delSí dílčí materiály. Významnou složkou vědeokoorgenizační činnosti ÚJV byle i v roce 1988 rozsáhlá koordi­ nační činnost. Ústav zejišíovel koordinaci šesti státních, osmi resortních úkolů RVT a jednoho úkolu resortní standardizace. Objektivnost výkonu funkce koordinačního pracoviště byle zabezpečována zasedáními koordinačních komisí. V roce 1988 proběhle dvě zasedání koor. diečních komisí všech státních i resortních úkolu a to v 1. a 3» čtvrtletí. V prvním čtvrt, letí bylo zhodnoceno plnění úkolu v předcházejíoím roce a ve třetím čtvrtletí se zhodnotilo věcné a finanční plnění úkolu RVT v 1. pololetí, výhled plnění do konce roku a.příprava plá­ nu ne r. 1989. V úkolech RVT, zařazených do státního cílového programu SOP 01 byl zhodnocen i stav zapojení řeěené problematiky do 3. prioritního směru Komplexního programu VTP zemí RVHP. Kromě pravidelných zasedání koordinačních komisí a jednoho zasedaní Rady koordinač­ ních komisí proběhle v loňském roce řada náročných oponentních řízení a účelových kontrol: - účelové kontrolní jednání státního úkolu "Výzkumná reaktorová základna'! a státního úkolu "Metody diagnostiky a hodnocení spolehlivosti a životnosti jaderně-energetickýeh zařízení", které posuzovala návrhy ústavu na změny ve věcném obsahu i finančním zabezpečení úkolči obě dvě jednání doporučila ústavem předložené návrhy změn vzhledem к Jejich účelnosti schválit} - průběžné oponentní řízení státního úkolu "Minimalizace tvorby, zpracování a trvalé uležení radioaktivních odpedů" a státního úkolu "Radiační sííování kabelů", rovněž tato oponentní řízení schválila dosavadní postup ÚJV při řeSení úkolů a doporučila realizovat změny v dalěím postupu řeSení, navržené ustaveny - závěrečné oponentury státního úkolu "Bezpečnost jaderných eletctráren s lehkovodními reaktory", státního úkolu "Vybrané komponenty a problémy osvojení rychlých repktorů" a resortního úkolu "Využití reaktoru LR-0 pro řeSení neutronově fyzikálních problému reaktoru, typu WER"i tato' oponentní řízení vestcěe konstatovala úspěSné splnění uzavíraných úkolů.

48

Konoem roku bylo rovněž zorganizováno vstupní oponentní řízení státního úkolu "Bozpečnost jaderných elektráren" e resortního úkolu "Perspektivní radiační technologie"} ten byl na základe oponentury rozdílen na dva úkoly - "Asanace potravin" a "Radiační techniky a tech­ nologie". Velmi dobrých výsledku bylo v řade oblastí doseženo v rámci mezinárodní věďeokoteohnioká spolupráce. zvláště se sooialiatiokými státy, zejména pak v dvoustranné spolupráci a SSSR a NDRi Tato spolupráce je postupné převádéna na ty sméry a oblasti, které js.eu obsa­ ženy ve 3. prioritním směru Komplexního programu vědeckotechnického pokroku Sienských státu RVHP do r. 2000. Plnění úkolu tohoto programu postoupilo v r. 1988 z počáteční fáze speci­ fikace Ss. účasti na jednotlivých úkolech do fáze věcného plnění na základě schválených po­ drobných programů epolupráce. U větSíny úkolů došlo též к smluvnímu zobezpečení no bázi dvou-, stranných smluv nebo kontraktu. V průběhu přípravy podrobných programu, navazování přímých vztahu i vlastního řešení se projevují i nedostatky, z niohž nejzávažnější jsou stále malá provázanost úkolů Komplexního programu na realizační sféru (a to i u úkolů s hmotnými reali­ začními výstupy). U některých hlavních úkolu bude již nutné, vzhledem к dosaženým výsledkům, revidovat jejich věcnou náplň. Pozornost bude nutno věnovat i novelizaci předpisu o prová­ dění mezinárodní spolupráce tak, aby se maximálně usnadnilo navazování přímých mezinárodních vztahu. Spolupráce ÚJV a NSZ byla převážně orientována no spolupráci a Mezinárodní agenturou pro atomovou energii ve Vídni, Ústav se účastnil řady výzkumných progremů, koordinovaných agenturou, na jejich tvorbě i hodnocení. V rámci těchto programu řeší ÚJV v současné době 12 kontraktu a dohod, devizový příjem z těchto prací činil v r. 1988 přes 67 tisíc US dolaru. " V roce 1988 byly v Konferenčním centru ÚJV uspořádány 3 zasedání expertu Mezinárodní agentury pro atomovou energii a několik mezinárodních akcí v rámci Komplexního progr.emu vě­ deckotechnického pokroku. Tyto akce byly z odborného, organizačního, společenského i repre­ zentačního hlediska vysoce hodnoceny. Možnosti ústavu budou v tomto směru i nadále využívány.

Tab. 4:

Přehled hlavních akcí technicko-ekonomické propagandy tÍJV v roco 1988

Počet akcí Plán Plnění

Druh činnosti Publikace v popularizačních časopisech a denním tisku

10

13

Rozhlasové a t e l e v i z n í pořady

0

5

Výstavy

1

1 e)

Osvětová činnost a exkurse

20

35 b)

Prezentace pracovních výsledku výzkumu na c e n t r á l n í nástěnce ÚJV

10

10

Slánky v Časopise Neutron

30

30

2

Různé

3 c)

Poznámky: e) Účast na mezinárodním chemickém veletrhu "Incbeba 88: b) Zahrnuty exkurse na pracovištích ÚJV a 2 besedy a novými pracovníky ústavu c) Zahrnuje natočení video-filmu "Rekonstrukce reaktoru WR-S v ÚJV Řež externím pracovníkem podle océnáře ÚJV a dvou krátkých filmů o ÚJV, natočených pracovníky ústavu.

49

Soustavnou péči věnuje ústav každoročně popularizaci в propagaci své* činnosti. Komise ÚJV pro technieko-ekonomiekou propegandu pravidelně zpraoovává plán činnosti, který je schva­ lován poradou vedení. Nejdůležitější akce Jsou každoročně zařazovány do resortního plánu teohnicko-ekonomioká propagandy SSKAE. Teohnioko-ekonomickó propaganda je zaměřena jek vnitroústavně ,(s cílem informovat naše pracovníky o činnosti ústavu),tak i na žirěí veřejnost(e cí­ lem propagovat činnost., ústavu pomocí článků v denním tisku, rozhlasovýoh a televizních pořa­ dů, tiskových besed, výstavních akcí, exkursí a pod.)- Na ústavníoh nástěnkách a v ústavních časopisech Neutron a Nukleon byly zveřejňovány informace o důležitých událostech v životě ústavu a o zajímavých výsledcích jednotlivých pracovních kolektivu. V tabulce 4 jsou uvedeny ekce, které byly v rámci technicko-ekonomické propagandy naSimi pracovníky v r. 1988 uskuteč­ něny.

Ы ub^atijca /1/

V. Ваг*.обэк; Francouzský program inovace tlakovodníoh reaktorů. Zpráva ÚJV Н55Ч-Г-, i:.':.5.8.

/2/

»:. Pasek: "Vývoje-a

/V

Ь JrV.eéo»b, S.fcavelkea M. Hron: Palivo vysokoteplotních reaktoru. Zpráva ÚJV 3C53-ÍÍ-, 13^8.

/\/

h.

vrendy vysokoteplotních reaktoru. Zpráva ÚJV 8604-T.R, 1988.

..-JVF.:•;;•: (red.), úy.-é.vB o pokrocích '87. Zpráva ÚJV 8351-V, 1988.

50

2.

VÍROBA A SI-UŽBY

Jnko koždoroSná, tak i v rooe 19B7 využíval Úatav jaderného výzkumu své Špičková experimentální zařízení pro poskytování aerviau mimoúatavním zájemcům (ozařování na ko­ baltovém zdroji, výpočetní práce, analytický aervia). Na rozdíl od předoházejícíoh let nebylo možno poskytovat ozeřovací služby na výzkumném reaktoru W R - S , protože ten pro­ cházel náročnou a rozaáhlou rekonstrukcí (obr. 33). Po jejím ukončení ae zvýší výkon reaktoru no 15 MW a reaktor pcneae oznaSoní LVR-.15 (obr. 34). Rekonatrukeí ae aoučeanS znaSnŽ rozšíří možnosti ozarovacích služeb. Náročné úkoly plnili pracovníci ÚBtavu i v obleeti .realizace některých vybraných výaledku vleatní vývojové činnoati (výroba radiofarmok a polovodičových detektoru ionizují, čího záření). Slo vesmžs o výrobky, které přinéSely natolik značný přínos, že z celospo­ lečenského hlediska bylo jednoznačné účelné rozvíjet jejich výTqby i ve výzkumné orgonlzaoi.

51

2.1.

V ý r o b a

r e d i o f a r m a k

V roce 1988 nebylo možné vzhledem к plánované rekonstrukoi reaktoru používat toto zařízení к ozařování pro účely výroby rediofarmak. Produkce těchto preparátu byla proto zajišťována především na základe1 dovážených výohozích redioaktivníoh surovin a redionuklidů. získávaných ozařováním na cyklotronu. I přes uvedené problémy ее získáváním vstupních surovin ae podeřilo plán výroby re­ diofarmak splnit a ve srovnání s předchozími léty dosáhnout i delší zvýšení produkce. Přehled množství preparátů dodaných v průběhu 8. PLP je uveden v tab. 5.

Tab. 5г

Výrobe rediofarmak v 8. PLP v ÚJV (v tis. K6s)

1985

1986

1987

1988

I

4950

5200

5225

5350

'i

80

50

71

43

Preparát o-jodhippuran

iJi

o-jodhippuran

1

3

550

615

554

440

m

2750

3500

3379

3268

In

260

200

201

181

540

470

548

716

2180

2800

2515

1729

-

-

659

1483

e

—

266

415

-

-

-

355

-

-

-

43

320

807

437

234

11550

13642

13925

14259

bengálská červeň

I

tachnecisten " T o generátor

113ffl

molybdenen " M o 6

citronan galitý ^Ga chlorid thelný

201

T1

monojodbromsulfoftalein 131J jodid sodný

125

chlorid inditý ostatní C e l k e m

I m

in

V podstatně vetší míře než v minulých letech ovlivnily nepravidelnosti v ozařování ne cyklotronu výrobu citronanu galitého - 'Ga a chloridu thelného TI, jejichž odbyt ' by jinak byl podstatně vyšší. Vzhledem к výpadku dovozu jodidu sodného - 5 I z PLR a MLR, byla v tfjV urychleně zavedena výrobe a distribuce jodidu sodného - 5 I pro radioimunologická pracoviště. Urychleně byly rovněž odzkoušeny možnosti přípravy uzevřených zářičů I využívpných ve spec. lékařských zařízeních e realizovány pokusné dodávky /1/. Pro možnost dalšího rozšíření produkce rediofarmak byla zpracována nové veriante investičního záměru výstavby nového pavilonu zahrnující i uvažovaný případ realizace spoléčného podniku s SSSR. Podobně jako v minulých letech, byly zajišíovány i dodávky nestandertních preparátů formou rediojodačního servisu. Jejich přehled je uveden v teb. 6. Mimo plán byl v rámci dohody o ozařování zhotoven a dodán 1 ks extrakčního generátoru do Ústavu jaderné energie I.V. Kurčetova v Moskvě a s cílem zajistit dodávku obohacených raX dicnuklidů z SSSR zhotoveny části aparetury pro výrobu T1, která má být podle dohody o přímých vztazích dodána do Biofyzikálního ústavu min. zdrav. SSSR v Moskvě /2/.

52

Tab. 6:

Přehled preparátu dodaných v roce 1988 formou radiojodečního servisu

Preparát

Počet dávek

kya. o-jodfenoxyoctové kys. asielo-glykoproteinovó kya. o-jodbenzoová monojodbromsulfoftalein betigálnká červeň gentamycin metotrexát ALTAB supergeatan polyaertamid m-jodhippurer. methyljodid jodbenzoen ALTAB- 131 I o-jodbenzoan

2 1 4 1 2 1 1 2 1 1 2 1 2 2 1

literatura /1/ L. Kronrád, F. Melichar, I. Kronrád: Zpuaob přípravy zářičů PV 4208/88.

•'i. Přihláška vynálezu

/2/ J. Prokop e kol.: Hsdiofermeka značená techneciem - °"mTc. Nukleon 1988, č. 1, atr.17.

2.2.

V ý v o j a výroba' p o l o v o d i č o v ý c h i o n i z u j í c í h o z á ř e n í

d e t e k t o r ů

Rok 1988 byl třetím a závěrečným rokem řešení resortního úkolu "Germaniové deteKtory ionizujícího záření" /1/. Při řešení tohoto úkolu se podařilo připrevit sérii monokrystalu velmi čiatého germania o průměru kolem 30 mm s koncentrací jen 10 až 10 atomů elektricky aktivních nečistot na спк. Vyaoké čiatoty monokryatelů bylo dosaženo speciální technologií ježení a následným dlouhodobým žíháním. Pokračoval vývoj metodik ke stanovení typu a atupně nehomogenity vybraných vzorku, zejméne těch, které jeou ovlivňovány tzv. tepelnými defekty. К stanovení defektu byl měřen Hellův jev, Hellovská pohyblivost nosičů náboje a citlivost detektoru v závislosti na místě dopedu záření. Příklad měření homogenity u dvou plenárních detektoru, připravených z velmi čiatého germania pomocí tenkého svazku elektromagnetického záření je na obr. 35. Zároveň je zde demonstrován vliv typu nehomogenity na detekční účin­ nost. Tyto křivky slouží к následnému výpočtu radiálního rozložení nečistot. Byly vyvinuty nové typy polovodičových detektorů - koaxiální detektory a nízkoenergetické ayatémy na bázi velmi čiatého germania a tak zvané atudnové detektory (též 4 Il-detektory), u kterých ae měřená radioaktivní látka vkládá do otvoru "atudny" detektoru (obr. 36). К zajištění činnosti nově vyvinutých detekčních jednotek a realizačních výstupu byle vyvinu­ ta příslušná kryogenní technika. V roce 1988 se poprvé podařilo uskutečnit hloubkové měření a geosondou vybavenou de­ tekční čáatí rentgenfluoreacenčního analyzátoru. Ta obaehuje nízkoenergetický ayatém ae Sibi detektorem včetně před zesilovače a zesilovací jednotky, napájecích zdrojů в budicího zářiče 10 ^Cd. Sonda pracovala úspěšně i v hloubce 600 m (50 atm.) na slánském geologickém vrtu.

53

54

Obr. 36: Vkládání vyšetřovaného vzorku do studnového detektoru

V rcce 1988 byla úspěšně dokončena prvni varianta zařízení pro měření teplotní zá­ vislosti Heliové jevu v polovodičích. Znřízení slouží к měření Heliové jevu, Hallovské pohyblivosti, stupně .kompenzace, megnetorezistence a měrné vodivosti od teploty kapalného dusíku, reap, kapelného helia ež do pokojové teploty..Zároveň umožňuje určit mechanismus rozptylu nosičů. Měřené'hodnoty slouží jak к třídění vzorku tak kovlivňování procesu optimalizace tažení monokrystalu germania. Vlastní měřicí proces je řizen počítačem SAPI-1 a je plně automaticky. Na obr. 37 jsou demonstrována dvě měření teplotní závislosti Hallova jevu (koncentrace nečistot) a vodivosti vzorku velmi čistého germania. . V oblestl měření vlastností polovodičových materiálů, zejména v souvislosti s opti­ malizací tažení legovaného germania na zařízení EKZ 450/1500 Ge, .byle dále sledovaná celá škále etektrofyzikálních parametrů. Ú vybraných vzorků byla určena koncentrace kyslíku Poxovou metodou, Hellův jev, Hallovské pohyblivost nosičů, přítomnost zvýšeného výskytu někte­ rých tepelných poruch (V2H} a pod. Dále byla na hotových detektorech provedena šumová diegnostike a komplexní proměřování jejich elektrofyzikálních vlastností. Tato měření potvrdila předpokládaný výskyt shluku poruch a sloužila к ovlivňovaní tepelného režimu v tažicím za­ řízení. Plánovaná výroba polovodičových detektoru 5 mil. Kčs byla splněna na cca 103 %•• Literatura /1/

M. Vidre: Germaniové detektory ionizujícího záření. Zpráva tfjV 8599-T,'1988.

55

I.OG yapiVOSr ,11/DHI.CM

UZCREKiHL..lA''B [>АШ .21.e6.l3U8

LOG С ГСММИ

U20REK.HL_1A/B мтии .21.06.1938

Má

.JJ 9

U

Ч,,,,,.•••»' •4-

\

—

íeee-r Ш'з/п

H

12

12

Obr. 37s Záznam automatizovaného měření koncentrace neSistot (Hallův jev) a měrného odporu v z á v i s l o s t i na t e p l o t ě pro vzorek velmi čistého germania

2.3.

S l u ž b y

Ústřední,

k o n t r o l n í

l a b o r a t o ř e

V roca 1988 pokračovaly práce na plnění kontraktu a Mezinárodní agenturou pro ato­ movou energii (MAAE) ve Vídni. Jeho náplní byly analýzy vatupníoh roztoku ozářeného paliva ne obaah a izotopové složení uranu a plutonia. Dále se S MAAE ve Vídni spolupracovalo při vývoji titrační metodiky umožňujíci stanovení 4 mg alikvotu plutonia v přítomnosti rušivých příměsí. Pro. potřeby zárukových analýz a maření se vyvíjela metodika ionexového zrna pro stenovení izotipového složení americia a metoda pevných špiku pro stanovení uranu. Prováděly se přípravné práce pro materiální zajištění další etapy srovnávacího experimentu SROK. Jeho náplní bude stanovení uranu v ozářeném pelivu typu VVER metodou dvojnásobného špiku. Byla • dokončena metoda pro stanovení Am /1/. Dále pokračoval vývoj fyzikálně-chemických metodik pro stanovení vybraných prvků v materiálech z životního prostředí /2/, surovinách a odpadních roztocích a materiálech pro elektroniku. Byla vypracována metodika pro stanovení Cr v kalech a postupy pro stanovení Dy, Ho a Er v přítomnosti makromnožství dalších vzácných zemin, navržena sestava a ověřena automatizovaná aparatuře pro chromatografickou izolaci Rb a Sr z geologických vzorku a pro­ věřeno tiskové rozpouštění. Byla též .dobudována "čistá" laboratoř pro přípravu vzorků, pro geochronologickó účely a stanovování stopových prvků ve vzorcích metodou hmotnostní spektrogrefie. Pro výzkum a vývoj nových radiofarmaceutických preparátu byly ověřeny a zkompletovány analytické postupy pro kontrolu m-jodbenzylguanidinu a acetyl-3,5-dljod-L-tyrosyl-p-eminobenzoové kyseliny. Polarografickou metodou byly studovány posuny půlvlnových potenciálu komplexů kovů a nemodifikovanými a chemicky modifikovanými ligandy. Byla vypracována metoda pro stanovení totožnosti a stupně neutralizace preparátů trimethyl-HIDA pomocí infračervené spektrometrie. . '

56

Dále se rozvijele spolupráce o ZfK Roasondorf v oblasti analytiky jaderných materiálu a kontroly radiofarmak a s ZfI Lipsko no problematice datovaní stáří geologických vzorků. Započala se spolupráce a HI v Leningradě" na problémech spojených s analýzou jaderných poliv. Pro oddělení ťÍJV, která Btuůují technologické zpracování odpadu, se prováděly aervianí chemické a spektrografioké analýzy (určení složek odpadních roztoku apod.). Pro geologic­ ké ústavy a geologický průzkum (Geoindustria Jihlava, Geologický průzkum Spišská Nové Ves, přírodovědecké fakulta University J.E. Purkyně Brno, ÚNS Kutná Hora, ÚÚG Praha, Geologický průzkum Ostrava) se analyzovaly geologické vzorky a určovalo ae jejich stáří metodou Bb-Sr, U-РЪ, Sm-Nd. Řada prací se provedla i pro další mimoústavní zákazníky (ÚJP Zbraslav)- Jejich náplní byly především spektrografioké s izotpové analýzy; Většina těchto zakázek ее z^jištovala formou hospodářských smluv. Jejich finanční přínos činil vice než 1 mil. Kčs. Pro oddělení jaderné bezpečnosti a záruk ČSKAE zajišíovala ÚKL přípravu 4 inspekcí MAAE, které proběhly v ÚJV. Literatura /l/ /2/

2.4-.

W. Raab, P. Sua : Determination of vug amount of Am by the gamma-apectrometrio iaotope dilution. Kernenergie 1989 - v tisku. M. Beran: Záruka jakosti stanovení stopových prvků pro ekologické účely. Sborník referátu se eemináře "Stopové prvky v životním prostředí", Lužánky u Brna, duben 1988.

O z a ř o v a c í s l u ž b y

V rámci řešení výzkumně-vývojových úkolů v oblasti využití ionizujícího záření byly poskytovány ozařovaoí služby na kobaltových zdrojích záření gama a na urychlovači elektronů Tesla (4 MeV, 1 kW). Jednalo se zejména o experimenty zaměřené na sledování radiačních modi­ fikací polymerních materiálů jako radiační síťování plastu, radiační depolymerpce polytetrafluoretylenu, radiační destrukce celulózy a pod. Vadle toho byly radiačně ošetřovány různé druhy potravin a řešeny otázky radiační stálosti chemických systémů používaných na jaderných elektrárnách. Ozařovaoí.servis byl tradiačnš zaměřen převážně na zajištění radiační sterility zdra­ votnických materiálů a lékařských potřeb a ve finančním objemu dosáhl téměř 400 tie. Кбя. Jek již bylo řečeno v úvodu kap. 2, nebyly vzhledem к jeho rekonstrukci, poskytovány ozařoveci služby na reaktoru W R - S .

2.5. . V ý p o č e t n í

s l u ž b y

Výpočetní techniku ÚJV tvoří jednak výpočetní centrum, využívené prakticky věeroi útvary ústavu i některými externími zákazníky a dále výpočetní technika, která je využí­ vána pro řízení některých experimentálních zařízení nebo pro zpracování experimentálně •získaných dat (přibližně 20 minipočítačů a mikropočítačů) a která je rozptýlena v jednotli­ vých odborech a odděleních. Výpočetní technika ÚJV byle nekupována převážně v sedmdesátých a na počátku osmdesá­ tých let a proto je v současné době soustavně modernizována. V uplynulém roce bylo zakoupeno pro oblast výzkumu 12 profesionálních osobních počí­ tačů. Nejrozsáhlejší modernizace proběhla ve výpočetním centru, kde byla rekonstruována hala nipočítače (nové osvětlení, nová sálová klimatizace a úprava elektrické požární signa­ lizace), do provozu byl uveden nový velkokapacitní diskový systém (10,l6 GB) a do zkušebního provozu nový dvouprocesorový výpočetní systém ЕС 1057 s vnitřní polovodičovou pamětí o kapa­ citě 16 MB e delšími periferiemi. Při tom centrální jednotka počítače ЕС 1040 s vnitřní po­ lovodičovou paměti 9 MB a některé jeho periferie, zakoupené později (např. diskový systém o

57

knpacitě 400 MB, lokální terminálová síí, vstupní a výstupní jednotka na pružný disk a p.) zůstaly v provozu. Tím byl vytvořen výkonný výpočetní systém s,dvěma centrálními jednotkami, napojenými na společné vnější magnetopáskové a diskové jednotky (příslušné řediče jsou vy­ baveny dvoukanálovými přepínači). Uvedené řešení umožnilo nepřerušovat výpočetní práce při instalaci počítače EC 1057 na déle než necelých 14.dní (EC 1057 byl umístěn do stávající haly, odkud bylo nutné nej-' dříve vystěhovat periferie počítače ЕС-Ю40). Toto řešení umožní rovněž pozvolný převod programu z EC 1C40 na EC 1057 (EC 1057 bude provozován pod jiným operačním systémem - SVM/SV8) a zvýší spolehlivost celého výpočetního systému (jsou к dispozici dvě centrální jednotky). К ppčíteči ЕС 1057 byle zakoupena a v současné době je uváděna do provozu síí termi­ nálů, která sestává z telekomunikačního procesoru, tří vzdálených a jednoho lokálního řadiče в terminálu (displeje a klávesnicemi a maticové tiskárny).-Terminály, které umožní přímý dialog zákazníků s počítačem ЕС 1057 (jsou provozovány ve čtyřech objektech, kde jsou útvary, ktreré provádí největší objem výpočetních pracíj. Několik terminálů bude i nadále umístěno pří­ mo v budově počítače. Součástí centrální'výpočetní techniky zůstává kromě popsaného výpočetního systému ЕС 1057/EC 1040 i počítač Gier 4 s vnitřní pamětí 17 kslov, vnější diskovou pamětí 1600 kslov a delšími periferiemi, s možností výstupu v grefické formě. Příprnva dat je pro oba počíteče prováděna bud" ve výpočetním středisku (děrnoštítková a děrnopásková technika, záznamníky na diaky a lokální terminály) nebo jednotlivými zákozníky přímo z vzdálených terminálů. Kromě vlastních výpočetních prací pro ústav i pro některé ex­ terní zákazníky poskytuje výpočetní středisko konzultace externím programátorům v oolasti programování a operačních systému, vytváří nové subsystémy ASŘ-tÍJV в zajišíuje jejich rutinní provoz a zajišíuje samozřejmě plné využití, hospodárný provoz a údržbu instalované výpočetní techniky. Přehled o finančním objemu výpočetních prací, provedených výpočetním střediskem v roce 1988 vyplývá z tabulky o. 7. Flánovaný finanční objem byl překročen, přestože v oblasti vědeckotechnických výpočtu pro vlastní ústav byl zadán ke zpracování menší počet úloh, než bylo plánováno. Počítač ЕС 1040 byl v uvedeném období v provozu 3 826 hodin (koeficient směnnosti 1,75, reap. 1,25) a počítač Gier 2 722 hodin. Tab. 7:

Pinenční objem výpočetních prací provedených výpočetním střediskem v roce 1988 (v mil.Kčs) Plán

ÚJV Externí ' zákazníci OVT celkem

VTV ASŘ celkem ÚJF-ČSAV ostatní celkem

5,149 0,500 5,649 0,800 0,200 1,000 6,649

Skutečnost

% 81,5 173,1 89,6176,0. 132,0 167,2 101,3

4,197 . 0,865 5,062 1,408 0,264 1,672 6,734

Poznámka: Za jednu provozní, hodinu obou počítačů - ЕС Ю 4 0 i GIER 4 - je pro vfestní potřebu ústavu účtováno pouze cca 50 % velkoobchodní ceny.

58

V oblasti ASŘ ÚJV byla kromě zajišíovení rutinního provozu již zavedených agend a subsystému - dokončena tfprave a rozšíření agendy plánování výzkumně-vývojové činnosti a byly prováděny úpravy stáva­ jících agend tak, aby je bylo možné zpracovávat z terminálů. V závěru reku byly provedeny neplánované práce, související s přechodem na novou mzdovou soustpvu a novou vnitřní orga­ nizaci ústavu. Pro SSKAE bylo zejišíováno zpracování sub­ systému evidence jaderných ma­ teriálů v SSSR pro účely záruk.

2.6.

In fc г «ač ni

a

r e p r o g r a f i c k é

s l u ž b y

Oborové informační středisko TÍJV Řež se p o d í l í svou Činnosti na z a j i š t ě n í informačních potřeb pro ča. Jaderný program, zvláště pak r.a z a j i š t ě n í informací pro úkoly rozvoje vědy a techniky řešené v ÚJV. Skupina dokumentačních prpcovníků provádí s t u d i j n í в rozborovou činnost, p ř e k l a d a t e l s ­ ké služby, z a j i š t u j e průběžné, r e t r o s p e k t i v n í a patentové r e š e r š e 6 provádí klasifikace knih a separátu podle rrezinároóního deretinného t ř í d ě n í . Pro pctřeby precovníkíi ÚJV a cstptních precoviší č s . jaderného programu jo vedena evidence publikační č i n n o s t i . Záznamy jaou předá­ vány do odv?tvové evidence Ústředního informačního s t ř e d i s k a pro jaderný program ve Zbraslavi. ZprECováváním záznamů pro fektGgrcifický infortračni systém Ekonomika jaderných elektráren pro Ústřední informační středisko Zbraslev se podílíme na ř e š e n í resortního úkolu. Rozšířilo se využívání infornačnícb databází pro zpracování r e š e r š í . Nejvíce využívanou j e s t é l e baze dpt DTIS především z v l a s t n í terminálové s t a n i c e , umožňující přímý vstup do t é t o databáze umístěné v počítači Mezinárodní agentury pre atomovou energii ve Vídni. Doplňkově jaou využívány datové báze CAS, DERWENT, INSPEC, MEDICA EXCERPTA, ENVIRONMENT TAPES a POLLU­ TION ABSTRACTS. Za rok 1988 bylo zpracováno 51 profilů z vlastního terminálu, 116 z terminálu spolupracujících organizací a odebíráno.112 profilů, průběžných r e š e r š í . Základní knihovna ČSKAE buduje knižní fond s ohledem na Zaměření výzkumné č i n n o s t i tÍJV. Evidováno j e 63 019 knih, 39 030 separátu a 8 284 výzkumných zpráv. Pro potřeby uživetelů knihovna odebírá 158 t i t u l u zahraničních periodik a 263 titulů, časopisů ze s o c i a l i s t i c k ý c h s t á t ů a Československa. Přibližně polovinu časopiseckého fondu devizově hradí 5SAV, pro j e ­ j í ž ústavy (Ústav jaderné fyziky, Fyzikální úatav) z a j i š t u j e knihovna služby. V roce 1988 knihovna evidovala 9 780 výpCjček. Bohatá mezinárodní výměna 3 více než 50 zahraničními ústavy obohacuje fond o těžko dostupné někdy unikátní prameny, zejména reporty. Knihovna z a j i š t u j e i zhotovovaní kopií l i t e r á r n í c h pramenů,.at j i ž vlastních č i zapůjčených (obr. 38).

Obr. 38: Knihovna ÚJV s rozmnožovacím zařízením Coater 4

V technické skupině reprografie a tisku se přistoupilo к modernizaci zařízení. Бо pro­ vozu byle uvedena reprodukční kameře RÉPRO-MASTER 2100. Připravuje ae i modernizace £alších zařízení. Pracovníci technické skupiny zejišíují tisk, kopírování a fotodokumentaci pro řešené výzkumné úkoly, administrativu a propagaci výsledku ÚJV Řež. Ne publikační činnosti se středisko podílí redakcí odborného časopisu Nukleon a bulle­ tinu S.PBI. V letošním roce bylo vydáno navíc zvláštní monotematické číslo Nukleonu v anglič­ tině, které obsahuje problematiku řešenou na výzkumném reaktoru LR-O.

59

3.

PÉČE O ZAMĚSTNANCE

3.1.

Z v y š o v á n í

k v a l i f i k a c e

Zvyšování kvalifikace ae v ústavu věnuje s t á l á pozornost. podporováno na všech úrovních.

Odborné vzdělávání Je

V letošním roce obhájil 1 pracovník doktorskou d i s e r t a č n í práci v oboru neuka o nekovových materiálech a stavebních hmotách. Čtyři pracovníci obháj i l i vv-~letošním roce vě­ deckou hodnost kandidáta věd, 3 p ř e d l o ž i l i d i s e r t a č n í práci a. čekají na obhajobu. Do vědec­ ké výchovy bylo v letošním roce zařazeno 9 perspektivních pracovníku. Z minulých l e t pokra­ čuje ve vědecké výchově 23 pracovníci, celkem je tedy-ve vědecké.:výchove zařazeno 32 pra­ covníků. V postgraduálních kursech studovalo v letošním roce 8 pracovníku. Při zaměstnání s t u ­ dovali na vysokých školách 4 pracovníci, na středních školách 5 pracovníku. Šesti studentům na vysokých školách poskytuje ustav stipendium. К přípravě odborných pracovníků využívá ústav i formu studijních pobytů. V letošním roce bylo takto zařazeno 8 absolventů vysokýcn š k o l . Tito pracovníci mají zpracován plán studijního pobytu, který je pravidelně kontrolo­ ván a j e hodnoceno jeho plnění. Ústav z e j i š í u j e také výchovu učňů. V letošním roce s t u d u j í 3 učňové prvním rokem, 2 druhým a 1 t ř e t í m rokem. Velká pozornost je v ústavu věnované výuce c i z í c h jazyku. Kromě jazykové výuky v rámci vědecké výchovy navštěvují 3 pracovníci ctyčsemestrální kursy pro experty JASPEX pořádané PF UK Praha, 34 pracovníci navštěvují j i n é formy jazykových kursů. Pobočka CJSVTS IÍJV pořádá každoročně intenzivní i n t e r n á t n í kursy a n g l i č t i n y a r u š t i n y , k t e r é jsou velmi vyhledávané. Letos proběhl kurs anglického jazyka, na který bylo vybráno 23 pracovníku. Vedení ústavu vyhledává pro ave" precovníky rovněž krátkodobé odborné kursy, umožňuje jim návštěvu odborných seminářů, konferencí, organizuje kursy pro získání č i zachování odbor­ né způsobilosti speciálních profesí ( o p e r á t o ř i a vedoucí směny jaderných reaktorů, r e v i z n í t e c h n i c i , s v á ř e č i , j e ř é b n í c i , ř i d i č i a t d ) . Vedoucí pracovníci navštěvují kursy zahrnující problematiku práce s lidmi a metod ř í z e n í . 3.2.

Péče

o

b y d l e n í

a

z á v o d n í

s t r a v o v á n í '

Ostav -dosahuje dobrých výsledku v bytové p o l i t i c e . Od začátku t é t o p ě t i l e t k y bylo předáno pracovníkům ústavu celkem 36 bytu, z toho 2 byty komunální. V roce 1988 byly p ř e ­ dány do užívání 4 s t e b i l i z a č n í družstevní byty a 1 byt komunální. Smluvně z a j i s t i l o vedení ústavu výstavbu delších 45 bytů, kterou pro zaměstnance ústavu provádí Stavební bytové d r u ž s t ­ vo Kolektiv v různých l o k a l i t á c h v Praze. Kromě toho byly podepsány dvě hospodářské smlouvy • s SBD Kralupy nad V i t . a s SBD Libčice nad V i t . na výstavbu celkem 20 s t a b i l i z a č n í c h družstev­ ních bytů. Další smlouvy.byly podepsány s SBD Pokrok v Praze na výstavbu 3 s t a b i l i z a č n í c h družstevních bytů a v 1. č t v r t l e t í r . 1989 budou podepsány s SBD Kolektiv smlouvy Па 6 bytů v l o k a l i t ě Lysiny v Praze. К udržení dosažené úrovně v péči o bydlení pracovníků, z a j i š í u j e vedení ústavu na období 9. p ě t i l e t k y d a l š í výstavbu s t a b i l i z a č n í c h družstevních bytu. Pro sovobdné precovníky ústavu jsou к dispozici 4 ubytovny v Řeži a v Roztokách, z nichž jedna ubytovna Vltava j e hotelového typu. Dobrou úroveň má i závodní stravování pracovníků ústavu. Služeb závodní j í d e l n y využívá průměrně 60 % zaměstnanců. Denně se zde p ř i p r a v u j í 3 druhy j í d e l včetně d i e t y . Jídelníček j e pravidelně sestavován ve spolupráci se stravovací komisí ZV ROH. Pracovníci závodní j í d e l n y se po řadu l e t ú č a s t n í soutěže závodních jídelen v okrese Praha-východ o t r v a l e se umisíují na předních místech. Mimo závodní j í d e l n y je poskytována doplňková strava ve dvou kantýnách a p ř í l e ž i t o s t n é strevování j e možné objednat i v ubytovně Vltava.

60

3.3.

Vó i o

o

zdraví,

p n o o v n í

pг оиt f adi

o

rokrenoe

PáSe o zdraví našich prooovníků Jo zebezpoíována ve vlestním zdravotním středisku. To má 2 ordineoo proktiokýoh lákočú, zubní ordinaci, oiíní в gynekologiokou ordinnol a rehabilltaSní středisko. Lékařská péSe je na velmi dobré úrovni. KromS bííSnýoh seřízení Je středisko vybaveno kardiografem, kdo Jsou povinně sledováni preoovníol atarří 40ti l e t . Podle plánu Jsou prováděny preventivní prohlídky zaměstnanců,při náatupeoh votupní prohlídky a při od­ chodu výstupní prohlídky. Zdravotní středisko oe formou přednášek věnuje 1 preventivní vl­ ohově v oblaotl pracovních úrazu a předoházení пегюсев. Zejména Je využíváno zdrovotní rubri­ ky v ústavním.. Sosopise Neutron, kde vyohází Slánky z různýoh oblastí 'zdravotní prevence. Snežíme se i o vytvářeni optimálního pracovního p r o s t ř e d / , Předpoklady U tomu ůkýtá j í ž fiernotné

přírodní okolí ústavu apolu в koncepoí výstavby, která v dostatečné míře zaohovává zeleň mezi pavilony. Postupnou úpravou interiérů budov, zesedeoíoh místností a pracoven se snažíme tyto předpoklady JeStě zhodnotit. Rekreace zaměstnanců a Jejioh rodlnnýoh příslušníků je každoroěně na velmi dobrá úrovni. V roce 1968 se zúčastnilo rekreace ve středisku Jáchymov 640 pracovníků a Jejich rodinných přísluSníku, v ohatkáoh a steneoh ŮJF na Sázavě 74 pracovníků ÚJV a ve StráŽnám v chatě JZD Klečeny 22 osob. V kempu AOT Tatranská Štrba pobývalo oelkem 29 osob,'v ohetě Bivnobenky v Horní Malá lípě se rekreovalo 30 neSioh prpoovníků e jejioh rodlnnýoh příslušníků. Výběrová rekreaoe se zúSestnilo 77 rekreantů. ZehreniSní rekreeoe oe v kempu KPKI na Balatonu úSnstnilo ve 14ti denních turnusech 145 rekreantů, v BLR v Altená se vystřídalo 102 Zflměatnanoů e jejioh rodinnýchpříslušníků, v HDR trávilo dovolenou oelkem 69 osob a v Jugoslávii 20 pracov­ níků ÚJV. Dobře je postaráno 1 o dáti naSloh zeměatnenoů. V letních pionýrskýoh táborech pobývalo 343 dětí a v zimních 182 děti. Pro bývalá zaměstnenoe tfJV, kteří Jsou Již v důohodu, byla organizováno letní rekreace v Jáchymově ve dvou týdenních turnusech.

61

z Миш V kontextu я ostatními roky pětiletky byl rok 1988 pro ná8 ústav mitr.ořddnč náročný a to pťedevSirr v souvislosti в'provdděnírr. rekonstrukce významného oxpoiimentdlr.ího zařízení . reaktoru VVl!-C na L V T M 5 , která v rfizrié míre ovlivnila vSoohny oblasti Sinnosti. Její úspěŽný průběh je nutr.o považovat ze hlavní přlnoa loňakého roku. Kromě toho byb he? prfiruiáor.í převodu modernizováno výpočetní středisko, tyl uskutečněn přechod nn 2, etapu Zříte а 1. etapu racionalizace organizační struktury ústavu, Přes přebíhající organizační změny byle celková úspěSnost roku 1S88 prohloubené i výsledky v ostatních oblastech činnonti. Ve výzkumně-vývojová obloati byle dosaženo věcných cílu v plnění věech vý z kuranách úkolů o zakázek. Poněkud složitějgí ae ukázalo plrSrí| realizačních výstupu .Úkolů RVT, kde ne aloe podařilo aplnit celkové objemy realizace, ale v pozměněné sortimentní struktuře. Plán výkonu techr.icko-výrobní činnosti pro externí odběrateJe byl splněn v roz­ sahu 20, € mil. Kčs, tj. na 1C0,1 %. Přes vSechny potíže vyvolané v průběhu roku mj. alebSí pletební achopr.ontí zahraničních odběratele, ao podařilo i na 100,1 % překročit úkoly exportu plánované v částce t, mil. Kčs. Ha trcích kapitalistických zemí ao podařilo realizovat i některé výzkumné výaledky, výrobky ь služby. Vedle rekonatrukco reaktora byl. významnou položkou piánu invoatic nákup počítače ЕС 1057 a k. ativňn investiční výatavby ao v roce 1588 řadí i zajiětění několika závažných atevebních akcí, u kterých не podařilo překonat potíže způoobov6né v této oblasti nedoatetky v dodavatelsko-odběratelakých vztazíoh. Méně apokojeni jsme ověem a plněním re­ konstrukčních a modernizačních akcí hrazených' z provozních prostředků. Vlcné plrění plénu se promítlo do hospodtřských ukazatelů, nejsouhrnněji v překro­ čení plánu ziaku a dodržení nákladových limitů v investiční i neinvestiční oblsati. Závě­ rem roku byly rovněž prakticky ukončeny práce na dlouhodobé koncepci rozvoje IÍJV do roku 2005. I kdyř tedy truřeme závěrom konstatovat, že plánované úkoly roku 1988 byly kvslitně aplněny, musíme si současně uvědomit, že plán na rok 1988 je minimálně etejně náročný. Pro jeho plnění budeme nejenže muaet vyžadovat od vSech pracovníků plr.é pracovní nasazení a účelně využit jejich iniciativy, hlavně vžak budeme muset odbře organizovat práci tak, aby její výsledky přinášely mazimálrí efekt. 6eká náa tetiž řada dalších mimořádně závsžných akcí. Kromě vlastních složitých výzkumně-vývojových precí půjde nppříkled o 2. etapu racionalizace organizační etruktury ústavu, uvedení do provozu reaktoru LV'R-15 * zahájení prací na přípravě 9. .pětiletého plánu.

62