воїм хімічним складом залежно від виду вихідних компонент. Це, у свою чергу, призводить до великого розкиду наведеної активності виробів. p> У вихідних компонентах конструкційних і захисних матеріалів присутні багато елементів періодичної системи. При опроміненні нейтронами на изотопах цих елементів утворюються радіонукліди з різними періодами напіврозпаду. Важливим завданням в проблемі активації є облік впливу основних, домішкових і слідових елементів на активаційну здатність матеріалів. p> На жаль, вибір конструкційних і захисних матеріалів діючих, виведених і виведених з експлуатації реакторних установок атомних станцій здійснювався на етапі проектування та будівництва без детального аналізу їх хімічного складу на утримання багатьох домішкових і слідових елементів. Це значною мірою ускладнює проведення коректних розрахунків наведеної активності металоконструкцій, захисту та обладнання на етапі виведення з експлуатації цих реакторних установок. Тому виникає необхідність проведення детальних експериментальних досліджень з визначення вмісту цих елементів у матеріалах обладнання та захисту. Такі дослідження були виконані. p> Для проведення досліджень активаційних характеристик конструкційних і захисних матеріалів були обрані зразки, що представляють широку географію родовищ і заводів - виробників у межах колишнього СРСР і охоплюють весь спектр використовуваних і перспективних матеріалів, включаючи різні види бетонів та їх складових (великий і дрібний заповнювач, в'яжучі), сировинні матеріали для приготування захисних матеріалів (крейда, глини, шлаки, недогарки, доменний клінкер, золи), різні марки вуглецевих і нержавіючих сталей, а також залізовмісні руди.
В окрему групу виділено бетони реальних конструкцій радіаційного захисту.
Основним методом дослідження концентрацій хімічних елементів був обраний метод інструментального нейтронно-активаційного аналізу. Окремі дослідження проводилися за допомогою рентгеноспектрального флюоресцентного аналізу, методом абсорбційної спектрометрії та методом ізотопного розбавлення. p> Зразки опромінювалися в каналі реактора ІБР-2 протягом 7-11 діб. Щільність потоку теплових, резонансних і швидких нейтронів становила 1,1 х1012, 0,23 х10 11 і 1,4 х10 12 нейтрон/см2 с. відповідно [18,19]. Аналіз кожного виду матеріалу здійснювався за трьома-п'яти пробам масою 0.3-0.9 м.
Нейтронно-активаційний аналіз проводився порівняльним методом В якості стандартних зразків використовувалися "Габро ессексітовое" і "Альбітізірованний граніт", навішування яких опромінювалися спільно досліджуваними матеріалами. Аналіз отриманих даних показав, що наведена активність конструкційних і захисних матеріалів на етапі виведення з експлуатації реакторних установок буде в різні періоди після остаточного зупину реактор визначатися обмеженим числом з 5-7 елементів, серед яких: европий кобальт, залізо, цезій, нікель, кальцій, ніобій.
Концентрації європію, кобальту, цезію, нікелю та ніобію ста...
