Архив (материалы предыдущих семинаров)

СЕМИНАР 2000 ГОДА

Тезисы Участники Темы обсуждения

 

ТЕЗИСЫ УЧАСТНИКОВ СЕМИНАРА 2000г.

ТЕЗИСЫ УЧАСТНИКОВ СЕМИНАРА 2002г.

ПРЕДЛОЖЕНИЯ
по использованию блоков детектирования повышенной
чувствительности на основе сцинтилляторов CdWO в системе
автоматизированного контроля протечек парогенераторов АЭС

Федоренко В.В., ЗАО НТЦ Эксперт-Центр, г.Москва

В настоящее время для целей непрерывного контроля удельной активности парогазовых технологических сред АЭС применяются штатные устройства детектирования (УДПГ-03Р и 04Р с БПМ - 15Р), входящие в комплексы АКРБ - 03,06 и АКРБ - 08. Анализ характеристик блоков свидетельствует о том, что ни один из них, будучи использован самостоятельно, не может решить задач, стоящих при создании эффективного комплекса автоматизированной диагностики протечек парогенераторов (ПГ).
Использование измерительного канала штатной системы АКРБ - 03Р контроля герметичности (блока детектирования (БД) УДПГ - 03Р) по регистрации суммарной активности острого пара (в энергетическом диапазоне 0,1 - 1,5 МЭВ) не позволяет не только осуществить достоверную оценку протечки, но даже обнаружить наличие протечки отдельных ПГ, значением менее 50 кг/ч [1]. Данный факт говорит о низкой чувствительности измерительного канала АКРБ - 03.
Анализ результатов апробации методики диагностики герметичности ПГ по реперному радионуклиду [1,2] на втором энергоблоке Балаковской АЭС [3] показал не только принципиальную возможность и высокую эффективность диагностики протечек ПГ по радионуклиду, но и возможность с целью минимизации материальных затрат на изготовление данной системы использования, наряду с вновь разрабатываемыми, отдельных блоков АКРБ - 03 в качестве готовых функциональных устройств разрабатываемой системы.
Как показали натурные испытания [3], даже использование в качестве детектирующего устройства УДПГ - 03Р (изготовленного с использованием кристалла NaI(Tl)), появилась возможность создания эффективной системы автоматизированной диагностики герметичности ПГ.
В НИО " СЕЛДИ" разработаны блоки детектирования типа БДЕГ - 63 х 63 и БДМГ-1С повышенной эффективности регистрации излучения на основе оксидных сцинтилляторов CdWO, состыкованных с многовходовым микропроцессором, в состав которого входит аналого-цифровой преобразователь ( АЦП ).
Использование в БД сцинтилляторов CdWO или BGO, отличающихся от широко используемых в настоящее время NaI(Tl) и CsI(Tl) (в том числе и в блоке УДПГ-03Р) высокой плотностью ( 7,9 г/ст ) и атомным номером, позволило существенно повысить чувствительность блоков детектирования, особенно на высоких энергиях.
На рис.1 приведены сравнительные значения эффективностей регистрации g-излучения в пике полного поглощения ( ППП ) в зависимости от энергии излучения для детекторов на основе кристаллов NaI(Tl) и BGO размерами 38 х 38 мм. Анализ данных рис.1 показывает, что использование оксидных сцинтилляторов типа BGO и CdWO особенно эффективно на высоких энергиях, где выигрыш в эффективности регистрации в ППП достигает величин ~5 ё 8 раз. [ 4 ] Кроме этого следует отметить, что кристаллы CdWO отличаются от остальных низкой температурной зависимостью световыхода от окружающей температуры в широком диапазоне температур. На рис.2 и 3 для сравнения приведены температурные зависимости световыходов кристаллов CdWO (рис.2) и других широко используемых кристаллов ( рис.3 ). Использование кристаллов типа CdWO в сочетании со специально разработанными электронными компонентами (усилитель, высоковольтный преобразователь, контроллер ) позволило создать блок детектирования с дополнительной погрешностью за счет температуры ~0,1 % на 10° С в диапазоне температур - 20 ± 50° С.
Таким образом, использование блоков детектирования на основе оксидных сцинтилляторов CdWO, в методике (предложенной в [1, 2, 3]) контроля протечек ПГ по реперному нуклиду 16N, позволит создать эффективную систему автоматизированной диагностики герметичности ПГ, значительно превосходящую по своим техническим характеристикам и надёжности все существующие в настоящее время, и сравнимую с прибором фирмы MGP INSTRUMENTS ( Франция ) типа SGLM 201.

Рис.1  Эффективности регистрации g-излучения в зависимости от энергии для  NaI(Tl) и   BGO


 

 

 

 

  Рис. 2  Световыход  CdWO4  в зависимости от температуры

 

 

 

 

 

Рис.3  Световыход широко распространенных кристаллов  в зависимости от температуры                    

 ЛИТЕРАТУРА

1. Пырков И.В., Сквазников С.В., Шмелев В.И. и др.

Методика диагностики герметичности ПГ Балаковской АЭС по реперному радионуклиду 16N (часть - 2, апробация методики в натурных условиях на  АЭС с   ВВЭР-1000 ), - Научно-технический отчет , ВНИИАЭС, 1993г.

2. Пырков И.В., Сквозников С.В., Шмелев В.И. и др.

Методика диагностики герметичности ПГ Балаковской АЭС по реперному радионуклиду

16N (часть - 1 , модель формирования реперного радионуклида  16N в остром паре ПГ) -   Научно -  технический отчет , ВНИИАЭС, 1993г.

3. Акт апробации в натурных условиях на Балаковской АЭС методики диагностики герметичности ПГ по реперному радионуклиду         16N -  от 28.07.1993г.

4.  Scintillation Detectors.  Проспект фирмы  Harshaw, март 1992г.

ИСПЫТАТЕЛЬНЫЕ ИЗМЕРЕНИЯ ИЗОТОПНОГО СОСТАВА ПЛУТОНИЯ И УРАНА ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИМИ СИСТЕМАМИ PC/FRAM И UPUINSPECTOR

Бух В.Г., Горобец А.К., Федотов А.А.
Государственный научный центр РФ - Научно - исследовательский институт атомных реакторов, Димитровград, Россия

Измерения ядерных материалов (ЯМ) методами неразрушающего анализа (NDA) в процедурах физической инвентаризации и передач является одной из необходимых мер совершенствования существующей системы учета и контроля материалов на установках ГНЦ РФ НИИАР.

Методы гамма-спектрометрии высокого разрешения планируется использовать для верификационных и подтверждающих измерений изотопного состава ЯМ в инвентарных единицах. Две гамма-спектрометрические измерительные системы были выбраны и поставлены в НИИАР для испытаний, чтобы оценить их приемлемость для этих целей. Одна из них, UPuInSpector, представляет коммерчески доступный портативный прибор, в котором используются низкоэнергетический германиевый детектор и коды MGA и MGA-U для анализа изотопного состава плутония и урана в области энергии гамма-спектра ниже 300 кэВ.

Другая система включает эффективный германиевый детектор коаксиального типа и использует код PC/FRAM, разработанный в Лос-Аламосе и позволяющий выполнять изотопный анализ по гамма-линиям в широком диапазоне энергий. В докладе приведены основные результаты испытаний гамма-спектрометрических измерительных систем, которые могут быть использованы в качестве исходной информации для планирования измерений в процедурах физической инвентаризации ЯМ.

Испытания в лабораторных условиях включали изучение программного обеспечения и процедур выполнения измерений, а также исследование характеристик измерительной аппаратуры. Основные характеристики гамма-спектрометров были экспериментально оценены в предварительных испытаниях, чтобы получить более детальное представление об их возможностях. Оценки точности и прецизионности анализа изотопного состава плутония и урана для обеих систем были определены в измерениях имеющихся в наличии образцов с хорошо известными изотопными данными.

ВОЗМОЖНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИХ КОМПЛЕКСОВ ПРИ ИЗМЕРЕНИЯХ ОБОГАЩЕНИЯ В УРАНОВОМ РЕГЕНЕРИРОВАННОМ ТОПЛИВЕ.

В.Г.Бух, А.В.Ермакова, Н.И.Крошкин, Ю.И.Лещенко, В.И.Назаренко.
Государственный научный центр РФ - Научно - исследовательский институт атомных реакторов, Димитровград, Россия

В докладе отражены результаты исследований возможностей гамма - спектрометрического метода для неразрушающего определения изотопного состава урана в образцах с различным обогащением по U235 с помощью комплекса из планарного полупроводникового ОЧГ детектора и гамма - спектрометра UPuInSpector фирмы "Canberra". С этой целью для калибровки гамма - спектрометрических измерителей изготовлен набор образцов обогащения урана (ООУ). Обработка полученных спектров осуществлялась с помощью программ многогруппового анализа: MGA при анализе изотопного состава плутония (один из образцов ООУ преднамеренно загрязнен 0,035% плутония) и MGAU при анализе изотопного состава урана.

Каждый ООУ выполнен в виде цилиндра диаметром 60мм и высотой 23мм, изготовленного из нержавеющей стали и заполненного 125г диоксида урана. Диапазон обогащения по U235 охватывает от 0,3% до 89%. Содержимое некоторых ООУ представляет из себя регенерированный уран, либо механические смеси с различным изотопным составом. Контроль качества изготовленных ООУ проводился методами разрушающего анализа, а также, по измерению неравномерности выхода гамма - квантов с энергией 185,7кэВ с лицевой поверхности (контроль гомогенности) путем сканирования в двух взаимно перпендикулярных направлениях. В работе проведено сопоставление обогащения U235 полученного с помощью методик неразрушающего контроля и паспортными характеристиками, кроме того, представлены примеры неправильной работы программного кода MGAU с образцами регенерированного урана, исследованы причины ошибочных результатов.

Для решения методических вопросов в исследованиях использовался спектрометрический комплекс из коаксиального детектора фирмы "ORTEC" и одноплатного спектрометра SBS-50 фирмы "GREEN-STAR".С помощью этого комплекса было определено содержание изотопа U232.в ООУ. В докладе обсуждается влияние присутствия в регенерированном топливе изотопов U232 и U236 на правильность определения определения изотопных отношений кодом MGAU.

 

РЕЗУЛЬТАТЫ ИСПЫТАНИЙ СПЕКТРОМЕТРОВ СЕРИИ SBS ПО ОПРЕДЕЛЕНИЮ ОБОГАЩЕНИЯ УРАНА И ИЗОТОПНОГО СОСТАВА ПЛУТОНИЯ

А.Б. Дорин, М.В. Кондрашов, Ю.П. Сельдяков.

В статье приведены основные результаты испытаний образцов спектрометрических устройств типов SBS-50 и SBS-60, проведенные в МАГАТЭ, Институте Образцовых Материалов и Измерений ЕС (г. Гиль, Бельгия), Лос-Аламосской Национальной Лаборатории (США) и фирме Канберра (США). Результаты испытаний подтвердили принципиальную возможность применения созданных спектрометрических устройств для анализа изотопного состава плутония и обогащения урана.

ВВЕРХ

 

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ИНСПЕКЦИОННОГО ГАММА-СПЕКТРОМЕТРА U-PU INSPECTOR ДЛЯ ВЕРИФИКАЦИОННЫХ ИЗМЕРЕНИЙ

О. В. Сопов
ЦМТО Госатомнадзора России, Москва

В настоящее время при содействии Министерства Энергетики США на объектах использования атомной энергии разрабатывается и внедряется система учета и контроля ядерных материалов (СУиК ЯМ) на вероятностно - статистической основе. В такой системе подразумевается учет и контроль наличного количества ядерных материалов на всех этапах обращения с ними. Решения об аномалиях в СУиК принимаются путем анализа расхождения измеренных и документальных данных о характеристиках ЯМ. Такой анализ проводится с учетом неопределенности этих данных. Чем меньше неопределенность, тем совершеннее СУиК и выше вероятность выявления аномалий при их возникновении. В Госатомнадзоре России в рамках пятого проекта разрабатываются пути эффективного надзора за учетом и контролем ядерных материалов на объектах. Эти пути должны позволить оценивать качество внедренных на предприятиях СУиК, а также посредством неразрушающих измерений приборами территориальных инспекций определять возможные аномалии в учете ядерных материалов.

Для получения учетных (документальных) данных обычно используются прецизионные методы, поэтому неопределенность таких данных мала. Верификация учетных данных осуществляется с помощью менее точных, экспрессных методов для сокращения затрат времени и средств на измерения, а также для более полного охвата исследуемой совокупности материалов. Основная проблема при анализе данных верификационных измерений состоит в определении границ, выход за пределы которых следует считать аномальным и подлежащим дополнительному расследованию.

В предлагаемом докладе проведен анализ метрологических характеристик инспекционного спектрометра U-Pu InSpector. Рассмотрена структура погрешности измерения. Показано, что для рассматриваемого типа прибора достаточно одного измерения. Повторные измерения имеют смысл, если в полной погрешности доминирует случайная составляющая. Решение об аномальном отличии учетных данных и результатов измерения следует принимать после анализа неопределенности данных.

На конкретных примерах анализа данных по ТВС реактора ВВР-ц филиала НИФХИ им. Л.Я. Карпова в г. Обнинске рассмотрены различные ситуации, которые могут возникнуть при обработке результатов измерения изотопного состава с помощью инспекционного спектрометра U-Pu InSpector:

1. При верификационных измерениях важен обоснованный выбор стратегии измерений. Для обоснованного заключения о наличии аномалии необходимы аттестованные методики измерения и расчета характеристик ЯМ, утвержденные правила принятия решений, а также арбитражные измерения для исследования предполагаемых инспектором аномалий.

2. При сопоставлении данных грузоотправителя и грузополучателя возможны два этапа анализа:

а) Установление соответствия характеристик выборки и партии. Если такое соответствие установлено, то необходимость во втором этапе отпадает.

б) В случае неблагополучного завершения первого этапа задача может решаться несколькими путями:
· учетом в анализе неисключенной систематической погрешности (наиболее вероятный случай для "U-Pu InSpector"),
· анализом данных по каждой измеренной ТВС с целью выявления сборок, отличающихся наиболее сильно по своим характеристикам от остальных,
· повторными измерениями с помощью альтернативных методов или теми же методами, но после контроля работоспособности измерительного оборудования.

3. Представленный в докладе материал относится к атрибутивным измерениям. Более сложный вид измерений - анализ переменных. В этом случае приходится рассчитывать характеристики выборки из ограниченной совокупности с учетом погрешности измерений. Для унификации атрибутивных измерений и анализа переменных необходима разработка программных кодов, которые позволили бы отбирать объекты для исследования, обрабатывать данные измерений, а также рекомендовать инспектору рассматривать выявленное им расхождение данных как аномалию или как допустимое отклонение учетных данных от экспериментальных.

ВВЕРХ

 

МАЛОГАБАРИТНЫЕ ИСТОЧНИКИ С РАДИОНУКЛИДАМИ 57Co и 109Cd С ВСТРОЕННОЙ ЗАЩИТОЙ ДЛЯ РЕНТГЕНОФЛЮОРЕСЦЕНТНОГО АНАЛИЗА

Леонов А.И. , Коняхин Н.А.
АОЗТ ЦИКЛОТРОН , г. Обнинск

Наше предприятие уже более 30 лет выпускает источники с радионуклидами 57Со и 109Сd для рентгенофлюоресцентного анализа состава вещества. В последние годы, в связи с ужесточением требований и норм по радиационной безопасности, в капсулу источников встраивается внутренняя радиационная защита из вольфрама так, что источник испускает первичное возбуждающее излучение практически только в телесный угол 2p в направлении исследуемого образца. Если также учесть, что большая часть потока возбуждающего излучения поглотится в образце, то организация радиационной защиты оператора упрощается очень существенно.

Для источников с радионуклидом 109Cd предложенная конструкция позволяет добиться еще одного преимущества. Поскольку для производства этих источников используется циклотронный 109Сd с высокой удельной активностью (не менее 500 мКи/мг), то удается электролитически осадить значительное колличество кадмия (до 50 мКи) на подложку диаметром 1 мм, что в свою очередь позволяет уменьшить диаметр капсулы. Экспериментально нами установлено, что оптимальный диаметр капсулы должен составлять 3 мм, высота - 3 мм. При таких размерах встроенная защита из вольфрама полностью поглощает излучение 109Сd с энергиями 22 и 88 кэВ в направлении, противоположном выходному окну источника. Это позволяет использовать центральную геометрию, когда источник тыльной стороной установлен непосредственно на выходное окно детектора соосно с осью симметрии детектора. При малых размерах источника центральная геометрия более эффективна боковой, при которой источник расположен сбоку от детектора и необходимо изготавливать дополнительный защитный коллиматор, что приводит к увеличению расстояний между источником, образцом и детектором. Экспериментально установлено, что в ряде случаев использование описанного выше источника в центральной геометрии приводит к увеличению интенсивности характеристического излучения от образца в 3-4 раза по сравнению с боковой геометрией при равной активности источников. Последнее обстоятельство дает возможность работать со значительно меньшей активностью радионуклида в источнике, что делает эксплуатацию спектрометра дешевле и безопаснее.

ВВЕРХ

ИЗОТОПНЫЙ АНАЛИЗ ПЛУТОНИЯ В ШИРОКОМ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОМ ДИАПАЗОНЕ ПРОГРАММОЙ MGA С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ОДНОГО ОЧГ ДЕТЕКТОРА

W.M Buckley, T.F. Wang, A. Friensehner, S.A. Kreek, R.G. Lanier, W.E. Parker, and W.D.Ruhter
Lawrence Livermore National Laboratory

T.Twomey, D. Martinez, R Keyser and P. Sangsingkeow
PerkinElmer Instruments

Представлено: Федотов А. А.
PRIBORI Oy

Программа анализа гамма-спектров MGA, разработанная в Lawrence Livermore National Laboratory широко используется в области неразрушающего анализа плутония. Эта программа изотопного анализа плутония широко используется для исследования сложного спектра гамма- и рентгеновских квантов в диапазоне 100 кэВ с целью получения данных по изотопному составу плутония. Калибровки детектора по эффективности не требуется, но она производится на основе измеренного спектра. Программа может анализировать гамма-спектр либо в области низких энергий с использованием детектора ОЧГ для энергий ниже 300 кэВ, либо анализировать спектр в области низких энергий вместе со спектром высоких энергий (до 1 МэВ) в режиме анализа "два детектора". В последнем случае подразумевается использование двух детекторов в связи с взаимоисключающими требованиями: отличное разрешение в области низких энергий (характеристика малого планарного детектора) и хорошая эффективность в высоких энергиях (характеристика коаксиального детектора). Обычно, спектр высоких энергий, набираемый с использованием коаксиального германиевого детектора, не обеспечивает достаточного разрешения для изотопного анализа плутония в области 100 кэв, в то время как планарный детектор не имеет достаточной эффективности в области высоких энергий. ORTEC разработал ОЧГ детектор оптимизированной геометрии, который сочетает хорошее разрешение в области 100 кэВ с приемлемой эффективностью в высоких (около 1 МэВ) энергиях. Он использовался для одновременного набора спектров в областях низких и высоких энергий плутониевого спектра одновременно для последующего анализа программой MGA в режиме "два детектора. В данной работе использовались пять стандартных калибровочных источников Pu.

ВВЕРХ

на первую страницу

РОССИЙСКИЕ УЧАСТНИКИ СЕМИНАРА

1. НПО "Маяк", г.Озерск
2. Ленинградская АЭС, г.Сосновый Бор
3. ОАО "Машиностроительный завод", г.Электросталь
4. Кирово-Чепецкий химкомбинат, г.Кирово-Чепецк
5. Приаргунский горно-химический комбинат, г.Краснокаменск
6. Сибирский химический комбинат, г.Северск
7. Новосибирский завод химических концентратов, г.Новосибирск
8. Забайкальский горно-обогатительный комбинат, г.Первомайский
9. Кольская АЭС, г.Полярные Зори
10. Ростовская АЭС, г.Волгодонск
11. Игналинская АЭС, г.Висагинас
12. Ульбинский металлургический завод, г.Усть-Каменогорск, Казахстан
13. Уральский электрохимический комбинат, г.Новоуральск
14. ГНЦ РФ НИИАР, г.Димитровград
15. ВНИИА, г.Москва
16. Госатомнадзор, г.Москва
17. НИЦ СНИИП, г.Москва
18. "ГРИН СТАР", г.Москва
19. ГНЦ РФ ВНИИНМ, г.Москва
20. ВНИИТФА, г.Москва
21. Объединение "Изотоп", г.Москва
22. Московское научно-производственное объединение "Радон", г.Москва
23. Управление по атомному машиностроению и приборостроению, г.Москва
24. Институт атомной энергетики, г.Обнинск
25. ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт, г.Обнинск
26. НПО "Тайфун", г.Обнинск
27. НПО "Технология", г.Обнинск
28. Приборный завод "Сигнал", г.Обнинск
29. "Радиационный контроль, Приборы и методы", г.Обнинск
30. "Рентгеновская оптика", г.Москва
31. ЦНИИРТК, г. Санкт-Петербург
32. ВНИИХТ, г. Москва
33. БелАЭС, г. Заречный
34. ВНИИЭФ, г. Саров
35. Изотоп, г. Москва
36. АЭХК, г. Ангарск
37. КурАЭС, г. Курчатов
38. НовАЭС, г. Нововоронеж
39. Новосибирская региональная таможенная лаборатория
40. Забайкальский ГОК, Первомайский
ПРЕДСТАВИТЕЛЬСТВА ЗАРУБЕЖНЫХ ФИРМ


1. "Pribori Oy", г.Москва
2. "Canberra", г.Москва
3. "Intertech", г.Москва
4. "Perkin Elmer", г.Москва

ВВЕРХ

на первую страницу

ТЕМЫ ДЛЯ ОБСУЖДЕНИЯ НА СЕМИНАРЕ

30.10.2000

Считаю необходимым внести на обсуждение участников семинара тему "Особенности технологической спектрометрии на реакторах".

Актуальность обсуждения темы в следующем:

1. Среди разработчиков аппаратуры и программного обеспечения не только в России, но и в других странах нет понимания проблем технологической спектрометрии на реакторах: все известные нам программы по опыту нашей работы и/или по их описаниям (рекламкам) ориентированы на организацию измерений на лабораторных спектрометрических участках и не могут быть использованы в качестве элемента системы безопасности реактора в составе технологического оборудования. Некоторым известным мне исключением является очень дорогой и, к сожалению, не во всем пригодный аппаратурно-программный комплекс "Sentinel" производства Pribori Oy. А работающие на отечественных реакторах программы технологической спектрометрии написаны представителями эксплуатирующих реакторы сторон индивидуально под потребности каждого реактора. Это породило практически "кустарный" и, следовательно, затратный подход к разработке подобных программ. К тому же качество таких программных комплексов оставляет желать лучшего.

2. Обсудить возможность финансового и организационного объединения потребителей программных продуктов с целью размещения совместного заказа на программное обеспечение для повышения его эффективности и снижения стоимости заказа. В настоящее время работаю над кандидатской диссертацией по теме "Разработка методик комплексного анализа параметров повреждения твэлов исследовательского реактора (на примере БОР-60)" Можно ознакомить участников совещания с подходами и наработками (в том числе методики и примеры программ) на РУ БОР-60 для выработки совместных подходов и возможном объединении усилий, как с представителями других реакторов, так и с разработчиками программного обеспечения. Основные, на мой взгляд, недостатки известных мне спектрометрических программ импортного и отечественного производства, по опыту моей работы, перечислены в приложении ниже.

Приложение основные недостатки существующих программ:

1. Привязанность к системам фирмы Microsoft, ориентированным на офис и, следовательно, изначально неприемлемым для использования на ядерно-опасных объектах (что честно отражено в лицензионных соглашениях, см. "Microsoft License Agreement" на любой из продуктов этой фирмы, в котором сказано примерно следующее: "не допускается использование на ядерных объектах,… и любых объектах, представляющих потенциальную опасность для жизни и здоровья человека и окружающей среды ").

2. Отсутствие, как правило, беспоискового режима работы (для вычисления значений активности заданных нуклидов по заданным энергетическим линиям).

3. Излишнее пристрастие к графике, что влечет к неоправданно большим загрузкам системы и, как следствие, увеличению вероятности сбоев. Оптимально комплекс должен выдавать графическую информацию лишь по запросу оператора, исключая случаи экстренного и аварийного информирования и оповещения.

4. Отсутствие автоматического запуска измерений в необходимом режиме при включении/перезапуске системы. По этой причине возможна потеря ценной информации при различных авариях, особенно в нерабочее время, поскольку дежурный персонал в таких ситуациях нередко теряется и имеет дефицит времени.

5. По этой же причине необходима некоторая "интеллигентность" программы для автоматического разрешения небольших трудностей, как-то: сбои в сети, в файловой системе. Например, недоступность сети после сбоя в работе сервера базы данных не должна приводить к остановке измеряющей программы, а поступающие данные должны быть автоматически перенаправлены на локальный диск или какое-либо другое устройство.

6. Обязательно наличие элемента анализа и фильтрации получаемых данных в реальном времени в измеряющей программе (для автоматического изменения режима работы комплекса, исключения поступления в базу данных ненужной или излишне подробной информации и сохранение от усреднения).

7. Невозможность выработки тревожного сигнала по превышениям значений и скорости изменения определенных параметров не помешала бы (в качестве тревожного сигнала можно использовать мигающую лампочку или звуковой сигнал, отключаемый оператором, что гарантировано, привлечет его внимание к нештатной ситуации). Необходимо отметить, что не все перечисленные функции непременно должны обеспечиваться самой спектрометрической программой. Речь должна идти о аппаратурно-программном комплексе. Но это предполагает "дружественность" спектрометрической программы, ее совместимость с другими, возможно уже готовыми программами изготовления сторонних фирм.

Баринков Олег специалист по КГО (Контроль Герметичности Оболочек) твэлов и реакторной спектрометрии на РУ БОР-60, НИИАР, разработчик эксплуатируемого в настоящее время на реакторе БОР-60 программного комплекса КГО, инженер-технолог группы ВНТиТ (Внедрения Новой Технологии и Техники) БОР-60.