Original title: Analýza metod měření radioaktivního materiálu při transportech v jaderné elektrárně
Translated title: Analysis methods of measurement of radioactive material during transports in the nuclear power plant
Authors: PLAŇANSKÝ, Jiří
Document type: Bachelor's theses
Year: 2016
Language: cze
Abstract: [cze] [eng]
Cílem mé bakalářské práce je analyzovat stávající metody měření příkonu dávkového ekvivalentu gama při transportech radioaktivního materiálu a ověřit možnost využití přenosného scintilačního spektrometru Inspector 1000, který má, na rozdíl od v současnosti používaného přístroje FH40G-10, spektrometrické vlastnosti a vzhledem k jeho konstrukci i rychlejší odezvu. Na začátku práce je uveden stručný popis jednotlivých druhů transportů radioaktivního materiálu uskutečňovaných v rámci provozu jaderné elektrárny Temelín. Čtenář se zde dočte o dispozičním řešení vjezdu a výjezdu z ETE a o způsobech a podmínkách přeprav aktivního materiálu. Následuje popis principů detekce ionizujícího záření včetně rozdělení jednotlivých druhů detektorů. Práce pokračuje popisem v současnosti používané metody měření příkonu dávkového ekvivalentu gama a uvádí i základní rozdělení přírodních a umělých radionuklidů. K naplnění cíle této bakalářské práce bylo proto provedeno srovnávací měření včetně vyhodnocení a porovnání naměřených hodnot příkonu dávkového ekvivalentu gama. Na základě těchto výsledků doporučuji pro naplňování monitorovacího programu ETE vybrat přístroj Inspector 1000. My bachelor´s work aims at analysing the existing method of measuring the input of the gama batch equivalent when trasporting radioactive material and verifying the possibility of using the portable scintillation spectrometer Inspector 1000 which, contrary to the presently used apparatus FH40G, has spectrometric properties and -due to its construction- even a faster response. At the beginning of my work there is a brief description of particular types of transporting radioactive material carried out within the operations in the Temelín nuclear power plant (ETE). The reader learns here about disposal solution of the way-in and way-out of the ETE as well as the types and conditions of transporting radioactive material. Further follows a description of principles how to detect ionizining radiation including a division of particular detector types. The work goes on with describing the presently used method of measuring the input of the gama batch equivalent and also presents a basic division of natural and artificial nuclides. In order to meet the aims of this bachelor´s work a comparative measurement including evaluation and comparison of the measured input values of the gama batch equivalent was made.. Based on these results I recommend to choose the apparatus Inspector 1000 for realisation of the ETE monitoring programme.
Keywords: input of the gama batch equivalent; ionizing radiation; measurement; radioaktive material; transport; ionizující záření; měření; příkon dávkového ekvivalentu gama; radioaktivní materiál; transport
Citation: PLAŇANSKÝ, Jiří. Analýza metod měření radioaktivního materiálu při transportech v jaderné elektrárně. České Budějovice, 2016. bakalářská práce (Bc.). JIHOČESKÁ UNIVERZITA V ČESKÝCH BUDĚJOVICÍCH. Zdravotně sociální fakulta

Institution: University of South Bohemia in České Budějovice (web)
Document availability information: Fulltext is available in the Digital Repository of University of South Bohemia.
Original record: http://www.jcu.cz/vskp/47054

Permalink: http://www.nusl.cz/ntk/nusl-381639


The record appears in these collections:
Universities and colleges > Public universities > University of South Bohemia in České Budějovice
Academic theses (ETDs) > Bachelor's theses