Разработан способ определения удельной активности трития в образцах облучённого ядерного топлива, основанный на дистилляции части раствора с последующим определением трития в полученном конденсате. Определено значение коэффициента перехода (Кп), учитывающего долю трития, перешедшего в конденсат. Предложен алгоритм расчёта Кп при любых соотношениях объёмов исходного раствора и конденсата.
Ключевые слова: облучённое ядерное топливо; тритий; жидкостно-сцинтилляционный счёт; коэффициент перехода.
EXPERIMENTS IN SUPPORT OF FEASIBILITY OF THE PROCEDURE FOR TRITIUM SPECIFIC ACTIVITY DETERMINATION
IN IRRADIATED NUCLEAR FUEL SAMPLES
© V.N. Momotov, E.A. Yerin, A.Yu. Volkov, A.S. Kupriyanov, D.E. Tikhonova (e-mail: bri@niiar.ru)
A procedure for determining specific activity of tritium in irradiated nuclear fuel samples was developed. It is based on distilling some amount of solution that is followed by determination of tritium in the resultant condensed product. Transition coefficient (Кп) was obtained as it provides for a fraction of tritium that passes in the condensed product. Proposed here is a computational algorithm Кп at any ratio of the primary solution and condensed product.
Key words: irradiated nuclear fuel; tritium; liquid scintillation counting; transition coefficient.
