Бушуев Радиоактивныы реакторныы графит 2015

•радиохимию и β-спектрометрию для определения содержания бета-излучающих радионуклидов;

•радиохимию и альфа-спектрометрию для определения содержания α-излучающих нуклидов;

•нейтронно-активационный анализ и гамма-спектрометрию для определения содержания примесей в необлученном графите и изотопного состава урана в образцах отработавшего графита;

•измерение нейтронного излучения актиноидов, образовавшихся в облученном графите.

Эксперименты выполняют либо путем погружения детекторов излучений в каналы кладки, либо измерением в лаборатории радиоактивности отобранных проб графита.

3.1.Метод зондирования графитовой кладки реактора

В начале 1990-х годов содержание актиноидов и продуктов деления в графите остановленных ПУГР, образовавшихся из частиц топлива (просыпей), попавших в графит из аварийных твэлов, исследовали путем нейтронного и гамма-зондирования с помощью различных детекторов, перемещавшихся по высоте вертикальных каналов кладки [3, 28].

Чтобы детализировать картину нейтронных и гамма-полей в кладках, увеличивают число позиций измерений и используют дифференциальную функцию отклика детектора на излучение точечного источника [29].

Для проведения нейтронного зондирования используют борные счетчики нейтронов, полупроводниковые поверхностно-барьерные детекторы с радиаторами из 6Li или камеры деления при наличии высокого фона гамма-излучения в каналах кладки. Главным эмит-

тером нейтронов в графите остановленного реактора является

244Cm.

Следует заметить, что нейтронное зондирование не может дать четкой картины загрязнения и точно связать нейтронную активность с содержанием в графите делящихся материалов и не характеризует состав смеси актиноидов. Этому препятствуют трудности построения модели, описывающей распределение эмиттеров в объеме кладки, интерференция их излучений, а также большая не-

41

определенность величин сечений взаимодействия резонансных нейтронов с нуклидами, находящимися в топливных частицах..

Более подробную картину радиоактивного загрязнения каналов кладки нуклидами 137Cs и 60Co может дать гамма-зондирование, выполняемое с помощью гамма-спектрометров с NaI(Tl) или CdZnTe детекторами, помещаемыми в свинцовую оболочку с боковым коллимационным отверстием, что обеспечивает точное определение позиции загрязнения по высоте канала. Допустимую скорость счета импульсов можно обеспечить изменением диаметра отверстия коллиматора.

Возможности этого метода не позволяют изучить особенности распределения радионуклидов как по объему, так и по поверхности графитовых блоков; не дают однозначного ответа на вопросы о миграции и сорбции радионуклидов в графитовой кладке, о том, какие именно радионуклиды вносят основной вклад в активность, а также не позволяют получить какую-либо информацию о бета-активных радионуклидах.

Метод зондирования может дать приблизительную информацию о локализации областей сильного загрязнения внутри кладок, но этим методом нельзя получить детальной и точной информации, необходимой для планирования мер по обращению с графитом кладки. Для получения такой информации необходимы исследования, основанные на пробоотборе и последующем анализе проб графита.

3.2.Отбор проб графита из кладок реакторов

Вработе [30] для получения более детальной и полной информации о загрязнении кладок трех ПУГР (ЭИ-2, И-1 и АДЭ-3) был применен метод, основанный на отборе проб графита и исследовании их радиоактивности в аналитических лабораториях с применением различных методик, экспериментальных устройств, процедур подготовки образцов для измерений. Метод отбора проб позволяет получать надежные данные о нуклидном составе загрязнения графита на момент проведения исследований и прогнозировать его изменение.

Наличие проб дает возможность провести, в случае необходимости, повторные измерения через заданные интервалы времени, и

42

на основании полученных результатов может быть сделан точный прогноз эволюции загрязнения в будущем.

Чтобы обеспечить высокое пространственное разрешение в горизонтальном и вертикальном распределении радионуклидов, необходимо взять большое количество проб по всему объему кладки. Особое внимание при отборе обычно уделяется пробам из аварийных и прилегающих к ним ячейкам и на небольшом удалении от них. Для изучения распределения радионуклидов из каждой обследованной ячейки нужно отбирать по несколько кернов с разной высоты. Для исследования эффектов переноса нуклидов по щелям кладки при заливе реактора водой и возможной миграции радионуклидов берут пробы как с поверхности, так и из объема графитовых блоков и втулок.

В работе [30] пробы из кладок реакторов отбирали с помощью устройства, размещавшегося внутри канала и позволявшего получать керны с заданной глубины путем горизонтального бурения. Затем из керна вырезали образцы в виде графитовых дисков диаметром 8 и толщиной 2 мм (рис. 3.1). Один из крайних образцов представлял собой слой графита с внешней стороны блока, другой – слой, примыкающий к втулке.

Рис. 3.1. Отбор проб из графитового блока:

А – графитовый блок; В – отверстие под технологический канал; С – керн

Важное значение имеет представительность пробы. Ее радионуклидный состав должен правильно характеризовать средний по объему состав загрязнения графитовых элементов. Выполнению этого условия могут препятствовать два обстоятельства:

43

1 – неравномерность распределения активационных радионуклидов в объеме графита, вызываемая негомогенным распределением в нем примесей;

2 – малая масса анализируемых проб, обусловленная применяемой технологией пробоотбора, высокой удельной активностью графита и особенностями методик химического выделения определенных радионуклидов.

Учитывая большие размеры кладок ПУГР, а также негомогенное распределение большинства радионуклидов в графите требуется исследовать сотни проб. Из-за различия в конструкции и истории эксплуатации отдельных ПУГР, исследования должны были охватывать несколько реакторов.

Отбор проб из графитовых кладок трех реакторов осуществлялся последовательно. Первым исследованным реактором стал ЭИ-2, затем И-1 и АДЭ-3. Всего было отобрано и проанализировано около 1000 проб. При исследовании первого реактора был выявлен ряд закономерностей в распределении радионуклидов, благодаря чему размер выборки для двух других реакторов удалось уменьшить. Особенно существенно оказалось такое уменьшение для реактора АДЭ-3.

Вся совокупность полученных результатов может служить для разработки стратегии работ по выводу ПУГР из эксплуатации.

3.3. Измерение активности радионуклидов

Физико-химические свойства радионуклидов сильно различаются, поэтому для определения их содержания используются разные методики и приборы. Полную информацию можно получить лишь при использовании соответствующих измерительных комплексов.

Перед измерениями могут стоять разные задачи. Требуемая точность экспериментальных данных о содержании в графите определенных радионуклидов зависит от их предназначения:

•данные могут служить для оценок радиационной обстановки. Для этого высокой точности не требуется, допустима погрешность 10 % и более;

•для прогноза развития событий на основе результатов измерений, полученных за короткий период времени. Например, для прогноза выхода радионуклидов из графита в газовой фазе, корро-

44

зии контейнеров с РАО и др. требуются достаточно точные данные, поскольку при экстраполяции полученных данных на длительные сроки погрешности результатов быстро растут;

• при мониторинге, основанном на многократных повторных измерениях, можно обеспечить высокую точность определения контролируемой величины.

3.3.1. Гамма-спектрометрия

Гамма-спектрометрия – наиболее часто используемый метод пассивных и активных анализов нуклидного состава материалов, проводимых без химической подготовки образцов (т.е. без их разрушения). Происходит непрерывное развитие аппаратуры и программного обеспечения для математической обработки результатов.

В исследованиях загрязненности графита применяют полупроводниковые детекторы с высоким энергетическим разрешением для выделения излучения анализируемых нуклидов в сложных многокомпонентных спектрах. С течением времени после останова реактора спектр гамма-излучения графита упрощается из-за распада короткоживущих эмиттеров.

Радиоактивные ядра излучают строго индивидуальные дискретные спектры гамма-квантов. Обнаружение в спектре характерных пиков позволяет идентифицировать излучающие радионуклиды, а интенсивность их линий пропорциональна содержанию этих нуклидов в исследуемом образце. Кроме того, гамма-излучение обладает относительно высокой проникающей способностью, что дает возможность проводить измерения с большими образцами графита.

Содержание в образцах радионуклидов определяют по результатам гамма/Х-спектрометрических измерений на коаксиальном HPGe- и на планарном LEGe-детекторах.

Для регистрации излучений в диапазоне от 40 кэВ до 3 МэВ применяют коаксиальные HPGe-детекторы, изготавливаемые из особо чистого германия. Энергетическое разрешение современных коаксиальных детекторов составляет 1,7 кэВ на гамма-линии 1332,5 кэВ (60Со). С увеличением размеров кристалла детектора увеличивается его относительная эффективность и отношение пик/комптон, но энергетическое разрешение ухудшается. С помо-

45

щью коаксиальных детекторов измеряют такие радионуклиды в отработавшем графите, как 137Cs, 106Ru, 154, 155Eu, 133Ba, 134Cs, 60Co.

Измерения γ-излучения 60Co обычно не представляют трудной задачи и могут проводиться с большими образцами графита. Его содержание в пробах определяют по результатам измерения

γ-излучения с энергиями 1332,5 и 1173,2 кэВ. Следует заметить, что гамма-излучение 60Co с энергией 1173,2 кэВ может регистрироваться в детекторе в пике полного поглощения в результате процесса образования электронно-позитронной пары. При аннигиляции позитрона с электроном возникает два гамма-кванта с энергией 511 кэВ каждый. Если один из этих квантов покидает детектор, в спектре образуется пик с энергией 662,2 кэВ, практически совпадающий с энергией излучения 137Cs, равной 661,7 кэВ. Из-за этого при измерениях образцов, содержащих 137Cs и 60Co, результат определения активности 137Cs может оказаться завышенным. Для учета этого эффекта нужно сделать дополнительные опыты с образцовым источником 60Co на той же измерительной установке и в той же геометрии, чтобы определить соотношение между пиками

1173,2 и 662,2 кэВ [31].

Для измерений излучений с энергиями от 5 до 500 кэВ применяют планарные LEGe-детекторы, имеющие высокое энергетическое разрешение при низких энергиях. Для линии 122 кэВ (57Со) ПШПВ может составлять величину менее 500 эВ. В планарных детекторах используют кристаллы большого диаметра для увеличения эффективности регистрации фотонов низких энергий, которые сильно поглощаются в тонком поверхностном слое кристалла. Малая толщина кристалла LEGe-детекторов значительно уменьшает комптоновскую подложку под пиками в области низких энергий по сравнению с коаксиальными детекторами.

Толщина мертвого слоя на поверхности LEGe-детектора составляет всего 0,3 мкм. Чтобы снизить поглощение рентгеновского и мягкого гамма-излучения, входное окно на криостате планарного детектора изготавливают из бериллия.

Регистрация излучений в низкоэнергетической части спектров (ниже 120 кэВ), где вместе с гамма-пиками наблюдаются пики рентгеновского излучения, может дать информацию о содержании в образцах графита актиноидов 241Am (59,5 кэВ), 243Am (74,5 кэВ) и некоторых других радионуклидов. В энергетическом диапазоне

46

10−20 кэВ присутствуют рентгеновские XLα- и XLβ-линии, испускаемые при альфа–распадах Cm, Am и Pu (рис. 3.2), по которым можно определять содержание этих актиноидов в образце.

Гамма-спектрометрия является неразрушающим методом измерений, поэтому она может найти широкое применение для сортировки графитовых компонент при разборке кладок и формировании партий на утилизацию или захоронение графита.

Рис. 3.2. Спектр гамма- и рентгеновского излучения образца графита из блока реактора ЭИ-2

3.3.2. Жидко-сцинтилляционная бета-спектрометрия

В отработавшем графите присутствует ряд важных долгоживущих радионуклидов, являющихся «чистыми» бета-эмиттерами и не поддающиеся гамма-спектрометрическому определению. Проникающая способность бета-частиц относительно мала, поэтому велико их поглощение внутри образцов, в упаковках, в стенках детекторов. Особенно это касается мягких излучений углерода и трития.

47

Спектр бета-частиц непрерывный от нуля до максимальной энергии, присущей излучению конкретного нуклида (табл. 3.1). При этом форма аппаратурного спектра строго индивидуальна для каждого нуклида, что позволяет выполнять разложение сложных спектров, состоящих из излучения нескольких изотопов, на составляющие.

Таблица 3.1 Максимальная энергия бета-частиц некоторых нуклидов

Для измерений бета-излучающих радионуклидов используют жидкосцинтиляционные бета-спектрометры Quantulus, Ortec или

Tri-Carb, Canberra. В процессе взаимодействия β-частиц со сцинтиллятором возникает световая вспышка, которая, попадая на светочувствительный катод фотоумножителя преобразуется им в электрический импульс. Поскольку амплитуда импульса пропорцио-

нальна энергии β-частицы, в регистрирующем устройстве набирается спектр, характеризующий зависимость числа испущенных

β-частиц измеряемого радиоизотопа от их энергии.

Образец для измерения представляет собой смесь сцинтиллятора и измеряемого раствора радиоактивного вещества, следователь-

но излучатели β-частиц находятся в непосредственной близости к молекулам сцинтиллятора. Это обеспечивает значительные преимущества данного метода измерения, поскольку он позволяет избежать потерь излучения в измеряемом образце и имеет оптималь-

ную 4π–геометрию.

Ультранизкофоновый спектрометр Quantulus дает возможность измерять содержание трития от уровня 1 Бк/л. Он снабжен пассивной и активной защитой от внешних излучений и, с точки зрения подавления фона, обладает рекордными характеристиками. Мощная пассивная защита состоит из низкофонового свинца, окружаю-

48

щего блок детектирования, с максимальной толщиной 200 мм вверху, 100 мм на боковых стенках и 150 мм внизу.

Активная защита от внешнего излучения расположена внутри пассивной защиты над камерой с измеряемым образцом. Она состоит из жидкосцинтилляционного охранного детектора, который работает на антисовпадениях с основным детектором.

Для изготовления бета-спектрометра Quantulus используют специально отобранные низкофоновые материалы и фотоумножители с высокой квантовой чувствительностью, низким фоном и высокой стабильностью. Комбинация активной и пассивной защиты спек-

трометра Quantulus обеспечивает собственный фон по тритию 0,13 имп./мин, а по 14С – 0,4 имп./мин.

В спектрометре TriCarb защита от фона значительно уступает спектрометру Quantulus. В нем модуль детектора окружен свинцовым экраном толщиной 2 дюйма (50 мм). Фон при измерениях трития составляет 17 имп./мин, а 14С – 24 имп./мин. Более высокий собственный фон спектрометра TriCarb по сравнению с Quantulus не имеет существенного значения при исследовании реакторного графита, т.к. активности трития и 14С в пробах во много раз превышают фоновые значения.

Термостабилизирующая система бета-спектрометров позволяет избежать флуктуаций в световыходе сцинтиллятора в случаях изменения температуры окружающей среды при длительных измере-

ниях. Эффективность регистрации излучения составляет 85−95 % для 14С и 20−25 % для 3H.

Вобоих спектрометрах имеется устройство для смены образцов

всоответствии с заданной программой измерений, которое автоматически загружает образцы в детектор для счета. В приборе Quantulus могут находится одновременно до 60 образцов в пробир-

ках (виалах) емкостью 20 мл, а в TriCarb − 408 больших (20 мл) виал или 720 маленьких (7 мл).

На результаты измерений методом жидкосцинтилляционной бе- та-спектрометрии влияют эффекты гашения световых вспышек, имеющие химическую и физическую природу. Химическое гашение происходит из-за присутствия в сцинтилляционном коктейле сильных окислителей (галогенов), которые захватывают электроны на свои оболочки. Из-за этого часть энергии возбуждения атомов сцинтиллятора расходуется не на излучение квантов света, а на хи-

49

мические процессы. Физическое гашение происходит из-за рассеяния света на взвешенных частицах, присутствующих в коктейле, или из-за выпадения в осадок измеряемого вещества.

Гашение вызывает нарушение пропорциональности между истинной активностью образца и её измеренным значением. Аппаратурный спектр сдвигается в сторону низких энергий, скорость счета регистрируемых импульсов уменьшается (рис. 3.3). Для получения правильного результата необходимо вносить поправку на влияние эффекта гашения.

Рис. 3.3. Спектр бета-излучения трития при разных значениях степени гашения

Для определения поправки строят градуировочный график зависимости эффективности регистрации бета-частиц от степени гашения вспышек света, используя для этого несколько стандартных образцов растворов с разной степенью гашения. При последующих измерениях образцов с неизвестной активностью определяют сте-

50