1 Методы обследования кладок УГР при их ВЭ Буланенко В.И. снс ГНЦ РФ-ФЭИ

2 Вывод из эксплуатации УГР В настоящее время, в России окончательно остановлены для ВЭ 13 промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР), 1 и 2-ой блок Белоярской АЭС (с реакторами АМБ-100 и АМБ- 200), реактор АМ первой в мире АС, истекает срок эксплуатации блоков ЭГП-6 Билибинской АЭС. Кроме этого, продолжают работать 11 АС с реакторами РБМК За длительный период эксплуатации на уран-графитовых реакторах имели место аварии с технологическими каналами. Подобные аварии с разрушением или обрывом технологической трубы, разгерметизацией тепловыделяющих сборок, а также при ликвидации последствий аварии сопровождаются поступлением просыпей топлива в графитовую кладку.

3 Вывод из эксплуатации УГР ВЭ УГР существенно осложнен проблемой утилизации радиоактивного реакторного графита, который загрязнен продуктами активации (ПА), продуктами деления (ПД) и младшими актиноидами (МА). В графитовых кладках возможно наличие просыпей ядерного топлива, образовавшихся в результате аварийных ситуаций, связанных с разрушением твэлов и попаданием части топлива в графитовую кладку. Поэтому выбор оптимальной концепции ВЭ зависит от результатов комплексного инженерного и радиационного обследования (КИРО), с учетом которых и определяться необходимость и достаточность мер по обеспечению ядерной и радиационной безопасности на этапе длительного останова.

4 Исследования кладок За период более 20 лет накоплен большой практический опыт выполнения КИРО с целью определения активности и нуклидного состава загрязнения графитовых кладок и технологических систем ПУГР специалистами ОАО «ОДЦ УГР», ОАО «СХК», ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, НИЯУ МИФИ, ИФХЭ РАН, ФГУП «ПО «Маяк», ОАО «ГХК» и ИПБЯЭ РНЦ КИ.

5 Перечень долгоживущих и биологически значимых радионуклидов в кладке УГР Чистые бета-излучатели - продукты активации (ПА) (углерод, примесные элементы в графите, сталь: 14 C, 3 H, 59 Ni, 63 Ni и др.) и продукты деления (ПД) ( 90 Sr, 93 Zr, 99 Tc, 151 Sm и др.). Эти радионуклиды вносят доминирующий вклад в бета-активность графитовой кладки; Бета- и гамма-излучатели - продукты активации (сталь, примесные элементы в исходном графите: 60 Co, 94 Nb, 93m Nb и др.) и продукты деления ( 134 Cs, 137 Cs, 93m Nb, 126 Sb, 152 Eu и др.). Большинство радионуклидов этой группы имеют высокие гамма-постоянные, определяющие мощность дозы -излучения в кладке; Высокоактивные младшие актиноиды (МА), включающие изотопы Pu, Am и Cm. Эти радионуклиды являются, в основном, источником альфа-частиц и нейтронов.

6 Методы обследования графитовых кладок Разрушающими методами определялось активность перечисленных выше радионуклидов в отобранных образцах с применением комплекса спектрометрического и радиометрического оборудования в лабораторных условиях. Результаты этих исследований использовались для выявления закономерностей образования радионуклидов и их миграции по объему кладки Неразрушающими методами определялась масса ядерных материалов в виде просыпей и фрагментов топлива в графитовых кладках ПУГР. Для этого специалистами ФЭИ была разработана расчетно-экспериментальная методика.

7 Разрушающие методы Использование разрушающих методов с применением разработанных устройств пробоотбора позволило получить более детальную информацию по нуклидному составу загрязнения в основных конструкциях реакторов. Пробоотбор образцов графита производится посредством разработанной на ОАО «СХК» уникальной технологии горизонтального и вертикального выбуривания образцов из графитовых блоков расположенных в любой ячейке реактора на выбранной высоте кладки. Пробы графита отбирали по высоте технологического тракта. В результате исследований отобранные образцы из графитовых кладок и извлеченные детали из других конструкций позволили оценить количественный и качественный состав радионуклидов для выявления закономерностей образования радионуклидов и их миграции по объему кладки.

8 Схема отбора образцов из графитового блока для измерений 1– графитовый блок; 2– образец графита

9 Спектрометрическое и радиометрическое оборудование Гамма–спектрометрия с использованием детекторов, имеющих разное энергетическое разрешение и эффективность (HPGe и CdZnTe). Радиохимия и последующая α– и –радиометрия с использованием жидкостной сцинтилляционной спектрометрии. /Х–спектрометрия с использованием планарных LEGe-детекторов для определения активности 241 Am и 244 Cm. Измерения излучения Вавилова-Черенкова.

10 Разрушающий анализ Анализ по длине отобранных кернов позволил оценить распределение радионуклидов по толщине деталей кладок. Активность поверхностных слоев графита значительно выше внутренних. Активность внутренних слоев определяется, в основном, продуктами активации, тогда как активность поверхностных слоев – продуктами деления и актиноидами. Причем активность ПА и МА на поверхностях графитовых блоков в десятки и сотни раз выше, чем в объеме блоков. Наибольший интерес представляет 14 С, который образуется во внутренних слоях в результате последовательных реакций 12 C(n, ) 13 C(n, ) 14 C и при задержке азота в поверхностных порах графита по реакции 14 N(n,р) 14 C. Активность 14 С в графите ПУГР будет преобладать в течение длительного времени, спустя 100 лет. Основными дозообразующими нуклидами являются 60 Со и 137 Сs. Наибольший вклад в активность смеси актиноидов вносит 244 Cm.

11 Методика определения массы просыпей Составные части расчетно-экспериментальной методики: Программные расчеты радионуклидного состава, удельных радиационных характеристик просыпей, образование которых связано с конкретной датой и местом аварии (аварийной ячейкой) и последующей эксплуатацией реактора, а также продуктов активации конструкционных элементов кладки и примесей в графите. Радиационное обследование графитовой кладки, включающее нейтронное и фотонное зондирование графитовой кладки как вблизи аварийных ячеек, так и в расширенных областях кладки. Зондирование детекторами нейтронов и фотонов осуществляют перемещением зондов по всей высоте канального отверстия ячейки. Обработка данных зондирования графитовой кладки, их интерпретация и определение искомых характеристик просыпей топлива их массы в графитовой кладке с использованием разных моделей. На графитовую кладку каждого реактора разрабатывается заключение по обеспечению ядерной безопасности с привлечением также данных анализа активности проб графита.

12 Программно-аппаратный комплекс ПАК Блок управления и регистрации на базе спектрометрического комплекса СКС-50М-Г43 со специализированным программным обеспечением. Защищенный портативный компьютер. Электромеханическое устройство сканирования «Сканер-ЭУС». В состав СКС-50М-Г43 входят: спектрометрический тракт на основе одноплатного процессора импульсных сигналов SBS-77; блок детектирования гамма-излучения на основе сцинтилляционного кристалла с встроенным коллиматором; блок детектирования быстрых нейтронов БДБН-002П на базе счетчика нейтронов типа СНМ-12 с использованием CH 2 замедлителя и Cd чехлом; блок детектирования тепловых нейтронов БДТН-002П на базе счетчика нейтронов типа СНМ-12; блок детектирования мощности дозы гамма-излучения БДМГ-002П на основе кремниевого Si-pin детектора

13 «Сканер-ЭУС» блоки детектирования Электромеханическое устройство сканирования "Сканер-ЭУС" (слева), блоки детектирования фотонов, тепловых и быстрых нейтронов (справа). ПАК разработан по ТЗ ОАО «ОДЦ УГР», которое создано не только для решения задач ВЭ реакторного завода СХК, но и для решения аналогичных задач в целом по всей атомной отрасли России.

14 Сканирование ячеек ПУГР Распределение полей нейтронного и гамма-излучения по высоте аварийной ячейки кладки ПУГР АДЭ-3 Характерные распределения гамма- полей по высоте тракта ПУГР ЭИ-2

15 Результаты сканирования ячеек Регистрируемые потоки тепловых и быстрых нейтронов и их Cd соотношение менее 20 однозначно связаны с присутствием в кладке просыпей ядерного топлива. После выполнения работ по расчистке и разделке аварийных ячеек происходило смещение графитовых блоков и образование дефектов, при этом образовавшиеся пустоты (зазоры, дефекты) заполнялись смесью графита и топлива. В результате значительное количество ПД и МА, локализовано в дефектах, а также в горизонтальных и вертикальных зазорах. Просыпи фрагментов топлива сосредоточены непосредственно (более 80%) в аварийной ячейке, но при этом фрагменты могут быть локализованы как в стыках и дефектах, так и «размазаны» по высоте ячейки. Под воздействием эксплуатационных факторов произошел перенос фрагментов топлива в прилегающие области графитовой кладки, образовав в некоторых случаях на достаточно удаленных расстояниях от аварийных ячеек объемные зоны с повышенной концентрацией ПА и МА.

16 Расчетные модели локализации Для обработки результатов измерений и их анализа разработаны расчетные модели локализации просыпей топлива: Линейная модель «локализации» по данным зондирования в ячейках, смежных с аварийной. Усредненные показания зондов и удельных выходов нейтронов на участке локализации просыпей, равном 1 м. Модель объемного «переноса» по данным зондирования каждой ячейки, включая и аварийные ячейки. Усредненные показания зондов и удельных выходов нейтронов на участке локализации просыпей, равном 1 м. Модель «многоточечной локализации» - процедура разложения интегрального распределения потока быстрых нейтронов на отдельные его составляющие (симметричные распределения от точечных источников). Подобная процедура применяется для обработки гамма-спектров, например, при определении изотопного состава ЯМ.

17 Модельные приближения Линейная модель «локализации» Распределение плотности потока быстрых нейтронов по высоте ячейки «Многоточечная модель» Разложение интегрального распределения потока быстрых нейтронов

18 Выводы Радиационное обследование кладок является важнейшей составной частью КИРО УГР, и его результаты вносят в информационную базу данных. Результаты обследования позволили получить достаточно полную информацию о радиационных характеристик радионуклидов для формирования соответствующей базы данных каждого реактора, а также для оценки состояния ЯБ графитовых кладок УГР при их ВЭ. Для целей ВЭ достаточно определить: Границы зон локализации нейтрон- и (или) гамма-излучающих радиоактивных нуклидов, которые определяются при зондировании соответствующими зондами по высоте и радиусу графитовой кладки; Абсолютные количества просыпей топлива, активности бета- и гамма- излучателей в зонах локализации и в объеме кладки. Зондируемые области кладки по ее высоте и радиусу (числу ячеек) (определяются аварийными ячейками и технико-экономическими соображениями).