Файл: Быховский, А. В. Горячие аэрозольные частицы при техническом использовании атомной энергии.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 20.10.2024
Просмотров: 109
Скачиваний: 0
Изучение изотопного состава долгоживущего радио активного загрязнения воды первого контура показало, что оно обусловлено радиоактивными продуктами кор розии нержавеющей стали — 60Со, “ Со и мМп, которые находятся в воде как в растворенном состоянии, так и
вформе коллоидов и мелкодисперсных взвесей. Особый интерес представляет доля радиоактивности,
связанная с нерастворимыми продуктами коррозии, кото рые находятся в воде первого контура в виде мелко дисперсных взвесей: при переходе этих продуктов в аэро зольное состояние могут образовываться горячие радио активные частицы. Для определения размера и актив ности отдельных взвешенных в теплоносителе радиоак тивных частиц проба воды первого контура была про фильтрована через фильтр из ткани ФПА, который за тем просветляли с помощью нескольких капель дихлор этана с добавкой 10%-ного этилового спирта; далее использовали обратимое проявление жидкой эмульсии, как это делали при анализе аэрозольных проб (см. гл. 3). Активность и размер обнаруженных радиоактив ных частиц измеряли обычным способом. В пробе воды объемом 125 мл было обнаружено 40 радиоактивных частиц с активностью от 6- ІО-12 до 2,5-10"10 кюри. Опре деление размеров 14 радиоактивных частиц, выделенных из воды первого контура, показало, что 11 частиц имеют размеры в пределах 7,3—14,6 мкм, остальные три ча стицы— в пределах 14,6—21,9 мкм. Активность про дуктов коррозии, входящая в состав частиц радиоактив ных взвесей, составила 5,1% общей активности воды. Радиоактивность отдельных частиц, как показала у-спек- трометрия их излучения, обусловлена изотопом 80Со 1.
Результаты расчетной оценки вклада основных долго живущих компонентов нержавеющей стали 1Х18Н9Т в общую активность продуктов коррозии активизирован ного материала активной зоны реактора приведены в табл. 5.3.
1 П о д а н н ы м с п е к т р ал ь н о го а н а л и за , с о д е р ж а н и е о к и сл о в в п р о
д у к т а х к о р р о зи и |
н е р ж а в ею щ е й |
с та л и |
р а сп р е д е л е н о |
т а к : 93% |
ЦезОз, |
||||||||
42% С Ю з, |
5,6% |
N iO , |
0,23% М п О |
и |
0,43% |
С оО . |
С л е д о в а т е л ь н о , н е |
||||||
р а ст в о р и м ы е п р о д у к т ы |
к о р р о зи и |
о б о гащ ен ы |
в отн о ш ен и и |
с о д е р ж а |
|||||||||
н и я ж е л е з а и к о б а л ь т а по |
ср ав н ен и ю |
с н е р ж а в е ю щ е й |
|
с та л ью |
|||||||||
1Х 18Н 9Т |
и |
об ед н ен ы |
в |
отн о ш ен и и |
н и к ел я , х р о м а |
и |
м а р г а н ц а |
[4 7 0 ]. |
|||||
О д н а к о |
эти |
д а н н ы е |
о т н о с я т с я |
к о |
в се м у ш л а м у |
и |
м о гу т |
о к а з а т ь с я |
н еп р и м ен и м ы м и к о тд ел ь н ы м ч а с ти ц ам р а д и о а к т и в н ы х в зв ес е й .
158
|
|
|
|
|
|
|
Т а б л и ц а 5. 3 |
||
|
Радиоактивность долгоживущих компонентов |
|
|
||||||
нержавеющей стали |
1Х18Н9Т, приобретаемая в результате |
||||||||
активации |
в активной |
зоне реактора |
(А/ — время облучения) |
||||||
|
|
Содержа |
|
|
Период |
Удельная активность, |
|||
|
|
|
|
|
к ю р и / г |
||||
Реакция актива- |
ние исход- |
Сечение |
полурас- |
|
|||||
|
|
|
|||||||
ции |
па в стали, |
б а р н |
пада ко |
|
|
|
|||
|
|
нечного |
Аt >1 |
года Д^> 4 года |
|||||
|
|
вес. % |
|
|
изотопа |
||||
б9С о ( п , |
у ) 6°Со |
0 ,3 |
22 |
|
5 ,3 |
года |
0 ,0 1 8 |
0 ,0 6 |
|
64F e ( п , |
р) 64М п |
4 ,1 |
0 ,0 5 5 |
241 |
день |
0 ,0 0 2 3 |
0 ,0 0 4 5 |
||
|
|
|
(д л я спектра) |
|
|
|
|
|
|
58N i (п , |
р ) 58Со |
6 ,0 |
д ел ен и я ) |
|
|
|
|
|
|
0 ,1 0 3 |
7 1 ,3 |
д н я |
0 ,0 0 3 4 |
0 ,0 0 3 5 |
|||||
|
|
|
(д л я спектра |
|
|
|
|
|
|
68F e (rt, |
y ) ,68F e |
|
делен и я ) |
|
|
|
|
|
|
0 ,2 4 |
0 ,3 6 |
4 5 ,3 |
д н я |
0 ,0 0 0 2 5 |
0 ,0 0 0 2 5 |
||||
Из табл. 5.3 следует, что удельная активность стали |
|||||||||
в активной |
зоне реактора |
может достигать |
0,07 |
кюри/г |
|||||
(для |
Д (^ 4 |
года), причем |
около 86% |
этой |
активности |
приходится на долю 60Со. Экспериментальные значения максимальной и средней активности радиоактивных взвешенных частиц составляют соответственно 0,17 и 0,004 кюри/г. Более высокое по сравнению с ожидаемым значение максимальной удельной активности объяс няется повышенным по сравнению с расчетным (0,3%) содержанием 59Со в некоторых образцах стали 1Х18Н9Т (по данным металловедов Физико-энергетического ин ститута, примесь 59Со в нержавеющей стали колеблется в пределах от 0,02 до 0,8 и даже до 1%)- К моменту отбора проб довольно много твэлов пребывало в актив ной зоне реактора менее одного года (около 50%). Для таких твэлов вклад 54Мп и 58Со в общую активность стали должен достигать 25% (см. табл. 5.3), а для ®°Со соответственно снижается до 75%. Полученные опытные данные о радиоизотопном составе радиоактивных взве сей в воде первого контура и горячих аэрозольных частиц показывают, что относительный вклад ®°Со суще ственно выше. Это может объясниться следующими
причинами:
а) более высоким содержанием 59Со в стали; б) избирательным переходом некоторых элементов,
входящих в состав стали (например, марганца F471]), в растворенное состояние;
159
в) коррозией и эрозией материала трубок преиму щественно длительно работающих твэлов.
Сравнительные характеристики радиоактивных ча стиц взвесей в воде первого контура и аэрозолей, улов ленных в воздуховодах технологической вентиляции реактора, приведены в табл. 5.4.
Т а б л и ц а 5.4
Характеристики радиоактивных частиц взвесей в воде
первого контура |
и аэрозолей в воздухе технологической |
||
|
вентиляции реактора |
|
|
|
|
Радиоактивные |
|
Характеристики радиоактивных частиц |
взвеси в воде |
аэрозольные |
|
частицы |
|||
|
|
первого |
в воздухе воз |
|
|
контура |
духоводов |
|
|
|
|
Изотопный состав |
% общей актив- |
|
в»Со |
Доля отдельных частиц, |
5,1 |
0,12— 1,4 |
|
ности |
|
|
,1,4-10-ю |
Средняя активность отдельной частицы, |
0,63- 10-ю |
||
кюри |
|
|
|
Диапазон размеров, мкм |
|
7,3— 22 |
7 , 3 - 0 5 1 ) |
Максимальная активность отдельной ча- |
2,5-10-ю |
5,5-10-ю |
|
стицы, кюри |
|
|
|
Средний диаметр частиц, мкм |
16 |
23,3 |
|
Максимальная удельная активность части- |
0,17 |
0,06 |
|
цы, кюри/г |
|
|
|
Средняя удельная активность частицы, |
0,004 |
0,0028 |
|
кюри/г |
|
|
|
Как следует из данных табл. 5.4, нерастворимые продукты коррозии нержавеющей стали, присутствую щие в воде первого контура в агрегированной фазе, имеют изотопный состав, совпадающий с изотопным составом горячих аэрозольных частиц, уловленных в воздуховодах технологической вентиляции реактора. Радиоактивные аэрозольные частицы, однако, имеют гораздо большие пределы колебания размеров, более грубую дисперсность и в среднем меньшую удельную активность по сравнению с частицами радиоактивных взвесей в воде первого контура.
Это отличие легко объяснить условиями дисперги рования сухого остатка. При испарении воды за счет присутствующих в воде растворимых веществ отдельные
160
дисперсные частицы цементируются, в результате чего возникает более крупная сухая частица — конгломерат. При этом продукты коррозии материалов активной зоны обычно обладают высокой удельной радиоактивностью, близкой к равновесной. Радиоактивность же, приобре таемая истинно или коллоидно растворенным вещест вом после многократного прохождения активной зоны, существенно ниже и, как правило, далека от равновес ной [472].
Расчет показал, что для реактора, проработавшего
более одного |
года, это отношение равно |
1600 |
для |
59Fe |
и 8000 для |
®°Со. Для At = 4 года и для |
60Со |
оно |
воз |
растает до 2,6-ІО4. Возникающий конгломерат должен обладать, следовательно, меньшей средней удельной активностью, чем первичные радиоактивные частицы взвесей.
Таким образом, установлено, что горячие частицы, которые имеются в составе радиоактивного загрязнения воздуха технологической вентиляции реактора, обра зуются в результате утечек воды первого контура по прокладкам и сальникам арматуры, сварным швам импульсных и дренажных трубок и т. п. Во время отбора анализированных проб струйные течи в надреакторное пространство, обслуживаемое воздуховодами, действи тельно были очень интенсивны (до 100—200 л/ч).
В выбросном воздухе реактора радиоактивных частиц обнаружить не удалось. Это объясняется тем, что си стема очистки выбросного воздуха от аэрозолей обес печивает полное улавливание радиоактивных аэрозоль ных частиц.
5.5. РАДИОАКТИВНЫЕ АЭРОЗОЛЬНЫЕ ЧАСТИЦЫ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ТИПА ИРТ-2000
Ядерный реактор ИРТ-2000 представляет собой гете рогенный реактор бассейнового типа мощностью 2000 кет с максимальной плотностью потока тепловых нейтронов 3,2-ІО13 нейтрон/(см2-сек) [473]. Опыт соору жения и эксплуатации водо-водяных реакторов, накоп ленный в Советском Союзе, показал большие преиму щества реакторов этого типа, такие, как простота конструкции, удобство проведения экспериментов, безопасность в работе, относительно небольшая стои-1
11 Зак. 600 |
161 |