Файл: Быховский, А. В. Горячие аэрозольные частицы при техническом использовании атомной энергии.pdf

мостъ и низкие эксплуатационные расходы. Эти преиму­ щества реактора ИРТ-2000 послужили основанием для разработки типового проекта реактора для научноисследовательских целей. Созданные по типовому про­ екту реакторы ИРТ-2000 в настоящее время эксплуати­ руются в Риге, Тбилиси, Москве, Минске, Томске и других городах Советского Союза, а также в других со­ циалистических странах [474].

С целью расширения экспериментальных возможно­ стей на реакторе ИРТ-2000 в Тбилиси создан индийгаллиевый контур погружного типа на 16 500 г-экв радия, а также петли для изучения физических и химических свойств вещества под воздействием ионизирующих из­ лучений при низких температурах и установка для радиационно-нефтехимических исследований в газовой, паровой и жидкой фазах.

Реактор ИРТ-2000 отличается простотой конструкции [473]. Активная зона расположена у дна бака реактора под слоем воды толщиной 6 м, используемой в качестве замедлителя, отражателя и верхней защиты. Для обес­ печения циркуляции воды в системе охлаждения реак­ тора применен эжектор. Бак, эжектор и другие кон­ струкции внутри бака выполнены из алюминия. Боковая защита состоит из 0,5 м воды и 1,8 м тяжелого бетона. В реакторе применяют твэлы из металлокерамики диа­ метром 8 мм с покрытием алюминием толщиной 1 мм. В конструкции реактора предусмотрены эксперименталь­ ные каналы и тепловая колонка. Из 11 горизонтальных

перекрываются защитными пятисекционными шиберами. Ближайшая к активной зоне секция шибера изготов­ лена из стали и цементного камня, четыре других — из стали и парафина, к которому добавлено 5 об.% кар­ бида бора.

Радиационный индий-галлиевый контур погружен в бассейн. Первый вариант контура, изготовленный из нержавеющей стали и запущенный в эксплуатацию в 1960 г., проработал около 6000 ч, а затем был размон­ тирован в связи с обнаружившейся течью. Второй, ныне действующий, вариант радиационного контура выпол­ нен из титана, обладающего более высокими коррозион­ ными и лучшими ядернофизическими характеристи­ ками, чем нержавеющая сталь [475, 476].

162

Были изучены радиоактивные аэрозоли, удаляемые вытяжной системой специальной вентиляции из мест наиболее вероятного их образования, т. е. из простран­ ства над зеркалом воды в бассейне реактора, от кана­ лов нейтронных пучков, сухих сборок, шахты-хранилища отработанных тепловыделяющих кассет и радиоактив­ ных деталей, защитной камеры. Радиоактивные аэро­ золи, удаляемые вытяжной системой из реактора, осаж­ дались на фильтре из ткани ФПП-15-1,5, устанавливае­ мом для этой цели в камере специальной вентиляции перед стационарным аэрозольным фильтром и фильт­ рами— поглотителями летучих продуктов деления, осу­ ществляющими постоянную очистку воздуха перед его удалением в выбросную трубу. Пробы отбирали в тече­

3 -ІО“13 кюри приходится на 120 м3 воздуха, число частиц с активностью более 10-11 кюри составляет 6,2% общего числа радиоактивных частиц, а сосредоточенная на этих частицах активность — около 42% общей радиоактив­ ности частиц.

Аэрозоли имеют широкий спектр дисперсности в пре­ делах от 6,6 до 150 мкм и сравнительно невысокую удельную активность, максимальное значение которой, наблюдаемая для мелкодисперсных частиц, составляет около ІО“3 кюри{г.

Доля активности аэрозольных частиц респирабельного диапазона размеров составляет 4% суммарной активности частиц, а максимальная активность частицы в респирабельном диапазоне размеров — 4,4-ІО“13 кюри.

Как следует из рис. 5.7, экспериментальные данные достаточно хорошо описываются логарифмически нор­ мальным распределением размеров частиц с медианным диаметром <ig=18 мкм и стандартным отклонением og= = 3,1. у-Спектрометрическое изучение радиоизотопного состава 16 наиболее активных частиц с суммарной активностью 4 -ІО“10 кюри показало наличие в составе горячих частиц 59Fe, в то время как на аэрозольном

ных твэлов реактора ИРТ-2000 содержат следующие основные при­ меси (вес. %): железо — 0,15, кремний — 0,2, цинк — 0,035, медь —

ю-2.

11 163

В пробе аэрозолей вероятно присутствие и некоторого количества 51Сг. Однако определить его содержание не удалось из-за малого выхода у излУчеішя 1Іа один распад (9%) и сравнительно низкой энергии излучения

(0,32 Мэв).

Результаты исследований радиоактивного загрязне­ ния воздуха, удаляемого специальной вентиляцией, и

Рис. 5.7. Дисперсный состав радиоактивных аэрозолем в воздухе технологической вентиля­ ции ИРТ-2000.

воды бассейна реактора приведены в табл. 5.5 '. В по­ следней колонке табл. 5.5 — отношения удельных актив­ ностей данного изотопа в воде бассейна и воздуха тех­ нологической вентиляции реактора. Эти отношения для активированных продуктов коррозии нержавеющей стали “ Со, 54Мп и 58Со равны соответственно 2,6-ІО7, 3-107 и 4,54-ІО7. Если принять, что аналогичное отно­ шение для изотопа 51Сг равно среднему из приведенных значений, т. е. 3,37-ІО7, то можно оценить удельную ак­ тивность 51Сг в воздухе специальной вентиляции значе­

164

Т а б л и ц а 5.5

Изотопный состав радиоактивного загрязнения воды бассейна и воздуха, удаляемого спецвентиляцией реактора ИРТ-2000

оценочный характер, в связи с чем в табл. 5.5 они при­ ведены со знаком (?).

Интересно то, что отношение содержания 59Fe в воде бассейна и воздуха специальной вентиляции равно 3,3-ІО6, т. е. на порядок ниже аналогичных отношений для других радиоактивных изотопов, содержащихся в этих же пробах. Доля активности находящихся в пробе радиоактивных частиц равна примерно 3,6% суммарной активности пробы.

Изучение характера радиоактивного загрязнения воды бассейна показало, что нерастворимых радиоак­ тивных взвешенных частиц в воде бассейна не содер­

жится.

Отсутствие частиц нерастворимых радиоактивных взвесей в воде бассейна и повышенное содержание 59Fe в воздухе специальной вентиляции свидетельствует о том, что кроме испарения воды бассейна должен быть еще дополнительный источник аэрозолей 59Fe. Этим источником, по-видимому, служат активированные про­ дукты износа стальных секций шиберов горизонталь­

ных каналов.

Расчет на основании данных работы [471] показал^, что удельная активность, приобретаемая ближайшей

165

Из основных радиоактивных изотопов, входящих в состав ядерного горючего (235U, 238U и 239Pu), в качестве источника горячих аэрозольных частиц практическое значение имеет 239Ри, удельная активность которого со­ ставляет примерно 0,06 кюри/г.

Наряду с использованием в атомном оружии плуто­ ний применяют в качестве горючего в энергетических и двухцелевых реакторах [212] и так называемых запаль­ ных сборок твэлов, предназначенных для создания избыточной реактивности [478]. Особое значение плу­ тоний приобрел при разработке реакторов на быстрых нейтронах [450, 463, 478—480].

6.1. РЕГЕНЕРАЦИЯ ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО

Отработанные твэлы, извлеченные из активной зоны, содержат примерно равные весовые количества плуто­ ния и продуктов деления, в целом составляющие весьма небольшую часть всей массы урана, однако обусловли­ вающие их очень высокую радиоактивность. Наличие больших количеств продуктов деления в отработанных твэлах сильно усложняет процесс химической перера­ ботки и создает серьезную опасность радиоактивного загрязнения производственных помещений радиохимиче­ ского предприятия и окружающей местности [481].

Степень радиационной опасности радиохимических предприятий по сравнению с ядерными реакторами характеризуется следующими данными. При так назы­ ваемой предельно возможной аварии ядерного реактора мощностью 500 Мѳт, по сильно завышенной оценке американских специалистов, будет нанесен экономиче­ ский ущерб в 7,2 млрд, долл., в то время как неконтро­

167

лируемое высвобождение лишь 350 г ®°Sr на предприятии по переработке облученного горючего и производству радиоизотопов может привести к ущербу в 5 млрд, долл., а неконтролируемое высвобождение 2 кг 238Ри может нанести экономический ущерб в 50 млрд. долл. Аварии на радиохимических предприятиях по ряду причин, которые здесь не рассматриваются, происходят чаще, чем где-либо в атомной промышленности и технике [482].

Для извлечения плутония из низкоактивных материа­ лов обычно используют экстракцию расплавленными металлами или солями и вакуумную возгонку плутония из расплавленного урана [212]. Среди дистанционных методов извлечения металлического плутония из облу­ ченных высокоактивных твэлов наибольшее промыш­

наряду с плутонием играют важную роль некоторые осколочные изотопы, в частности ^Sr. Существенно, что удельная активность материалов на некоторых ста­ диях радиохимической переработки значительно выше начальной удельной активности облученного ядерного горючего. Например, удельная активность MSr в радио­ изотопном источнике равна 144 кюри/г, в то время как она составляет всего 6,5ДО-3 кюри!г по 90Sr в горючем ядерного реактора мощностью 500 Мет с загрузкой активной зоны 46 т двуокиси урана UO2 после кампа­ нии в 180 дней [482]. При этом специфика процесса переработки ядерного горючего такова* что до сих пор не представляется возможным полностью предотвра­ тить утечку радиоактивных веществ из технологического оборудования.

Процессы образования радиоактивных аэрозолей на радиохимических предприятиях освещены в литературе крайне скудно. Известно, что при растворении освобож­ денного от оболочек топлива происходит выделение галогенов и благородных газов — продуктов деления. Радиоактивные аэрозоли, образуемые в результате рас­ пада благородных газов, образуют тонкодисперсный аэрозоль со средним размером около 0,05 мкм [248, 484]. Однако радиоактивные частицы, появляющиеся при операциях, которые сопровождаются образованием ту­ мана и испаряющихся брызг, содержащих продукты деления высокой активности, характеризуются средними

168