Бушуев Радиоактивныы реакторныы графит 2015

пень их гашения, а затем по измеренной скорости счета рассчитывают активность с использованием градуировочной кривой. Степень гашения в образцах определяют по величине смещения спектра стандартного источника 152Eu или 133Ba в область низких энер-

гий (метод SQP(E) – Spectral Quench Parameter of External Standard).

3.3.2.1. Измерение β-активных нуклидов

Радионуклиды 3H, 14C, 36Cl, 63Ni, 90Sr, содержащиеся в отработавшем графите, принадлежат к числу «чистых» бета-излучателей, так как их распад не сопровождается гамма-излучением.

Для определения содержания 36Cl и 63Ni в графите используют радиохимическую методику выделения указанных нуклидов из растворенного графита и последующего измерения их активности на жидкосцинтилляционном спектрометре.

Активность 90Sr определяют по β-активности дочернего 90Y, который испускает жесткое проникающее β-излучение с максимальной энергией 2280 кэВ. Существует методика измерения 90Sr, не требующая его радиохимического выделения из графита. Образец

измельчают, а затем измеряют β-излучение 90Y из тонкого слоя графитового порошка с помощью пластмассового сцинтилляционного детектора. Для определения содержания 90Y в образце ведется счет импульсов в энергетическом диапазоне 1000–2300 кэВ («иттриевое» окно). В этом энергетическом окне отсутствуют или дают незначительный вклад импульсы от излучений большинства других присутствующих в графите радионуклидов

Радиохимическая методика определения активности 90Sr основана на растворении графитового образца в азотной кислоте, удалении 90Y из раствора и последующего измерения накопления активности 90Y на жидкосцинтилляционном бета-спектрометре по черенковскому излучению.

Для измерения низкоэнергетического бета-излучения трития и радиоактивного углерода можно применять газовые ионизационные детекторы, но чаще всего используют жидкие сцинтилляторы

[32].

51

3.3.2.2.Методика определения удельной активности 14С и 3H в пробах реакторного графита

Поскольку главными загрязнителями реакторного графита являются радиоуглерод и тритий, рассмотрим подробно методику их определения [33, 34].

При распадах 3H образуются бета-частицы с максимальной энергией равной 18,6 кэВ, при распаде 14С эта величина составляет 156 кэВ. Бета-излучение столь низких энергий сильно поглощается внутри образца, что ведет к необходимости выделения 3H и 14С из графита.

Тритий и 14С выделяют из графита, сжигая его в расплаве двухкомпонентного окислителя [35], в качестве которого используют смесь CuO и V2O3 . Исследуемый образец и смесь окислителей засыпают в реакционный сосуд из кварцевого стекла (рис. 3.4), который помещают в муфельную печь, нагревают и выдерживают в течение 3 ч при температуре (700 ± 30) °C.

Рис. 3.4. Кварцевая колба с образцом графита и окислителем

При сгорании графитового образца тритий окисляется до воды, а углерод – до углекислого газа:

2CuV2O6 + C → 2CuV2O5 +CO2 ↑

избыток

CuV2O6 + TH → CuV2O5 +HTO ↑

избыток

Верхняя часть реакционного сосуда заканчивается длинной трубкой, которая соединяется с ловушкой с помощью вакуумного шланга. Образовавшиеся при окислении графита пар тритиевой воды и углекислый газ попадают в щелочную ловушку с NaOH, где

52

в результате взаимодействия со щелочью они образуют водорастворимые соединения: кристаллогидраты гидроксида натрия и карбонат натрия. Незначительное количество газов, прошедших щелочную ловушку, улавливаются ловушкой, охлаждаемой жидким азотом.

По окончании окисления графита реакционный сосуд охлаждают, а остатки газовой смеси из реакционного сосуда выкачивают через щелочную ловушку с помощью форвакуумного насоса. Это обеспечивает более полный сбор продуктов реакции горения образца графита – углекислого газа и тритиевой воды (СО2 и HТО). Затем содержимое ловушки промывают дистиллированной водой и полученный раствор взвешивают.

Коэффициент перевода трития из образца в жидкую фазу составляет KН = 0,75÷1,0 (варьируется в зависимости от химической формы вводимой пробы трития, теоретически должен быть равен единице). Коэффициент перевода 14С из образца в жидкую фазу составляет 0,95±0,05 (с химической точки зрения 1,00).

Часть образовавшегося щелочного раствора нейтрализуют и смешивают со сцинтиллятором в измерительном флаконе. Измерение активности проводят жидкосцинтилляционным спектрометром.

Скорости счета импульсов в «тритиевом» и «углеродном» окнах анализатора определяют с помощью программ, обслуживающих спектрометрическую установку. В измеренную скорость счета вводят поправки на эффективность регистрации 14С и 3Н по измеренному параметру SQP(E).

3.3.2.3.Определение удельной активности трития в пробах реакторного графита

При описанном выше подходе в жидкую фазу из графита переводятся одновременно и 14С и 3H, поэтому при измерениях на бетаспектрометре наблюдается суммарный спектр излучения этих двух нуклидов. При обработке бета-спектров наилучшее разделение вкладов от 14С и 3H достигаются при их примерно одинаковых удельных активностях. На практике активность радиоуглерода в

пробах графита ПУГР часто превышает на 1−3 порядка активность

53

трития, что приводит к значительным погрешностям при определении активности последнего. Повысить точность измерения активности трития можно, отделив его от углерода.

В растворе, полученном при сжигании образца графита, радиоактивный углерод находится в форме Na214CO3, а тритий в составе тритиевой воды – НTО. В связи с этим для отделения трития от 14С удобно использовать метод вакуумной перегонки.

Два сосуда, в одном из которых находится раствор 14С и 3Н, а другой – пустой, соединяют трубкой или вакуумным шлангом. Сосуд с раствором замораживают жидким азотом и из перегонного устройства откачивают воздух до давления примерно 0,1 мм рт. ст. Затем устройство отключают от вакуумного насоса, пустой сосуд опускают в жидкий азот, а сосуд с раствором разогревают до тем-

пературы 30−40 ○С. При этом в сосуде с раствором начинается кипение, а на стенках пустого сосуда намораживается тритиевая вода.

Процесс перегонки 5−6 г раствора занимает около 30 мин. По окончании перегонки тритиевую воду оттаивают, смешивают со сцинтиллятором и помещают для измерения в бета-спектрометр. При строгом следовании методике в спектре излучения трития вклада от 14С не наблюдается.

При определении среднего содержания 3Н в отработавшем графите существует потребность в увеличении числа анализов, так как из-за неравномерного распределения примесного лития в графите содержание образующегося из него трития может сильно различаться в элементах объема одного блока. Очевидно, что достоверность результата оценки будет расти при увеличении числа исследуемых проб (что увеличивает расход времени), либо увеличении массы пробы (которая ограничена рамками применяемой методики).

К особенностям вышеописанных методик определения активностей 14С и 3Н в реакторном графите следует отнести относительную простоту экспериментальной процедуры и оборудования, высокую чувствительность. Однако затраты времени на выполнение единичного анализа довольно велики (8–10 ч), погрешность измерения

составляет 10 % (1 σ).

54

3.4. Альфа-спектрометрия

Анализ радионуклидного состава с помощью альфаспектрометрического метода является трудной задачей из-за слабой проникающей способности этого вида излучения, требующего сложной радиохимической подготовки и приготовления тонких однородных образцов вещества. Однако информация, получаемая при использовании этого метода, часто уникальна и не может быть получена другими методами.

Вальфа-спектрометрии чаще всего используются альфаспектрометры с ионизационными камерами или с полупроводниковыми детекторами. Применение полупроводниковых детекторов, отличающихся высокой стабильностью и эффективностью, значительно упростило эксплуатацию альфа-спектрометров и повысило производительность анализов.

Внастоящее время наибольшее применение находят пассивированные ионно-имплантированные планарные кремниевые (PIPS) детекторы альфа-излучения, которые имеют низкий собственный

шум, высокие эффективность и энергетическое разрешение. Их активная площадь составляет от 300 до 1200 мм2, а энергетическое разрешение от 17 до 37 кэВ соответственно. Высокая стабильность

ипрактически полное отсутствие собственного фона (0,004 имп./с), позволяют проводить длительные измерения с альфа-источниками малой активности.

При анализах проб графита сначала с помощью радиохимиче-

ских методов выделяют отдельные элементы − плутоний, кюрий, америций. Для последующего изготовления счетных образцов с тонким равномерным слоем радиоактивного вещества применяют разные способы: испарение в вакууме, катодное или лазерное напыление и др. Чтобы уширение пиков не превосходило 10 кэВ,

слой вещества не должен быть больше 5−10 мкг/см2. Материалом для подложек служит хорошо отполированная нержавеющая сталь или стекло.

Альфа-частицы могут терять энергию в результате взаимодействий с молекулами воздуха в пространстве между источником и детектором, поэтому при измерениях источник и детектор помещают в вакуумную камеру.

55

Результат анализа альфа-спектров тем точнее, чем лучше энергетическое разрешение альфа-спектрометра. Желательно, чтобы величина ПШПВ не превышала 30 кэВ. В измеренных спектрах пики разных нуклидов могут перекрываться. Их разделяют с помощью специальной математической обработки. Современные программы обработки сложных альфа-спектров используют, как правило, два метода: математическое разложение спектра на компоненты и использование рабочей библиотеки нуклидов.

При обработке альфа-спектров, содержащих мультиплеты, используют набранный аппаратурный спектр и модельный спектр, наиболее приближенный к измеренному, который строят на основании справочных данных по энергиям и выходам излучений на распад измеряемых нуклидов (из рабочей библиотеки нуклидов).

Для построения модельного спектра, разделения мультиплетов и расчета площадей пиков используют описание каждой возможной энергетической линии двойным распределением Гаусса. На рис. 3.5 показан пример разложения альфа-спектра, содержащего близко расположенные пики 241Am и изотопов плутония. Дисперсии

Рис. 3.5. Пример разложения альфа-спектра плутониевого образца, содержащего неразрешённые пики

56

площадей пиков определяются параметрами детектора и качеством приготовленного образца (толщиной, материалом подложки и т.д.) и одинаковы для всех радионуклидов данной пробы.

При обработке сложных дуплетов, например, таких как 240Pu/239Pu, 238Pu/241Am, 235U/236U, используют наличие в спектре

изолированных пиков. Если в спектре такие пики не присутствуют, то в пробу вводят дополнительные реперные нуклиды, чтобы скорректировать градуировку энергетической шкалы спектрометра и форму пика. Это позволяет значительно повысить точность определения активностей альфа-излучающих радионуклидов с близкими энергиями.

3.5.Определение содержания урана в графите методом нейтронно-активационного анализа

Массу и обогащение урана в пробах графита можно определять методом нейтронно-активационного анализа. Исследуемые образцы графита вместе с компараторами облучают в потоке тепловых нейтронов плотностью около 1013 с−1 см−2 в течение нескольких

часов. Измерения на германиевом γ-спектрометре начинают на следующий день после облучения. Продолжительность одного измерения может составлять от 5 мин до 1 ч в зависимости от содержания урана в образце.

Характерный спектр гамма-излучения облученного образца графита, содержащего уран, показан на рис 3.6. В нем наблюдаются пики, принадлежащие продуктам деления 135Xe, 143Ce,131I и 135I и пик 277 кэВ 239Np, образовавшегося и результате захвата нейтронов в 238U, а так же пики от различных примесей, содержащихся в графите.

По соотношению интенсивностей гамма-пиков в спектрах облу-

ченного образца и компаратора, определяют содержание в графите 235U и 238U, а так же их изотопное отношение. Количество 238U оце-

нивают по числу отсчетов в пике 277 кэВ 239Np, а 235U − по пикам продуктов деления.

Прежде чем планировать эксперименты с применением выше описанных методик необходимо дать ответ на вопрос: может ли информация, имеющая неопределенность 20 %, служить основой для принятия тех или иных решений? Следует заметить, что риск

57

негативных последствий от реализации каких-либо решений зависит от неопределенности данных, положенных в их основу.

Рис 3.6. Спектр гамма-излучения продуктов реакций нейтронов с ураном, содержавшемся в образце графита

В таком случае отсутствие информации о возможности выхода 14C при длительном хранении графита или внешнем на него воздействии можно рассматривать как 100 % неопределенность входных данных. Очевидно, что риск, в случае использования данных с неопределенностью 20 % будет в пять раз ниже, чем при принятии решения в отсутствие какой-либо экспериментальной информации, что позволяет считать такие данные информативными.

58

Глава 4. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ РАДИАЦИОННОЙ ЗАГРЯЗНЕННОСТИ ОТРАБОТАВШЕГО ГРАФИТА

4.1.Исследования радиационного загрязнения графитовых кладок ПУГР СХК

Вданном разделе представлены результаты исследований радиоактивного загрязнения кладок реакторов И-1, ЭИ-2 и АДЭ-3

Сибирского химического комбината в 1996−2001 гг. [36, 37, 38]. Некоторые сведения об эксплуатации этих реакторов даны в табл. 4.1.

Таблица 4.1 Реакторы СХК, на которых проводились исследования

Чтобы получить данные о вертикальном и горизонтальном распределении радионуклидов в кладке и об их содержании вблизи

аварийных ячеек, были взяты по 160−200 проб графита из каждого реактора. Керны были отобраны из блоков, расположенных вблизи и вдали от аварийных ячеек, на различных высотах в выбранных ячейках и в различных ячейках на половине высоты кладки. Картограмма реактора ЭИ-2 с указанием ячеек, из которых отбирались пробы, приведена на рис. 4.1. Для корректной оценки загрязненности радионуклидами кладки реактора необходимо было получить информацию о распределении радионуклидов как в объеме, так и на поверхности графитовых блоков. С этой целью анализировались образцы с внутренней (образец 1) и внешней (образец 5) поверхности блока, а также образцы из объема блока (образцы 2, 3 и 4) (см. схему пробоотбора на рис. 3.1).

В пробах графита, отобранных из кладок ПУГР, были обнаружены следующие радионуклиды:

γ-излучающие − 60Co, 134Cs, 137Cs, 152,154,155Eu, 106Ru;

59

«чистые» β-излучающие − 3H, 14C, 63Ni, 90Sr;

α-излучающие − 241Am, 243Am, 244Cm, Pu.

Легко измеримые γ-излучающие радионуклиды (60Co, 134Cs, 137Cs) можно использовать для поиска корреляций между ними и трудно измеримыми α- и β-излучающими радионуклидами.

Рис. 4.1. Картограмма реактора ЭИ-2:

− аварийные ячейки; − ячейки из которых отбирались пробы

4.1.1.Активационные радионуклиды в графитовых кладках ПУГР

Радиоактивное загрязнение графита в кладках ПУГР обусловлено активацией примесей в графите и аварийными инцидентами. Характерные распределения активационных радионуклидов в блоках из ячеек вблизи и вдали от аварийной ячейки показаны на рис. 4.2. Сравнение содержания активационных радионуклидов в

60