3. Теплометрія іонізуючих випромінювань. Калориметр інтегрального

теплового потоку

Перспективним і дещо непередбаченим виявилось застосування ПТП на дослідних і енергетичних ядерних реакторах. Застосування диференціальних термоелементів, з яких складається ПТП, для вимірювання радіаційного нагріву матеріалів в полях іонізуючих випромінювань дозволило створити конструкцію калориметра інтегрального теплового потоку (КІТП), яка представляє собою батарею диференціальних термоелементів, рівномірно розміщених на замкненій поверхні навколо зразка матеріалу, що досліджується. Принцип дії КІТП заснований на теоремі Остроградського-Гауса, що забезпечує високу достовірність вимірювань потужності тепловиділення в неоднорідних температурних полях, які виникають внаслідок взаємодії речовини з іонізуючими випромінюваннями. Електричний сигнал E КІТП пропорційний інтегральному тепловому потоку, який проходить крізь замкнену поверхню S і за теоремою Остроградського-Гауса дорівнює потужності W джерел тепла, що знаходяться в об’ємі V (незалежно від місця їх розташування), обмеженому поверхнею S:

₍₂₎

Коефіцієнт пропорційності k (коефіцієнт градуювання), Вт/мв, зворотно- пропорційний чутливості калориметра ξ, мв/Вт і визначається за допомогою електричного нагрівача, що розміщується усередині калориметра.

Якщо в КІТП помістити зразок свинцю або тканееквівалентного матеріалу (полімерний матеріал, в якому зміст водню, кисню, вуглецю та ін. аналогічний атомному змісту біологічних тканин) масою m, отримуємо γ-дозиметр (оскільки свинець взаємодіє переважно з γ-випромінюванням) або тканееквівалентний дозиметр. Відповідна потужність дози Р, Вт/г (Дж/г·с або Гр/с) обчислюється за формулою:

P = W/m = kE/m (3)

Якщо КІТП з невеличким зразком бору (10-50мг) помістити в активну зону ядерного реактора, в ньому відбувається ядерна реакція з тепловими нейтронами В¹⁰(n,α), внаслідок якої з’являються α-частинки, енергія яких повністю поглинається усередині КІТП – таким чином отримаємо малогабаритний оперативний детектор теплових нейтронів, застосування якого в реакторних технологіях є дуже перспективним.

Системи КІТП для вимірювання потужності радіаційного нагріву, потужності дози, густини теплових і швидких нейтронів були розроблені на Київському дослідному ядерному реакторі у 1965-1986 р. Вони пройшли успішні випробування, починаючи з 1969 р. на енергетичних реакторах Білоярської АЕС, Чорнобильської АЕС, Вірменської АЕС, на багатьох дослідних ядерних реакторах і критичних стендах. Діапазон вимірюваних потужностей дози складає від 10^-4 до 10⁵ Вт/г. Розробка конструкцій КІТП, методик їхнього застосування та градуювання стали основою нового науково-технологічного напрямку – теплометрія іонізуючих випромінювань.

4. Теплометричні дослідження стану аварійного 4-го блоку Чорнобильської аес. Оперативний контроль теплових характеристик. Значення цих вимірювань

Принцип дії КІТП було покладено в основу методології теплометричного обстеження аварійного реактора 4-го енергоблоку Чорнобильської АЕС. В активній фазі аварії 26 квітня 1986 р. більша частина ядерного палива розплавилась і у вигляді потоку лави (суміш розплавленого ядерного палива, цирконію, сталі, графіту, бетону та ін.) проникла у підреакторне приміщення і далі в нижче розташовані бокси, передбачені проектом для локалізації аварійних газоаерозольних викидів.

Для визначення кількості ядерного палива, що залишилось в аварійному реакторі, була використана його властивість виділяти залишкову теплоту після закінчення ланцюгової реакції ділення урану. Зменшення потужності виділення залишкової теплоти, яке обумовлене загальною радіоактивністю продуктів ділення, накопичених у ядерному паливі, досить повільне і добре вивчене (~7% в момент припинення ланцюгової реакції, ~6,5% за добу, ~6% за тиждень, ~5% за місяць, ~4% за рік, ~3,5 за 2 роки і т.д.). Завдання полягало в тому, щоб виміряти потужність джерел тепла, до яких не можна було наблизитися через високий рівень радіаційної небезпеки - потужність експозиційної дози дорівнювала на поверхні лави ~10000 Р/год., на відстані 5 м - ~1000 Р/год. Для вимірювання було обрано замкнену поверхню, яка охоплювала приміщення, де знаходилась застигла лава, і проходила через приміщення, до яких можна було наблизитись, хоча б тимчасово, де потужність експозиційної дози не перевищувала 50 Р/год. Перший ПТП був встановлений під шахтою реактора на початку червня 1986 року. У серпні - жовтні на розвал аварійного реактора у центральному залі було встановлено 15 діагностичних буїв, оснащених детекторами температури, теплового потоку, швидкості повітря і γ-дозиметрами. Починаючи з вересня 1986 р., проводились послідовно все більш детальні теплометричні обстеження поверхонь приміщень, що прилягають до боксів локалізації радіоактивних викидів. У результаті зазначених обстежень була створена система оперативного контролю теплових характеристик стану аварійного реактора. Оперативна інформація, яку цілодобово постачала ця система, дозволила спокійно виконувати дезактиваційні та будівельні роботи, які в листопаді 1986 р. завершились спорудженням захисного укриття аварійного блоку, а в грудні – запуском в експлуатацію 1-го і 2-го енергоблоків.

Теплометричні обстеження та вимірювання температури і густини теплових потоків, що проводились безперервно у подальші роки на поверхнях, які поступово наближались до скупчень застиглої лави, а потім також усередині цих скупчень за допомогою спеціально пробурених свердловин, у сукупності дали необхідну інформацію для розрахунків ядерної і радіаційної безпеки аварійного реактора, а також увійшли до вихідних даних Технічного завдання на розробку кращого проекту перетворення зруйнованого аварією 4-го блоку ЧАЕС в екологічно-безпечну систему.