Стартовая >> Архив >> Генерация >> Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Технологический радиационный контроль радиационной безопасности - Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Оглавление
Основы радиационной безопасности атомных электростанций
Основные дозовые пределы
Облучение персонала
Санитарные правила работы с радиоактивными веществами
Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС
Требования к дозиметрическому контролю, производственным помещениям, вентиляции и удалению отходов
Типы атомных электростанций
Реактор как источник излучений
Технологический контур АЭС как источник излучения
Другие технологические контуры АЭС как источники излучения
Защита от излучений
Закономерности распространения нейтронов
Защита от нейтронов
Материалы защиты АЭС
Материалы из элементов со средним значением атомной массы А
Подход к расчету и проектированию защиты на АЭС
Защита канальных реакторов
Защита корпусных реакторов
АЭС с реактором в ПНЖБ-корпусе
Защита от y-излучения оборудования и технологических сред
Радиационная обстановка и дозовые затраты персонала на АЭС
Радиационная обстановка
Облучаемость персонала
Пути уменьшения дозовых затрат
АЭС и внешняя среда
Образование и обработка отходов на АЭС
Распространение радиоактивных выбросов АЭС во внешней среде
Радиоактивные выбросы и сбросы действующих АЭС
Радиационная обстановка в районах размещения действующих АЭС
Предотвращение поступления радиоактивных веществ в окружающую среду при авариях на АЭС
Контроль радиационной безопасности АЭС
Технологический радиационный контроль радиационной безопасности
Дозиметрический радиационный контроль
Контроль активности жидких и газоаэрозольных отходов
Радиационный контроль в окружающей АЭС среде

Задача технологического радиационного контроля на АЭС, как отмечено ранее,— контроль источников излучения и источников образования радиоактивных отходов. Основной источник излучения на АЭС, определяющий радиационную обстановку и облучаемость персонала,— активные продукты коррозии в теплоносителе и отложениях на поверхностях оборудования. Наблюдение за этим источником излучения позволяет прогнозировать радиационную обстановку на АЭС, правильно организовывать ремонтные и профилактические работы, т. е. управлять облучаемостью персонала, минимизировать дозовые затраты и индивидуальные дозы облучения персонала. Информация об активности ПК в теплоносителе — исходные данные для прогноза жидких радиоактивных отходов и для оптимальной организации работы систем спецводоочистки.
В результате различных сложных процессов при эксплуатации АЭС могут происходить нарушения герметичности оболочек твэлов. Скопившиеся под оболочкой и в топливе активные ПД через дефекты в оболочке будут поступать в теплоноситель, разноситься им по технологическому контуру и с эжекторными газами поступать во внешнюю среду. Часть ПД может сорбироваться пленкой отложений ПК на поверхностях оборудования и влиять на радиационную обстановку в помещениях АЭС. Поэтому контроль за состоянием активной зоны реактора, т. ё. определение присутствия в активной зоне твэлов с негерметичными оболочками, выявление таких твэлов, — одна из основных задач радиационного технологического контроля. Данные контроля за состоянием активной зоны позволяют управлять мощностью газоаэрозольного выброса АЭС, своевременно прекращать эксплуатацию твэлов с негерметичными оболочками и поддерживать мощность выброса в пределах допустимого значения. Эти же данные необходимы для прогноза радиационной обстановки на АЭС и жидких отходов.
Различают интегральный и дифференциальный контроль состояния активной зоны. Интегральный контроль, или интегральная оценка, состояния активной зоны реактора позволяет следить за характером и степенью разгерметизации оболочек твэлов в среднем по всей активной зоне или части ее, позволяет прогнозировать состояние активной зоны при дальнейшей эксплуатации реактора. Дифференциальный контроль проводится с целью выявления конкретных тепловыделяющих сборок с негерметичными твэлами, определения степени разгерметизации и возможности их дальнейшей эксплуатации.

8.3.1. Интегральная оценка состояния активной зоны реактора.

Интегральная оценка состояния активной зоны реактора базируется на современном представлении о поступлении ПД в теплоноситель через дефект в оболочке твэла (см. п. 4.3.4). Действительно, соотношения (4.3.39) и (4.3.30) можно записать в виде
(8.3.1)

где k — const, а параметр В, называемый показателем состояния активной зоны, принимает значения, зависящие от того, какой механизм выхода ПД в теплоноситель определяет их присутствие в нем. При прямом выходе В =* 1, при диффузионном В = 0,5, а при равновесном В — 0. Известно, что прямой выход характерен для поступления ПД в теплоноситель из поверхностного загрязнения оболочек твэлов топливной композицией и через крупные дефекты в оболочке (в основном 4-я степень разгерметизации). Диффузионный выход характерен для дефектов малых размеров — 1-я и 2-я степени разгерметизации. Равновесный выход наблюдается при истечении ПД через отверстия сравнительно небольших размеров — 2-я и, главным образом, 3-я степень разгерметизации. Значение показателя состояния активной зоны легко найти, например, графически. Из (8.3.1) следует, что

Рис. 8Л. Графическое определение показателя состояния активной зоны В:
1 — твэлов с дефектами оболочки в активной зоне реактора нет; 2 — в активной зоне реактора есть твэлы с дефектами оболочки 1-й степени (газовая неплотность); 3 — в активной зоне есть твэлы со 2-й степенью разгерметизации оболочки; 4 — есть твэлы с 3-й степенью разгерметизации; 5 — в активной зоне есть твэлы, дефекты в оболочках которых велики, — прямой контакт теплоносителя с топливом

 

'(8.3.2)
поэтому, построив, например, данные о скорости поступления в теплоноситель радионуклидов йода или РБГ в координатах lg (Ri/Yt)— — lg Я,*, по углу наклона полученной прямой (рис. 8.1) определим В.
Однако только информации о значении В для оценки состояния активной зоны недостаточно. Действительно, если В ~ 1, то можно говорить как об отсутствии твэлов с дефектами, так и о наличии твэлов с крупными дефектами. Более того, В редко принимает указанные значения, чаще — промежуточные, так как в активной зоне реактора одновременно могут находиться твэлы в оболочках с разной степенью разгерметизации. Поэтому при оценке состояния активной зоны реактора кроме значения В используют данные о нуклидном составе ПД в теплоносителе, об удельной активности характерных нуклидов ПД и скорости ее изменения.
При малой активности ПД в теплоносителе, соответствующей той, которую обусловливают ПД, поступающие в теплоноситель из поверхностного загрязнения оболочек твэлов (активность всегда можно рассчитать), и при В — 1 твэлов с дефектами в оболочках в активной зоне реактора нет. Если удельная активность характерных нуклидов ПД в теплоносителе выше, чем в предыдущем случае, активность долгоживущих нуклидов в 3—5 раз выше активности короткоживущих, а В — 0,5 или несколько меньше, то в активной зоне присутствуют твэлы в основном с 1-й степенью разгерметизации. Дальнейшее увеличение удельной активности ПД в теплоносителе и выравнивание относительной активности долгоживущих и короткоживущих радионуклидов при 5 = 0 свидетельствуют о присутствии в активной зоне твэлов со 2-й степенью разгерметизации оболочек. При 3-й степени разгерметизации удельная активность ПД в теплоносителе еще выше и определяется в основном долгоживущими радионуклидами, а показатель состояния активной зоны В ~ 1. Если в активной зоне есть твэлы с крупными дефектами в оболочках, то удельная активность ПД в теплоносителе на несколько порядков превышает ту, которая обусловливается поверхностным загрязнением, и кроме ПД в теплоносителе обнаруживается уран.
Для АЭС с реакторами разных типов на основании опыта наблюдения за состоянием активной зоны можно установить контрольные значения удельной активности ПД и соотношений удельной активности коротко- и долгоживущих радионуклидов в теплоносителе, соответствующие различным степеням разгерметизации оболочек твэлов. Это существенно облегчает проведение анализа данных о ПД в теплоносителе для оценки состояния активной зоны. Так, для АЭС с РБМК-1000 при 1-й степени разгерметизации удельная активность нуклидов йода и РБГ лежит в пределах 5* 10—* — 5-10“7 Ки/кг, а при 2-й степени разгерметизации — больше 5 • 10-7 Ки/кг. Соответствующие этим степеням разгерметизации отношения скоростей поступления в теплоноситель долгоживущего 131I и короткоживущего 133I составляют примерно 0,2 и 1.
Для оценок состояния активной зоны реактора в первую очередь необходимо определять концентрации радионуклидов йода и РБГ в теплоносителе. Это делают путем отбора проб теплоносителя и их спектрометрического анализа. Используют спектрометры y-излучения с полупроводниковым Ge (Li)-детектором. Присутствие в пробе тех или иных радионуклидов определяют по пикам полного поглощения энергии у-квантов нуклида, а концентрацию нуклида в теплоносителе — по высоте пика или площади под пиком в аппаратурном спектре y-излучения пробы (рис. 8.2). Если известна, например, площадь под пиком полного поглощения v-квантов некого t-ro нуклида S, то удельная активность этого нуклида в пробе равна (Ки/кг):
(8.3.3)
где в; — эффективность регистрации v-квантов данной энергии, характерной для i-ro нуклида; G — геометрический коэффициент, учитывающий условия измерения; М — масса пробы; t — время от момента отбора пробы до момента измерения. (Предполагается, что продолжительность отбора пробы и измерения у-спектра много меньше Тц2 i-го нуклида.)
Поскольку в пробе теплоносителя кроме радионуклидов йода и РБГ присутствуют другие радионуклиды — ПД и ПК, то идентификация первых по пикам полного поглощения в аппаратурном спектре затруднена: из-за конечного энергетического разрешения спектрометра и близости значений энергии у-квантов определяемых и других нуклидов пики перекрываются. Например, определить радионуклиды йода в пробе, в которой одновременно присутствуют РБГ, практически невозможно. Перед измерениями на спектрометре необходимо радионуклиды разделять. В некоторых случаях это можно сделать просто— выдержать пробу некоторое время, т. е. подождать, когда распадутся короткоживущие нуклиды, и идентифицировать и определить активность в пробе долгоживущих нуклидов.

Рис. 8.2. Пример аппаратурного спектра y-излучения пробы теплоносителя, измеренного с помощью полупроводникового Ge(U)-спектрометра

При измерениях, проводимых для оценки состояния активной зоны реактора, необходимо идентифицировать и определить концентрации всех радионуклидов йода — и короткоживущих, и долгоживущих, поэтому выдерживать пробу нельзя. Из отобранной пробы теплоносителя радионуклиды йода выделяют методами либо классической радиохимии (например, с помощью четыреххлористого углерода), либо групповой хроматографии на селективных сорбентах. Последний метод, появившийся сравнительно недавно, применяют чаще. Он оперативен, прост и позволяет получить пробу в виде, удобном для измерений. Суть метода состоит в том, что пробу теплоносителя пропускают через хроматографическую колонку, заполненную таблетками, пропитанными селективными сорбентами. Одна из таблеток пропитана селективным сорбентом йода. По завершении процесса групповой хроматографии таблетку, сорбировавшую нуклиды йода, переносят на спектрометр и определяют активность каждого из нуклидов.
Для измерения концентрации РБГ в теплоносителе пробу его необходимо отобрать так, чтобы не потерять часть газов, которые при нормальном давлении и открытом объеме улетучиваются из теплоносителя, т. е. система отбора пробы для анализа на РБГ должна быть герметичной. Известны разные способы отбора проб. Наиболее удачен способ отбора в герметичный объем, так называемый ГОП-метод. К пробоотборной линии подсоединяют мерный стакан, уплотненный сверху сильфоном. Пробу подают в. стакан снизу. Выделяющиеся при этом газы и воздух заполняют сильфон (рис. 8.3). Отобрав нужный объем теплоносителя, стакан отсоединяют от пробоотборной линии и включают в схему, показанную на рис. 8.4. Пробу барботируют через форсунку, установленную на дне стакана, выделяющиеся газы осушают на аэрозольном фильтре и в вымораживателе и подают на угольную таблетку, охлажденную до температуры жидкого азота. РБГ сорбируются углем. Чтобы из пробы удалить РБГ полностью, подобран специальный режим барботажа, остатки газа переводят на уголь путем сдавливания сильфона. Таблетку вместе с охлаждающим устройством устанавливают на детекторе ППД-спектрометра. Этот способ отбора проб для анализа на РБГ прост и надежен. Он широко применяется в практической работе.
Система герметичного отбора пробы теплоносителя
Рис. 8.3. Система герметичного отбора пробы теплоносителя:
1 — вентиль пробоотборника: 2 — тройник; 3, 4, 7 —зажимы: 5— проба теплоносителя; 6 — сильфон

Разработаны и используются беспробоотборные методы измерения концентрации ПД в теплоносителе. Так, для определения концентрации 131I применяют систему, представляющую собой каскадный сцинтилляционный v-спектрометр.
Теплоноситель по байпасной линии постоянно пропускают между двумя сцинтилляционными детекторами. Поскольку 131I  испускает в каскаде два у-кванта, то можно регистрировать только такие события, когда оба детектора одновременно регистрируют у-кванты каскада. Все другие события, т. е. регистрацию y-квантов других ПД и ПК, спектрометр не фиксирует. Такие системы применяют на АЭС с ВВЭР.
Таким образом, известны различные способы отбора и измерения активности ПД в пробах теплоносителя, которые позволяют получать надежную информацию, необходимую для оценки состояния активной зоны реактора.

Контроль герметичности оболочек твэлов.

Герметичность оболочки твэла контролируют путем наблюдения за концентрацией ПД в теплоносителе, и факт разгерметизации оболочки определяют по превышению концентрации ПД некоторого начального уровня, обусловленного поверхностным загрязнением оболочек топливной композицией.
Особенности конструкции канальных реакторов позволяют осуществлять поканальный КГО твэлов, т. е. определять, эксплуатируется тепловыделяющая сборка с герметичными или негерметичными твэлами в том или ином технологическом канале. Это можно сделать, наблюдая за активностью ПД в теплоносителе, например на АЭС с РБМК в пароводяной смеси, отводимой от технологического канала в барабан-сепаратор. Поскольку отбирать пробу из каждого технологического канала практически невозможно, то определять концентрацию ПД в теплоносителе приходится с помощью детектора, установленного около трубопровода с теплоносителем.
Система выделения РБГ из отобранной пробы и концентрирование на охлажденной сорбенте
Рис. 8.4. Система выделения РБГ из отобранной пробы и концентрирование на охлажденной сорбенте:
1 — воздуходувка; 2 — ротаметр; 3, 9, 10, 11  — зажимы; 4 — пробоотборное устройство с форсункой на дне; 5 — угольная таблетка-адсорбер; 6 — сосуд Дьюара с жидким азотом; 7 — вымораживатель; 8 — аэрозольный фильтр в оправке

 Такой детектор кроме фонового излучения регистрирует γ-излучение собственной активности теплоносителя, γ-излучение активированных неосаждающихся примесей теплоносителя, γ-излучение активных ПК, находящихся в теплоносителе и осевших на внутренних поверхностях трубопроводов, γ-излучение ПД, сорбированных пленкой ПК на поверхностях трубопровода, и, наконец, γ-излучение ПД, переносимых теплоносителем. Если учесть, что по условиям эксплуатации (достаточно высокая температура окружающей среды, влажность, большое количество технологических каналов и т. п.) исключено использование спектрометрического детектора с высоким энергетическим разрешением, то очевидны трудности обнаружения сигналов, обусловленных γ-излучением ПД. Приходится прибегать к различным приемам, позволяющим обнаружить эти сигналы. Так, сигналы, обусловленные γ-излучением собственной активности теплоносителя, т. е. γ-излучением 16N, исключают методом компенсации, полагая, что можно найти такое положение уровня компенсационного устройства, при котором количества импульсов с амплитудой, меньшей и большей этого уровня, будут одинаковыми, т. е.
(8.3.4)

Рис. 8.5. Пример записи показаний
беспробоотборной системы КГО
твэлов на АЭС с РБМК:
Пики высотой 100—150 имп./с соответствуют технологическим каналам с тепловыделяющими сборками, не содержащими твэлы с дефектными оболочками; высокий пик (ПВК 6) показывает, что в технологическом канале эксплуатируется тепловыделяющая сборка   дефектным твэлом; разрывы в записи (ПВК № 4, 11 и т. д.) соответствуют технологический каналам, в которых нет тепловыделяющих сборок (в этих каналах установлены стержни дополнительных поглотителей)

где N (U) — амплитудное распределение, образованное γ-излучением 16N; Uh—уровень компенсации. Далее выбирают такое энергетическое окно регистрации импульсов детектора системы КГО твэлов, в котором импульсы y-излучения ПД регистрируются с наибольшей вероятностью. Успеху таких приемов обнаружения роста активности ПД в теплоносителе способствует то обстоятельство, что концентрация ПК в теплоносителе и отложениях растет сравнительно медленно, а концентрация ПД при разгерметизации оболочки достаточно быстро, а при резкой разгерметизации (сразу 2-я или 3-я степень разгерметизации) — быстро.

 

Такая система КГО твэлов установлена, например, на АЭС с РБМК. Детектор системы — сцинтилляционный счетчик с кристаллом Nal (Т1) — установлен в защите из свинца на тележке, которая перемещается вдоль ряда труб, отводящих пароводяную смесь от технологических каналов в барабан-сепаратор. При перемещении тележки детектор регистрирует сигналы от y-излучения каждой трубы (рис. 8.5). Превышение значения сигнала от какой-либо трубы над его средним значением сигналов от всех труб указывает на то, что в технологическом канале, соответствующем данной отводящей пароводяную смесь трубе, находится тепловыделяющая сборка с негерметичным твэлом.
Чувствительность такой системы КГО твэлов зависит от многих факторов [уровня регистрируемых в энергетическом окне АV фоновых сигналов Ыф (AU), концентрации ПК в теплоносителе, удельной активности ПК в отложениях и, следовательно, продолжительности работы АЭС, корректности компенсации и др.] и определяется соотношением
(8.3.5)

где N^„ (Д1Л и Ышт (ДV) - скорость счета в энергетическом окне MJ всех сигналов и сигналов, обусловленных д-излучением всех источников, кроме ПД. Опыт работы системы КГО твэлов на АЛ с РБМК показал, что она способна обнаружить факт разгерметизации, соответствующий 2-й степени.
Для ранней диагностики разгерметизации оболочки твэла, т. е. для обнаружения твэлов с газонеплотной оболочкой (1-я степень разгерметизации) применяют приемы, при которых концентрация 11Д
схема пробоотборной системы КГО твэлов на АЭС
Рис. 8.6. Структурная схема пробоотборной системы КГО твэлов на АЭС с РБМК
в теплоносителе может быть выше, чем при нормальной эксплуатации АЭС. К ним относятся: локальные повышения мощности реактора, проведение КГО при переходных режимах работы реактора, проведение КГО на остановленном реакторе при настаивании теплоносителя ПД.
В первом случае в части активной зоны увеличивают мощность. Это практически не изменяет ЛГмет(Д60, но вызывает повышенный выход ПД из-под оболочки, поскольку возрастает количество делений в твэле, N полностью увеличиваются. КТО твэлов при переходных режимах работы реактора (снижении мощности для останова реактора, выходе реактора на мощность) основано на экспериментальном факте: при переходном режиме выход ПД из негерметичного твэла увеличивается. Выход ПД из- под оболочки негерметичного твэла продолжается и после останова реактора, поэтому, если на остановленном реакторе прекратить циркуляцию теплоносителя, то поступающие в него ПД поднимут (в объеме технологического канала) свою концентрацию. Подав этот объем теплоносителя в зону действия детектора системы КГО, можно увеличить #В0ЛВ(ДЩ при неизменном или даже меньшем значении Л^меш (Д1).
Такую систему КГО твЗлов называют поканальной беспробоотборной. В дополнение к ней на АЭС устанавливают пробоотборную систему, предназначенную для предварительного обнаружения присутствия тепловыделяющих сборок с негерметичными твэлами в части активной зоны реактора. Для этого пробу пара каждого бар абз и а-сепаратора направляют в устройство (рис. 8.6), где она охлаждается. очищается на ионообменных фильтрах и поступает в накопительную емкость. Если пар несет с собою РБГ, поступившие в теплоноситель из негерметичного твэла, то они проходят в накопительную емкость, где в результате естественного распада образуют дочерние радионук лиды в аэрозольной форме, которые по мере их накопления переводятся в измерительную емкость. Последняя сопряжена с детектором регистрирующим излучение дочерних нуклидов. Превышение сигнала детектора над фоновым указывает на присутствие в части реактора, соединенной с одним из барабанов-сепараторов, негерметичных твэлов.
Таким образом, КГО твэлов на АЭС с канальными реакторами проводят следующим образом;

  1. наблюдают за активностью ПД в теплоносителе (путем отбора проб), оценивают состояние активной зоны реактора;
  2. постоянно контролируют состояние оболочек твэлов пробоотборной системой КГО твэлов;
  3. периодически контролируют состояние оболочек беспробоотборной системой.

При обнаружении сигналов, соответствующих или превышающих заданное допустимое значение сигнала, тепловыделяющие сборки, обусловившие такие сигналы, выгружают из активной зоны.
Специфика АЭС с ВВЭР — общий для всей активной зоны реактора теплоноситель — приводит к несколько другой организации КГО твэлов. В настоящее время принята следующая структура КГО твэлов. Во время работы реактора на мощности осуществляют непрерывный аппаратурный контроль активности теплоносителя, позволяющий примерно оценивать состояние оболочек твэлов. Периодически путем отбора проб проводят детальный нуклидный анализ ПД в теплоносителе. Он позволяет дать более точную оценку состояний оболочек (см. п. 8.3.1). Поиск кассет с дефектными твэлами и их разбраковку, т. е. отбор кассет, подлежащих внеплановой выгрузке, проводят на остановленном реакторе, когда снята его крышка и есть доступ к активной зоне.
Первый этап контроля (отметим, что при нем возможно обнаружение аварийной разгерметизации оболочки) выполняют с помощью детекторов, установленных на трубопроводах первого контура. Детекторы регистрируют излучение определенных радионуклидов ПД, например 131I — по каскадным у-квантам; радионуклидов, испускающих запаздывающие нейтроны; нуклидов 87Кг, 88Кг — по жесткому  γ-излучению после очистки теплоносителя на ионообменных фильтрах и др.
Второй этап, на котором оценивается степень разгерметизации, проводят путем определения в пробе теплоносителя радионуклидов   91Sr, a2Sr. Концентрацию этих радионуклидов определяют ППД-спектрометром с применением методов групповой хроматографии. Степень разгерметизации оценивают с помощью показателя состояния активной зоны В или параметров (см. п. 4.3.4).
Третий, заключительный этап — КГО твэлов на остановленном реакторе — проводят на 10—30-е сутки после останова реактора. На этом этапе не просто выявляют кассеты с негерметичными твэлами, но и оценивают степень негерметичности. На третьем этапе нельзя применять подходы, которые нарушили бы работоспособность кассеты, так как, если степень негерметичности мала, она должна остаться в активной зоне реактора. Применяют метод настаивания воды ПД при помещении кассеты в специальный стенд.
Кассету помещают в пенал, заполненный водой, и создают в пенале избыточное давление. При наличии в оболочке твэла дефекта вода при повышенном давлении поступает в зазор между оболочкой и топливом. Некоторое время давление поддерживают повышенным, вода
в зазоре под оболочкой насыщается ПД. Потом давление сбрасывают и настоенная ПД вода выходит в пенал, увеличивая концентрации: ПД в воде пенала. Из пенала отбирают пробу воды и определяют в ней концентрацию реперных нуклидов 131I и 1821 или 134 Cs и 137Cs, если измерения проводят спустя длительное время после останова реактора. Выходы этих нуклидов из негерметичного твэла в теплоноситель работающего реактора и в воду пенала пропорциональны, поэтому определение их концентрации в воде пенала позволяет судить о степени негерметичности оболочки и определить то минимальное количество кассет, которое должно быть удалено из активной зоны реактора, чтобы концентрация ПД в теплоносителе не превышала допустимого значения. Из активной зоны реактора извлекают кассеты, показавшие максимальные значения удельной активности реперных нуклидов, причем так, чтобы соблюдалось условие
(8.3.6)
где адо и апосле — удельная активность реперных нуклидов в реакторной воде до и после выгрузки негерметичных кассет (апосле = йдоп — допустимая концентрация); а\к) — удельная активность воды пенала t-й негерметичной кассеты; a\k) — то же /-й негерметичной кассеты; т — количество негерметичных кассет; п — количество негерметичных кассет, оставляемых в активной зоне реактора для дальнейшей работы.
Примерно в такой же последовательности проводят КГО твэлов на АЭС с корпусными кипящими реакторами.
Недостаток рассмотренного подхода к КГО твэлов АЭС с корпусными реакторами — простой реактора в течение времени, необходимого для исследования всех кассет в пенале, а также необходимость лишний раз перемещать кассету. Кроме того, работа эта достаточно дозоемка (см. § 6.3). Поэтому ведутся работы по созданию системы КГО твэлов корпусных реакторов на работающем реакторе. Эти системы основаны на автоматизированном отборе проб столба теплоносителя, только что прошедшего вдоль кассеты.

8.3.3. Контроль активности технологических сред.

 Контроль активности технологических сред и прежде всего теплоносителя проводят для прогнозирования радиационной обстановки на АЭС, количества радиоактивных отходов, определения необходимости дезактивации, потребности для этого реагентов и количества образующихся при этом активных отходов. Следовательно, говоря о контроле активности технологических сред, следует говорить об определении в них концентрации ПК. При этом нельзя забывать, что наблюдение за концентрацией ПК в технологических средах, так же как и наблюдение за концентрацией ПД, преследует и исследовательские цели, результаты которых должны способствовать совершенствованию систем КГО, методов дезактивации, методов прогноза всех радиационных показателей АЭС.
Активность и ее нуклидный состав в исследуемой среде, например в теплоносителе, определяют методом пробоотбора. Отобранную пробу либо непосредственно анализируют на ППД — или сцинтилляционном спектрометре, либо предварительно выделяют из нее отдельные радионуклиды или группы нуклидов методами классической радиохимии или хроматографии. При отборе пробы необходимо обеспечивать ее представительность, т. е. необходимо, чтобы пробоотборная линия и сам процесс пробоотбора не искажали состава и формы существования радионуклидов в теплоносителе. Соблюдение этого требования особенно важно при отборе проб для определения концентрации ПК, так как основная их доля в теплоносителе существует в дисперсной форме. Оно также важно при отборе газовых проб для определения в них концентрации аэрозолей. В том случае, когда представительность пробоотбора вызывает сомнение, активность контролируемой среды определяют как среднестатистическую по результатам анализа нескольких проб.
Если ожидаемая активность жидкой или аэрозольной контролируемой среды достаточно велика, то объем пробы не должен быть большим, поскольку современные методы спектрометрии надежно и достаточно просто позволяют определять активность нуклида в пробе на уровне 10_# Кн. Тогда отбирают мгновенную пробу, т. е. пробу за достаточно малый промежуток времени. Например, пробу теплоносителя отбирают просто в мерную емкость. Если ожидаемая активность в пробе мала, то отбирают среднюю пробу за достаточно длинный промежуток времени. Например, пробу аэрозолей отбирают, прокачивая исследуемый газ через аэрозольный фильтр несколько часов или суток. Пробу теплоносителя или другой жидкой среды отбирают с помощью ионообменной колонки, на длительное время подсоединенной к пробоотборной линии.
В настоящее время принято:
пробы теплоносителя и других жидких сред с достаточно высокой удельной активностью отбирать в мерные емкости; если активность в пробе обусловлена дисперсными частицами, то пробу следует пропускать через механические фильтры и анализировать отдельно фильтр и раствор;
пробы теплоносителя и других жидких сред с низкой удельной активностью отбирать с помощью ионообменной колонки, заполненной смешанным ионообменным материалом;
пробу газа отбирать в мерную емкость и анализировать непосредственно в ней, если удельная активность газа достаточно велика;
пробу газа, если удельная активность его невелика, отбирать на какой-либо общий или селективный сорбент (активированный уголь, цеолит, они же с пропитками сорбентами) и анализировать непосредственно на сорбенте;
пробу аэрозолей отбирать на фильтр из какой-либо ткани Петрянова.
Это общий подход к пробоотбору технологических сред. В ряде случаев он существенно изменяется и усложняется, что зависит как от цели контроля, так и от свойств контролируемого радионуклида. Например, при отборе пробы теплоносителя или аэрозолей с целью определения дисперсного состава применяют анализаторы дисперсности (для аэрозолей — импакторы или многослойные фильтры), для определения химических форм радионуклидов йода — многокомпонентные селективные сорбенты или абсорбенты и т. д. В настоящее время разработаны и применяются в практике различные методы отбора и подготовки проб различных технологических сред, обеспечивающих надежный анализ их активности и нуклидного состава.
Для прогноза радиационной обстановки и совершенствования методов прогноза необходимы наблюдения за пленкой активных отложений на внутренних поверхностях оборудования. Активность и нуклидный состав пленки отложений определяют методом пробоотбора. Отбирают пробу с помощью снятия мазков (с углеродистых сталей) и электрохимическим способом (с поверхностей из коррозионно-стойких сталей). Поскольку для пробоотбора доступно не все оборудование, разработаны и применяются беспробоотборные методы измерений, основанные на прямом измерении у-спектра от какого-либо участка оборудования.
Все пробы, если определяют радионуклиды, испускающие при распаде у-кванты, подвергают у-спектрометрическому анализу, обычно на ППД-спектрометрах. Применяют либо простые однокристальные спектрометры, либо спектрометры с улучшенной формой приборной линии (с защитой антисовпадениями, каскадные, суммирующие и др.). Нуклиды идентифицируют по пикам полного поглощения, а удельные активности рассчитывают по формуле (8.3).
Активность нуклидов, не испускающих у-квантов, определяют на бета-счетчиках или бета-спектрометрах (обычно сцинтилляционных). Перед измерением из пробы удаляют нуклида, испускающие у-кванты.
Содержание в среде a-активных нуклидов (урана, плутония и др.), а оно обычно невелико, определяют на полупроводниковых или ионизационных альфа- спектрометрах. Часто применяют также трековые детекторы.



 
« Основные технические характеристики турбогенераторов мощностью 50 МВт и более   Особенности металла центробежнолитых труб из стали 15Х1М1Ф »
электрические сети