книги из ГПНТБ / Быховский, А. В. Горячие аэрозольные частицы при техническом использовании атомной энергии
.pdfв) 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 |
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
экспериментальных |
каналов |
девять имеют |
диаметр |
100 мм и два — 150 |
мм. Все |
горизонтальные |
каналы |
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
ние 10 ч во время |
работы реактора на мощности |
1000 кет. |
|
Установлено, что |
одна частица с активностью более |
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
фильтре |
присутствовали ^Co, 59Fe, 65Zn, а Мп |
и 58Со4.1 |
1 По |
данным работы [477], алюминиевые оболочки |
отработан |
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
нием З -К Н 6 кюри/л, а его вклад в суммарную |
актив |
ность аэрозолей — 30%. Естественно, что это |
прибли |
женный пересчет |
и полученные результаты носят сугубо1 |
|
1 |
Вклад в радиоактивность воды бассейна короткоживущих изо |
|
топов |
28А1 (2,3 мин), |
18F (1,9 ч), seMn (2,6 ч) и 24Na (14,8 ч) спу |
стя 6 |
ч после остановки реактора может достигать 80—90%. Доля |
|
продуктов деления в |
суммарной активности воды крайне незначи |
|
тельна. |
|
164
Т а б л и ц а 5.5
Изотопный состав радиоактивного загрязнения воды бассейна и воздуха, удаляемого спецвентиляцией реактора ИРТ-2000
|
Вода |
|
|
|
Вклад |
Изотоп |
Удельная |
изотопа |
в суммар |
||
|
активность, |
ную актив |
|
кюри!л |
ность во- |
ДЫ, %
Воздух |
|
|
|
Вклад |
Отношение |
Удельная |
изотопа |
активности |
в суммар |
в воде к актив |
|
активность, |
ную актив ности в возду |
|
кюри/л |
ность |
хе |
воздуха, %
60Со |
2,1-10“ » |
6,4 |
0,8-10-ів |
8,0 |
|
2 ,6 -107 |
|
воре |
6 |
-10-10 |
1.9 |
1,8-10-ы |
18,0 |
|
3,3-108 |
e5Zn |
9 |
-Ю -о |
27,1 |
1,3-10-ы |
13,0 |
|
6,9-10і |
б4Мп |
1,2- ІО-» |
3,7 |
4-10-11 |
4,0 |
|
3-101 |
|
и Со |
1,0 |
-10-8 |
30,4 |
2,7-10-18 |
27,0 |
(?) |
4,54-10і |
61Сг |
1,0 |
-10-8 |
30,4 |
3-Ю-i« (?) |
30,6 |
3,37-Юі (?) |
|
И т о г о |
3,3-10-8 |
99,9 |
1 -1 0 - 1 8 |
100,6 |
— |
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
к активной зоне стальной секцией шибера горизонталь ного канала при тепловой мощности 1000 кет, по 59Fe равна 2,4-ІО-3 кюриіг. Это в пределах множителя 2,5 совпадает с максимальным экспериментальным значе нием удельной активности частиц 10~3 кюри]г. Такое совпадение ввиду неопределенности многих других фак торов следует признать удовлетворительным. Это под тверждает правильность предположения о том, что радиоактивные частицы являются активированными про дуктами износа стальных шиберов горизонтальных ка налов.
|
ОБРАЗОВАНИЕ ГОРЯЧИХ |
|
Г Л А В А 6 |
АЭРОЗОЛЬНЫХ ЧАСТИЦ |
|
ПРИ РЕГЕНЕРАЦИИ И ОБРАБОТКЕ |
||
|
||
|
ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО |
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
ленное |
значение получили методы |
гидрометаллургии и |
в последнее время пирометаллургии |
[483]. |
|
Для |
образования горячих радиоактивных частиц |
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
размерами от 0,3 до 0,5 мкм и активностью до 10~9— 10~8 кюри!частица [485]. При этом определяющими факторами в образовании частиц являются концентра ция раствора и его поверхностное натяжение [9]. По дробных данных о характеристиках радиоактивных сдувок из аппаратов радиохимических предприятий, со держащих аэрозоли с жидкой дисперсной фазой, в литературе нет.
Главную опасность с точки зрения загрязнения воз душной среды представляет 239Ри, и изучение процессов образования аэрозолей 239Ри приобретает все более вы сокий удельный вес в теоретических и прикладных исследованиях радиоактивных аэродисперсных систем.
6.2. ОБРАЗОВАНИЕ АЭРОЗОЛЕЙ В ПРОЦЕССАХ ОКИСЛЕНИЯ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО ПЛУТОНИЯ
Плутоний обладает высокой химической активностью: в присутствии воздуха очищенная поверхность плуто ния постепенно темнеет, образуя интерференционные цвета. За длительное время на поверхности плутоние вого образца возникают продукты окисления в виде плотного, сцепленного с металлом, или рыхлого порошка [478, 486], который по объему может в десятки раз превосходить прокорродировавший металл. Скорость коррозии плутония в воздухе зависит от влажности воз духа. Образовавшиеся продукты коррозии плутония могут отделяться от поверхности металла и в виде аэрозольных частиц загрязнять окружающую атмосферу, создавая тем самым радиационную опасность для окру жающего персонала [212, 487]. При окислении обычно образуется Ри02, хотя могут одновременно присутство вать заметные количества РиО и Ри20з. Среди продук тов коррозии могут быть гидрид и гидроокись плуто
ния [478].
Как показано в работе [487], при высоких темпе ратурах (свыше 300° С) интенсивность образования аэрозолей в насыщенном водяными парами воздухе приблизительно одинакова как для чистого плутония, так и для его сплава, стабилизированного в б-фазе. Зато при более низких температурах чистый плутоний образует аэрозоли в несколько раз более интенсивно, чем его б-фаза. Это, видимо, можно объяснить тем, что при.окислении чистого плутония происходит последова-
169