Особенности пространственного распределения радионуклидов активационного происхождения в облученном графите | Известия вузов. Физика. 2022. № 5. DOI: 10.17223/00213411/65/5/63

Особенности пространственного распределения радионуклидов активационного происхождения в облученном графите

Представлены результаты анализа пространственного распределения ключевых для вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов (УГР) радионуклидов14C,36Cl и60Co в графитовых кладках и отдельных графитовых блоках. Исследования проведены на остановленном ПУГР АДЭ-5 АО «ОДЦ УГР», на котором организован доступ к графитовой кладке с возможностью извлечения отдельных графитовых блоков. По результатам детального экспериментального исследования извлеченных в 2018 г. графитовых блоков были предложены новые интерпретации некоторых особенностей пространственного распределения радионуклидов в графите УГР.

Spatial distribution studies of activation radionuclides in graphite of uranium-graphite reactors.pdf Введение К настоящему времени в мире построено более 100 энергетических и промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР). Значительная доля уран-графитовых реакторов (УГР) была расположена на территориях Российской Федерации, Великобритании, США, Франции. В мире уже накоплено ~ 250 000 тонн облученного графита, что является международной проблемой. По этой причине проблема графита решается на международном уровне в рамках различных программ и проектов [1, 2]. Особое внимание уделяется характеризации графита, что связано с присутствием в графите долгоживущих продуктов активации, в том числе ключевых: 14С, 36С1, 60Cо. Информация о содержании данных радионуклидов в графите имеет важное значение для разработки методов демонтажа графитовой кладки, захоронения, дезактивации, переработки [3-8]. В настоящее время в АО «ОДЦ УГР» ведутся работы по отработке технологий демонтажа графитовой кладки, в рамках которых обеспечен доступ к графитовой кладке и появилась возможность извлечения графитовых блоков для их детального исследования и выполнения сравнительного анализа новых и ранее полученных результатов. В данной работе объектами исследований являются графитовая кладка остановленного реактора ПУГР АДЭ-5 и извлеченные из кладки графитовые блоки. C целью анализа особенностей распределения наиболее важных радионуклидов были решены следующие задачи: - получены детальные распределения ключевых радионуклидов активационного происхождения (14С, 36С1, 60Cо) по объему отдельных графитовых блоков и в графитовой кладке в целом; - определены характерные диапазоны вариации содержания радионуклидов; - выполнен анализ процессов, определяющих характерные особенности объемного распределения радионуклидов в блоках и кладке для интерпретации механизмов его формирования. 1. Особенности формирования остаточного содержания радионуклидов в облученном графите уран-графитовых реакторов Мировой опыт исследований облученного графита [1, 2] и в том числе результаты настоящей работы показывают, что в общем случае изотопный состав, активность и особенности распределения радионуклидов в графите УГР определяют следующие процессы: - нейтронная активация атомов химических элементов (как основных, так и примесных), содержащихся в необлученном графите; - активация атомов химических элементов (как основных, так и примесных), содержащихся в циркулирующих средах (азот, вода и т.п.) и фиксирующихся в структуре графита при эксплуатации УГР; - активация и распространение продуктов коррозии материалов несущих металлоконструкций и контура охлаждения реактора с последующей фиксацией на деталях графитовой кладки при эксплуатации УГР; - инциденты, характеризующиеся выходом топливной композиции в графитовую кладку, длительным облучением материалов просыпей топлива и формированием картины распространения радионуклидов «топливного» происхождения в процессе протекания инцидентов, ликвидации последствий инцидентов и последующего воздействия эксплуатационных факторов при эксплуатации УГР. Эти процессы накопления радионуклидов в облученном графите при эксплуатации УГР формируют сложное объемное распределение радионуклидов в графитовой кладке в целом и в отдельных графитовых деталях. При этом особенности формирования объемного распределения отдельных радионуклидов, в том числе долгоживущих 14С и 36С1, продуктов активации и изотопов «топливного» происхождения, для каждого радионуклида (группы радионуклидов) являются индивидуальными и могут определяться не только параметрами облучения, но и другими факторами. Определяющую роль, формирующую индивидуальные особенности объемного распределения радионуклидов различных типов, могут играть: - распределение и фиксация в структуре необлученного графита примесей атомов химических элементов, обусловленные исходным сырьем и технологическим процессом производства и очистки графита; - распределение и фиксация в структуре графита радионуклидов одного типа, образовавшихся (или локализованного извне) по различным каналам; - развитая пористая структура графита и ее особенности; - распространение и фиксация в структуре графита ряда радионуклидов, связанных с такими эксплуатационными факторами, как наличие циркулирующих сред (вода, азот), протечки теплоносителя, заливы кладки, инциденты с попаданием материала ТВЭЛ в кладку и др. Обобщая результаты исследований облученного графита Российских уран-графитовых реакторов [3, 4], можно констатировать, что основные радионуклиды, присутствующие в графитовых кладках УГР, можно подразделить на несколько групп: - продукты активации примесных элементов исходного графита - 14С, 36Cl, 3Н, 60Co; - продукты активации газообразного азота - 14С; - продукты активации примесных элементов конструкционных материалов несущих конструкций и материалов I контура, содержащихся в продуктах их коррозии и попавших в графит - 60Co, изотопы Eu, Ni, Zr, Nb; - продукты деления и актиниды - 137Cs, 90Sr, 154,155Eu, изотопы U, Pu, Am, 244Cm, 237Np и др. Значительную долю УГР в Российской Федерации составляют остановленные к настоящему времени промышленные уран-графитовые реакторы. Российские ПУГР по типу относятся к канальным УГР, охлаждаемым водой под давлением. Графитовые кладки при работе ПУГР на мощности эксплуатировались в атмосфере газообразного азота высокой чистоты. 2. Материал и методы Отбор проб из извлеченных графитовых блоков В 2018 г. на остановленном ПУГР АДЭ-5 (календарная длительность эксплуатации - 43 года, период выдержки после окончательного останова - 12 лет) был организован доступ к графитовой кладке путем создания вертикального технологического проема через верхние металлоконструкции и биологическую защиту реактора. Таким образом, была создана возможность для извлечения отдельных графитовых блоков и отбора практически неограниченного массива образцов по их объему с использованием различных схем и способов отбора. После извлечения нескольких блоков из проема были спланированы и проведены детальные исследования содержания основных ключевых радионуклидов по объему отдельных графитовых блоков. Для проведения исследований особенностей содержания радионуклидов по высоте и азимуту отдельных графитовых блоков было использовано два извлеченных из кладки ПУГР АДЭ-5 графитовых блока: - верхний блок высотой 200 мм (блок № 1) из колонны графитовой кладки (высотное положение графитового блока соответствует верхнему отражателю); - графитовый блок (блок № 3) высотой 600 мм (высотное положение графитового блока соответствует верхней половине активной зоны). Пробы графита для исследований отбирали путем высверливания сплошным сверлом диаметром 8 мм насквозь стенок блоков и сбором в отдельные емкости образующейся измельченной фракции с каждой точки отбора. Точки отбора навесок измельченной фракции графита: блок № 1 - верхняя и нижняя торцевые поверхности графитового блока на глубину 50 мм, две взаимно перпендикулярные стенки (вдоль и поперек «неперевязанных» рядов колонн графитовой кладки) на половине высоты графитового блока (сквозное высверливание на всю толщину стенки); блок № 3 - верхняя и нижняя торцевые поверхности графитового блока на глубину 50 мм, две взаимно перпендикулярные стенки (вдоль и поперек «неперевязанных» рядов колонн графитовой кладки) в пяти точках, равномерно расположенных по высоте графитового блока (сквозное высверливание на всю толщину стенки). Из каждой навески для исследований отбиралось несколько проб (до пяти). Дистанционный отбор проб из объема графитовой кладки Для исследования особенностей содержания радионуклидов по объему графитовой кладки был проведен отбор кернов из графитовых блоков в объеме графитовой кладки при помощи специального устройства горизонтального бурения. Керны диаметром 8 мм отбирались из стенки блока на всю ее толщину (57 мм). Точки отбора: 4-5 точек по высоте четырех ячеек кладки. Для анализа распределения радионуклидов по толщине стенок блоков равномерно по длине керна вырезалось по пять образцов толщиной ~ 2 мм. Крайние образцы включали торцевые поверхности керна. Методы определения содержания радионуклидов Содержание 14С и 36Cl определяли в соответствии с методиками измерений удельной активности углерода-14 и хлора-36 в графитовых блоках радиометрическим методом (ОИ 001.912-2020 и ОИ 001.911-2020). Определение содержания -излучающих радионуклидов проведено в соответствии с МВИ 15.1.6(5)-15 «Методика измерений счетных образцов на гамма-спектрометрах». 3. Результаты и их обсуждение Анализ результатов измерений содержания 14С и 36С1 На рис. 1 представлена зависимость удельной активности 14С от высоты извлеченного графитового блока № 3 в двух взаимно перпендикулярных направлениях (кривые 1 и 2). На «1.0» (ось Y) нормировано среднее по высоте блока значение содержания 14С. Видно, что отклонение экспериментальных значений содержания 14С для отдельных проб на всех точках отбора относительно аппроксимирующей кривой не превышает 15%. Отмечено практически полное совпадение форм кривых высотного распределения 14С (кривые 1 и 2) и потока тепловых нейтронов (кривая 3). Аналогичная закономерность наблюдается и для блока № 1 при среднем значении удельной активности 14С ~ 1∙105 Бк/г. Рис. 1. Распределение удельной активности 14С по высоте извлеченного графитового блока № 3 Идентичность закономерностей распределения содержания 14С и потока нейтронов характерна не только для отдельных графитовых блоков, но и для графитовой кладки в целом. Распределение содержания 14С (рис. 2) построено по результатам анализа проб, отобранных из графитовых блоков четырех ячеек графитовой кладки с близкими значениями параметров эксплуатации. На рис. 2 указаны экспериментальные точки, соответствующие результатам анализа проб как из извлеченных блоков № 1 и 3, так и проб, вырезанных из кернов, отобранных из графитовых блоков в объеме кладки по высоте четырех ячеек. Рис. 2. Распределение удельной активности 14С по высоте графитовой кладки (значения «1.0» по осям Y и X соответствуют максимальному значению удельной активности 14С в графитовой кладке и полной высоте графитовой кладки) Путем фрагментации керна по его длине на отдельные образцы было получено распределение содержания радионуклидов по толщине стенки блока. Вариация величины содержания 14С относительно среднего значения для керна в каждой точке отбора составила ±20%. Идентичность закономерностей распределения содержания 14С и потока нейтронов (рис. 1, 2) объясняется тем, что графитовые кладки реакторов данного типа эксплуатировались в атмосфере азота высокой чистоты. При этом основная часть (~ 70-90%) накопленного 14С образовалась из газообразного азота по каналу 14N(n,p)14C. Эта доля 14С при эксплуатации локализуется в тонком приповерхностном слое (толщиной < 200 нм) внешних поверхностей графитовой детали, поверхностей открытых пор, отдельных кристаллитов, которые при эксплуатации контактируют с газообразным азотом [9-11]. При этом распределение содержания 14С по объему графитовых деталей будет определяться только неравномерностью объемной доли (соответственно площади поверхности стенок) открытых пор в графите и параметрами облучения. Согласно результатам проведенных исследований пористой структуры графита ГР-220, вариация объемной доли открытых пор составляет ±20% относительно ее среднего значения. Данное утверждение косвенно подтверждается результатами работ [12, 13]. В реакторах, графитовые кладки которых эксплуатировались в атмосфере СО2, корреляция с параметрами облучения менее четкая. Это обусловлено тем, что в данном случае основным каналом образования 14C является реакция 14N(n,p)14C. При этом атомы азота в графите содержатся в виде исходной примеси. Концентрация же примесного азота имеет существенную вариацию как по объему отдельных графитовых блоков, так и между отдельными блоками [4]. Вклад реакции 13С(n, )14C много меньше вклада реакции на азоте. Указанная особенность также обуславливает эффект повышенного содержания изотопа 14С в приповерхностном слое по сравнению со средним объемным содержанием в блоке. В ходе настоящей работы определено, что удельная активность 14С в пробах графита, отобранных путем снятия тонкого слоя (~ 0.1-0.2 мм) с поверхности граней блока, достигает ~ 1.7∙106 Бк/г и превышает среднюю величину по блоку в 2-2.5 раза. Данный эффект будет усиливаться по мере уменьшения толщины снимаемого слоя, поскольку имплантация ядер 14С происходит на глубину не более 200 нм. При увеличении толщины снимаемого слоя вклад повышенного содержания 14С на поверхности грани блока в активность измеряемой пробы снижается и приближается к средней величине. Данный эффект характерен также для графита блоков реакторов РБМК-1000. В настоящей работе толщина снимаемого слоя составляла величину ~ 0.05 мм. При этом содержание 14С для данного слоя превышало среднюю величину по блоку в 5-7 раз. Для этого же массива отобранных проб графита определено содержание изотопа 36С1. На рис. 3 показано относительное распределение удельной активности 36С1 по высоте извлеченного графитового блока № 3 в двух взаимно перпендикулярных направлениях (кривые 1 и 2). На «1.0» (ось Y) нормированы средние по высоте блока значения содержания 36С1 ~ 800 Бк/г. Рис. 3. Относительное распределение удельной активности 36С1 по высоте извлеченного графитового блока № 3 В отличие от 14С (рис. 1), формы кривых распределения 36С1 по высоте блока (кривые 1 и 3) существенно отличаются от формы кривой распределения потока тепловых нейтронов (кривая 2). Для графитового блока № 1 наблюдается объемное распределение 36С1, характеризуемое аналогичной формой и неравномерностью, что и для блока № 3. При этом среднее значение удельной активности 36С1 для блока № 1 составило ~ 300 Бк/г. Следует отметить, что основная масса значений удельной активности 36С1 для проб (в количестве до 5 шт.), отобранных случайным образом из каждой отдельной высверленной в точке отбора навески, находится в диапазоне ±30% от среднего значения по навеске. При определении содержания изотопа 36С1 в образцах, вырезанных по длине цельного керна, получены значения вариации содержания по толщине стенки блока радионуклида 36С1 более существенные, чем для 14С. Для отдельных образцов отмечены значительные отклонения (эффект «самородка») от среднего значения (до +250%). Если исключить данные значения, то средний диапазон вариации содержания 36Сl по сечению стенки блоков составит ±40-50% относительно среднего значения. Такое различие объясняется тем, что способ отбора сплошным сверлением приводит к усреднению содержания радионуклидов по объему высверливаемой области за счет перемешивания мелкой фракции, образующейся при сверлении. Для блока вариация величины средней по толщине стенки блока удельной активности 36С1 лежит в пределах ±50%. Для единичных экспериментальных значений данное отклонение может достигать 90% (рис. 3). Данная вариация существенно превышает погрешность измерения (~ 15%). На рис. 4 показано распределение содержания 36С1 по высоте графитовой кладки, построенное по экспериментальным значениям для проб из четырех ячеек графитовой кладки с близкими значениями параметров эксплуатации. Как видно, четкой корреляции с параметрами нейтронного облучения не наблюдается как для отдельных блоков (рис. 3), так и для графитовой кладки в целом (рис. 4). Прослеживается общая тенденция к снижению концентрации 36С1 в области верхней и нижней границы графитовой кладки. На рис. 4 вариация значений основной массы экспериментальных точек относительно аппроксимирующей кривой 2 наблюдается в широких пределах ±90% (кривые 1 и 3) и существенно превышает ширину диапазонов пространственного распределения потока тепловых нейтронов. Таким образом, содержание 36Cl зависит в большей степени от вариации концентрации примесных материнских атомов по объему отдельных блоков и между отдельными блоками. В работе [4] определялось содержание примеси хлора в необлученном графите марки ГР-220, который используется в ПУГР, включая АДЭ-5. Результаты показали широкий диапазон значений его массового содержания (0.62∙10-4 - 9.8∙10-4 мас.%) как по объему отдельных блоков, так и между отдельными блоками. Рис. 4. Относительное распределение удельной активности 36С1 в графитовых блоках по высоте графитовой кладки (значения «1.0» по осям Y и X соответствуют максимальному значению удельной активности 14С в графитовой кладке и полной высоте графитовой кладки) Следует также отметить, что, в отличие от 14С, результаты определения содержания 36Cl в пробах, отобранных путем снятия тонкого приповерхностного слоя с боковых граней блока № 3, показали тенденцию к более низкому значению содержания 36Cl в приповерхностном слое (~ 350-400 Бк/г), чем среднее значение по объему блока (~ 800 Бк/г). Интерпретация механизмов формирования распределения изотопа 36Cl в графитовых блоках В целом, полученные экспериментальные данные подтверждают, что атомы 36Cl содержатся в графите в виде локализованных областей (эффект «самородка») [14, 15], что является основной причинной существенной вариации величины удельной активности 36Cl в графите. В настоящее время рассматриваются различные интерпретации причин этого эффекта, включая влияние сложных процессов, происходящих в кристаллической решетке и способствующих формированию локальных областей скопления атомов 36Cl в процессе эксплуатации. Авторами данной работы предлагается интерпретация механизмов формирования распределения изотопа 36Cl в графитовых блоках, основанная на анализе особенностей процесса изготовления графита и учета существенной пористости его структуры. Как ранее было отмечено, основной реакцией образования 36Cl в графите УГР при облучении является реакция 35Cl(n, ) 36Cl ( = 43 барн). Примесь хлора в графите обусловлена процессом термохимической очистки в газовой галогеносодержащей газовой среде при совместном воздействии высоких температур (~ 2500-3000 С) и очистного реагента в виде галогена [16]. Для отечественных марок в период изготовления графита ПУГР (марка графита ГР-220) в качестве галогена использовался хлор. Создание хлорсодержащей газовой среды осуществлялось путем введения в нагреваемый объем легко диссоциирующих соединений хлора (как правило, фреонов). В период изготовления графита ПУГР использовался, в основном, фреон-10 (СCl4). В процессе термохимической очистки идет образование летучих соединений хлора с основными примесями, содержащимися в графитовых заготовках после процесса графитации, и их выход по каналам пор за пределы графитовых заготовок в окружающую газовую среду. При этом при температурах выше 2000 С лимитирующим по времени этапом процесса удаления примесей будет перенос вещества в порах [15, 17]. Завершающим этапом процесса термохимической очистки графита ПУГР является вытеснение галогеносодержащей газовой среды из нагреваемого объема и продуктов реакций (хлорные соединения) нейтральным по отношению к графиту газовым потоком (азот, аргон) и остывание графитовых изделий в объеме печи. Принудительный унос галогеносодержащей среды и продуктов реакции осуществляется только из объема печи. Из объема графитовых заготовок оставшаяся часть галогеносодержащего газа и продуктов реакции хлора с примесями выходит с поверхности изделий путем постепенной замены подаваемым в печь газом в сообщающихся между собой каналах пор. То есть, по сути, данный процесс представляет собой стекание оставшегося газа (в том числе хлора и хлорных соединений) по системе сообщающихся каналов пор и его замещение вытесняющим газом. Результаты исследований пористости реакторного графита показывают, что открытые поры в объеме графита представляют собой развитую объемную сеть и каналы этих пор сообщаются между собой [18, 19]. При этом отмечается, что вся сеть открытых пор в графите представляет собой единый объем. В построенной трехмерной структуре сети пор графита [19] отчетливо наблюдаются «магистральные» поры (поры 1-го порядка), сеть которых сообщается между собой и с поверхностью графитового изделия. От магистральных пор отходят ветви пор более низкого порядка (2 го, 3-го и т.д.), характеризующиеся существенно меньшим диаметром. Значительная часть таких пор являются тупиковыми. При вытеснении одной газовой среды другой газовой средой (существенно отличающейся по плотности, свойствам и соответственно газодинамическим параметрам) подобная структура сети пор неизбежно имеет «застойные» (по отношению к вытесняемой газовой среде) участки и образования. На рис. 5 представлена упрощенная схема характерных образований в пористой структуре графита, являющихся зонами задержки хлора и соединений хлора в процессе вытеснения галогеносодержащей среды азотом или аргоном. В частности, поскольку плотность газообразного хлора существенно выше, чем плотность вытесняющего газа (азота - в 2.6 раза, аргона - в 1.8 раза), то такими участками и образованиями могут быть участки и образования пространства пористой структуры, являющиеся «потенциальной ямой» по отношению к направлению действия силы тяжести (поз. 3, рис. 5). Рис. 5. Примеры характерных образований в пористой структуре графита, являющихся зонами задержки хлора и соединений хлора в процессе вытеснения галогеносодержащей среды азотом или аргоном (схема) На рис. 5 поз. 1 отмечены: - тупиковые каналы пор (или ветви каналов, включая поры более низкого порядка - 2-го, 3-го и т.д.), направленные вниз; - заглушенные снизу пространства между смежными кристаллитами и зернами; -участки каналов пор, расположенные ниже основного канала «магистральных» пор (поз. 2, рис. 5) и шунтирующие его участок, при этом не имеющие сообщения с нижерасположенными каналами и т.п. Газообмен между вытесняющим и вытесняемым газом в таких областях будет затруднен за счет более низкой плотности вытесняющего газа, что создает условия для повышенной остаточной концентрации хлора и его соединений. В процессе дальнейшего остывания и в последующий период хлор и хлорные соединения, находящиеся в этих областях (уже образовавшиеся, образующиеся в период остывания и после помещения в обычную воздушную атмосферу), могут фиксироваться в этих структурных областях на поверхностях, окружающих эти области, а также внедряться в приповерхностные слои кристаллической структуры графита [20]. Количество хлора и виды его соединений, локализованных в этих областях, а также их объемное распределение по графитовому изделию будут зависеть от следующих факторов: - параметры и особенности пористой структуры графита и их вариация по объему заготовок и между отдельными заготовками; - состав и виды сырья; - последовательность и параметры технологических операций при производстве заготовок; - виды галогеносодержащей среды и вытесняющего газа при термохимической очистке; - положение и ориентация заготовки в печи при термохимической очистке; - температура и давление газов, градиенты и динамика их изменения на этапах термохимической очистки в печи и объеме заготовок; - термодинамические и газодинамические параметры потоков вытесняющего газа в объеме печи и т.д. Как было определено в настоящей работе, вариация содержания 36Cl по объему отдельных блоков составляет для подавляющего большинства экспериментальных значений ±50% от среднего значения по блоку. Значения содержания 36Cl для единичных проб могут превышать среднее значение в несколько раз. Наиболее вероятно, что в объеме единичного изделия (блока) неравномерность распределения образовавшегося при облучении 36Cl будет определяться вариационными параметрами концентрации и геометрических параметров образований в пористой структуре графита, в которых концентрируется остаточный хлор и его соединения в процессе термохимической очистки. Так, вариация доли объема открытых пор для графита ПУГР, определенная авторами при исследованиях его пористой структуры, составляет ±20% от среднего значения для образцов с характерными размерами 5-10 мм [9]. Наиболее вероятно, что вариация концентрации и геометрических параметров наиболее часто встречающихся образований в пористой структуре графита, в которых концентрируется остаточный хлор и его соединения, коррелирует с долей объема открытых пор. Средний диаметр каналов сети открытых пор графита марки ГР-220 составляет ~ 18 мкм [9]. Распределение пор по величине диаметра подчиняется распределению, близкому к распределению Пуассона, что также определяет некоторую вариацию геометрических характеристик данных образований. Суммарно данные эффекты могут обуславливать вариацию содержания 36Cl для основной части объема отдельных блоков на уровне ±50%. При этом в пористой структуре графита имеют место полые образования [9, 19], размеры которых аномально высоки (до нескольких десятых долей миллиметра) по сравнению с основной массой пор. Такие образования расположены относительно редко в структуре графита. В случае, если подобное образование обладает свойствами «потенциальной ямы» по отношению к силе тяжести, то в нем может локализоваться существенно большее (по сравнению с остальным объемом графита) количество хлора и его соединений и, соответственно, будет образовываться локальный объем с более высоким содержанием 36Cl. Этим можно объяснить наличие экспериментальных значений для единичных проб с аномально высоким содержанием 36Cl (эффект «самородка»). Для распределения величины содержания 36Cl по высоте блока (см. рис. 3) характерна тенденция к снижению его концентрации к торцевым граням блока. Результаты определения содержания 36Cl в пробах, отобранных путем снятия тонкого приповерхностного слоя с боковых граней блока № 3, показали тенденцию к более низкому значению содержания 36Cl в приповерхностном слое (~ 350-400 Бк/г), чем среднее значение по объему блока (~ 800 Бк/г). Эти факты указывают на то, что вблизи поверхностей блока процесс газообмена при вытеснении из каналов пор хлора и его соединений аргоном или азотом после термохимической очистки более интенсивен, чем в глубинных областях. Содержание 60Co в графитовых блоках Результаты исследований показали, что содержание 60Co в графитовых блоках, так же как и для 36Cl, зависит в большей степени от вариации концентрации примесных материнских атомов, обусловленной составом сырья, технологией получения реакторного графита и условий эксплуатации ПУГР. В ходе исследований содержания примесных атомов в необлученном графите марки ГР-220 определено, что имеет место широкий диапазон массового содержания примесей кобальта как по объему отдельных блоков, так и между отдельными блоками (0.7∙10-7 - 3.8∙10-6 мас.%) [4]. Данная особенность формирует объемное распределение содержания 60Co (усредненного по объему отдельных блоков) в графитовой кладке, схожее с распределением 36Cl (рис. 4). Распределение по объему отдельных блоков имеет ряд индивидуальных для 60Co особенностей. Приповерхностный слой графитовых блоков, как правило, имеет повышенное содержание 60Co, что определяется разносом водой и пароводяной средой при протечках теплоносителя и оседанием на поверхности блоков 60Co, содержащегося в продуктах коррозии материалов I контура и металлоконструкций. 60Co также может распространяться в графитовой кладке в виде продуктов коррозии расплавов материала технологических каналов и оболочек ТВЭЛ, образовавшихся в период инцидентов в ходе эксплуатации реактора. Так, результаты определения содержания 60Co в пробах, отобранных путем снятия тонкого приповерхностного слоя с боковых граней графитового блока № 3, показали более чем в 10 раз большую его концентрацию в этом слое (до 1∙105 Бк/г) по сравнению со средним значением по блоку. На рис. 6 показано распределение содержания 60Cо по высоте извлеченных блоков № 1 и 3. Значению «1» оси Y соответствует среднее значение удельной активности 60Cо по объему блока № 3 (~ 7∙103 Бк/г). Пунктирными линиями 6 обозначены нижняя граница блока № 1 и верхняя граница блока № 3, соответствующие расположению данных блоков по высоте колонны кладки. Рис. 6. Распределение содержания 60Cо по высоте извлеченных блоков № 1 и № 3 На рисунке прослеживается четкая тенденция снижения удельной активности приблизительно в 2 раза (кривая 1) от верхней границы блока к нижней границе для блока № 1, а для блока № 3 приблизительно в 7 раз (кривая 4). Уровни 2 и 5 соответствуют средним значениям содержания 60Cо в блоках № 1 и 3 соответственно. С учетом того, что поток тепловых нейтронов (кривая 3) ведет себя зеркально на данных отметках, то соответственно перепад концентрации исходных примесных атомов по высоте блоков еще выше. Поскольку форма распределения для обоих блоков носит схожий характер (монотонно спадающий по направлению сверху вниз), логично было бы предположить, что такая картина распределения не случайна и формируется на этапе производства и/или термохимической очистки графитовых заготовок. Возможно, она формируется, если в процессе термохимической очистки и удаления хлора, хлорных соединений азотом или аргоном имели место «стекание» хлорных соединений кобальта под действием силы тяжести по направлению «сверху вниз» относительно положения заготовки блока в термокамере и их задержка в отдельных образованиях пористой сети по мере движения газа. Другой вариант - движение газа по порам имеет вертикальную составляющую по направлению снизу вверх за счет конвективных потоков, инициируемых нагретой поверхностью термокамеры, на которую установлены заготовки. Кроме 60Cо в исследованных пробах определено содержание в незначительных количествах следующих -излучающих радионуклидов: 134Cs, 137Cs, 133Ba. Для этих радионуклидов также наблюдается повышенное их содержание в поверхностном слое по сравнению со средним содержанием по объему блока: для 134Cs - до 3 раз, для 137Cs - до 200 раз, для 133Ba - до 4 раз. Следует отметить, что 134Cs и 133Ba присутствуют в графите как продукты активации примесей, а также попадают на поверхность графитовых деталей в качестве продуктов деления из фрагментов просыпей топлива. При этом 137Cs попадает на поверхность блоков только в качестве продукта деления. Заключение В ходе проведенной работы предложены объяснения некоторых особенностей экспериментально определенного пространственного распределения ключевых радионуклидов (14С, 36С1, 60Cо) в графите УГР. Показано, что при формировании объемной картины распределения 14С определяющим фактором является форма пространственного распределения потока нейтронов в графитовой кладке. Благодаря данной особенности пространственное распределение 14С по графитовой кладке и отдельным блокам может быть описано функцией, связывающей его содержание с координатами расположения блоков в графитовой кладке. Для 36С1 и 60Cо определяющую роль играет вариация содержания исходных примесных атомов в графите, и для описания их распределения по графитовой кладке целесообразно использовать статистические функции распределения. Данные особенности позволяют сделать вывод о том, что для определения 14С и 36С1 (трудноопределяемые бета-излучатели) в графите использование метода «радионуклидный вектор» не представляется возможным. Это обусловлено тем, что корреляционная связь по динамике их накопления через параметры нейтронного облучения с гамма-излучающими изотопами (60Co и др.), характерными для облученного графита, неоднозначна. При идентичных параметрах нейтронного облучения имеет место существенная вариация (до нескольких порядков) отношения содержания определяемых (14С и 36С1) и реперных (60Co и др.) радионуклидов. С практической точки зрения можно отметить, что характерные особенности пространственного распределения и уровни активности ключевых радионуклидов в графите ПУГР не будут иметь существенных отличий от близкого по характеристикам графита реакторов типа РБМК-1000 после их окончательного останова. Этот факт может быть положен в основу использования опыта вывода из эксплуатации ПУГР по варианту «Захоронение на месте» для обоснования варианта захоронения облученного графита реакторов РБМК-1000 в приповерхностных пунктах захоронения.

Ключевые слова

вектор нуклидов, продукты активации, эффект самородка, уран-графитовый реактор, облученный графит, вывод из эксплуатации

Авторы

ФИООрганизацияДополнительноE-mail
Павлюк Александр ОлеговичАО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов»к.ф.-м.н., руководитель группы АО «ОДЦ УГР»pao@dnrc.ru
Котляревский Сергей ГеннадьевичАО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов»ведущ. инженер АО «ОДЦ УГР»ksg@dnrc.ru
Кан Роман ИгоревичАО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов»инженер-физик АО «ОДЦ УГР»kri@dnrc.ru
Волкова Анна ГенриховнаИнститут физической химии и электрохимии им. акад. А.Н. Фрумкина РАНк.х.н., ст. науч. сотр. ИФХЭ РАНanna.agv@yandex.ru
Захарова Елена ВасильевнаИнститут физической химии и электрохимии им. акад. А.Н. Фрумкина РАНк.х.н., зав. лабораторией ИФХЭ РАНzakharova@ipc.rssi.ru
Всего: 5

Ссылки

Pasquevich D. // Thermochim. Acta. - 1990. - V. 167. - P. 91. - DOI: 10.1016/0040-6031(90)80468-E.
Kane J.J., Matthews A.C., Swank W.D., Windes W.E. // Carbon. - 2020. - V. 166. - P. 291-306. - DOI: 10.1016/j.carbon.2020.05.018.
Вяткин C.Е. и др. Ядерный графит. - М.: Атомиздат, 1967.
Виргильев Ю.С. // Химия твердого топлива. - 1973. - № 5. - С. 102-105.
Tobias H., Soffer A. // Carbon. - 1985. - V. 23(3). - P. 281-289. - DOI:10.1016/0008-6223(85)90113-7.
Беспала Е.В., Павлюк А.О., Котляревский С.Г., Новоселов И.Ю. // Поверхность. Рентгеновские, синхротронные и нейтронные исследования. - 2020. - № 2. - C. 1-9. - DOI: 10.31857/S1028096020020053.
Nicaise G.O., Poncet B. // Kerntechnik. - 2016. - V. 81(5). - P. 565-570. - DOI: 10.3139/124.110732.
Comte J., Guy C., Gosmain L., Parraud S. // https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2019.151816.
Metcalfe M.P., Mills R.W. // Ann. Nucl. Energy. - 2015. - V. 75. - P. 665-671. - DOI: 10.1016/j.anucene.2014.08.071.
Simmons J.H.W. // Radiation Damage in Graphite. - Oxford: Pergamon Press, 1965. - DOI: 10.1016/B978-0-08-013753-7.50018-2.
Ширяев А.А., Волкова А.Г., Захарова Е.В. и др. // Радиохимия. - 2018. - Т. 60(6). - С. 564-570. - DOI: 10.1134/S0033831118060151.
Gurovich B.A., Prikhodko K.E. // Radiation Effects and Defects in Solids. - 2001. - V. 154(1). - P. 39-60. - DOI: 10.1080/10420150108214042.
Гирке Н.А., Бушуев А.В., Кожин А.Ф. и др. // Атом. энергия. - 2012. - Т. 112. - № 1. - С. 51.
Гирке Н.А., Бушуев А.В., Кожин А.Ф. и др. // Ядерная физика и инжиниринг. - 2012. - Т. 3. - № 3. - С. 203.
Похитонов Ю.А. // Радиохимия. - 2020. - Т. 62. - № 3. - C. 183-194.
Падерин Е.С., Шешин А.А., Орлов К.Е. // Радиоактивные отходы. - 2019. - № 3(8). - С. 69-73. - DOI: 10.25283/2587-9707-2019-3-69-73.
Дорофеев А.Н. и др.// Радиоактивные отходы. - 2019. - № 2(7). - С. 18-30. - DOI: 10.25283/2587-9707-2019-2-18-30.
Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Петрова Е.В. и др. // Радиоактивный реакторный графит. - М.: Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ, 2015.
IAEA TECDOC-1790 // IAEA, Vienna, 2015.
Wickham A., Steinmetz H.-J., O'Sullivan P., Ojovan M.I. //j. Environment. Radioactiv. - 2017. - V. 171 - P. 34-40. - DOI: 10.1016/j.jenvrad.2017.01.022.
 Особенности пространственного распределения радионуклидов активационного происхождения в облученном графите | Известия вузов. Физика. 2022. № 5. DOI: 10.17223/00213411/65/5/63

Особенности пространственного распределения радионуклидов активационного происхождения в облученном графите | Известия вузов. Физика. 2022. № 5. DOI: 10.17223/00213411/65/5/63