CC BY
27
УДК 621.03 9.743
А.А. ДЬЯКОВ, Т.Н. ПЕРЕХОЖЕВА
Институт реакторных материалов, г.Екатиринбург
В.Ю. ИВАНОВ
Уральский государственный технический университет - УПИ,
г.Екатиринбург
ПРИМЕНЕНИЕ ПЛАСТИКОВЫХ ТРЕКОВЫХ ДЕТЕКТОРОВ ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ В ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДАХ АЭС
Разработаны методы определения количества делящихся материалов в емкостях с жидкими радиоактивными отходами. Концентрация суммы делящихся материалов (ура-на-235 и плутония-239), определялась методом пластиковых трековых детекторов. Этот метод адаптирован применительно к сильнозасоленным водам и донным осадкам. Вклад плутония-239 в сумму делящихся материалов определялся радиохимическим методом. Методы использованы для решения проблем ядерной безопасности при снятии АЭС с эксплуатации.
The methods of the quantitative determination of fissile materials in the tanks containing liquid radioactive waste are developed. The summary concentrations of 235U and 239Pu were measured by the plastic track detector's method. This method was adapted to liquid waste with high salt concentration. The contribution of 239Pu was determined using radiochemical method. The developed methods were used for the solution of nuclear safety problem at output of nuclear reactors after exploitation.
АЭС в процессе эксплуатации накапливают в своих хранилищах значительные количества жидких радиоактивных отходов (ЖРО), сотни кубических метров на энергоблок. При снятии АЭС с эксплуатации актуальной становятся задача утилизации ЖРО. Важной проблемой при этом является их ядерная безопасность. Необходим контроль содержания основных делящихся материалов (ДМ) в водной фракции и донных осадках ЖРО. Предложено решать эти задачи с использованием метода пластиковых трековых детекторов (ПТД) в сочетании с радиохимическим выделением урана и плутония.
Высокий солевой фон и сложный нуклид-ный состав ЖРО требуют применения радиохимических методов выделения актиноидов для определения их концентраций. Основным методом идентификации актиноидов является а-спектрометрический метод, по результатам которого надежно определяется концентрация
239Ри в ЖРО. Однако на а-спектрах, как правило, отсутствуют пики 235и из-за малой концентрации и низкой удельной активности 235и. Например, при концентрации 235и в осадке 1 • 10б г/г и массе твердого образца 0,1 г а-активность 235и в пробе составляет всего 8 • 10- Бк. Это обусловливает неприемлемость а-спектрометрического определения 235и в пробах донных осадков. Концентрация 235и в водной фракции ЖРО еще меньше (около 10-8 г/л). Этой концентрации соответствует удельная активность 235и в воде (10-3 Бк/л), что делает а-спектро-метрическое определение 235и невозможным. Для определения концентрации ДМ в ЖРО требуется метод с пределом обнаружения меньшим 10-8 г/л. Этому требованию удовлетворяет «влажный» вариант метода ПТД [2]. Суть «влажного» метода заключается в регистрации осколков деления 235и и 239Ри в растворе, который облучается нейтронами вместе с находящимися в этом растворе ПТД.
Связь плотности разрядных пятен d (число разрядных пятен на квадратный сантиметр) и концентрации ДМ в растворе С описывается уравнением [3]
d = еаК^С^ а} Ф? / A,
где е - эффективность счета разрядных пятен, отн. ед.; а - эффективность электрохимического травления, отн. ед.; К„е1 -эффективность регистрации осколков деления в воде, К„е( = 8,9 • 10-4 см5; NA - число Авогадро; а/- - сечение деления ДМ ( и или Ри), см ; Ф - плотность потока тепловых нейтронов, см-2-с-1; ? - время облучения, с; А - атомная масса ДМ, г/моль.
Опыт применения метода ПТД в реакторных исследованиях показывает, что при ручном счете разрядных пятен произведение еа = 0,54 ± 0,15. Из уравнения следует, что при флюенсе тепловых нейтронов Ф? = 1 • 10 см- и концентрации ДМ в растворе 1 • 10-11 г/см3 (1 • 10-8 г/л) плотность разрядных пятен на детекторах составляет приблизительно 70 см-2. ДМ
235 239
и и Ри имеют высокие и сравнимые сечения деления на тепловых нейтронах. Остальные актиноиды имеют либо малые сечения деления, либо характеризуются малыми концентрациями (на два-три по-
235 239
рядка меньше, чем и и Ри). Именно поэтому при наличии источника тепловых нейтронов метод ПТД обеспечивает требуемые высокие чувствительность и селективность определения и и Ри.
Метод анализа ДМ заключается в следующем. Проба воды или растворенного осадка объемом 30 см3 заливается в полиэтиленовую капсулу. В пробу помещаются трековые детекторы, по два на капсулу. Размер детекторов 30 х 40 мм, толщина 180 мкм, материал - полиэтилентерефталат (ПЭТФ). Контейнер, содержащий четыре капсулы, облучается тепловыми нейтронами до флюенса от 2 • 1014 до 2 • 1016 см-2 В каждом контейнере имеется капсула с раствором урана известной концентрации. Облучение проводится в вертикальном активаци-онном канале реактора ИВВ-2М, в котором отношение плотности тепловых и быстрых
нейтронов (с энергией более 1,15 МэВ) составляет 40 : 1. Канал экранирован свинцовыми блоками, поэтому гамма-разогрев проб незначителен и вода из капсул не испаряется.
После облучения все восемь детекторов из контейнера подвергались одновременному электрохимическому травлению в специально сконструированной установке. На протравленных детекторах наблюдались контрастные разрядные пятна со средним диаметром около 100 мкм, плотность которых оценивали на площади 3 см2. Разрядные пятна подсчитывались как вручную, так и автоматически. Параметры электрохимического травления были оптимизированы [1 ].
Неизвестная концентрация урана определялась относительным методом, путем сравнения плотности разрядных пятен на детекторе в исследуемом растворе и в стандарте с поправкой на неравномерность флюенса нейтронов по высоте контейнера.
Основные характеристики аналитического метода - точность, чувствительность, предел обнаружения. Точность связана с ошибками, систематическими и случайными, и определяет правильность и воспроизводимость метода. Для проверки правильности метода использована калибровка ПТД в стандартных растворах, аттестованных а-спектрометрическим методом. «Калибровочные» ПТД размещались непосредственно в составе рабочих контейнеров с пробами вскрышных растворов. Это позволило ограничить систематическую ошибку уровнем не более 10 %. При малых флюенсах нейтронов (до 1 • 1015 см-2) основными источниками случайной погрешности являются статистическая погрешность и ошибка в счете разрядных пятен. Зависимость плотности разрядных пятен от концентрации ДМ в диапазоне от 30 до 3000 см-2 была линейной. Рабочий диапазон плотности был ограничен: от 50 до 2000 см-2 В каждой пробе облучалось по два детектора, поэтому статистическая погрешность не превышала 10 %. Разрядные пятна на ПТД контрастны, хорошо различимы глазом. Ошибка при «ручном» счете
разрядных пятен не превышала 15 %. Таким образом, общая ошибка определения концентрации ДМ в растворе при выполнении ограничительных условий уписанного метода ПТД не превышала 20 %.
Если для измерения концентрации суммы основных ДМ (235и + 239Ри) в качестве стандарта используется раствор урана, то имеет место еще одна ошибка, связанная с разными сечениями деления на тепловых нейтронах 235и и 239Ри: (582 ± 4) • 10-28 и (742 ± 4) • 10-28 м соответственно [4]. Расчет показывает, что присвоение сумме ДМ сечения деления 235и приводит к незначительному завышению оценки суммы ДМ: менее 2,7 % в наиболее вероятном для ЖРО АЭС случае, когда доля 239Ри не превышает 10 % в сумме ДМ и на 14 % для маловероятного случая, когда доля 239Ри составляет 50 % в сумме ДМ. Учитывая это, расчет суммы ДМ в пробах ЖРО с использованием метода ПТД проводился без поправки на разницу в
235
сечениях деления, т.е. в перерасчете на и.
239
Поскольку концентрация Ри надежно определялась радиохимическим методом с а-спектрометрическим окончанием, то истинная концентрация 235и во вскрышных растворах осадков и водах определялась вычитанием концентрации 239Ри из концентрации суммы 235и + 239Ри.
Чувствительность метода ПТД весьма высока, зависимость плотности разрядных пятен от концентрации 235и в растворе линейна и близка к теоретической зависимости. Предел обнаружения ДМ с использованием метода ПТД связан с фоновыми явлениями, прежде всего, с собственным загрязнением ПЭТФ ураном. Для флюенса тепловых нейтронов 1 • 1016 см-2 линейный диапазон зависимости плотности разрядных пятен от концентрации 235и был ограничен снизу плотностью d « 20 см-2 Соответствующий предел обнаружения 235и в растворе не превышал 3 • 10-9 г/л. Что касается флюенса нейтронов менее 1 • 10-15 см-2, то фоновая плотность разрядных пятен в этом случае составила несколько единиц на 1 см2 и ограничение снизу измеряемой концентрации 235и определялось приемлемой статистической ошибкой.
Первый и второй блоки Белоярской АЭС, первой энергетической атомной станции России, находятся в стадии снятия с эксплуатации. Эти блоки были остановлены в 1983 и 1989 г. соответственно. Блоки проработали приблизительно по 20 лет каждый и накопили значительное количество ЖРО, в том числе в двух емкостях хранилища жидких отходов БКО-Е и БКО-Ж. Кроме того, имеются два бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива БВ-1 и БВ-2. С использованием описанного выше метода определены концентрации основных ДМ в водах и донных осадках. Результаты представлены в таблице.
Концентрация 235и и 239Ри в водах (в числителе) и донных осадках (в знаменателе) в емкостях с ЖРО (Белоярская АЭС)
Емкость Концентрация 235и Концентрация 239Ри
БВ-1 (1,4 ± 0,7)10-8 (2,8 ± 1,6)10-3 > 4,8 • 10-10 (2,3 ± 0,9)10-4
БВ-2 (4,1 ± 1,0)10-8 (3,5 ± 1,4)10-3 < 4,3 • 10-10 (2,8 ± 1,1)10-4
БКО-Е (7,3 ± 1,4)10-6 (1,8 ± 0,4)10-8
(6,1 ± 1,6)10-3 (7,4 ± 3,3)10-4
БКО-Ж (5,6 ± 1,2)10-6 (1,2 ± 0,1)10-3 (6,2 ± 1,3)10-10 (3,1 ± 0,1)10-4
Примечание. В числителе и знаменателе - в граммах на литр и килограмм соответственно.
Данные по донным осадкам в БВ-1 усреднены по шести пробам, в БВ-2 - по четырем пробам. Для донных осадков в БКО-Е данные усреднены по трем пробам, а в БКО-Ж получено по одной пробе. Анализировалось от двух до четырех образцов (параллелей) из каждой пробы осадков. При определении концентрации 239Ри в водах всех емкостей, а также в донных осадках БКО-Е и БКО-Ж принято, что в а-спектрах пик с энергией 5,15 МэВ обусловлен исключительно нуклидом 239Ри.
На основании данных о количестве ДМ Белоярская АЭС получила заключение о ядерной безопасности вод и донных осадков в бассейнах выдержки отработавшего ядерного топлива БВ-1 и БВ-2, а также ЖРО в емкостях хранилища жидких
отходов БКО-Е и БКО-Ж. Метод ПТД для определения суммы ДМ в комбинации с радиохимическим определением плутония позволяет успешно решать проблемы ядерной безопасности ЖРО АЭС.
ЛИТЕРАТУРА
1. Дьяков A.A. Метод электрохимического травления пластиковых трековых детекторов (Обзор) // Приборы и техника эксперимента. 1984. № 2.
2. Дьяков А.А. Определение содержания делящихся материалов в растворах с использованием пластиковых трековых детекторов (Обзор) / А.А.Дьяков, К.Н.Панков // Радиохимия. 1987. № 4.
3. Дьяков А.А. Определение концентрации 235U в водном теплоносителе первого контура ядерного реактора / А.А.Дьяков, Л.И.Менькин, С.Г.Карпечко // Атомная энергия. 1986. Т.61. Вып.5.
4. Колобашкин В.М. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива: Справочник / В.М.Колобашкин, П.М.Рубцов. М.: Энергоатомю-дат, 1983.
