close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

?

Патент BY3621

код для вставкиСкачать
ОПИСАНИЕ
ИЗОБРЕТЕНИЯ
К ПАТЕНТУ
РЕСПУБЛИКА БЕЛАРУСЬ
(19)
BY (11) 3621
(13)
C1
(51)
(12)
6
G 21F 9/34
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ПАТЕНТНЫЙ
КОМИТЕТ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
(54)
СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ПОВЕРХНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ,
ЗАГРЯЗНЕННОГО ПРОДУКТАМИ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
(21) Номер заявки: a 19980446
(22) 1998.05.07
(46) 2000.12.30
(71) Заявитель: Институт
радиоэкологических
проблем
Национальной
академии
наук
Беларуси (BY)
(72) Автор: Жемжуров М.Л. (BY)
(73) Патентообладатель: Институт радиоэкологических
проблем Национальной академии наук Беларуси
(BY)
(57)
Способ дезактивации поверхности оборудования, загрязненного продуктами деления ядерного топлива, путем
обработки ее дезактивирующей средой и контроля степени очистки поверхности от изотопов, отличающийся тем,
что контроль осуществляют путем измерения в дезактивирующей среде величины отношения удельных активностей изотопов цезия-137 и стронция-90, причем при увеличении этого отношения до значений более 5,0 дезактивацию прекращают.
BY 3621 C1
(56)
1. Зимон А.Д. Дезактивация. - М.: Атомиздат, 1975. - С. 245.
2. US 4162229 А, 1979.
3. US 4507227 A, 1985.
4. DE 2613351 B2, 1981.
5. SU 1830149 A3, 1993.
6. Радиационная безопасность и защита АЭС: Сборник статей / Под ред. Ю.А. Егорова. В. 3. - М.: Атомиздат, 1977. - С. 36-42.
Изобретение относится к области радиационной безопасности, в частности к технологии дезактивации
материалов и изделий, загрязненных продуктами деления ядерного топлива.
Известен способ дезактивации поверхности оборудования путем обработки ее дезактивирующей средой,
в котором о степени очистки судят по величине мощности дозы излучения с поверхности дезактивируемых
материалов, измеряемой в процессе дезактивации [1]. Хотя этот способ, как правило, и обеспечивает контролируемую очистку дезактивируемых объектов, однако он не обеспечивает дезактивацию до требуемых
уровней внутриполостных поверхностей оборудования, недоступных для непосредственного измерения радиоактивной загрязненности (например, внутренних поверхностей активной зоны контура многократной
принудительной циркуляции ядерного реактора, внутренних поверхностей вентсистем - улиток, воздуховодов, фильтров и множества других объектов сложной формы).
Известны способы дезактивации поверхности оборудования, загрязненных продуктами деления ядерного
топлива, основанные на обработке дезактивирующей средой с последующим контролем степени очистки поверхности по активности изотопов [2-5]. Недостатком этих способов является невозможность осуществления
контроля в местах, недоступных для непосредственного измерения радиоактивной загрязненности.
Наиболее близким по технической сущности является способ дезактивации поверхности оборудования
путем обработки ее дезактивирующей средой с последующим контролем степени очистки поверхности от
изотопов, в котором о степени очистки судят по результатам измерения активностей загрязняющих очищае-
BY 3621 C1
мый материал изотопов в дезактивирующих средах [6]. В этом способе при дезактивации внутренних поверхностей активной зоны ядерного реактора из-за невозможности непосредственного измерения поверхностной загрязненности эффективность и степень дезактивации определяется по результатам измерения содержания изотопов радиоактивных продуктов коррозии (51Сr) в промывочной среде. Недостатком этого
способа является то, что он ориентирован на поверхности активной зоны ядерного реактора, загрязненные
радиоактивными продуктами коррозии, и не обеспечивает контроль за дезактивацией других объектов, загрязненных продуктами деления ядерного топлива. Кроме того, контроль по величине активности в дезактивирующих средах изотопов-загрязнителей не дает возможность достоверно установить степень очистки дезактивируемых материалов.
Задачей настоящего изобретения является повышение экологической безопасности путем обеспечения
полной очистки поверхностей при дезактивации оборудования, загрязненного продуктами деления ядерного
топлива. В результате решения данной задачи достигается новый технический результат, заключающийся в
улучшении технологичности процесса за счет надежности контроля эффективности дезактивации.
Поставленная задача решается тем, что дезактивация поверхности оборудования осуществляется путем
обработки ее дезактивирующей средой с последующим контролем активностей загрязняющих очищаемый
материал изотопов в дезактивирующей среде. Отличительной особенностью изобретения является то, что
при дезактивации материалов, загрязненных продуктами деления ядерного топлива, контроль осуществляют
путем измерения в дезактивирующей среде величины отношения удельных активностей изотопов цезия-137
и стронция-90, причем при увеличении этого отношения до значений более 5,0 дезактивацию прекращают.
Сущность предлагаемого способа дезактивации поверхностей оборудования заключается в следующем.
Изотопы цезий-137 и стронций-90 являются одними из наиболее радиационно значимых продуктов деления ядерного топлива (например, именно эти изотопы в основном определяют радиоактивную загрязненность территорий и объектов вследствие радиационной аварии на АЭС). Проведенные экспериментальные
исследования показали, что изотопы цезия из-за более высокой химической активности по сравнению со
стронцием образуют в материалах в основном связанные формы и лучше фиксируются на их поверхности,
чем изотопы стронция, которые образуют более подвижные формы и соответственно легче снимаются с поверхности. Экспериментально установлено, что цезия в фиксированных отложениях на поверхности содержится значительно больше (вплоть до порядка, в зависимости от материала и условий загрязнения), чем
стронция, который находится главным образом в нефиксированном слое отложений. Это обусловлено разным вкладом для этих изотопов физико-химических процессов, ответственных за адгезионное, поверхностное и глубинное загрязнение (адгезии, адсорбции, ионного обмена, диффузии, образования окисной пленки и
др.).
При обработке загрязненных поверхностей дезактивирующими средами и реализации при этом механических либо химических способов дезактивации очистка от изотопов цезия-137 и стронция-90 происходит
различным образом. Прежде всего удаляются слабо фиксированные отложения стронция-90, а затем фиксированные отложения цезия-137. По этой причине на начальном этапе дезактивации в дезактивирующей среде относительно высока удельная активность стронция-90, а затем повышается доля удельной активности
цезия-137. Величины отношения удельных активностей изотопов цезия-137 и стронция-90, равная 0,01-0,5,
свидетельствует о том, что идет смыв нефиксированного радиоактивного загрязнения с поверхностей дезактивируемого оборудования, величины этого отношения, равные 0,5-5,0, указывают на реализацию процесса
растворения оксидных слоев на поверхностях оборудования, в которых накоплена основная часть радионуклидов; увеличение измеряемого отношения активностей свыше 5,0 свидетельствует о вымывании радионуклидов, диспергированных в глубь металла. В последнем случае дезактивация должна быть прекращена из-за
практически полной очистки дезактивируемых поверхностей и возможных коррозионных и эрозионных повреждений конструкционных материалов оборудования.
Эта экспериментально установленная закономерность и позволяет реализовать предлагаемый способ дезактивации.
Дезактивация по предлагаемому способу производится следующим образом. При дезактивации объектов,
загрязненных продуктами деления ядерного топлива, по стандартным спектрометрическим или радиохимическим методикам с определенной периодичностью или постоянно измеряют отношение удельных активностей
изотопов цезия-137 и стронция-90 в используемых в
зависимости от выбранного метода дезактивации дезактивирующих средах: воде, паре, растворах химических
реагентов и т. д. О степени очистки дезактивируемых объектов судят по величине этого отношения. Низкое
значение этого отношения (удельная активность стронция-90 значительно превышает удельную активность цезия-137) свидетельствует о том, что идет процесс очистки слабофиксированных (адгезионного, поверхностного)
слоев радиоактивных загрязнений. Увеличение отношения удельных активностей изотопов цезия-137 и стронция90 указывает на завершение процесса удаления нефиксированного загрязнения и начале удаления фиксированного
(глубинного) загрязнения. Дальнейший рост измеряемого отношения до значений более 5,0 при одновременном
значительном снижении уровней удельных активностей контролируемых изотопов свидетельствует об эффективной очистке дезактивируемого объекта и необходимости прекращения дезактивации из-за возможности кор2
BY 3621 C1
розионного или эрозионного повреждения конструкционных материалов. Конкретные значения измеряемых отношений, при которых дезактивация должна быть прекращена, зависят от многих факторов, в том числе от природы радиоактивного загрязнения, дезактивируемого материала, выбранных методов дезактивации и химических
реагентов, и могут быть определены эмпирически для используемых на практике технологических процессов
очистки.
Пример.
В качестве примера использования предложенного способа дезактивации рассмотрим его применение при
очистке внутренних поверхностей петлевой реакторной установки, загрязненных продуктами деления ядерного
топлива из-за разгерметизации испытываемых в ней тепловыделяющих элементов ядерного реактора. Для дезактивации используется "жесткий" химический метод, заключающийся в осуществлении циркуляции через
петлевые каналы растворов лимонной и щавелевой кислот (APCITROX-процесс) и промежуточных промывок
водой. Конструкционный материал петли - нержавеющая сталь. По конструкционным и радиационным причинам внутренние поверхности петли недоступны для непосредственного измерения их радиоактивной загрязненности и определения на этой основе степени очистки. Дезактивация производится следующим образом. Периодически (после каждого цикла циркуляции химических реагентов перед проведением промежуточных водных
промывок) производят отбор пробы дезактивирующего раствора из петли, в которой с использованием стандартных методик определяют величину отношения удельной активности изотопа цезия-137 к удельной активности стронция-90. Величина этого отношения, равная 0,01-0,5, свидетельствует о том, что идет смыв нефиксированного радиоактивного загрязнения с внутренних поверхностей петли; величины этого отношения, равные
0,5-5,0, указывают на реализацию процесса растворения оксидных слоев на металлических поверхностях оборудования петли, в которых накоплена основная часть радионуклидов; увеличение измеряемого отношения активностей свыше 5,0 свидетельствует о вымывании радионуклидов, диспергированных в глубь металла. В последнем случае при необходимости дальнейшей эксплуатации петлевой установки ее дезактивацию прекращают изза возможных коррозионных и эрозионных повреждений конструкционных материалов, особенно в местах
сварных швов.
Применение предложенного способа контроля позволяет в отличие от применяемого в настоящее время
способа, основанного на измерении величины мощности дозы излучения с поверхности дезактивируемых материалов, обеспечить эффективную дезактивацию внутриполостных поверхностей оборудования, недоступных
для непосредственного измерения радиоактивной загрязненности и, кроме того, предотвратить коррозионные и
эрозионные повреждения дезактивируемых объектов. Важно и то, что при дезактивации осуществляется не измерение абсолютных значений активности реперных изотопов, как в прототипе, а величины их отношения, что
существенно упрощает измерения из-за исключения сложных калибровок.
Таким образом, реализация предложенного способа обеспечивает эффективную очистку поверхностей
при дезактивации оборудования, загрязненного продуктами деления ядерного топлива, обеспечивает надежный и простой контроль за ходом очистки дезактивируемых объектов.
Государственный патентный комитет Республики Беларусь.
220072, г. Минск, проспект Ф. Скорины, 66.
Документ
Категория
Без категории
Просмотров
0
Размер файла
116 Кб
Теги
by3621, патент
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа