СПОСОБ КОНТРОЛЯ ЦЕЛОСТНОСТИ БАРЬЕРОВ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
METHOD OF MONITORING INTEGRITY OF SAFETY BARRIERS DURING DECOMMISSIONING OF URANIUM-GRAPHITE NUCLEAR REACTOR

Изобретение относится к технологии разведки или обнаружения с использованием нейтронного излучения и может быть использовано для определения местонахождения и размера трещин и полостей в барьерах безопасности, создаваемых при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов, без нарушения их целостности.
Известны прямые модели для анализа подземных формаций с помощью измерения гамма-излучения [RU 2464593, МПК G01V 5/12, опубл. 20.10.2012], выбранные в качестве аналога. По указанному способу для определения свойств формации генерируют гамма-излучение с использованием источника гамма-излучения, установленного на измерительном инструменте, расположенном в скважине. Обнаруживают гамма-излучение с использованием одного или более детекторов гамма-излучения, установленных на измерительном инструменте. Рассчитывают отклик измерительного инструмента в соответствии с одним или более свойствами формации во множестве пространственных местоположений относительно измерительного инструмента с использованием прямой модели, которая допускает нелинейные отношения между одним или более свойствами во множестве пространственных местоположений и соответствующим откликом измерительного инструмента. При этом одно или более свойств, по меньшей мере, для некоторых из множества пространственных местоположений формации оценивают в соответствии с обнаруженным гамма-излучением.
Недостатки этого способа:
- необходимость проведения калибровки детекторов гамма-излучения при каждом измерении, что существенно снижает производительность;
- сложность в интерпретации получаемых данных, вследствие большого количества возможных ядерных реакций с участием гамма-излучения, что приводит к увеличению погрешности измерений.
Известны способы и композиции для определения геометрии трещины в подземных пластах [RU 2412225, МПК C09K 8/80, Е21В 43/267, опубл. 20.02.2011], выбранные в качестве аналога. По указанному способу в трещину в пласте помещают расклинивающий агент или рабочую жидкость, которые содержат чувствительный к радиации материал. При этом чувствительный к радиации материал является нерадиоактивным до тех пор, пока не будет подвергнут бомбардировке нейтронами во время проведения единственного каротажного прохода. Облучают чувствительный к радиации материал нейтронами после его размещения в трещине в пласте. Измеряют гамма-излучение, испускаемое чувствительным к радиации материалом, с получением пиковой радиации, излучаемой чувствительным к радиации материалом. Измеряют фоновую радиацию во время проведения единственного каротажного прохода, затем вычитают фоновую радиацию из указанной радиации пиковой энергии. Определяют высоту трещины в пласте по разности между фоновой радиацией и радиацией пиковой энергии.
Известный способ имеет следующие недостатки:
- для проведения процесса определения геометрии трещины требуется использование дополнительного расклинивающего агента или рабочей жидкости, которые содержат чувствительный к радиации материал. Это приводит к увеличению себестоимости и снижает эффективность способа;
- при размещении источника нейтронов в самой трещине нарушается ее начальная форма, что приводит к сложности определения ее геометрии.
Известен способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора [RU 2579822, МПК G01V 5/12, опубл. 10.04.2016], выбранный в качестве прототипа. По указанному способу предварительно при создании внутренних барьеров безопасности устанавливают инспекционные каналы в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения гамма-каротажа в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструктивных особенностей уран-графитового реактора. Регистрируют фоновый гамма-спектр. Определяют места просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций с течением времени с помощью специального малогабаритного зондирующего устройства, состоящего из генератора нейтронов, системы детекторов для регистрации гамма-излучения и тепловых нейтронов, защитного корпуса. Затем проводят импульсный нейтрон-нейтронный каротаж в соответствующих реперных точках для обнаружения полостей в местах усадки глиносодержащей засыпки. Одновременно проводят импульсный нейтронный гамма-каротаж для определения влагосодержания в используемых барьерных материалах
Указанный способ имеет недостатки:
- невозможно определить местонахождение образовавшиеся в барьерном материале полости вследствие использования одномодульной системы, состоящей одновременно из генератора излучения и детектора, которая позволяет судить лишь о ее наличии;
- низкая эффективность нейтрон-нейтронного каротажа с использованием одномодульной системы, поскольку необходимо, чтобы нейтроны отражались от ядер атомов воздуха, находящегося в полости, под углом 180°С для их детектирования;
- использование каротажного зонда, состоящего одновременно из генератора нейтронов, коллиматора и детектора, приводит к существенному увеличению его размеров, что затрудняет его перемещение в инспекционных каналах.
Техническим результатом изобретения является определение местонахождения и размера полостей в глиносодержащих барьерах безопасности, создаваемых при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов, без нарушения их целостности.
Предложенный способ включает предварительную установку инспекционных каналов в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения каротажа в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструкционных особенностей уран-графитового реактора, регистрацию фонового спектра, проведение импульсного нейтрон-нейтронного каротажа в соответствующих реперных точках для обнаружения полостей в местах усадки глиносодержащей засыпки. Согласно изобретению предварительно до создания барьеров безопасности наращивают трубы боковых ионизационных камер до отметки, соответствующей верхней части создаваемого пункта захоронения отходов. В случае отсутствия устанавливают инспекционные каналы в баки боковой биологической защиты высотой, соответствующей высоте металлоконструкций. После создания барьеров безопасности и выводе реактора из эксплуатации выбирают детектор нейтронов, который поочередно помещают в боковые ионизационные камеры и инспекционные каналы в баках боковой биологической защиты. Измеряют фоновое нейтронное излучение по всей длине каналов. В боковую ионизационную камеру вводят заколлимированный источник нейтронов, параллельно в инспекционный канал, расположенный в баке боковой биологической защиты, размещают детектор нейтронов. Одновременно опуская источник и детектор нейтронов, сканируют выбранную область барьерного материла в пункте захоронения уран-графитового реактора. Повторяют сканирование в каждом инспекционном канале. По величине ослабления потока нейтронного излучения определяют места образования полостей и трещин в барьерном материале, а также их границы.
Технический результат достигают за счет того, что в качестве инспекционных каналов используют имеющиеся трубы, выполняющие роль боковых ионизационных камер при эксплуатации ядерного реактора, и технологические трубы в боковых металлоконструкциях (баках боковой биологической защиты). Трубы в баках боковой биологической защиты устанавливают выводе из эксплуатации уран-графитового реактора. После создания барьеров безопасности и выводе реактора из эксплуатации, например, по варианту «захоронение на месте» выбирают детектор нейтронов, размеры которого позволяют свободно перемещаться в трубах, расположенных в баках боковой биологической защиты. Проводят сканирование каждой трубы с целью измерения фонового нейтронного излучение, источником которого могут быть просыпи ядерного топлива, находящегося в графитовой кладке или на прилегающих металлоконструкциях. В случае необходимости фон измеряют в боковых ионизационных камерах. Затем в выбранную трубу боковой ионизационной камеры вводят заколлимированный источник нейтронов и параллельно ему в трубу, расположенную в баках боковой биологической защиты, помещают детектор нейтронов. Коллиматор в источнике нейтронов используют для уменьшения телесного угла разлета нейтронов и фокусирования в реперных точках на детектор нейтронов. Путем одновременного опускания источника нейтронов и детектора сканируют выбранную область реакторного пространства, в которой необходимо оценить целостность барьеров безопасности. По изменению величины нейтронного потока после вычитания фонового излучения выявляют места образования полостей и трещин в барьерном материале, границы которых определяют путем перемещения источника нейтронов в горизонтальном направлении и по высоте боковой ионизационной камеры. Изменение величины нейтронного потока обусловлено ослаблением нейтронного потока вследствие рассеяния нейтронов на ядрах кислорода, азота и водорода, находящегося в полостях и трещинах.
На фиг. 1 представлено расположение каналов для осуществления контроля целостности барьеров безопасности.
На фиг. 2 показана схема контроля целостности барьеров безопасности при выводе из эксплуатации уран-графитового реактора.
Графитовая кладка 1 вместе с отражателем нейтронов выводимого из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора стянута сборных металлическим кожухом 2 (фиг. 1). Баки боковой биологической защиты (боковые металлоконструкции) 3, являющиеся несущей конструкций реактора и выполненные из блоков коробчатого сечения, смонтированы на бетонном основании шахты реактора. При выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора баки боковой биологической защиты 3, а также пространство между ними и кожухом 2, засыпаются глиносодержащим барьерным материалов 4, например, с применением способов по патентам RU 2580817 C1 или RU 2534228 С1. Через верхние металлоконструкции под пол центрального зала из каждого отсека баков боковой биологической защиты 3 выведены инспекционные каналы 5, представляющие собой трубы из нержавеющей стали, запаянные снизу. Между баками боковой биологической защиты 3 и кожухом 2 по всему периметру расположены трубы боковых ионизационных камер 6, нижний торец которых заглушен и фиксируется в конусной стойке.
В боковую ионизационную камеру 6 помещен заколлимированный источник нейтронов 7 (фиг. 2). Параллельно заколлимированному источнику нейтронов 7 в инспекционном канале 5, расположенном в баке боковой биологической защиты 3, размещен детектор нейтронов 8. Оборудование для управления источником нейтронов и регистрации нейтронного потока 6 расположено в верхней части уран-графитового ядерного реактора.
Способ осуществляется следующим образом.
При выводе из эксплуатации уран-графитового реактора по варианту, который предполагает создание искусственных барьеров безопасности в баках боковой биологической защиты 3 и пространстве между ними и кожухом 2 с графитовой кладкой 1, наращивают инспекционные каналы 5 и трубы боковых ионизационных камер 6 (в случае необходимости). При отсутствии таких труб создают проходки в соответствующих местах и устанавливают их.
После создания искусственных глиносодержащих барьеров безопасности 4, обеспечивающих надежную изоляцию радиоактивных отходов в месте размещения уран-графитового реактора, выбирают детектор нейтронов 8. При необходимости может быть выбрано два детектора 8: быстрых и медленных нейтронов. Тип детектора нейтронов 8 определяется количеством просыпей ядерного топлива внутри графитовой кладке 1 уран-графитового реактора. Выбранный детектор нейтронов 8 поочередно помещают в боковые ионизационные камеры 6 и инспекционные каналы 5 в баках боковой биологической защиты 4. Измеряют фоновое нейтронное излучение, которое обусловлено просыпями ядерного топлива в графитовой кладке 1, по всей длине труб.
После регистрации и записи фонового нейтронного излучения в произвольную боковую ионизационную камеру 6 вводят заколлимированый источник нейтронов 7, в качестве которого может быть образец с радиоактивным изотопов или генератор нейтронов. Параллельно в инспекционный канал 5, установленный в одном из баков боковой биологической защиты 3, размещают детектор нейтронов 8. В случае, если в качестве источника нейтронов 7 выбирают генератор, то предварительно переводят его в режим генерации. Одновременно опуская источник 7 и детектор нейтронов 8, сканируют выбранную область барьерного материла 4. Сканирование повторяют в каждом инспекционном канале 5.
Процесс сканирования может быть проведен при различных местоположениях источника нейтронов 7 и детектора 8. Например, детектор 8 и источник 7 нейтронов могут одновременно располагаться в боковых ионизационных камерах 6 или инспекционных каналах 5.
После сканирования всех инспекционных каналов 5 и боковых ионизационных камер 6 определяют места образования полостей и трещин в барьерном материале 4, а также их границы. Способ повторяют периодически в установленной последовательности для отслеживания изменения геометрии и размеров трещин в барьерном материале 4.
Пример осуществления изобретения приведен ниже.
При выводе из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов по варианту «захоронение на месте», в баки боковой биологической защиты 4, представляющие из себя полые боковые металлоконструкции, устанавливали инспекционные каналы из нержавеющей стали диаметром 108 мм с запаянным нижним торцов в количестве не менее 12 штук. Боковые ионизационные камеры 6, выполненные из стали, диаметром не более 135 мм в количестве не менее 28 штук наращивали по высоте на величину ~1000 мм относительно верхних металлоконструкций.
В пункте размещения промышленного уран-графитового реактора создавали искусственные барьеры безопасности 4. В качестве барьерного материала использовали сухие смеси на основе глинистых пород после предварительного измельчения (помола). Содержание илистой фракции в барьерах составляло от 18 до 28% масс., тонкопылеватой фракции - от 34 до 50% масс. Значительная часть породы состояла из тонко дисперсного материала катионобменной емкостью больше 30 мг-экв./100 г породы.
5
-2
-1
5
-2
-1
После создания искусственных глиносодержащих барьеров безопасности 4, отвечающих противомиграционным и противофильтрационным свойствам, выбирали детекторы 8: СНМ БДБН-002П для регистрации быстрых нейтронов и СНМ БДТН-002П для регистрации тепловых нейтронов. Датчик СНМ БДБН-002П позволял проводить сканирование при плотности потока быстрых нейтронов от 100 до 10 см⋅с, а СНМ БДТН-002П при плотности потока тепловых нейтронов 10 до 10 см⋅с. Выбранный детектор нейтронов 8 поочередно помещали в боковые ионизационные камеры 6 и инспекционные каналы 5 в баках боковой биологической защиты 4. Сканирование проводили в реперных точках с шагом 100 мм от верхней части трубы. Измеряли фоновое нейтронное излучение по всей длине инспекционных каналов 5 и боковых ионизационных камер 6.
252
Регистрировали и записывали в память ЭВМ 9, значения фонового нейтронного излучения. Затем в произвольную боковую ионизационную камеру 6 вводили заколлимированый источник нейтронов 7. В качестве коллиматора использовали свинец толщиной 7 мм, источником нейтронов 7 служил импульсный генератор МФНГ-601 с газонаполненной ускорительной нейтронной трубкой АРЕВ-40, способной генерировать импульсный поток нейтронов с частотой (50-20000) имп/с и энергией порядка 14 МэВ. Также проводили исследования с Pu-Ве и Cf источниками нейтронов 7.
Параллельно в инспекционный канал 5, установленный напротив выбранного бака боковой биологической защиты 3, размещали детектор нейтронов 8 (СНМ БДБН-002П). Источник нейтронов 7 переводили в режим генерации. Одновременно опуская источник 7 в режиме генерации нейтронов и детектор 8, останавливаясь на каждой реперной отметке и набирая спектр в течение не менее 10 минут. Сканирование осуществляли в каждом инспекционном канале 5 и боковой ионизационной камере 6. Последовательность операций по сканированию инспекционных каналов 5 и боковых ионизационных камер 6 повторяли с использованием детектора СНМ БДТН-002П.
Полученные данные после вычитания фонового нейтронного потока с соответствующих реперных точках принимали за исходное значение. Способ повторяли через 5, 14, 30, 60, 90, 365 дней с целью отслеживания изменений геометрии и размеров трещин в барьерном материале 4.