Способ определения объемной активности радионуклидов продуктов деления и активированных продуктов коррозии в водном теплоносителе первого контура ЯЭУ
METHOD FOR DETERMINING VOLUMETRIC ACTIVITY OF RADIONUCLIDES FISSION PRODUCTS AND ACTIVATED CORROSION PRODUCTS IN AQUEOUS COOLANT OF FIRST CIRCUIT OF NUCLEAR POWER PLANT

Техническое решение относится к области атомной энергетики, а именно к способам определения объемной активности продуктов деления, являющихся реперными для контроля состояния активной зоны, например, нуклидов йода, и активированных продуктов коррозии (АПК) в водных теплоносителях первых контуров ядерных энергетических установок (ЯЭУ) при нейтральном и щелочном водно-химических режимах.
Существующие методы контроля герметичности оболочек (КГО) тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) активных зон (АЗ) ЯЭУ включают периодически проводимые измерения активности реперных радионуклидов в пробах теплоносителя. Уровни и изменения активности радионуклидов-реперов в теплоносителе в процессе эксплуатации реакторной установки характеризуют текущее состояние оболочек твэлов и позволяют прогнозировать остаточный ресурс АЗ. Достоверное определение уровней активности активированных продуктов коррозии и их изменений в течение кампании реактора позволяет судить о развитии коррозионных процессов в контурах.
Для оценки состояния АЗ, например, используют суммарную удельную активность нуклидов 131÷135-йода, либо удельную активность отдельных нуклидов йода. Идентификацию и определение активности гамма-излучающих радионуклидов проводят методом гамма-спектрометрии.
Активность отбираемых проб теплоносителя первого контура при работе ЯЭУ на энергетических уровнях мощности определяется продуктами деления урана, радионуклидами, образующимися при нейтронной активации продуктов коррозии, и примесей теплоносителя. Нижний порог измеряемой активности радионуклидов-реперов определяется чувствительностью детектора, временем экспозиции и фоновым комптоновским излучением других радионуклидов, содержащихся в пробе. Наложение спектров излучения радионуклидов при гамма-спектрометрических измерениях проб существенно затрудняет достоверность определения активности нуклидов-реперов [Л.Н. Москвин и др. Химические проблемы атомной энергетики. Том 2. Радиохимический анализ и радиохимические технологии - СПб.: Изд-во ВВМ, 2013. Стр. 21-25].
51
54
56
59
58
60
95
54
56
Отдельной проблемой является измерение активности активированных продуктов коррозии - радионуклидов Cr, Mn, Mn, Fe, Со, Со, Zr, которые образуются при нейтронной активации компонентов конструкционных материалов (КМ) первого контура, переходящих в теплоноситель вследствие коррозионных процессов. АПК распределяются между теплоносителем и частицами продуктов коррозии (ПК) конструкционных материалов и могут находиться в теплоносителе в «растворенном» (ионодисперсном и коллоидном) и нерастворенном состояниях. Преимущественно АПК существуют в теплоносителе в форме взвесей - порядка 70% суммарной активности. В то же время для ряда радионуклидов, в частности для Mn и Mn, доля ионных и коллоидных форм существования достигает 50% [В. Dua, The speciation analysis of colloids in the primary coolant in nuclear power plant. Radiation Physics and Chemistry. Vol. 159, 2019. PP. 81-88].
В случае отбора проб в транспортные емкости для последующего измерения проб в лабораторных условиях происходит потеря радионуклидов АПК за счет сорбции и седиментации на поверхностях тары. Также, в процессе гамма-спектрометрических измерений АПК в пробах теплоносителя происходит их осаждение и сорбция на поверхностях измерительной емкости, что вызывает искажение калиброванной геометрии измерения и повышает погрешность результата. В связи с этим, перед проведением измерения активности АПК в пробах теплоносителя возникает необходимость выделения данных радионуклидов на твердом носителе (фильтре, сорбенте и т.п.).
Для обеспечения оперативности выполнения гамма-спектрометрических измерений активности отдельных групп радионуклидов, в том числе радионуклидов-реперов, АПК и активированных примесей в теплоносителе, снижения погрешности результатов измерений используют различные способы.
Из уровня техники известен способ по патенту US №4978506 (опубл. 18.12.1990), который предназначен для контроля продуктов коррозии, циркулирующих в первом или втором контуре ядерного реактора. В соответствии со способом выполняют отбор пробы теплоносителя, вводят пробу в контур рециркуляции и отделяют нерастворимые частицы от растворимых примесей. Затем выполняют суспендирование твердых частиц и их сбор в емкость для сбора частиц. Способ реализован с помощью системы, которая, в частности, включает емкость для изолирования представительной пробы теплоносителя на линии пробоотбора, насос для циркуляции изолированной пробы через мембранные фильтры концентрирования «нерастворимых» продуктов коррозии с возвратом отфильтрованного объема в емкость, клапаны переключения потоков теплоносителя из его изолированного объема через элементы системы, включающие ионообменные колонки для удаления «растворимых» продуктов коррозии. По мнению авторов решения, способ и система позволяют использовать более высокие скорости отбора проб, сводя к минимуму осаждение на линии пробоотбора продуктов коррозии, что приводит к повышению точности определения концентрации нерастворимых частиц. Кроме того, решение позволяет значительно уменьшить время, необходимое для получения достаточного количества твердых частиц для точного анализа.
Недостатками решения являются выделение активированных продуктов коррозии на нескольких счетных образцах, сложность проведения выделения с переключением клапанов и осуществлением циркуляции по разным контурам через различные фильтрующие элементы, отсутствие возможности дистанционной замены фильтрующих элементов.
Известно решение [Комплексное решение проблем радиоэкологической безопасности объектов атомной энергетики, промышленности и флота. Под общей ред. Л.Н. Москвина - СПб.: Изд-во ВВМ, 2009. Стр. 22-23], в котором для выделения ПК и АПК непосредственно на пробоотборных линиях используют фильтр-накопитель, в состав которого входят мембранный микрофильтр и механический фильтр из пористого политетрафторэтилена.
После завершения фильтрации теплоносителя фильтр отсоединяют и транспортируют в лабораторию. Недостатками решения является то, что АПК выделяют на нескольких счетных образцах, что увеличивает время их измерения, отсутствует возможность дистанционной смены фильтра-накопителя или его фильтрующих элементов. Также установка фильтра непосредственно на пробоотборной линии требует значительной механической прочности фильтрующих элементов и не позволяет проводить контролируемое выделение АПК.
Наиболее близким к заявляемому способу из известных технических решений является способ комплексного экспрессного радиохимического анализа (ЭРА), основанный на разделении присутствующих в теплоносителе нуклидов на отдельные группы с соизмеримыми уровнями активности радионуклидов в составе каждой группы [Л.Н. Москвин и др. Химические проблемы атомной энергетики. Том 2. Радиохимический анализ и радиохимические технологии - СПб.: Изд-во ВВМ, 2013. Стр. 43-48].
51
54
59
58
60
95
Разделение групп радионуклидов методом ЭРА достигают путем однократной фильтрации отобранной пробы теплоносителя определенного объема через колонку с набором блочных селективных сорбентов. Сорбенты имеют пористую матрицу и изготовлены из спеченного политетрафторэтилена. Селективность сорбентов по отношению к различным группам радионуклидов достигается введением в пористую матрицу на основе политетрафторэтилена органических экстрагентов и неорганических ионообменников. Пробу фильтруют сначала через механический фильтр, на котором концентрируют коллоидные и нерастворимые формы АПК, а именно, Cr, Mn, Fe, Со, Со, Zr и др., затем - через сорбент, импрегнированный триоктиламином (ТОА), селективный по отношению к радионуклидам йода. Предварительно, до проведения операции выделения радионуклидов на сорбентах, проводят корректировку состава пробы теплоносителя I контура ЯЭУ, для чего в пробу вводят сульфитно-ацетатный буферный раствор. Сорбенты после завершения разделения пробы по группам радионуклидов подвергают раздельным гамма-спектрометрическим измерениям. Достоинством данного способа является возможность проводить комплексное определение радионуклидов (АПК и ПД) в теплоносителе 1-ого контура ЯЭУ.
Данный способ является наиболее близким к заявляемому способу и принят авторами за прототип.
К недостаткам прототипа можно отнести следующее.
1. Многочисленные подготовительные работы, предшествующие гамма-спектрометрическому измерению образцов: операции отбора проб теплоносителя; подготовка пробы к разделению; селективное разделения радионуклидов на группы. В результате минимальное время определения активности радионуклидов от момента отборы пробы до получения результата гамма-спектрометрического измерения составляет 3-4 ч. Все описанные операции также сопровождаются контактом персонала с высокоактивной пробой, длительность которого составляет не менее 1-2 ч. и приводит к дополнительному облучению персонала;
2. Распределение активированных продуктов коррозии между несколькими счетными образцами: механическим фильтром, блочными сорбентами, импрегнированными катионообменными материалами, фильтратом - в зависимости от форм существования АПК после проведения корректировки состава пробы сульфитно-ацетатным буферным раствором. Для определения активности АПК необходимо провести измерение нескольких счетных образцов, что, во-первых, приводит к снижению оперативности анализа, во-вторых, затрудняет определение небольших количеств АПК, выделенных на отдельных образцах (в частности в фильтрате) на фоне активности других радионуклидов;
3. Временная задержка от момента отбора проб до проведения разделений в радиохимической лаборатории (РХЛ), что сказывается на достоверности результатов определения активности групп радионуклидов. Активированные продукты коррозии, находящиеся в теплоносителе преимущественно в «нерастворимой» форме, частично переходят из пробы на поверхности пробоотборной посуды и установки для разделения. Потери АПК в ходе определения по рассматриваемому методу достигают 20%.
Задачей, на решение которой направлено заявляемое техническое решение, является создание способа определения объемной активности радионуклидов продуктов деления и активированных продуктов коррозии в водном теплоносителе, позволяющего повысить коэффициент выделения АПК из проб теплоносителя, увеличить оперативность определения активности групп радионуклидов и, в первую очередь, радионуклидов-реперов, определяющих состояние АЗ, снизить их минимально измеряемую активность (МИА) с одновременным уменьшением времени контакта персонала с высокоактивной пробой.
Для решения поставленной задачи и достижения указанных технических результатов в способе осуществляют ввод фиксированного объема пробы теплоносителя в измерительную емкость, контролируемое фазовое концентрирование группы изотопов на блочном сорбенте путем фильтрации пробы через сорбент на основе политетрафторэтилена с последующим гамма-спектрометрическим измерением активности нуклидов на сорбенте и в фильтрате, согласно заявляемому решению перед фильтрацией пробы проводят измерение исходного уровня излучения активированных продуктов коррозии, пробу дистанционно в циркуляционном режиме подвергают многократной фильтрации через блочный сорбент с возвратом фильтрата обратно в емкость, снижая, тем самым, фоновую активность пробы и, как следствие, минимально измеряемую активность радионуклидов реперных продуктов деления. В процессе фильтрации концентрацию активированных продуктов коррозии из пробы контролируют путем измерения через определенный отрезок времени остаточной активности указанных продуктов в фильтрате после их выделения на сорбенте, а фильтрацию заканчивают при условии выделения не менее 98% радионуклидов активированных продуктов коррозии, при этом в качестве блочного сорбента используют сорбент, модифицированный сурьмяной кристаллической кислотой.
Экспериментально установлено, что в качестве селективного блочного сорбента наиболее эффективно использование сорбента на основе политетрафторэтилена, модифицированного сурьмяной кристаллической кислотой (СКК). Причем, в отличие от прототипа, используют один счетный образец - сорбент на основе политетрафторэтилена, модифицированный СКК, на котором выделяют все формы существования АПК: взвешенные, ионные и коллоидные.
Достигаемый технический результат выражается в значительном снижении фоновой нагрузки на измерительный тракт, обусловленной присутствием в теплоносителе АПК, что позволяет уменьшить МИА радионуклидов-реперов. При этом параллельно происходит дистанционное выделение и концентрирование активированных продуктов коррозии из теплоносителя на твердом носителе - селективном сорбенте, что исключает стадии отбора проб, их транспортировки и разделения в РХЛ и обеспечивает:
- повышение коэффициента выделения АПК из пробы теплоносителя,
- снижение времени контакта персонала с высокоактивной пробой.
Способ может быть реализован с помощью устройства, подключаемого на байпасе к измерительной емкости с теплоносителем и включающего циркуляционный насос, запорную арматуру, трубопроводы и фильтр с блочным сорбентом, селективно извлекающим из пробы теплоносителя все формы активированных продуктов коррозии. Управление устройством и замена фильтрующего элемента осуществляется полностью дистанционно с рабочего места, защищенного от действия радиации. На фигуре представлена схема устройства, где позициями обозначены:
1 - клапан подачи проб;
2 - линия отбора проб;
3 - измерительная емкость;
4 - измерительный контур;
5 - линия удаления газа;
6 - клапан удаления газа;
7 - клапан циркуляции пробы;
8 - гамма-спектрометрический комплекс (ГСК);
9 - стена радиационно-защитной камеры;
10 - проходка в стене радиационно-защитной камеры;
11 - циркуляционный насос;
12 - фильтр с сорбентом, импрегнированным СКК;
13 - расходомер;
14 - клапан слива проб;
15 - дренажный трубопровод.
Заявляемый способ определения объемной активности радионуклидов активированных продуктов коррозии и продуктов деления в водном теплоносителе первого контура ЯЭУ осуществляется следующим образом.
После дистанционного открытия клапана 1 проба теплоносителя из линии отбора проб 2 поступает в измерительную металлическую емкость 3 и измерительный контур 4.
При этом удаление газо-воздушной смеси, находившейся в измерительной емкости 3 и измерительном контуре 4 до подачи пробы, а также дегазация пробы осуществляется через линию удаления газа 5 при открытом клапане 6. Исключение циркуляции пробы через фильтр 12 при заполнении измерительной емкости 3 и измерительного контура 4 обеспечивает закрытый клапан 7. После заполнения емкости 3 и контура 4 клапаны 1 и 6 закрывают. Проводят измерение гамма-излучения пробы в измерительной емкости 3 с помощью гамма - спектрометрического комплекса ГСК 8.
ГСК 8 находится за стеной радиационно-защитной камеры 9. Гамма-излучение от пробы, находящейся в измерительной емкости 3, поступает на ГСК 8 через проходку 10 в стене. Управление работой ГСК 8 осуществляется оператором с удаленного рабочего места, защищенного от действия радиации. Время измерения определяется удельной активностью радионуклидов-реперов. После измерения гамма-спектра дистанционно открывают клапан 7 и включают насос 11, который обеспечивает циркуляцию пробы через фильтр 12 с сорбентом, импрегнированным СКК. Время фильтрации составляет 10-30 минут при расходе пробы через фильтр 100-200 мл/мин. Расход при фильтрации измеряют с помощью расходомера 13. После завершения фильтрации пробы с помощью ГСК 8 проводят повторное измерение пробы, находящейся в измерительной емкости 3. В отфильтрованной пробе определяют активность радионуклидов йода после снижения их МИА и остаточную активность АПК. Если достигнута эффективность выделения АПК равная 98% клапан 14 открывают и сливают пробу в дренажный трубопровод 15. Если заявленная эффективность выделения АПК не достигнута, операцию фильтрации повторяют. После окончательного завершения фильтрации и слива пробы сорбент дистанционно извлекают из фильтра 12 и передают на измерение. В фильтр 12 дистанционно устанавливают новый сорбент.
Пример осуществления способа
7
Пробу теплоносителя первого контура со значением водородного показателя среды рН=10, и суммарной активностью АПК 1,3⋅10 Бк/кг объемом 0,4 л подают в измерительную емкость и измерительный контур. Уровень активности пробы измеряют с помощью ГСК. Затем подключают насос и с расходом пробы через сорбент 180 мл/мин осуществляют фильтрацию в течение 25 мин. Контакт персонала с высокоактивным образцом происходит только в ходе транспортировки сорбента СКК от места отбора до лаборатории. В таблице представлено сравнение характеристик, полученных в соответствии с заявляемым способом, и характеристик по способу-прототипу:
131
135
- отношение МИА радионуклидов I и I до и после фильтрации пробы,
- эффективность выделения АПК на одном счетном образце, модифицированном СКК, и на наборе блочных сорбентов,
- минимальное время определения активности радионуклидов и радионуклидов йода от отбора пробы до завершения измерений контакта персонала с высокоактивным образцом,
- время контакта персонала с высокоактивным образцом.
Таким образом, заявляемый способ при использовании только одного счетного образца - сорбента на основе политетрафторэтилена, модифицированного сурьмяной кристаллической кислотой, путем выполнения фильтрации пробы в циркуляционном режиме, позволяет по сравнению с прототипом значительно понизить МИА реперных радионуклидов (в 6-7 раз) и повысить точность определения АПК, эффективность выделения АПК достигает 98%. По сравнению с прототипом время определения активности радионуклидов от момента отборы пробы до получения результата гамма-спектрометрического измерения снижено в 2 раза, а время контакта персонала с высокоактивным образцом - в 3-6 раз.