СПОСОБ ХАРАКТЕРИЗАЦИИ ГРАФИТОВЫХ БЛОКОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
METHOD OF CHARACTERIZATION OF GRAPHITE BLOCKS OF NUCLEAR REACTOR AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION

Изобретение относится к области радиологической характеризации, и может быть использовано при осуществлении измерений активности радионуклидов в облученных графитовых блоках при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов.
При демонтаже графитовой кладки в процессе вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора требуется выполнение характеризации облученных графитовых блоков по активности, нуклидному составу гамма-излучающих нуклидов и мощности дозы гамма-излучения для определения варианта их эффективного размещения в контейнере.
В настоящее время существует большое разнообразие детекторов для регистрации гамма-излучения. Они отличаются по режиму работы, способу производства, условиям работы, а также имеют разные энергетические разрешения. Для осуществления способа характеризации помимо детектора с повышенным энергетическим разрешением необходимо создание условий, при которых данный детектор будет эффективно регистрировать излучение, т.е. определить оптимальное для характеризации расположение графитового блока и детектора.
Из уровня техники известен способ определения абсолютной удельной активности содержимого контейнера и парциальных удельных активностей отдельных радионуклидов [Патент РФ 2571309, МПК G01T 1/00, опубл. 20.12.2015]. Способ заключается в использовании результатов измерений аппаратурного гамма-спектра излучения, выходящего за пределы контейнера. Способ позволяет определить абсолютную удельную активность смеси радиоактивных нуклидов и абсолютную парциальную удельную активность отдельных радионуклидов. Устройство для реализации способа содержит приборные боксы, установленные с двух боковых сторон или сверху и снизу контейнера и снабженные электроприводами, обеспечивающими возможность их перемещения вдоль соответствующих сторон контейнера.
Способ направлен на характеризацию заполненного контейнера, а не отдельных графитовых блоков, таким образом не учитывается неравномерность активности между центром и периферией отходов в контейнере, активность отдельных радионуклидов более качественно определяется у стенок контейнера и ухудшается по направлению к центру, что приводит к высокой погрешности измерений и неточностям оценок. Фиксированное расстояние между контейнером и приборными боксами с детекторами в случае высокой активности измеряемых радиоактивных отходов может привести к перезагрузке детектора и потере его работоспособности.
Из уровня техники известен дистанционный способ измерения гамма-излучения, раскрытый в описании к заявке Японии JP 63-231287 А, опубликованной 27.09.1988, МПК G01T 1/169, 1/16. В указанном техническом решении гамма-излучение от источника излучения регистрируется при помощи сцинтилляционного детектора, состоящего из сцинтиллятора и фотоэлектронного умножителя (ФЭУ), который сопряжен с коллиматором, оснащенным регулируемым входным окном. В процессе регистрации гамма-излучения коллиматор настраивается на источник излучения. Для этого входное окно коллиматора устанавливается таким образом, чтобы в «поле зрения» детектора попали только те участки детектируемой среды, которые испускают гамма-излучение. Данные измерений, полученные анализатором высоты импульса, корректируются с использованием расстояния между точкой измерения и прибором для измерения гамма-излучения. На основании предварительно проведенного калибровочного теста и коэффициента калибровки, основанного на измеренном детектором значении, определяют эффективность регистрации. Однако высокая эффективность регистрации излучения от образца достигается только в «поле зрения» детектора на переднем участке образца и ухудшается по направлению к центру источника излучения.
Известна установка для контроля радиоактивного загрязнения материалов [Патент РФ 2113719, МПК G01T 1/16, G01T 7/00, опубл. 20.06.1998] (прототип). Установка для контроля радиоактивного загрязнения материалов содержит рабочий стол для размещения на нем исследуемого материала и измерительную плиту, на которой установлены детекторы, соединенные с ЭВМ. Рабочий стол разделен на секции, изолированные одна от другой непроницаемыми для гамма-излучения экранами. Одна из таких секций предназначена для размещения заранее изученного эталонного образца. Измерительная плита выполнена из шарнирно связанных между собой панелей, снабженных регулируемыми копирами. На рабочей секции размещается исследуемый материал, а на эталонной - заранее изученный и исследованный эталонный образец, имеющий сходные с исследуемым массу и химический состав. Данные об эталонном образце заносятся в память ЭВМ. После размещения всех образцов производится последовательное измерение гамма-фона. Для этого измерительная плита устанавливается над эталонной секцией и приближается к эталонному образцу до некоторого расстояния, обеспечивающего наиболее точное измерение. Это расстояние определяется опытным путем. После осуществления замера измерительная плита кран-балкой перемещается и устанавливается над рабочей секцией и опускается до соприкосновения копиров с исследуемым материалом. Копиры предварительно должны быть выставлены на величину, обеспечивающую соблюдение необходимого зазора между детекторами и исследуемым образцом. Этот зазор должен соответствовать расстоянию, выдерживаемому при исследовании эталонного образца.
Данная установка обеспечивает высокую производительность при проведении радиационного контроля материалов и объектов, имеющих сложную конфигурацию и различную массу при высокой степени достоверности получаемой информации об исследуемом объекте. Все полученные данные измерений передаются на ЭВМ и обрабатываются по специальной программе. При изучении исследуемых материалов каждая последующая партия которых имеет другую массу, отличную от предыдущей, масса эталонного образца либо увеличивается, либо уменьшается. Для этого используется дополнительная пригрузка. После перезагрузки секций стола процесс измерений повторяется. При изучении материалов, имеющих сложную конфигурацию, фиксирующее устройство отключается, и панели, находясь в свободном положении, касаясь копирами исследуемого материала, принимают положение, соответствующее конфигурации исследуемого материала.
Недостатком вышеуказанного способа является то, что качество определения активности отдельных радионуклидов ухудшается по направлению к центру и по высоте измеряемого образца.
Отсутствие предварительных измерений радиационных характеристик измеряемого образца не позволяет определить оптимальное расстояние (зазор) между детекторами и измеряемым образцом для высокоточных измерений.
На перемещаемой измерительной плите устройства не могут быть расположены высокоточные детекторы с коллиматорами, что снижает точность характеризации измеряемого образца.
Задача изобретения состоит в создании способа и устройства радиологической характеризации, которые позволят эффективно и с высоким качеством характеризовать отдельные графитовые блоки при соблюдении радиационной безопасности обслуживающего персонала.
Для достижения указанного технического результата в способе характеризации графитового блока ядерного реактора, включающем этапы определения расстояния между характеризуемым графитовым блоком и спектрометрической измерительной системой, обеспечивающего наиболее точное измерение, последовательное измерение гамма-излучения спектрометрической измерительной системой, передачу результатов измерений на ЭВМ и их программную обработку, расстояние между характеризуемым графитовым блоком и спектрометрической измерительной системой определяют на основании предварительного дистанционного измерения мощности дозы гамма-излучения точечным детектором внутри отверстия в графитовом блоке, при этом предварительное измерение, а также расположение характеризуемого графитового блока относительно спектрометрической измерительной системы на определенном расстоянии обеспечивают дистанционным манипулированием характеризуемым графитовым блоком. В предпочтительном варианте осуществления изобретения манипулированием характеризуемым графитовым блоком обеспечивают измерение активности, нуклидного состава и определение мощности дозы гамма-излучения от графитового блока на определенном расстоянии по высоте со всех его боковых сторон. На основании измерения активности и определения мощности дозы гамма-излучения графитового блока может быть осуществлено размещение графитового блока в контейнере.
Для достижения указанного технического результата устройство для осуществления способа, включающее опорный модуль, модуль перемещения, модуль дистанционного управления, спектрометрическую измерительную систему, дополнительно содержит соединенный с модулем перемещения модуль захвата графитового блока, содержащий точечный полупроводниковый детектор гамма-излучения, при этом модуль перемещения обеспечивает три степени свободы и вращательное движение модуля захвата графитового блока. Дополнительно модуль перемещения графитового блока может содержать динамометр для контроля нагрузки при извлечении блоков и определения массы для расчета удельной активности. Спектрометрическая измерительная система предпочтительно состоит из полупроводникового детектора гамма-излучения с коллиматором и защитой внешнего излучения. Дополнительно модуль захвата содержит видеокамеру с освещением.
Модуль захвата графитового блока устройства в предпочтительном варианте осуществления изобретения обеспечивает зацеп графитового блока снизу без нажима на внутреннюю поверхность отверстия в блоке. Для этого, например, может быть предусмотрено, что модуль захвата графитового блока содержит корпус с вырезами, расположенную внутри корпуса головку с пазами, содержащую полый внутренний вал с пазами и вставленную в нижнюю часть внутреннего вала полую втулку, которая прижимает к торцу внутреннего вала закругленные концы кулачков, расположенных по окружности под углом 90 градусов относительно друг друга, при этом пазы внутреннего вала и головки образуют направляющие кулачков, которые в исходном положении находятся в пазах внутреннего вала и головки, а при движении вниз внутреннего вала частично выходят острыми концами через вырезы из корпуса. В других вариантах осуществления изобретения зацеп графитового блока снизу может быть осуществлен с помощью подпружиненных ползунов, рычажных механизмов с двуплечими рычагами и т.д.
Сущность изобретения иллюстрируется чертежами, на которых:
на фиг. 1 изображен общий вид устройства манипулирования графитовыми блоками;
на фиг. 2 показан модуль перемещения захвата устройства манипулирования графитовыми блоками;
на фиг. 3 показан модуль захвата устройства манипулирования графитовыми блоками в исходном положении;
на фиг. 4 показан модуль захвата устройства манипулирования графитовыми блоками в раздвижном положении;
на фиг. 5 изображена общая схема реализации способа.
Способ характеризации графитового блока ядерного реактора состоит из следующих этапов:
1. Захват, извлечение графитового блока из контейнера или кладки с помощью захватного модуля, обеспечивающего предотвращение образования продольных трещин и разрушения графитовых блоков при манипулировании ими, взвешивание графитового блока.
2. Предварительное дистанционное измерение мощности дозы гамма-излучения, с помощью точечного детектора гамма-излучения, расположенного внутри захватного модуля.
3. Определение по результатам предварительного измерения оптимального для основных измерений расстояния между характеризуемым графитовым блоком и высокоточной спектрометрической измерительной системой.
4. Измерение высокоточной спектрометрической системой спектра гамма-излучения от графитового блока по высоте со всех его боковых сторон, обеспечивающееся дистанционным манипулированием характеризуемым графитовым блоком с помощью модуля перемещения.
5. Определение радионуклидного состава, суммарной и удельной активности, характера ее распределения по объему характеризуемого графитового блока и мощности дозы гамма-излучения от блока посредством программной обработки спектров измерений блока.
6. Выбор места размещения графитового блока в контейнере в зависимости от активности и мощности дозы гамма-излучения от графитового блока.
7. Дистанционное размещение графитового блока в определенном месте контейнера с помощью модуля перемещения.
Для осуществления способа характеризации графитового блока предложено устройство для его осуществления, позволяющее дистанционно манипулировать графитовыми блоками.
Конструкция устройства решает задачу манипулирования графитовыми блоками, каждый из которых представляет собой четырех- или шестигранный куб с внутренним отверстием и пазом снизу для межблочной стыковки по высоте колонны и характеризуется следующими особенностями:
- напряженное состояние облученных в реакторе графитовых блоков может приводить к разрушению блоков на фрагменты при механическом воздействии на поверхность внутреннего отверстия во время их извлечения;
- графитовые блоки характеризуются неравномерным содержанием радионуклидов по объему, а некоторые блоки характеризуются кране высокими уровнями радиоактивности, что требует дистанционного выполнения работ.
Устройство манипулирования графитовыми блоками состоит из четырех модулей: опорного модуля, модуля перемещения, модуля захвата графитового блока и модуля дистанционного управления.
Опорный модуль (см. фиг. 1, 2) представляет собой прямоугольный каркас из двутавровых балок 1, находящийся на четырех или более опорах 2.
Модуль перемещения (см. фиг. 1, 2) обеспечивает три степени свободы и вращение модуля захвата графитового блока.
На две параллельные балки 1 установлены направляющие 3 (рельсы) для передвижения модуля захвата в продольном направлении. Движение осуществляется при помощи электродвигателя 4, а также приводных колес 5, соединенных с нижними валами 6.
Движение модуля захвата в поперечном направлении осуществляется при помощи площадки 7, установленной на полых втулках 8, одна из которых резьбовая. Втулки движутся по установленным внутри верхним валам 9, один из которых также с резьбой и соединен с электродвигателем 10.
Вертикальное передвижение модуля захвата осуществляется при помощи электротельфера 11, установленного на площадке 7. Также на площадке 7 установлен динамометр 12.
Устройство вращения 13 направляющей телескопической трубы 14 состоит из двигателя и редуктора. В направляющей трубе 14 находится выдвижная штанга 15, прикрепленная верхним концом к тросу электротельфера 11.
Модуль захвата (см. фиг. 3, 4) состоит из корпуса 16 с вырезами 17, прикрепленного к нижнему концу штанги 15. Внутри корпуса 16 расположена головка 18, содержащая полый внутренний вал 19 с пазами. В нижнюю часть внутреннего вала 19 вставлена полая втулка 20, внутри которой расположен точечный полупроводниковый Si или CdZnTe-детектор гамма-излучения 21. Втулка 20 прижимает к торцу внутреннего вала 19 закругленные концы кулачков 22, расположенных по окружности под углом 90 градусов относительно друг друга. Головка 18, внутри которой перемещается внутренний вал 19, в нижней части также имеет пазы. Пазы внутреннего вала 19 и головки 18 образуют направляющие кулачков 22. В исходном положении все кулачки 22 находятся в пазах внутреннего вала 19 и головки 18. Форма втулки 20 обеспечивает возможность отклонения кулачков 22 по направляющим пазам, что в дальнейшем обеспечивает выход заостренных концов кулачков 22 из головки 18. Для ориентирования дистанционно управляемого модуля перемещения используют расположенную в модуле захвата видеокамеру 23 с освещением, которая позволяет получать изображение расположения графитовых блоков.
На первом этапе осуществления способа характеризации графитового блока ядерного реактора выполняют захват графитового блока. Посредством модуля перемещения производят движение модуля захвата и его ввод в центральное отверстие выбранного графитового блока.
При движении вниз внутреннего вала 19 кулачки 22 скользят по направляющим пазам головки 18 и частично выходят из корпуса 16 через вырезы 17 (см. фиг. 4). Происходит захват выбранного графитового блока снизу без нажима на внутреннюю поверхность отверстия в блоке. Жесткая фиксация в раздвижном положении обеспечивается прижимной гайкой 24.
Прижимная гайка 24 и кулачки 22 в раздвижном положении обеспечивают фиксацию графитового блока при дистанционном манипулировании им в процессе выполнения всех этапов предлагаемого способа.
Захват графитового блока снизу без нажима на внутреннюю поверхность отверстия в блоке предотвращает образование продольных трещин и разрушение графитового блока при манипулировании им. Контроль нагрузки при извлечении блока осуществляется с помощью динамометра 12. После извлечения блока с помощью динамометра 12 определяется масса графитового блока для дальнейшего расчета удельной активности.
На втором этапе осуществляют предварительное дистанционное измерение мощности дозы гамма-излучения, с помощью точечного детектора гамма-излучения 21, расположенного внутри полой втулки 20 (см. фиг. 3).
Точечная геометрия детектора 21 и металлические конструкции корпуса 16, головки 18, внутреннего вала 19, втулки 20 и кулачков 22 выполняют роль коллиматора и позволяют снизить интенсивность воздействия рассеянного гамма-излучения на детектор 21 и обеспечить возможность выполнения измерений высоких уровней излучения внутри высокоактивных графитовых блоков, определить его радиационные характеристики с учетом коэффициента поглощения на конструкциях модуля захвата.
На третьем этапе по результатам предварительных измерений определяют оптимальное для высокоточных измерений активности радионуклидов графитового блока расстояние L (см. фиг. 5) между характеризуемым графитовым блоком и стационарной высокоточной спектрометрической измерительной системой 25. При определении оптимального расстояния L используется экспериментально полученная с помощью стандартного образца градуированная зависимость эффективности регистрации для дальней геометрии прямоугольной формы, просматриваемой детектором в направлении, перпендикулярном к боковой стороне графитового блока. Определение оптимального расстояния между характеризуемым графитовым блоком и измерительной системой 25 позволяет повысить точность измерений за счет исключения высокой загрузки детектора, приводящей к повышению погрешности измерений. Расположение характеризуемого графитового блока относительно спектрометрической измерительной системы на расстоянии, обеспечивающем наиболее точное измерение, осуществляют посредством дистанционного манипулирования характеризуемым графитовым блоком.
На четвертом этапе посредством спектрометрической измерительной системы 25 осуществляют определение радионуклидного состава, активности, характера ее распределения по объему характеризуемого графитового блока и мощности дозы гамма-излучения от графитового блока. Измерительная система 25 состоит из полупроводникового HPGe-детектора гамма-излучения 26 с коллиматором 27 и защитой внешнего излучения 28.
С помощью модуля перемещения достигаются необходимые высотные положения графитового блока. Путем вращения графитового блока осуществляют измерение со всех его боковых сторон.
Измерение радиационных характеристик снаружи и в центральном отверстии блока графитового блока повышает точность оценок и минимизирует риск ошибок за счет введения поправок на неравномерность распределения активности в объеме блока.
Определение на пятом этапе радионуклидного состава, суммарной и удельной активности, характера ее распределения по объему характеризуемого графитового блока и мощности дозы гамма-излучения от блока осуществляют посредством программной обработки спектров измерений блока. Методом Монте-Карло определяют максимальную мощность дозы гамма-излучения на поверхности контейнера при различном расположении отличающихся по активности блоков. В зависимости от активности и максимальной мощности дозы гамма-излучающих радионуклидов определяют с помощью соответствующего программного обеспечения место размещения графитового блока в контейнере:
- методом Монте-Карло или с применением образцовых источников рассчитываются весовые коэффициенты, определяемые расстоянием до точки измерения мощности дозы и ослаблением излучения в контейнере;
- методом последовательных приближений с учетом весовых коэффициентов, результатов характеризации блока и установленных предельных значений мощности дозы излучения определяют допустимое место расположения графитового блока в контейнере.
Самые загрязненные графитовые блоки устанавливают в центральную часть 29 контейнера 30 (см. фиг. 5), а менее загрязненные на периферию 31 контейнера 30. Блоки, от которых мощность дозы превышает допустимые нормы на контейнер, направляются в отдельный усиленный контейнер 32.
Такой подход позволяет обеспечить не превышение установленных законодательством (НП-093-14, НП-053-16, СанПИН 2.6.1.1281-03) уровней мощности дозы гамма излучения снаружи контейнера, за счет использования эффекта поглощения излучения графитовыми блоками периферийной области контейнера.
После размещения графитового блока в контейнере движение внутреннего вала 19 вверх приводит к возвращению кулачков 22 внутрь корпуса 16, и модуль захвата устройства возвращается в исходное положение (см. фиг. 3).
Дистанционное управление процессом характеризации графитовых блоков обеспечивается модулем дистанционного управления (см. фиг. 5). Модуль дистанционного управления состоит из удаленного места 33 оператора, управляющего процессом манипуляции графитовыми блоками с помощью видеокамеры 23 (см. фиг. 3), расположенной внутри модуля захвата устройства и видеокамер 34 (см. фиг. 5), расположенных в опорном модуле. С помощью видеокамер 23 и 34 оператор выполняет трехкоординатное нацеливание на отверстие выбранного графитового блока, его захват, извлечение, расположение характеризуемого графитового блока относительно детектора на расстоянии, обеспечивающем наиболее точное измерение, и размещение графитового блока в определенном месте контейнера. При характеризации оператор дистанционно управляет процессом измерения, в том числе осуществляет предварительное измерение мощности дозы внутри блока, определение расстояния от характеризуемого блока до детектора гамма-излучения 26 измерительной системы 25 и манипуляции, включающие изменение высотного расстояния и вращения блока вокруг своей оси. С помощью программного обеспечения определяется активность, нуклидный состав и мощность дозы гамма-излучения для определения варианта их эффективного размещения в контейнере.
Использование при осуществлении всех этапов способа устройства манипулирования графитовым блоком позволяет повысить точность и эффективность характеризации. После первоначального захвата устройство манипулирования перемещает захваченный графитовый блок к системе измерения гамма-излучения, а затем в определенное место контейнера, и только после этого модуль захвата извлекается из графитового блока.
Конструкция устройства манипулирования, обеспечивающая захват графитового блока снизу без нажима на внутреннюю поверхность отверстия в блоке, предотвращает образование продольных трещин и разрушение графитовых блока при манипулировании ими.
Наличие в модуле захвата точечного полупроводникового Si или CdZnTe-детектора гамма-излучения позволяет произвести предварительные измерения, на основе которых определяют оптимальное для измерений активности расстояние между характеризуемым графитовым блоком и стационарной измерительной системой.
Дистанционное управление устройством манипулирования обеспечивает радиационную безопасность обслуживающего персонала.
Предложенный способ позволяет эффективно и с высоким качеством характеризовать отдельные графитовые блоки для недопущения превышения нормативно определенной мощности дозы гамма-излучения на поверхности контейнера, суммарной активности содержимого контейнера.