Повышение чувствительности радиометрических устройств контроля специальных систем очистки газов и вод АЭС по бета и гамма-излучениям тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.11.10, кандидат технических наук Комиссаров, Александр Борисович

• Комиссаров, Александр Борисович
• кандидат технических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат технических наук Комиссаров, Александр Борисович

Основные сокращения и обозначения, принятые в тек- 4 сте

Введение

Глава 1 Основные радионуклиды и источники их поступления в водные контуры АЭС и газовые выбросы

1.1 Общие сведения об основных типах реакторов

1.2 Причины и источники поступления радионуклидов в 9 водяные контуры реакторов

1.3 Газовые выбросы радионуклидов в атмосферу

1.4 Анализ нормативных требований документов, регла- 15 ментирующих радиационную безопасность

1.5 Технологии спецводоочистки и спецгазоочистки 19 Выводы к главе

Глава 2 Радиометрические средства контроля газовых и жидких сред

2.1 Радиометры жидких сред

2.2 Основные методы и средства контроля содержания ра- 37 диоактивных газов в воздухе

Выводы к главе

Глава 3 Выбор детекторов для регистрации бета-излучающих нуклидов в воде и воздухе

3.1 Определение материалов детектора

3.2 Методы снижения сорбции и определение геометрии 50 измерений активности бета-излучающих нуклидов в воде и газах.

Выводы к главе

Глава 4 Методы и средства для оперативного контроля низких активностей гамма-излучающих нуклидов в водных средах

4.1 Требования к материалам детекторов

4.2 Методы повышения чувствительности блоков детекти- 59 рования при различных геометриях измерений.

4.3 Методы снижения влияния растворенных радиоактив- 64 ных газов

Выводы к главе

Глава 5 Средства контроля установок спецочистки воды и установок подавления активности газовых выбросов

5.1 Контроль установок спецочистки воды.

5.2 Контроль качества очистки газов УПАК 73 Выводы к главе

Глава 6 Экспериментальное исследование разработанных 79 средств радиометрического контроля

6.1 Исследование спектрального состава газоаэрозольных 79 выбросов Волгодонской АЭС

6.2 Блоки детектирования на основе пленочноых сцинтил- 87 ляторов.

Выводы к главе

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Повышение чувствительности радиометрических устройств контроля специальных систем очистки газов и вод АЭС по бета и гамма-излучениям»

Среди широкого спектра задач по контролю за радиационной обстановкой АЭС важную роль играет радиационный контроль за состоянием систем спецводо- и газоочистки. Качество работы этих систем определяет, в конечном итоге, степень радиационного воздействия АЭС па окружающую среду и человека.

Очистка воды осуществляется, как правило, химическим осаждением радионуклидов на ионообменных смолах и фильтрах, очистка газовых сред — комбинированным методом — фильтрацией в радиохроматографических колоннах и выдержкой в камерах.

Применение на АЭС современных систем очистки воды и газоаэрозольных смесей привело к значительному снижению уровней контролируемых активностей, что вызывает необходимость применения устройств детектирования с минимально измеряемой активностью не более 1*103 Бк/м3 как для воды, так и для воздушных смесей.

Основной нормативный документ, регламентирующий требования к радиационной безопасности АЭС, СП АС-03 [1] определяет инертные радиоактивные газы (аргон, криптон, ксенон), а также радионуклиды 131I, 60Со, I34Cs,

1 37

Cs как основные. Таким образом можно сузить задачу радиометрического контроля систем спецочистки до определения активностей именно этих нуклидов.

Одним из способов, позволяющих контролировать качество очистки соответствующих сред системами спецводо- и газоочистки, и управлять работой этих систем, является оперативный контроль суммарной активности радионуклидов в среде после очистки. Задачами, требующими решения при проведении оперативного контроля с требуемой чувствительностью, являются существенная зависимость нижнего порога измерений от внешнего гамма-фона, сорбция на блоках детектирования, зависимость чувствительности от мутности и цветности водных сред при контроле низких активностей бета-излучающих нуклидов.

На сегодняшний день проведение измерений на уровне низких активностей выполняется только в лабораторных условиях и требует достаточно долгого времени, от трех до десяти часов, что не позволяет оперативно отслеживать качество очистки сбросов и выбросов.

Целью настоящей работы являлось снижение минимально детектируемой объемной активности бета и гамма - излучающих нуклидов в технологических и сбросных водах АЭС, инертных радиоактивных газов в воздухе устройствами детектирования и обоснование методов радиометрического контроля спе-цочистных сооружений АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000.

В ходе работы были исследованы и отобраны различные материалы детекторов; подобраны противосорбционные покрытия; решена задача корректировки чувствительности водных радиометров от мутности и цветности сред; проведены исследования спектрального состава газо-аэрозольных выбросов в различных режимах работы реактора типа ВВЭР-1000; определены требования к размещению блоков и устройств детектирования, предназначенных для контроля устройств спецочистки; составлены методики проведения радиационного контроля систем спецочистки воды и газов на АЭС; созданы макеты радиометров, проведены лабораторные испытания и испытания на АЭС.

Контроль за активностью нуклидов, находящихся в аэрозольной фазе, не являлась целью настоящей работы и в дальнейшем рассматриваться не будет.

Работа выполнялась в НИЦ «СНИИП» в период с 1997 по 2003 годы в отделении 1900. Автор выражает благодарность всем сотрудникам Центра за поддержку и помощь в проведении исследований. Отдельная благодарность сотрудникам отделов радиационной безопасности Курской и Ростовской АЭС за участие в подготовке экспериментальной базы.

Заключение диссертации по теме «Приборы и методы для измерения ионизирующих излучений и рентгеновские приборы», Комиссаров, Александр Борисович

Выводы.

Преимущества способа контроля объемной активности ИРГ методом прямого спектрометрического контроля (в подсистеме контроля газоаэрозольного выброса через вентрубу) состоят в следующем: контроль осуществлен на протоке, без отбора пробы (так называемый изо-кинетический отбор), без системы импульсных трубок и подготовки пробы; минимально детектируемая активность при регистрации объемной активности в диапазоне энергий выше 280 кэВ составляет величину порядка 3*10 3 Бк/м3; возможна спектрометрия ИРГ в потоке спектрометром с одним блоком детектирования гамма-излучения на основе кристалла Nal

Измерения суммарной активности и определение нуклидного состава газоаэрозольных выбросов методом отбора проб не дает полной информации по нуклидному составу выбросов и не позволяет оперативно отслеживать изменения этого состава. Измерения суммарной объемной активности требуют введения режима выдержки пробы в объеме детектора. Обработка данных, полученных в ходе измерений позволит разделить суммарную активность корот-коживущих радионуклидов, не требующуюся при контроле газовых выбросов и активность 41Аг, суммарная активность которого регламентируется СП АС.

Сравнение показаний блоков детектирования до и после очистки позволят оперативно отслеживать и корректировать время выдержки газов в установке подавления активностии.

Экспериментальная часть исследовательской работы с блоками и устройствами детектирования подтвердила правильность положений, обоснованных в предыдущих главах.

Заключение.

1. Целью настоящей работы являлось снижение минимально детектируемой объемной активности бета, бета-гамма и гамма - излучающих нуклидов в технологических и сбросных водах АЭС, инертных радиоактивных газов в воздухе устройствами детектирования и обоснование методов радиометрического контроля спецочистных сооружений АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000.

2. Для решения поставленной задачи были выполнены следующие работы:

- изучены нормативные документы, регламентирующие контроль радиационной обстановки на АЭС, и сформулированы основные задачи радиометрического контроля систем спецводо- и газоочистки АЭС;

- рассмотрены и проанализированы современные средства радиометрического контроля водных и газовых сред;

- определены требования к свойствам и материалам детекторов для регистрации бета-гамма и гамма излучения в воде и газах;

- рассчитаны геометрические параметры и методы компоновки детекторов для контроля бета-излучающих нуклидов в водной среде;

- исследованы и отобраны оптимальные противосорбционные покрытия для детекторов с развитой поверхностью;

- разработаны методы корректировки чувствительности детекторов для контроля бета излучающих нуклидов в воде в зависимости от цветности и мутности контролируемой среды;

- рассчитаны и экспериментально подтверждены оптимальные геометрии проведения измерений и определены требования к размещению блоков и устройств детектирования, предназначенных для контроля устройств спецочистки;

- исследован спектральный состав газо-аэрозольных выбросов в различных режимах работы реактора типа ВВЭР-1000;

- проанализирована возможность использования сорбентов для коррекции показаний радиометров суммарной активности гамма-излучающих нуклидов в воде;

- созданы макеты радиометров, проведены лабораторные испытания и испытания на АЭС.

3. На основании проведенной работы можно сформулировать следующие выводы и положения:

3.1. Детекторы для контроля гамма-излучающих нуклидов в геометрии протяженного водного источника должны быть максимально чувствительны к низким энергиям в диапазоне от 15 до 300 кэВ. В качестве материала для таких детекторов целесообразно использовать сцинтилляционные пластмассы с эффективным атомным номером Z^ от 15 до 25 (рассчитанным по фотоэффекту).

3.2. Для максимальной эффективности регистрации бета-излучения в воде и обеспечения достаточного светосбора на ФЭУ расстояние между слоями пленок в детекторах для контроля за суммарной объемной активностью должно находится в диапазоне от 8 до 11 мм.

3.3. Для снижения сорбции радионуклидов чувствительную поверхность детектора на основе сцинтиллирующих пленок целесообразно пленки покрывать противосорбционным защитным слоем, выполненным из поливинилхло-рида (толщиной 90 мкм — для газовых и 200 мкм для водных радиометров) методом термического прессования.

3.4. Для обеспечения независимости показаний результатов измерений бета-излучения от мутности и цветности контролируемой воды без повышения нижнего предела измерений целесообразно вводить в состав оборудования второе устройство детектирования с аналогичным детектором и встроенным источником 137Cs типа ОСГИ, постоянно «просвечивающем» контролируемую среду, что позволит осуществлять корректировку показаний первого БД.

3.5. Для учета влияния растворенных радиоактивных газов на показания блоков детектирования, предназначенных для контроля суммарной активности гамма-излучающих нуклидов в воде, и учитывая, что в режиме нормальной эксплуатации АЭС 92% вклада в суммарную активность дают радионуклиды 134Cs и 137Cs, целесообразно ввести поправочный коэффициент, рассчитываемый сопоставлением данных с погружных радиометров и радиометров, периодически измеряющих отобранную активность нуклидов цезия на сорбенты.

3.6. При выполнении оперативного контроля качества очистки газов установками подавления активности следует ввести режим выдержки пробы в чувствительном объеме газовых радиометров при продолжении проведения замеров и проводить анализ результатов путем сравнения показаний по коро-тоживущим и долгоживущим радионуклидам до и после установки.

3.7. Для повышения достоверности информации о качестве работ систем спецгазоочистки АЭС, рекомендуется включить в состав оборудования спектрометрические устройства с детектором на основе кристалла Nal(Tl), размещенным под основанием главных вентиляционных труб и использовать методы сравнения информации, поступающей с спектрометра и блоков детектирования суммарной объемной активности газов.

3.8. Для контроля качества очистки сбросных вод АЭС рекомендуется размещать блоки детектирования в контрольных колодцах за пределами реакторного контура, перед слиянием сбросных линий в сбросной канал. Не рекомендуется проведение измерений во врезках в трубопровод в машинных залах АЭС с реакторами типа РБМК. Для обеспечения независимости показаний от напора воды на АЭС с реакторами ВВЭР-1000 следует исключить контроль во врезках в вертикальные участки трубопровода. При невозможности использования новых врезок, детекторы следует размещать во внутренних углах трубопровода со свинцовой защитой извне.

4. Научная новизна полученных данных состоит в выборе новых противо-сорбционных покрытий; разработке новых методик комплексного использования спектрометрических и радиометрических устройств для контроля систем спецочистки; разработке средств, обеспечивающих независимость показаний результатов измерений бета-излучения от мутности и цветности контролируемой воды.

5. Практическая ценность полученных результатов заключается в возможности их использования для построения и эксплуатации радиометров объемной активности жидкостей и газов с улучшенными измерительными характеристиками. Использование подобных радиометров позволит снизить экономические затраты на обслуживание спецочистных сооружений и позволит снизить активности радионуклидов, поступающих во внешнюю среду.

6. Результаты проведенной работы были использованы при создании радиометра жидкости РЖБ-11П, предназначенного для измерений объемной активности бета-гамма излучающих радионуклидов; устройств детектирования УДЖГ-35Р, УДЖГ-13Р, предназначенных для контроля суммарной активности гамма излучающих нуклидов в воде; блока детектирования БДГБ-40П, предназначенного для контроля ИРГ в газовых выбросах АЭС. Так же результаты работы легли в основу технических требований к контролю систем спецочистки на Курской и Волгодонской АЭС и комплекса контроля газоаэрозольных выбросов, предложенного для контроля газоаэрозольных выбросов на второй очереди КуАЭС.

7. Основные материалы, положенные в основу данной работы были изложены автором в 10 статьях в научных периодических изданиях и были доложены на научных конференциях, проводимых Минатомом РФ, межотраслевых и международных семинарах.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Комиссаров, Александр Борисович, 2003 год

1. СП ЛС-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. САНПИН 2.6.1.24-03. — М., Минздрав России, 2003.

2. Функционирование АЭС. Справочник. Сборник статей под ред. Петухо-ва В.Н., М., 2002.

3. О состоянии окружающей природной среды Российской Федерации в 1999 году. Государственный доклад. Государственный комитет Российской Федерации по охране окружающей среды. М.„ 2000.

4. СТТ СОТ АС-91. Санитарные и технические требования к проектированию и эксплуатации систем отпуска теплоты от атомных станций. Минздрав СССР. 1991.

5. ГОСТ 2374-82. Вода питьевая.

6. Федеральный закон "Об использовании атомной энергии" от 21.11.1995 № 170-ФЗ.

7. Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" от 09.01.1996 №3-Ф3.

8. ОПБ-88/97. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ПНАЭГ-01-011-97, — М., Госатомнадзор России, 1997.

9. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП.2.6.1.758-99. Минздрав России, 1999.

10. ОСПОРБ-99. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности. СП 2.6.1.799-99. — М., Минздрав России, 2000.

11. ПРБ АС-99. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций. Минздрав России. 1999.

12. Федоровский Ю.П. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, М. 1975.

13. Каталог продукции фирмы HERFURТН, Германия, 1997.

14. Каталог продукции фирмы FAG. Германия, 2000

15. Каталог продукции фирмы Herfurth, Германия, 2001.

16. Каталог продукции фирмы BERTOLD & FRIESEHE, Германия, 2000.

17. Каталог продукции фирмы EG&.G ORTEC. США, 2001.

18. Каталог продукции фирмы NUCLEAR ENTERPRISES Ltd. Великобритании, 2001.

19. Каталог продукции фирмы TESLA. Чехия, 2001.

20. Каталог продукции НИЦ СНИИП, 1999.

21. Использование радиометра РЖС-05 для контроля молока и молочных продуктов. (Авт.: М.М Андреева, Н.М Быковский и др.) // Сб. Вопросы атомной науки и техники. Серия Ядерное приборостроение. Вып.2, М., Атомиздат, 1988.

22. Полевые бета-радиометры РКБ4-1еМ и РКБ4-2еМ для контроля загрязненности окружающей среды.(Авт.: Бачурин А.В., Власенко В.В. и др.) // Сб. Вопросы атомной науки и техники. Серия Ядерное приборостроение, Вып.З, М., Атомиздат, 1981.

23. Поленов Б.В., Чебышов С.Б. Приборно-методические принципы обеспечения требований НРБ-99. Ядерные измерительно-информационные технологии, №2, М., 2002, с.21-32.

24. Сивинцев Ю.В. Радиационная безопасность на ядерных реакторах. М., Атомиздат, 1967.

25. Деме М., Фехер Й. Автоматизированная система контроля окружающей среды АЭС. Кн. 1 М., Энергоатомиздат, 1983.

26. Измерение объемной активности воды детектором па основе сцинтилли-рующей полистирольной пленки. (Авт.: Арутинов О.М. и др.) // Сб. Вопросы атомной науки и техники. Серия Ядерное приборостроение, Вып.37, М., Атомиздат, 1978.

27. Федоровский Ю.П. Сцинтилляциоиные пластмассовые и комбинированные детекторы с развитой поверхностью для радиометрии сред и поверхностей. // Сб. докладов межотраслевой конференции «Датчики и детекторы для АЭС». Пенза, 2002.

28. Артамонова Э.В., Кронгауз В.Г., Федоровская Н.И., Федоровский Ю.П, "Поверхностно-активированный сцинтилляционный детектор бета-излучения"; Авторское свидетельство СССР № 1364013 с приоритетом от 17 марта 1986.

29. Руководство по радиационной защите для инженеров. Сокращенный перевод с английского под редакцией Д.Л. Бродера и др. М., Атомиздат, 1973.

30. Кремчукова Н.Т., Новиков Б.В., Федоровский Ю.П. Вопросы градуировки водных радиометров с датчиками погруженными в бесконечную водную среду. Информационный бюллетень, №1 (109). СНИИП, 1968.

31. Комиссаров А.Б., Леонов А.Ф., Соломина Е.Ю., Федоровский П.Ю., Федоровский Ю.П., Чебышов С.Б. Новые радиометры для контроля радиоактивного загрязнения жидких сред // Ядерные информационно-измерительный технологии. Труды НИЦ «СНИИП», 1997, с. 108.

32. Комиссаров А.Б., Леонов А.Ф., Федоровский П.Ю., Федоровский Ю.П.,. Радиометры для контроля бета-активных радионуклидов в воде. // Экологические системы и приборы, №3, 1998.

33. Ильин Л. А., Павловский О. А. Ожидаемые значения дозовых нагрузок на население СССР при реализации планов развития атомной энергетики СССР. Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС. Кн. 1. М., Энергоатомиздат, 1983.

34. Гришмановский В. И, Козлов В. Ф., Лузанова Л. М. Оценка радиационных последствий возможных гипотетических аварий на АЭС с ВВЭР. //Атомная Энергия,т. 67, вып. 1 (октябрь 1989).

35. Афанасьев А. Г., Барышев JI. В., Корытко JI. А. Полищук А. М.

36. Портативные носимые приборы для контроля радиоактивных и делящихся материалов. // Сб. Ядерные измерительно информационные технологии. Труды Научно-Инженерного Центра «СНИИП». М., СНИ-ИП, 1997.

37. Барышев JI. В., Корытко JI. А. Цифровая фильтрация для улучшения энергетического разрешения сцинтилляционных спектров. // Сб. Ядерные измерительно информационные технологии. Труды Научно-Инженерного Центра «СНИИП». М., СНИИП, 1998.

38. Антонов В. JI., Груздева А. А., Жернов В. С. Контроль за распространением радионуклидов по технологическим контурам АЭС. // Атомная Энергия, т. 53, вып. 3, М., 1982

39. Бродер Д.Л., Попков К. К., Рубанов В. А. Биологическая защита транспортных энергетических установок. М., Атомиздат, 1969.

40. Н.Г.Гусев, В.А.Климанов, В.П.Машкович, А.П.Суворов. Защита от ионизирующих излучений. М., Атомиздат, 1980.

41. Защита от ионизирующих излучений. Справочник под ред.

42. B.П.Машковича. М., Атомиздат 1982.

43. Комиссаров А.Б., Федоровский Ю.П., Федоровский П.Ю., Чебышов

44. C.Б. Методы и средства радиационного контроля газовых выбросов АЭС. // Сб. докладов V Международной конференции «Радиационная безопасность: Экология-Атомная энергия». С-Пб, 2002.

45. Брегадзе Ю.И., Степанов Э.К., Ярыпа В.П. Прикладная метрология ионизирующих излучений. М., Энергоатомиздат, 1990.

46. Аппаратура контроля радиационной безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК (Авт.: B.C. Жернов, Ю.Е. Залманзоп, В.Я. Парышев и др.). М., Энергоатомиздат, 1987.

47. Зверков В.В. Эксплуатация ядерного топлива на АЭС с ВВЭР", М., Энергоатомиздат, 1984.

48. Федоровский П.Ю., Федоровский Ю.П., Соломина Е.Ю., Кононов А.Н., Леонов А.Ф., Чебышов С.Б. Детекторы с развитой поверхпо-стьюбО. Опыт разработки и применения.- Ядерные измерительно-информационные технологии, М., 2001.

49. Методика выполнения измерений содержания радиоактивного цезия в водных растворах. В63НИИФТРИ, М., 1993.

50. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев A.M. Безопасность ядерных энергетических установок, М., Энергоатомиздат, 1989.

51. Герасимов А.С., Зарицкая Т.С., Рудик А.П. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах, М., Энергоатомиздат, 1989.

52. Сидоренко В.Д., Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А.

53. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. Справочник, М., Энергоатомиздат, 1983.

54. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции М., Энергоатомиздат, 1989.

55. Попов М., Ерохина Т. Состояние загрязнения атмосферы на территории СССР в 1990 г. и тенденция его изменения за последнее пятилетие // Метеорологи и гидрологи, N 4, М., 1991.

56. С.В. Волков и др. Оценка чувствительности метода прямого спектрометрического контроля радионуклидов в выбросах АЭС. Экологические системы и приборы, М., №1, 2003

57. Алексахин P.M., Крышев И.И., Фесенко С.В., Сапжарова Н.И. Радиоэкологические проблемы ядерной энергетики, Атомная энергия, том 68, вып. 5, май 1990.

58. НТД МХО Интератомэнерго 38.220.56-84 Методы расчета распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения, М., Энергоатомиздат, 1984.

59. Крышев И.И., Сазыкина Т.Г. Имитационные модели динамики экосистем в условиях антропогенного воздействия ТЭС и АЭС, М., Энергоатомиздат, 1990.

60. Бадев В.В., Егоров Ю.А., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС, М., Энергоатомиздат, 1990.

61. Материалы научной конференции «Ядерный топливный цикл», журнал «Атомная энергия», том.89, вып.4, октябрь 2000.

62. Информационный бюллетень «Радиация и общество» № 1-1995 г., № 2(1)-1996 г., №2 (2)-1997 г. под ред. В.М.Кузнецова.

63. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности.-5-е изд.перераб.и доп. М. Энергоатомиздат,!999.-520.