Биологическая защита реактора

2.1.6 Теплоизоляция зоны патрубков реактора

Теплоизоляция зоны патрубков реактора предназначена для уменьшения тепловых потерь верхней части корпуса ректора, охватывающей зону патрубков и для защиты оборудования и стенок бетонной шахты от воздействия высоких температур со стороны реактора в нормальных и аварийных условиях.

Теплоизоляция зоны патрубков реактора (см. рис. 33) представляет собой цилиндрический пояс, состоящий из стационарных и съёмных блоков, устанавливаемых в зоне патрубков вокруг корпуса реактора. Блоки теплоизоляции облицованы листовой сталью и заполнены матами теплоизоляционными, изготовленными из стекловолокна. Маты в блоках крепятся с помощью штырей. Для обеспечения жёсткости блоков наружные листы крепятся к стойкам опор.

Конструкция теплоизоляции - блочная. С целью осмотра и контроля трубопроводов блоки теплоизоляции выполнены разъёмными. Теплоизоляция опирается в нижней части на короба биологической защиты, заполненные серпентинитовой засыпкой, а в верхней части крепится при помощи шпилек, приваренных к закладным деталям металлоконструкции упорного кольца корпуса реактора. Теплоизоляция устанавливается на опорную ферму через опорную обечайку.

Теплоизоляция зоны патрубков реактора относится к оборудованию II категории сейсмостойкости.

2.1.7 Защита биологическая

Защита биологическая зоны патрубков предназначена для защиты обслуживающего персонала от активационного излучения при остановленном реакторе и для снижения уровня нейтронного излучения до значений, при которых не происходит активация металлоконструкции зоны патрубков.

Защита биологическая выполнена в виде съёмных (выемных) металлических блоков, заполненных дробью и серпентинитовой засыпкой (рис. 34).

Защита биологическая устанавливается в бетонной шахте в зоне патрубков корпуса реактора, на опорной ферме реактора.

Масса биологической защиты составляет 64170 кг.

2.1.8 «Сухая» биологическая защита

«Сухая» биологическая защита предназначена для ослабления до допустимых значений потоков нейтронов и гамма-излучений в радиальном направлении вокруг корпуса реактора в районе активной зоны и для обеспечения условий эксплуатации каналов измерительных ядерных системы АКНП.

«Сухая» биологическая защита расположена вокруг корпуса реактора в районе активной зоны и состоит из 10 блоков, облицованных нержавеющей листовой сталью с последующим заполнением серпентинитовым бетоном.

Толщина «сухой» защиты 720 мм, высота 4200 мм, масса - 107 тонн.

Использование в составе боковой защиты серпентинитового бетона, хорошо сохраняющего в процессе эксплуатации в химически связанном виде воду и обладающего большой радиационной стойкостью (до интегральных значений потока 1, 5·1020 нейтрон/см2 с энергией нейтронов свыше 0,8 Мэв), позволяет в достаточной мере удовлетворять требованиям по нейтронной защите. Кроме того, применение серпентинитового бетона обеспечивает формирование поля тепловых нейтронов внутри бетона для нормальной работы ионизационных камер системы АКНП.

Через «сухую» защиту и ферму проходят также 6 труб для охлаждения бетона шахты. На вертикальную внутреннюю часть «сухой» защиты и облицовку бетонной шахты устанавливается теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора.

2.1.9 Теплоизоляция верхнего блока

Теплоизоляция верхнего блока предназначена для уменьшения потерь с верхнего блока реактора. Представляет собой сборно - секционную конструкцию, состоящую из трёх секторов, заполненных матами из стекловолокна (рис. 36). Секторы тепловой изоляции облицованы листами из углеродистой стали. Облицовка обеспечивает непопадание влаги на внутреннюю поверхность сектора. Тепловая изоляция устанавливается на внутреннее кольцо сильфона. Место стыка тепловой изоляции с кольцом сильфона уплотнено асбестовым шнуром.

Основные данные теплоизоляции:

Температура со стороны корпуса реактора - 310? С;

Температура на наружной поверхности тепловой изоляции - 60? С.

2.2 Расчет биологической и радиационной защиты ядерного реактора

2.2.1 Описание установки

Реактор устанавливается в бетонной шахте, являющейся частью биологической защиты от излучения от активной зоны и обеспечивает надежное закрепление реактора и его теплоизоляцию. Реактор устанавливается в шахту при помощи кольцевой опоры. На реактор крепится бак водной защиты. Охлаждение бака производится циркуляцией воды через специальные каналы бака.

Активная зона реактора имеет высоту 4.3 метра, а диаметр 3.2 метра. В качестве бокового отражателя выступает теплоноситель и материалы шахты, выгородки и корпуса.

Сверху активной зоны имеется плита бетонная, служащая торцевой биологической зашиты для персонала проводящего работы в центральном зале реактора.

Необходимо спроектировать такую защитную композицию, чтобы она по своему материальному составу и толщинам слоёв обеспечивала снижение плотности потока ионизирующих излучений от активной зоны, обладающей указанными выше параметрами, до таких значений, при которых мощность дозы за последним слоем не будет превышать установленную в НРБ-99 величину [P] = 6 мкЗв/ч. Кроме того, спроектированная защита должна удовлетворять условию непревышения допустимого значения эквивалентной годовой дозы облучения [D] = 20мЗв и условию непревышения флюенсом нейтронов за 60 лет работы на корпусную сталь допустимого значения для данного сорта стали. Также требуется сделать вывод о необходимости введения искусственного охлаждения слоя бетона по величине энерговыделения в слое бетона: если эта величина будет превышать рекомендованное значение Qv = , то искусственное охлаждение обязательно.

2.2.2 Исходные данные для расчета

МВт - тепловая мощность ядерного реактора;

м - диаметр активной зоны;

м - высота активной зоны;

- среднее объемное тепловыделение в активной зоне;

- среднее обогащение в активной зоне по ;

2.2.3 Расчетная схема

Рис. 38 Расчетная схема

Рис. 39 Слои защиты реактора

2.2.4 Результаты расчета

Расчет проводится в программном комплексе Анисн.

Рис. 40 Распределение плотности потоков нейтронов, гамма-квантов и энерговыделения по биологической защите реактора

Рис. 41 Таблица результатов

Выводы:

1) Суммарная мощность дозы нейтронов и гамма-квантов за защитой составляет менее 5.9 мкЗв/ч Согласно НРБ-99, максимально допустимая мощность дозы должна составлять (с учётом коэффициента запаса 2) 6 мкЗв/ч . Условие непревышения допустимой мощности дозы за защитой выполнено.

2) Флюенс нейтронов на корпус за 60 лет составит , что не превышает максимально допустимый для железного корпуса флюенса

[F] =

3) Согласно графику на рис.40, максимальное энерговыделение в слое бетона составляет , что не превышает значения , свыше которого обязательно требуется искусственное охлаждение бетонного слоя.

4) Согласно графику на рис.40, объёмная плотность энерговыделения

в АЗ 120 приблизительно соответствует заданной величине.

Таким образом, спроектированная защита отвечает требованиям НРБ-99 и обеспечивает работоспособность основных конструкционных материалов.

2.3 Исследование конструкционных материалов

2.3.1 Основные реакции и продукты

Наведенная активность конструкционных и защитных материалов, оборудования, и примесей теплоносителя ядерных установок может определяться десятками радионуклидов - продуктов активации, образующихся в разных количествах по реакциям (n,г), (n,p), (n,б), (n,d), (n,2n), (n,n`).

Преобладающим среди них является процесс радиационного захвата на тепловых и эпитепловых нейтронах.

Наведенная активность зависит от плотности потока и энергетического спектра нейтронов, величины соответствующего сечения активации, содержания химических элементов в материалах, относительного содержания изотопа мишени в химическом элементе, времени облучения и выдержки. Проведенные в России и за рубежом исследования [9-17] показали, что к основным реакциям активации с образованием долгоживущих радионуклидов с периодами полураспада, как правило, более 1 года для стационарных и транспортных реакторных установок следует отнести следующий ограниченный круг реакций, приведенных ниже вместе с изобарными цепочками радиоактивного распада продуктов активации [3]:

В приведенных выше изобарных цепочках распада над стрелками указал периоды полураспада Т1/2 [6]. Для ветвящихся цепочек указаны в процентах вероятности распада, приводящие к образованию каждого нуклида. Под стрелками приведен вид излучений радионуклида. Стабильные радионуклиды подчеркнуты.

Радионуклиды - продукты активации в метастабильном состоянии, например, 60m Co, для реальных "времен выдержки" t>> Т1/2 быстро распадаются, поэтому в характеристиках для каждого радионуклида для простоты приводятся данные только об излучении нуклида в основном состоянии, а в сечениях активации естественно должны учитываться и сечения образования продуктов в изомерных состояниях.

Как видно из представленных данных, образующиеся радионуклиды имеют периоды полураспада до ста тысяч лет. Вклад каждого из них в суммарную наведённую активность конструкционных и защитных материалов в функции времени после остановки реактора изменяется.

Для времени выдержки от 1 года до 25 лет (время проведения необходимых мероприятий по подготовке к выводу из эксплуатации или при осуществлении немедленного демонтажа) определяющими радионуклидами могут быть 3 Н, 39Ar, 45Ca, 54Mn, 55Fe, 60Со, 63Ni, 65Zn, 133Ba, 134Cs, 151Sm, 152Eu, 154Eu.

Если время выдержки изменяется от 25 лет до 70 лет (длительное хранение реакторной установки), определяющими являются следующие радионуклиды: 3Н, 14С, 36Сl, 41Ca, 55Fe, 59Ni, 60Со, 63Ni, 133Ba, l51Sm, 152Eu. 154Eu.

При времени выдержки от 70 до 7000 лет и более (захоронение радиоактивных отходов) определяющими будут: 14С, 36Сl, 39Ar, 41Ca, 59Ni, 63Ni, 93Mo, 94Nb.

Важной характеристикой продуктов активации, образующихся по перечисленным выше реакциям, являются вид и энергетический состав испускаемого излучения. Эти параметры характеризуют потенциальную опасность данного нуклида при различных видах работ на этапе вывода из эксплуатации. По этому признаку их можно разделить на две группы.

К первой группе относятся нуклиды, имеющие в качестве доминирующего гамма-излучение. Такие нуклиды представляют наибольшую радиационную опасность для персонала, населения и окружающей среды.

2.3.2 Элементный состав конструкционных и защитных материалов

К активируемым конструкциям реакторных установок относятся корпус и внутрикорпусные системы, часть трубопроводов, первичная защита и шахта реактора, т.е. металлические, бетонные и железобетонные конструкции, непосредственно находящиеся в приреакторном пространстве.

При выводе из эксплуатации реакторных установок активированные материалы и конструкции составляют значительную часть от общей активности радиоактивных отходов (в основном это металлоконструкции и железобетон).

Одним из основных показателей, определяющих активационные характеристики металлов и бетонов, является химический состав (включая основные, примесные и следовые элементы). При этом в количественном отношении химсостава под основными принято подразумевать элементы с массовым содержанием в материале более 1%, под примесными - с содержанием от 0,01 до 1% и под следовыми - с содержанием менее 0,01%. Конструкционные и защитные материалы могут значительно отличаться по своему химическому составу в зависимости от вида исходных компонент. Это, в свою очередь, приводит к большому разбросу наведенной активности изделий.

В исходных компонентах конструкционных и защитных материалов присутствуют многие элементы периодической системы. При облучении нейтронами на изотопах этих элементов образуются радионуклиды с различными периодами полураспада. Важной задачей в проблеме активации является учет влияния основных, примесных и следовых элементов на активационную способность материалов.

К сожалению, выбор конструкционных и защитных материалов действующих, выводимых и выведенных из эксплуатации реакторных установок атомных станций осуществлялся на этапе проектирования и строительства без детального анализа их химического состава на содержание многих примесных и следовых элементов. Это в значительной мере затрудняет проведение корректных расчетов наведенной активности металлоконструкций, защиты и оборудования на этапе вывода из эксплуатации этих реакторных установок. Поэтому возникает необходимость проведения детальных экспериментальных исследований по определению содержания этих элементов в материалах оборудования и защиты. Такие исследования были выполнены.

Для проведения исследований активационных характеристик конструкционных и защитных материалов были выбраны образцы, представляющие широкую географию месторождений и заводов - изготовителей в пределах бывшего СССР и охватывающие весь спектр используемых и перспективных материалов, включая различные виды бетонов и их составляющих (крупный и мелкий заполнитель, вяжущие), сырьевые материалы для приготовления защитных материалов (мел, глины, шлаки, огарки, доменный клинкер, золы), различные марки углеродистых и нержавеющих сталей, а также железосодержащие руды.

В отдельную группу выделены бетоны реальных конструкций радиационной защиты.

Основным методом исследования концентраций химических элементов был выбран метод инструментального нейтронно-активационного анализа. Отдельные исследования проводились с помощью рентгеноспектрального флюоресцентного анализа, методом абсорбционной спектрометрии и методом изотопного разбавления.

Образцы облучались в канале реактора ИБР-2 в течение 7-11 суток. Плотность потока тепловых, резонансных и быстрых нейтронов составляла 1,1х1012 , 0,23 х10 11 и 1,4х10 12 нейтрон/см2 с. соответственно [18,19]. Анализ каждого вида материала осуществлялся по трем-пяти пробам массой 0.3-0.9 г.

Нейтронно-активационный анализ проводился сравнительным методом В качестве стандартных образцов использовались "Габбро эссекситовое" и "Альбитизированный гранит", навески которых облучались совместно исследуемыми материалами. Анализ полученных данных показал, что наведенная активность конструкционных и защитных материалов на этапе вывода из эксплуатации реакторных установок будет в различные периоды после окончательного останова реактор определяться ограниченным числом из 5-7 элементов, среди которых: европий кобальт, железо, цезий, никель, кальций, ниобий.

Концентрации европия, кобальта, цезия, никеля и ниобия составляют 10 -2 -10 -7 % по массе.

Содержание кальция, железа и калия достигает единиц и десятков % по массе.

Разброс концентраций примесных и следовых элементов весьма значителен не только между видами однотипных материалов, но и проб материала одного вида. Например, содержание такого важного элемента как европий в различных типах заполнителей бетонов может отличаться на 2-3 порядка. В тоже время содержание того же европия в одних и тех же видах заполнителей, например, в известняках, взятых из разных месторождений, может отличаться до 60 раз. Разброс концентраций кобальта в различных видах сталей может достигать порядка по величине.

Содержание европия и кобальта в бетонах отобранных от защитных конструкций остановленных блоков различных АЭС отличается в десятки раз, кроме того, такое же отличие наблюдается для образцов бетонов взятых на различных отметках по высоте шахты реактора АЭС.

Таким образом, разброс концентраций примесных и следовых элементов в исследованных материалах достаточно велик. Поэтому для повышения надежности определения уровней активности и объемов радиоактивных отходов на момент вывода из эксплуатации реакторных установок необходимо знать в каждом конкретном случае элементный состав всех конструкционных и защитных материалов в приреакторном пространстве, которые подвергаются облучению потоками нейтронов. Полученные экспериментальные данные по концентрациям активационно опасных элементов в бетонах, сталях и сырьевых материалах для их изготовления позволяют с достаточной для практики точностью моделировать состав железобетонной защиты при прогнозных расчетах активности материалов и объемов радиоактивных отходов.

2.3.3 Методы прогнозирования наведенной активности

Для расчета наведенной активности удобно ввести понятие активационного интеграла [2], характеризующего скорость протекания реакции.

Отнесённый к одному ядру изотопа мишени активационный интеграл

где у (Е) - энергетическая зависимость сечения активации ? (Е) - энергетический спектр нейтронов.

Составив и решив уравнения баланса для числа радиоактивных атомов изотопа-продукта реакции активации можно установить, что объемная наведенная активность Av изотопа продукта реакции с постоянной распада л в материале с первоначальным числом атомов изотопа мишени в единице объема n0 за время облучения Т в стабильном потоке нейтронов с энергетическим спектром ?(Е), сечением активации у (Е), сечением выгорания изотопа продукта реакции у* (Е), активационными интегралами

через время t после окончания облучения вычисляется по следующим формулам:

а) с учетом выгорания ядер изотопа мишени и изотопа продукта реакции:

б) с учетом выгорания изотопа продукта реакции, пренебрегая выгоранием ядер изотопа мишени:

в) без учета процессов выгорания:

Для большинства практических задач процессами выгорания можно пренебречь и пользоваться формулой (2.4)

Активация конструкционных и защитных материалов происходит под действием тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов.

Для тепловых нейтронов активационный интеграл, отнесённый к одному ядру изотопа мишени равен микросечению активации у.

Для промежуточных нейтронов активационный интеграл определяется по формуле:

В случае активации быстрыми нейтронами активационный интеграл определяется по методу эффективных пороговых сечений

Метод эффективных пороговых сечений основан на предоставлении энергетической зависимости сечения реакции активации ступенчатой функцией:

Функцией такого вида в хорошем приближении могут быть описаны сечения пороговых реакций, протекающих главным образом на быстрых нейтронах.

Активационный интеграл в этом случае примет вид:

В табл . 18 для основных пороговых реакций активации приведены рекомендованные для расчётов значения уэфф и Еэфф

Эффективные энергетические пороги Еэфф и эффективные сечения уэфф реакций активации.

T ? - период полураспада радионуклида - продукта активации [6];

уэфф - эффективное сечен реакции в миллибарнах [7];

Еэфф - эффективный энергетический порог реакции, МэВ [7].

2.4 Расчёт удельной наведённой активности бетонной шахты реактора

2.4.1 Определение плотности потока нейтронов

Плотность потока нейтронов падающих на защиту определим, используя программный комплекс Anisn-BMSTU вер. 1.0 [28] Входными данными для программного комплекса является геометрия конструкционных материалов в одномерном приближении, и их состав, размеры активной зоны реактора, его мощность и коэффициенты неравномерности энерговыделения в АЗ.

Формируем расчётную схему исходя из данных представленных в [1]. Схема сформирована для плоскости проходящей через объём с наибольшим нейтронным потоком.

1 - Активная зона

2 - Свинцовый отражатель

3 - Обечайка АЗ

4,6,8 - Слой СТ

5 - Разделительная обечайка

7 - Обечайка

9 - Корпус реактора

10 - Газовая прослойка

11 - Стальная облицовка бетона

12 - Шамотный бетон

13 - Тяжелый бетон

В ходе расчёта были получены следующие значения плотностей потоков нейтронов:

падающих на слой шамотного бетона .

падающих на слой бетона на граните.

2.4.2 Расчёт наведённой активности бетонной шахты

Содержание химических элементов

Радиационно - опасными среди них являются Ca, Fe, а также следовые элементы Co и Eu.

Для определения суммарной активности конструкционных и защитных материалов, облученных спектром нейтронов, необходимо просуммировать удельные активности всех изотопов, образовавшихся в материалах под действием нейтронов всех энергетических групп согласно формуле

Ядерно-физические характеристики радионуклидов

При помощи метода эффективных пороговых сечений вычислим активность Mn54 получаемого в результате реакции

идущей на быстрых нейтронах.

Спектр нейтронов деления опишем функцией:

Эффективный энергетический порог реакции

Эффективное сечение реакции активации

Интеграл активации

Период полураспада Mn54

Постоянная распада

Удельная активность Mn54 образующегося под действием быстрых нейтронов

Суммарная удельная активность элементов

2.4.3 Результаты расчёта удельной наведённой активности шамотного бетона

Удельная наведённая активность шамотного бетона после 30 лет работы реактора, рассчитанная по плотности нейтронного потока падающего на слой шамотного бетона , Бк/ г

Графики зависимости удельной наведённой активности радионуклидов в бетоне и суммарной наведённой активности бетона от времени выдержки после остановки реактора, Бк/ г.

Выдержка от 0 до 30 лет

Выдержка от 15 до 30 лет

Выдержка от 30 до 70 лет

В связи с изменением плотности потока нейтронов по толщине слоя бетона, будет изменяться и активность бетона.

Распределение плотности потоков нейтронов в слое шамотного бетона

Распределение удельной активности по толщине бетона через год , 5 и 10 лет выдержки

Распределение удельной активности по толщине бетона через 20, 30,40 лет выдержки

Распределение удельной активности по толщине бетона через 50, 60,70 лет выдержки

2.4.4 Результаты расчёта удельной наведённой активности бетона на граните

Удельная наведённая активность бетона на граните после 30 лет работы реактора, рассчитанная по плотности нейтронного потока падающего на поверхность этого бетона, Бк/ г

Таблица 19

Графики зависимости удельной наведённой активности радионуклидов в бетоне и суммарной наведённой активности бетона от времени выдержки после остановки реактора, Бк/ г

Выдержка от 0 до 10 лет

Выдержка от 10 до 70 лет

Распределение плотности потоков нейтронов по толщине бетона на граните.

Распределение удельной активности по толщине бетона через год , 5 и 10 лет выдержки

Распределение удельной активности по толщине бетона через 20, 30,40 лет выдержки

Выводы

Активация материалов в значительной степени обусловлена радионуклидами, образующимися на изотопах химических элементов примесей, находящимися в материалах на уровне следов, с содержанием по массе до 10-4….10-5 %. Содержание элементов на уровне следов изменяется в материалах в большом диапазоне. Например, содержание такого важного элемента примеси как европий изменяется в различных бетонах более чем на порядок. Обычно эти изотопы примесей на уровне следов не влияют на процессы переноса ионизирующих излучений через вещество и при выборе составов материалов не учитываются.

Среди выбранных для проведения расчётов реакций активации шесть являются реакцией (n, г), одна - реакцией (n,p) на 54Fe. Все шесть реакций активации идут на тепловых и эпитепловых нейтронах и только одна реакция 54Fe(n,p)54Mn является реакцией на быстрых нейтронах с эффективным порогом 3.0 МэВ и эффективным сечением этой пороговой реакции 370 мбарн.

В результате расчётов была получена следующая картина временного распределения наведённой активности в бетонах:

- Шамотный бетон.

В первые 2 месяца выдержки наибольший вклад в суммарную наведённую активность делает радионуклид 45Ca, однако из - за небольшого периода полураспада T 1/2 =165 дней, активность этого изотопа за 3 года снижается на 2 порядка. В течение последующих 11 лет основной вклад будет делать изотоп 55Fe . C 11го по 24й год выдержки реактора после остановки наибольший вклад будет создавать изотоп 60Co, с 24 по 36й года - 152Eu. После 36 лет выдержки вклад изотопов 55Fe, 60Co, 45Ca, 152Eu, 154Eu, 54Mn уменьшается и со временем становится незначительным по сравнению с активностью изотопа 41Ca, период полураспада которого составляет T 1/2 =1.3x105 лет.