автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Вынос продуктов деления из водного раствора уранил-сульфата, топлива исследовательских реакторов

о?

Сэ Российский научный центр

«о ц^/ «Курчатовский институт»

О. с\,

<Л/

На правах рукописи УДК 621.039.543.53

ЛОБОДА Сергей Владимирович

ВЫНОС ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ ИЗ ВОДНОГО РАСТВОРА УРАНИЛ-СУЛЬФАТА, ТОПЛИВА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ

05.14.03 — ядерные энергетические установки

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва—1993

Работа выполнена в Российском научном центре "Курчатовский институт"

Научный руководитель

Официальные оппоненты;

- кандидат фкз. - мат. наук, старший научный сотру стае' Т&лъзин Виктор Михайлович.

- доктор технических наук, старший научный сотрудник Хрущ Валерий Тихонович;

- доктор физ. - мат. наук, профессор

Сивинцев Ррий Васильевич.

Ведущая организация - ГП "Красная Звезда".

Защита состоится _ 1992 г. в _ час. _мин.

на заседании специализированного совета в

Российском научном центре "Курчатовский институт".

Отзыв в двух экземплярах, заверенный печатью, просим направлять по адресу: 123182, Москва Д-182, пл. К. Б. Курчатова!

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке КШ.

Автореферат разослан '_'_ 1932 г.

Ученый секретарь специализированного

совета „ ЛВ. Юскин

ОБШАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

Актуальность теш: Настоящая работа посвяшена рассмотрению вопросов радиационной безопасности исследовательски* реакторов с топливом из водного раствора уранил-сульфата при эапроектнш авариях. В дальнейшем под эапроектной аварией для гомогенного растворного реактора будем понимать аварию, приводящую к максимально возможному атмосферному выбросу радионуклидов, локализованных в корпусе реактора. Возможными последствиями эапроектной аварии являются разлив топливного раствора и ( или ) выброс продуктов деления (ПИ) из обЪема над раствором в атмосферу. При атом причина, приведшая к разгерметизации корпуса реактора, не рассматривается, так как конструкция реактора, его размещение и условия эксплуатации исключают подобную ситуацию. Другими словами, рассматривается знпроектная гипотетическая авария.

Разлив топливного раствора приводит к локальному загрязнению реакторного отсека, последствия которого устраняются обычными организационно техническими мероприятиями с соблюдением правил и

I

норм радиационной безопасности. Большую опасность может представлять виброс радиоактивных нуклидов из обЪема над раствором из потерявшего герметичность корпуса реактора. Через негерметичности реакторного отсека и номешения реакторного здания радионуклиды могут попасть в обслуживаемые персоналом помещения. С другой стороны, через неотключившуюся в момент аварии вентиляцию радионуклиды могут попасть в атмосферу за пределы реакторного здания. Радиационная безопасность персонала и населения в этом случае обеспечивается заранее планируемыми организационно-техническими мероприятиями. Разработка плана мероприятий подразумевает наличие исходных данных для его составления. Исходные данные включают оценку радиационной обстановки (РО) при эапроектной аварии. Для проведения прогностической оценки РО необходимы достоверные данные о составе радиоактивного выброса в любой момент кампании растворного реактора. Отсутствие такого рода информации и обусловило актуальность проведения расчетно-экспериментальных исследований выноса Ш1 из уранил-сульфата, топлива гомогенных реакторов типа ШШ и "Аргус".

Целями настоящей диссертационной работы являлись определение состава и активности смеси радиоактивных нуклидов в обЬеме над раствором уранил-сульфата в корпусе гомогенного реактора на любой

раствором уранил-сульфата в корпусе гомогенного реактора иа любой момент кампании и формирование на основе полученных результатов банка исходных данных для прогностической оценки РО при эапрект-ной аварии растворного реактора.

Научная новизна работы заключается в том, что

- предложена феноменологическая модель выноса продуктов деления из раствора уранил-сульфата пузырьками радиолитического газа и формирования смеси радионуклидов в оОЬеме над раствором;

- в рамкаж реакторного эксперимента проведены исследования выноса радиоактивных продуктов деления из топливного раствора действующих импульсного, (типа НИН) и стационарного реакторов;

- разработан метод и алгоритм расчета активности отдельных радионуклидов и смеси радиоактивных ПД над раствором гомогенного реактора на любой момент кампании;

- разработан расчетно-експериментальный метод определения коэффициентов выноса радионуклидов из раствора, создан комплекс расчетных программ для их определения, получены их численные значения для импульсного и' стационарных режимов эксплуатации растворных гомогенных реакторов;

- создан комплекс расчетных программ, который позволяет с исполь-

- зованием полученных значений коэффициентов выноса определять активность смеси радионуклидов и ( или ) отдельных радионуклидов в обЬеме над раствором импульсного и стационарного реакторов на любой момент их кампании;

- в соответствии с современными требованиями впервые проведена прогностическая оценка РО при запроектной аварии растворного реактора.

Практическая ценность результатов диссертационной работы

заключается в тоц что полученные рпытные данные, разработанные методы и расчетные программы используются при прогнозе радиационной обстановки запроектной аварии растворного реактора. Тем самым удовлетворяются необходимые требования современных правил и норм при анализе последствий запроектной аварии как при пересмотре и переоформлении нормативно-технической и эксплуатационной документации действующих аппаратов, так и при разработке и выпуске проектной документации разрабатываемых реакторных установок на базе растворных реакторов типа ИИН и "Аргус". В их числе действующие растЕорные реакторы в Курчатовском институте, в Научно-Исследо-

вательском Институте Прикладной Геофизики (г. Уфа), в Производственном Объединении "Фотон" {г. Ташкент).

Апробация работы. Основные положения и результаты работы били представлены на 11 —- Всесоюзном совещании по координации научно - исследовательских работ, выполняемых с использованием исследовательских ядерных реакторов, ( Ташкент 1980 г. ), на совещании специалистов восточно-европейских стран по теме "Опыт реконструкции исследовательских реакторов стран членов СЭВ", (Москва 1982 г. ), на секции N1 НТС Министерства (Москва 1987 г. ), на научных семинарах Курчатовского института.

Публикации. По материалам диссертации опубликованы 4 печатные работы.

На защиту выносятся:

- феноменологическая модель выноса ГШ из раствора уранил-сульфата пузырьками радиолитического газа;

- математическая модель и метод расчета активности отдельных радионуклидов и смеси ГЩ над раствором на любой момент кампании растворных (импульсных и стационарных) реакторов;

- расчетно - экспериментальный метод определения коэффициентов импульсного и стационарного выноса;

- методика постановки и проведения реакторного эксперимента по определению состава смеси ГЩ над раствором и коэффициентов их выноса;

- программы расчета для ЭВМ активности смеси ПД в обЪеме над раствором на любой момент кампании растворного реактора;

- пакет программ определения коэффициентов импульсного и стационарного выноса;

- результаты экспериментального определения состава смеси радиоактивных продуктов над топливным раствором, значения коэффициентов выноса, полученные в опытах на действувдих реакторах Гидра и "Аргус";

- результаты прогностической оценки РО при запроектной аварии растворного реактора.

Достоверность результатов,' полученных в работе, обусловлена

совпадением результатов расчета по созданным программам с экспериментальными результатами.

ОбЪем и структура диссертационной работ Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Работа изложена на 167

з

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении рассмотрена актуальность теш диссертационной работы, сформулирована ее цель, раскрыты элементы новизны опытных данных, полученных в результате расчетно-экспериментальных исследований, уточнены положения, выносимые на защиту, представлены содержание и структура диссертации.

В первой главе приведено описание растворных реакторов: типа ИНН (реактор Гидра) и "Аргус", как типичных представителей этого класса аппаратов. За счет наличия пассивных средств безопасности, внутренне присущих им ( отрицательных коэффициентов реактивности: температурного и пустотного), а также оптимального выбора концентрации раствора, схемных, конструкционных и технологических решений последствия любых незапланированных неисправностей, отказов и / или неправильных действий персонала не приводят к аварии реактора. Проведен анализ ранее выполненных, предшествующих данной диссертационной работе, исследований состава смеси радионуклидов над раствором уранил-сульфата гомогенного реактора. Показано наличие общих представлений о качественном составе смеси и ее интегральных радиационных характеристиках, которых было достаточно в предшествующие годы при проведении прогностической оценки РО с грубой, но приемлемой достоверностью. Эти опытные данные относятся лишь к смеси над раствором гомогенного реактора, работающего на стационарном уровне мощности, которые в свое время экстраполировали на другие условия. Показано, что для оценки последствий запроектной аварии необходимо знание состава смеси радионуклидов и их активности, выбрасываемой за пределы последнего. барьера локализации на любой момент кампании реактора. Такая задача на етше экспериментальных исследований гомогенных растворных реакторов в пятидесятых - шестидесятых годах не ставилась и не решалась. Поэтому необходимо создание феноменологической модели формирования смеси радионуклидов над раствором, алгоритмов и пакета расчетных программ, а также банка исходных данных для прогностической оценки РО при запроектной гипотетической аварии растворю;:; гомогенных реакторов типа ИШ и "Аргус" на любой момент кампании.

Во второй главе предложена феноменологическая модель формирования смеси продуктов деления в свободном обЪеме корпуса растворного реактора, изложены физические предпосылки модели. В

частности, сделано предположение, что в основном ГШ выносятся из раствора пузырьками радиолитического газа. Предложен алгоритм расчета активности смеси продуктов деления над раствором на любой момент кампании импульсного и стационарного растворных реакторов тина ШШ и "Аргус*;. Определен обЪем константного обеспечения для расчета активности ГЩ в . цепочках их распада, представленных в двухуровневом виде.

Процесс формирования смеси ГЩ в объеме над раствором можно представить следуицим образом. В обЬеме над раствором из осколков деления, вылетаниях из раствора за счет кинетического эффекта, остаются неконденсирувдиеся элементы. Остальные, конденсируясь, уходят в раствор. За счет выноса пузырьками радиолитического газа в обЪем над раствором попадают неконденсирушиеся элементы, их газообразные формы и соединения, а также продукты распада вынесенных радионуклидов. Часть продуктов распада неконденсирующихся радионуклидов может, конденсируясь, уходить в раствор, осаждаться на внутренних поверхностях корпуса реактора или первого контура.

Основным фактором в формировании смеси продуктов деления над раствором является их вынос пузырьками радиолитического газа. Осколки деления, период полураспада которых меньше времени выхода пузырька радиолитического газа из раствора, не попадают в свободный обЪем корпуса реактора. По завершении процесса выхода радиолитического газа продукты деления не покидают раствор.

Предложенная модель формирования смеси радиоактивных продуктов деления над зеркалом раствора Сила положена в основу алгоритма расчета ее активности. Для импульсного режима работы растворного реактора введены коаффициенты выноса Г| и рр определенные следущим образом:

коэффициенты "импульсного" выноса ^

Число ядер нуклида, продукта деления, вынесенных из раствора за время импульса мощноети._

Ч "

Число ядер нуклида, продукта деления, образовавшихся в растворе за время импульса мощности, плюс число ядер, находившихся в нем до импульса мощности..

коэффициенты "послеимпульсного" выноса р^

Число ядер нуклида, продукта деления, выносимых из раствора в единицу времени, в перерывах р ____между импульсами мощности.___

* Число ядер нуклида, продукта деления, находящихся в растворе на данный момент времени.

&

Для случая гомогенного растворного реактора, работающего на стационарном уровне мощности, эти коэффициенты характеризуют вынос ПП как во время работы на мощности - так и после прекращения процесса деления в растворе - э2:

р1,2

Число ядер нуклида, продукта деления, выносимых из раствора в ед. времени.

Число ядер нуклида, продукта деления, находящихся в растворе в данный момент времени.

Процессы барботажа раствора, конвективного переноса пузырьков радиолитического газа, по крайней мере на первом втапе их перемещения, турбулентного переноса вблизи границы раздела фаз в данной модели не детализированы и характеризуются лишь введенными в нее коэффициентами выноса.

Математическая модель расчета активности нуклидов в обЬеме над раствором основана на предложенном ранее представлении ветвящихся цепочек распада ПД в двухуровневом виде. Практически все реальные цепочки распада ПД можно представить в несколько видоизмененном виде. Отличие, предложенное автором диссертационной работы, заключается во введении "стандартной" цепочки распада ПД, в которой каждому радионуклиду приписывается наличие изомерного состояния, что дает возможность фиксировать как номер нуклида в цепочке ( а-четный, 1-нечетный ),. так и поставленные ему в соответствие номера коэффициентов ветвления На рис 1. представлена стандартная цепочка радиоактивных превращений ПИ Ясно, что реальные цепочки распада представляют собой малую часть стандартной. Каждый коэффициент ветвления в стандартной цепочке имеет фиксированный порядковый номер В реальных цепочках распада значения коэффициентов ветвления отличны от нуля только для нескольких нуклидов с четными а и нечетными 1 номерами.

ш о га т т ,10т ш ш ш опоВ> и

11«= Т Ун Го Vh <-"<-

1п с , (За_де^/. Те ",1_„ Хе__ Са^

2п 5 1 Са Се"*»

¡*ГХ1«Х£ХЕШХ1

УЬ . Ьи__ нг

85

ТеПЪ'! * УЬ~2$ГЬи "" НГ

х/ 8

Рис. 1. Стандартная цепочка радиоактивных превращений продуктов деления.

Между величинами а, 1 и 4 имеется однозначная связь, что дает возможность легко переходить от стандартной цепочки к' выбранной для расчета, создавая к тому же большие преимущества ; при составлении алгоритма.

В обозначениях рис. 1. записываются системы линейных однородных дифференциальных уравнения для активностей четных а и нечетных 1 порядковых номеров нуклидов стандартной цепочки радиоактивных превращений продуктов деления массового числа А с учетом —-характера протекания процесса выноса Щ в растворном реакторе.

Активность продуктов деления над зеркалом раствора определяется как разность общей активности продуктов деления в корпусе -реактора и активности продуктов деления в топливном растворе. Для втого использованы коэффициенты х^ и 7р входящие в системы дифференциальных уравнений, например для импульсного реактора, при расчете общей активности нуклида в объеме реактора; (1)

при расчете активности нуклида после импульса мощности в растворе, где - коэффициент "послеимпульсного" выноса; х ^ - постоянная распада радионуклида;

7][" 1 при расчете общей активности

нуклида в обЬеме реактора; (2)

Т|» 1-у^ при расчете активности нуклида

в растворе после импульса мощности, где т^ - коэффициент "импульсного" выноса.

Данный алгоритм реализован в виде программ ИЮШ. и АКвиз расчета активности смеси радионуклидов над раствором гомогенных реакторов типа ИИН и "Аргус".

Создание программ расчета активности смеси продуктов деления над раствором гомогенного реактора привело к необходимости определения в экспериментах на действующих реакторах коэффициентов Т1 и

В третьей главе сформулированы цели и задачи экспериментальных исследований. Изложены принципы постановки и последовательность проведения экспериментов на действующих в Курчатовском институте растворных реакторах Гидра и "Аргус". Представлены методики экспериментальных исследований, организации проведения опыта, калибровки измерительной аппаратуры, обработки полученных опытных данных. Приведена полученная в экспериментах информация.о

составе смеси ГШ над раствором. Изложен метод расчетко-экспери-меитвлыюго определения коэффициентов выноса с использованием Регрессионного анализа, реализованный при обработке експеримен-тальных результатов. Исходя из опытных данных по составу смеси ГЩ над раствором на любой момент кампании реактора, как дополнительный к штатному, предложен метод контроля герметичности корпуса путем измерения аппаратурного энергетического распределения гамма-излучения смеси ПД в нескольких энергетических интервалах с одновременным контролем формы аппаратурного распределения.

Целью экспериментальных исследований было определение коэффициентов выноса радиолитическим газом йродуктов деления из топливного раствора уранил-сульфата гомогенных реакторов, работающих В импульсном и на стационарном режиме. Исследования проводились на действующих реакторах ШМ-З, Гидра и "Аргус" Курчатовского института. При этом были решены следующие задачи: разработаны расчетно-вксперименгальный метод определения коэффициентов выноса и методика проведения реакторного эксперимента, созданы системы пробоотбора газовой смеси из свободного обЬема корпусов действующих реакторов, проведены фоновые эксперименты и определены пороги регистрации радионуклидов для прокалиброванной измерительной аппаратуры, идентифицирован состав смеси ГШ над раствором на любой момент кампании, определены коэффициенты выноса ГЩ из топливного раствора продуктами радиолиэа води, сформировано константное обеспечение для расчета активности смеси над раствором и последующей оценки FO при запроектной разгерметизации ' корпуса растворного реактора в любой момент кампании, раэрабатаи пакет программ для расчета на ЭВМ активности ГЩ над зеркалом раствора.

Значения коэффициентов выноса в импульсном реакторе' были определены путем сравнения числа импульсов SiD„.„ в фотопиках

JL oKL

аппаратурного спектра гамма-излучения с рассчитанными значениями £>1рсч' Значение чисел импульсов SjpC4 рассчитывалось по созданным программам FPAI.

Значения коэффициентов выноса и Pg продуктов деления для стационарного реактора определялись также путем сравнения числа S1bkc импуль000 в Фотопиках аппаратурного спектра гамма-излучения с рассчитанными по созданным программам FPAS значениями Sipc4. В программах FPAS (FOTOPEAK, А-массовое число, Stationary), также как и в FPAI, предназначенных для расчета величин Sipc4 можно

варьировать мощность реактора, длительность пуска, вреия выдержки, от момента конца пуска до момента отбора проб, долю отобранного газа, число измерений проб, время начала измерения пробы, дли -тельность измерения пробы, начальные значения активностей радионуклидов, значения коэффициентов выноса Р-1

На рис.2 приведено семейство кривых Зрсч » $2^ яля

различных значений р^ и р2 при заданных условиях проведения эксперимента. Рис. 2 иллюстрирует типичную процедуру расчетно-вкс-периментального метода определения коэффициентов "стационарного" выноса ^ и э2' На тои же рисунке обозначено значение 3^0КС, полученное в результате измерения активности пробы.

В качестве параметра оптимизации был выбран функционал:

" ^екс^-'г^рсч^»^)» <3)

являющийся разностью между измеренным в эксперименте числом

импульсов в пике полного поглощения гамма-квантов идентифицированного радионуклида и его расчетным значением. Так как в одном опыте измерялись пробы радиоактивных благородных газов (РБГ) и аэрозолей, активности которых для данного массового числа А связаны цепочками распада, можно было оценить их взаимное влияние а на соответствуйте аппаратурные спектры гаьыа-излученш?. Расчеты коэффициентов парной корреляции и проверка их значимости показали, что вынос РБР и аэрозолей в пределах погрешности эксперимента являются независимыми друг от друга.

Первоначально в качестве факторов, используемых при расчетном моделировании, были выбраны коэффициенты выноса и а также коэффициент осаждения радиоактивных аэрозолей на внутренних поверхностях трасс доставки х. Области определения величин р^, р2, х задавали в диапазонах 0 & р^ & 0,1, 0 » 1 х * •

Полученные в результате расчетного моделирования значения параметра оптимизации позволили вычислить коэффициенты регрессии по

3

матрице планирования трехфакторного эксперимента 2. Оказалось, что в данной, физически обоснованной и реализуемой в эксперименте области определения Р1,Р2 и * параметр оптимизации не зависит от фактора х. Это дало возможность в дальнейшем анализе и при ' расчетной моделировании ограничиться матрицей планирования 2 .. На рис. 2 проведена прямая, параллельная оси абсцисс, на высоте, которая соответствует значению 3|вкс • п°лученному в опыте. Это дало возможность определить диапазоны значений пар коэффициентов э^н 02, удовлетворяющих принятому критерию 310кс'31рсч'

OI

Я

о M

О Tí

S А

*1 IK

s a il

s I

i s 8 3

M « > »

Ь P я

• о fo en

to o> o» o>

<5 u> 2»

• $ '

s> ¿p

% + »

•f + + •f ci4

♦ i + 1 H M

+ + 1 1 ►r*

+ ■ 1 +

ä s- сл ш ы u> m fj д о en H ?

сл 5 CJ s Ф s Ы T-í •f» •k

о о I III

M о елч

■ " ■ •

• ■ » I

t H и t

W о о w

(Л ib

коэмициагг плюса

I/o.

адекватного сопоставления результатов расчетного моделирования и данных эксперимента коэффициент х для радиоактивных аэрозолей был. -принят равным Во всем диапазоне изменения коэффициентов ^

и р2 изменение параметра оптимизации составило сотые доли процента, что ниже погрешности определения 5^экс.

При проведении реакторного эксперимента использовались система пробоотбора, спектрометрическая, радиометрическая и дозиметрическая аппаратура, информационно - вычислительный комплекс (ИВК) ■ МЕКА-СО.

Комплекс измерительной аппаратуры состоял из полупроводниковых гам«а-спектрометров, радиометрических установок и приборов дозиметрического контроля. Контроль работоспособности и эффективности регистрации установок проводился постоянно с использованием эталонных источников. ¡Обработка аппаратурных распределений при измерениях и калибровках спектрометрической аппаратуры проводилась по олиой методике. Чувствительность метода позволяла регистрировать удельные активности радионуклидов, меньшие величин ДКр, приведенных в №5-70/87.

Идентификация радиоактивных нуклидов в пробах проводилась по аппаратурным спектрам, измеренных полупроводниковыми Се(1Л) спектрометрами. Полученные данные указывают на то, что смесь продуктов деления в обЬеме над раствором состоит в основном из радиоактивных благородных газов Кг, Хе и малого количества рвдиоиодов. Радиоактивных нуклидов брома в пробах примененными методами обна- • ружено не было. Активность радиоактивных благородных газов на 5-6 порядков выше активности радиоиодов и почти целиком обуславливает активность смеси ПД над раствором. Ни в одном из экспериментов не было установлено наличия альфа-активности в пробах. Это дало основание сделать заключение об удержании делящегося элемента в растворе.

На рис. 3 и рис. 4 приведены типичные аппаратурные спектры гамма-излучения проб газовой фазы и фильтроматериала, измеренные через трое суток после импульса мощности. Гамма-спектрометрические анализы во всех опытах дали идентичные результаты. Этот экспериментальный материал явился основой для получения параметров "импульсного" выноса. По результатам спектрометрических анализов слоев фильтроматериала были получены распределения активности по слоям пакетов фильтров, расчитаны коэффициенты проскока.

гт

Чиоло импульсов за время измерения, отн.ед.

О Н К) А (л

8

< ЭО кэВ, 133Хе.

ш кв- гзз£;

305 кэВ. 135Хе.

358,6 кэВ, 135Хе.'

\ 108,2 кэВ, 135Хе.

\

\ ■ Юв, 6 кэВ, 13ьХе.

о сл

и (Л

ло о

м сл

Энергия гамма-излучения, МаВ.

Число импульсов за вромя измерония, отн.ед.

мим о сл о сп о

м

О!

г?

о

с н

о о

43 «

о (5

г н

& а

и) & И Ф о

>о о к

о И о

и ГО >СЗ

н 3 «

•о *о Р о в

а ч р

43

а

о сх и;

о н 64 'О (и о Е рэ н т

•0

§

о и м м

сл о сл о

Энергия гамма-излучения, М&В.

На точности определения коэффициентов выноса радионуклидов сказывалась погрешность в определении степени осаждения радиойодов на внутренних поверхностях корпуса реактора, величина которой принималось равной таковой при разгерметизации корпуса.

В эксперименте получены средние значения коэффициентов "импульсного" выноса: ТкР=»хе=^0,7 " 0,1'» Т1 " ~

Коэффициенты "послеимпульсного" выноса, определенные на момент времени после, выноса из раствора пузырьков радиолитического газа, для Bcei радионуклидов оказались равными нуле. Иначе говоря в неработающем реакторе вынос ПД из раствора отсутствует.

Основной обЪем экспериментальных исследований по определении коэффициентов "стационарного* выноса был проведен поэтапно на реакторе ГАргус". Серия модельных экспериментов проводилась с использованием экспериментальных ампул, наполненных раствором уранил-сульфата. Значения коэффициентов Р2 в первом приближений брались из экспериментов на реакторе Гидра , в которых был определен коэффициент "послеимпульсного" выноса р, равный нул».

Результаты проведенных экспериментов для диапазона изменения мощности реактора "Аргус" (0. 4-12.9) кВт дали средние значения коэффициентов выноса, нормированные на единицу мощности, (5, 4-0.7) xIO-V^kBt"1 для радиоактивных йодов и (2,2-0,2)х10~5с~1кВт"1 для РБГ. Эти величины использовались при расчетах активности газовой смеси по программе AKGUS. Значение коэффициента выноса для радиойодов того же порядка величины, что и коэффициенты выноса для РБГ. В принятой математической модели это соответствует активности радиоиодов на пять порядков меньшей активности FEr, что было учтено при составлении алгоритма и программ расчета.

Для определения.максимального значения выноса радиоактивных продуктов деления при аварийном импульсе на реакторе "Аргус" были сопоставлены р зультаты экспериментов на реакторах"Аргус"и Гидра. Для этого на реакторе "Аргус" был реализован пуск, идентичный по • длительности и мощности пуску реактора Гидра, который работал на стационарном уровне мощности 4, 3кВт, с ограничением по газовыделе-вию времени работы. Полученные значения коэффициентов выноса Щ в обоих экспериментах совпали в пределах погрешности эксперимента. Совпадение результатов позволило сопоставить данные, полученные На реакторах Гидра н "Аргус" в независимых экспериментах.

Другими словами, в первом приближении максимальное значение выноса РБГ, равное (0.7*0.1), которое получено в экспериментах на

импульсном реакторе Гидра, принимается равным максимальному выносу РБГ и для реактора "Аргус" при аварийном импульсе мощности.

В отдельных экспериментах исследовалась активность в первом контуре реактора "Аргус" после его останова. Предложенная модель предусматривает наличие в нем нераспавшихся РБГ, галогенов и продуктов их распада. Измерялась активность силикагелиевых фильтров, установленных в байпасе первого контура каталитического рекомби-натора реактора "Аргус" спустя 131 сутки выдержки. На рис. 5 представлен аппаратурный спектр гамма-излучения силикагелиевых Фильтров, на котором наблюдаются пики ожидаемых радионуклидов: 1401.а, 137Св, 9'зг. Газообразные предшественники этих радионуклидов имеют периода полураспада порядка 10 с. Радионуклиды 95НЬ-9у2г, газообразные предшественники которых имеют период полураспада порядка секунды и в соответствии с принятой моделью успевают распасться до их выноса из раствора, отсутствуют на фильтрах.

Данные измерения подтвердили по нескольким параметрам правильность предложенной модели, возможности расчетных программ достоверность предложенного метода определения, коэффициентов выноса, полноту созданных для расчета файлов данных, правильность расчета активности смеси радионуклидов над раствором для любого момента кампании.

Как дополнительный к штатному , определенному регламентом эксплуатации аппарата, методу контроля герметичности корпуса, с целью расширения методов диагностики его целостности и повышения безопасности эксплуатации предложен следуший метод контроля.

Для надежной идентификации выходящей из корпуса реактора смеси радиоактивных продуктов деления, регистрацию гамма-излучения смеси следует проводить одновременно в нескольких выбранныг энергетических диапазонах с одновременным отслеживанием формы аппаратурного распределения гамма-излучения. Соответствующие пороги одновременного срабатывания аппаратуры в выбранных для регистрации энергетических интервалах рассчитываются по программам СЮКА и АКСиЗ с учетом момента и длительности измерения, мощности и длительности последнего пуска реактора, кампании реактора, полученных в эксперименте значений коэффициентов выноса и Функции отклика регистрирующей аппаратуры.

Для проверки принципиальной возможности идентификации исследуемой смеси радиоактивных продуктов деления, вынесенных из

о

ill

o'o J

« а

л <о к

Й

(0 $

У

If

и Ü

топливного раствора реакторов типа Ш1 и "Аргус" был изготовлен, отлажен и проверен на работоспособность прибор, предназначенный для контроля за утечкой продуктов деления из корпуса растворного реактора. Устройство контроля было выполнено на базе стандартного четырехканального гамма-спектрометра типа НР-4241,.

В четвертой главе приведены результаты расчетов прогностической опенки радиационной обстановки при запроектной аварии растворного реактора. Для етого рассчитанный максимальный возможный выброс смеси продуктов деления из корпуса растворного реактора сравнивался с его предельно-допустимым значением. Показаны масштабы возможного радиоактивного загрязнения и дозовые нагрузки" при максимально возможном выбросе смеси продуктов деления из объема над раствором за пределы корпуса реактора.

Прогностическая оценка радиационной обстановки при выбросе смеси радиоактивных нуклидов проводилась с учетом требования Согласно НРБ выброс каждого из них не должен превышать величину, « определяемую из условия, что сумма отношений возможных выбросов отдельных радионуклидов к их рассчитанным предельно-допустимым значениям должна быть меньше или равна единице. При этом в месте максимальных значений приземных концентраций не будет превышен предел дозы категории Б облучения, равный 0, 5 бэр. Максимальное . значение этого отношения, переведенное в единицы поглощенной дозы, служило характеристикой радиационной обстановки.

Радиационная обстановка при запроектной аварии оценена для действующего реактора ИИН-ЗМ, г. Ташкент. Показано, что при разгерметизации корпуса реактора и выбросе активности в атмосферу нет необходимости принимать широкомасштабные экстренные меры, за пределами санитарно-защитной зоны, связанные с временным нарушением нормальной жизнедеятельности всего населения. Решения о радиационной защите населения должны приниматься с учетом конкретной радиационной обстановки, местных условий и рекомендаций документа "Критерии для принятия решения о мерах- защиты населения в случае аварии ядерного реактора".

выводы.

Проведенные расчетно-экспериментальные исследования, представленные в данной работе, позволяют сделать следушие выводы:

1. Вынос радиоактивных продуктов деления из раствора уранил-сульфата пузырьками радиолитического газа удовлетворительно описывается в рамках предложенной феноменологической модели.

2. Разработан метод расчета активности отдельных радионуклидов,

вынесенных из раствора, и всей смеси радиоактивных продуктов

деления в обЪеме над раствором. В модель введены коэффициенты

"импульсного" у и "стационарного" р выноса, определенные как:

Число ядер нуклида, продукта деления, вынесенных из раствора за Бремя импульса мощности.

у ^---

Число ядер нуклида, продукта деления, образовавшихся в растворе зь время импульса мощности, плюс число ядер, находившихся в растворе до импульса мощности.

Число ядер нуклила, продукта деления, выносимых из раствора в едшшиу времени.

р ,,--------

Число ядер нуклида, продукта деления, находящихся в растворе в данный момент времени.

Предложенная модель отличается от зарубежных работ учетом

процессов, происходящих в активной зоне растворного реактора,

и комплексным подходом описаний радиоактивных превращений ПД и

"стандартной" цепочке, представленной в двухуровневом виде, и

дополненной "изомерными нулями".

3. Разработан алгоритм и составлены программы для ЭВМ GIDHA и ARGUS, предназначенные для расчета активности отдельных нуклидов и смеси радиоактивных ПД в обЪеме над раствором импульсного и стационарного гомогенных реакторов на любой момент кампании. Составной частью программ являются созданные файлы данных GIDRA. DATE и ARGUS. DATE, В которые входят коэффициенты выноса "импульсного" у и "стационарного" р, определенные в пронеценных реакторных акспериментах. Разработан расчетно-эксперимен-тальный метод определения коэффициентов "импульсного" у и "стационарного" р выноса ПД, заключавшийся в сравнении полученных ь эксперименте Sj8KC и рассчитываемых Sjpc4 импульсов в пиках полного поглощения аппаратурных спектров гамма-излучения проб газа и лильтроматериала. Для реализации метода создан пакет расчетных программ FPAI, ГРАБ, предназначенных для расчетно-эксперименталышго определения коэффициентов выноса.

4. В результате проведенных експериментов по определении состава смеси радиоактивных ПЛ над раствором уранил-сульфата и коэффициентов их выноса на действующих в Курчатовском институте реакторах Гидра и "Аргус" установлено, что смесь радиоактивных ПЛ н корпусе реактора над раствором состоит из радиоактивных благородных газов и малой доли радиоиодов, а также продуктов их распада. Активность РБГ на пять порядков выше активности радиоиолов и почти полностью обуславливает активность смеси -над раствором. В составе газовой смеси не обнаружены делящийся материал, а также продукты активации конструкционных элементов корпуса реактора. Экспериментально определенный для РБГ коэффициент "импульсного" выноса > равен урБГ=(0.7^0. 2); для радиоиодов Для стационарного режима эксплуатации растворного реактора средние значения коэффициентов выноса /|рБГ = (2. 2-0. 2) х 10~5с~1кБт~1, р1 = (5. 4-0. 7) хЮ^с^кБг"1. Установлено, что идентифицированные радиоактивные ПП выносятся из раствора только при наличии процесса радиолитического кипения. Вынос радионуклидов из топливного раствора - на, остановленном реакторе отсутствует. На внутренних поверхностях свободного объема корпуса растворного реактора и его первого контура обнаружено наличие только дочерних продуктов распада радионуклидов, вынесенных из раствора. Ло СО» активности газовой смеси осаждается на первом слое йодного пакета фильтров. Значение коэффициента проскока, практически неизменного для последующих слоев фильтроматериала, указывает на наличие трудноеорбируемой фракции радиойода.

5. С использованием полученных в эксперименте данных о составе смеси радиоактивных ПЛ над раствором, значений коэффициентов выноса, созданных программ расчета активности отдельных нуклидов и всей смеси радиоактивных ПД над раствором проведены расчеты и дан прогноз радиационной обстановки при занроектной гипотетической аварии гомогенного реактора(потеря герметичности корпуса реактора и разрушение всех барьеров локализации). Показано, что при разгерметизации корпуса реактора и выбросе активности в атмосферу нет необходимости принимать широкомасштабные экстренные меры, за пределами санитарно-защитной зоны, связанные с временным нарушением нормальной жизнедеятельности населения.

С. Предложен дополнительный к штатному метод контроля герметич-

ности корпуса растворного реактора путем регистрами гамма-излучения с Mi.-с и радиоактивных ГШ, вынесенных из раствора. Изготовлено и опробовано в работе устройство контроля, работа которою основана на регистрации формы аппаратурного спектра гамма-излучения и нескольких енергетических диапазонах.

Осноыше результат диссертации опубликованы ь следуицих работах:

1. Лобода С. В., Пструнин И. В., Хвостионов В. Е., Чарнко В, Е. "Вынос продуктов деления из топливного раствора гомогенного импульсного реактора типа ГОШ." ВАНТ.Серия:"Импульсные реакторы и простые критические сборки", 1988 г., ьып. 1, стр. 13-24.

2. Довода С. В., Петрунии II. В., Хвостионов В. Е., Чарнко В. Е. "Вынос продуктов деления из топливного раствора реактора "Аргус"." ВАНТ. Серия: "Физика и техника ядерных реакторов", 1991 г. ,ьып. 1, стр. G0-65.

3. Лобода С. В., Петрушш 11. В., Хвостионов В. Е., Чарнко В. Е. "Вынос продуктов деления из топлива растворного реактора." Атомная энергия, 1991 г., т. G7, вып. б, стр. 432-433.

4. Каминский A.C., Лобода С. В., Тихоноь Л. Я. и лр. "Исследования на критической сборке характеристик реактора для лаборатории нейтронной радиографии." Препринт ИАЭ-3492/4,

1981 г.