CC BY
125
УДК 621.387+533.2
МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ И УТИЛИЗАЦИИ ИРГ ПРИ ВЫБРОСАХ С АЭС
А.П. Елохин, Д.Ф. Рау, В.М. Беркович
Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности (НТЦ ЯРБ) Центр по радиационной безопасности, охране окружающей среды и техники безопасности персонала АС (ОАО ВНИИАЭС) _ОАО «Атомэнергопроект»_
Scientific and Engineering Centre (SEC NRS)
Centre for Radiation Safety, Environmental Protection and NPP Personnel Safety Engineering, Candidate of Science Corporation'Atomenergoproekt"
Рассматривается дозиметрическая система для определения мощности выброса газоаэрозольной радиоактивной примеси в условиях радиационных аварий и штатной работы на АЭС. Показано, что наиболее оптимальной дозиметрической системой, используемой для оценки мощности выброса, является система, состоящая из проточной и непроточной (герметичной) ионизационных камер (ИК).
Дополнительная комплектация системы ксеноновым спектрометром позволяет определить, как парциальную мощность выброса отдельных радионуклидов, так и общую от всей их совокупности.
Даются предложения об использовании технологий сжижения газов для отделения ИРГ от воздуха, что позволит полностью закрыть вопрос о радиоактивных газоаэрозольных выбросах в атмосферу и, таким образом, существенно улучшить экологическую обстановку окружающей среды для персонала и населения в районе объектов использования атомной энергии.
Ключевые слова: дозиметрическая система, мощность выброса газоаэрозольной радиоактивной примеси, радиационная авария, проточная ионизационная камера, непроточная ионизационная камера, экология окружающей среды, технологии сжижения газов, инертные радиоактивные газы.
Dosimetry system for determination of release rate of gas and aerosol radioactive mixture in case of radiation accidents and normal operation of a NPP is considered. The system that consists of a flow-type ionization chamber and non-flowing (leak-tight) ionization chamber (IC) is a more acceptable dosimetry system.
Additional kitting of the system with xenon spectrometer allows to define partial intensity of a release of specific radionuclides, as well as total intensity of radionuclides in total.
Here are given proposals on the use of technologies for liquefaction of gases to separate Gas Flow Meter from air. This allows to settle problem of radioactive gas and aerosol releases into the atmosphere and drastically improve ecological condition of environment for personnel and public in the area of allocation of nuclear facilities.
Keywords: dosimetry system, release rate of gas and aerosol radioactive admixture, radiation accident, flow-type ionization chamber, non-flowing ionization chamber, ecological condition of environment, gas liquefaction technologies, inert radioactive gases.
Одним из наиболее важных параметров, который характеризует загрязнение окружающей среды радиоактивной примесью (радиоактивными газами, аэрозолями), поступающей в атмосферу при выбросах из вентиляционных труб АЭС и других предприятий атомной промышленности, является мощность выброса РВ[Бк/с], определяемая, как произведение секундного расхода вентиляционной трубы G [см /с] на объемную активность 0о[Бк/смэ]. [1-3] Этот параметр при штатной работе АЭС, проектных и запроектных авариях в случае использования автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) должен оцениваться в автоматическом режиме. В настоящее время секундный расход находят как сумму расхода отдельных вентиляционных систем, входящих в нее, что является неудобной и дорогостоящей процедурой при автоматизации измерения расхода. Объемную активность примеси в автоматическом режиме измеряют аспирационными установками типа «РКС-07П» [4], предшественницей которой являлась установка «Калина», используемая, как внутри помещений, так и в венттрубах АЭС, нуклидный состав штатных выбросов в соответствии с технологическим регламентом - в лабораторных условиях. Если зависимость скорости газового потока в вентиляционной трубе, как функция радиуса, известна, то нормируя функцию скорости на значение, измеренное в точке, т.е. определяя скорость в абсолютных единицах, расход можно найти, как интеграл от скорости потока по сечению трубы при постоянной плотности, а объемную активность - по мощности дозы, создаваемой радиоактивной примесью. Таким образом, если с помощью датчика можно измерить скорость воздушного потока в некоторой точке венттрубы и мощность дозы Р, у-излучения радиоактивной примеси, то поставленная задача может быть успешно решена. В работе [5] приводится принципиальная конструкция такого датчика и способ определения мощности выброса радиоактивной примеси, в основе которого лежит измерение индукционного и ионизационного токов, создаваемых ионизированным газовым (воздушным) потоком, движущимся в поперечном (относительно направления скорости потока) электрическом поле межэлектродного промежутка канала датчика рисунок 1.
1 - измерительный канал (корпус);
2 - электроды;
3 - индукционная катушка (соленоид);
4 - прибор для регистрации индукционного тока;
5 - магнитный экран;
6 - источник переменного напряжения;
7 - блок регистрации ионизационного тока.
Рисунок 1 - Принципиальная схема конструкции датчика для измерения скорости и мощности дозы радиоактивного воздушного потока
в вентиляционных трубах АЭС [5]
Физическая сущность метода заключается в следующем. Датчик помещают в ионизированный поток, образующийся в вентиляционной трубе в результате ионизации воздушного потока радиоактивной газоаэрозольной примесью, поступающей в венттрубу из вентиляционных систем АЭС. Поступая в рабочий объём ионизационной камеры, поток ионов разделяется в электрическом поле межэлектродного промежутка, и создает электрический ток, причем, в приэлектродных областях концентрация ионов одного знака значительно больше противоположного. Но, поскольку продольный воздушный поток в вентиляционной трубе увлекает и ионы, постольку он создает продольную составляющую их скорости, определяющей продольный ток, который, в свою очередь, возбуждает магнитное поле, имеющее максимальное значение в центре между электродами. При подаче на электроды импульсного униполярного напряжения в межэлектродном промежутке будет возникать импульсный ток, регистрируемый внешним устройством. При постоянной или медленно меняющейся скорости воздушного потока импульсный продольный ток индуцирует переменное магнитное поле, которое регистрируется соленоидом, размещенным в центре межэлектродного промежутка.
Результаты экспериментальных исследований приведены на рисунках 2, 3. [6]
Рисунок 2 - Зависимость регистрируемого ионизационного(1) и индукционного (2) токов датчика от скорости воздушного потока [6]
Рисунок 3 - Вольт-амперные характеристики регистрируемых ионизационного (1) и индукционного (2) токов, как функции внешнего напряжения [6]
Экспериментальные данные, приведенные на рисунках 2, 3, убедительно показывают, что значения индукционного тока более чем на порядок меньше ионизационного и, в связи с этим, для надежной регистрации требуют высокоточных приборов. Это накладывает определенные ограничения на использование рассмотренного выше метода определения скорости воздушного потока в венттрубе АЭС и мощности выброса, в конечном итоге, а также к увеличению себестоимости системы (АСКРО) в целом. Поэтому, с целью повышения надежности регистрации скорости воздушного потока и уменьшения себестоимости системы, было целесообразно отказаться от индукционного датчика (по крайней мере, при регистрации штатных выбросов) с заменой его непроточной ионизационной камерой
таких же габаритов и измерением ионизационных токов, регистрируемых проточной и непроточной ионизационными камерами, принципиальная схема которых приведена на рисунке 4 [7], а на рисунках 5, 6 приведены реальные конструкции системы датчиков, состоящих из плоскопараллельных [8] или цилиндрических проточной и непроточной ионизационных камер.
Рисунок 4 - Принципиальная схема устройства для определения скорости потока и плотности ионизации в потоке газоаэрозольной примеси [7]
Рисунок 5 - Датчик мощности радиоактивных выбросов, состоящий из непроточной (с конусом), проточной (с каналом) ионизационных камер и кронштейна [8]
Рисунок 6 - Датчик мощности радиоактивных выбросов, состоящий из непроточной (с конусом),
проточной (с каналом) ионизационных камер цилиндрической геометрии, термоизолированного
блока электрометрическихусилителей и высоковольтного источника, помещенных между камерами
Система уравнений, описывающих пространственное распределение концентрации ионов, образующихся в плоскопараллельной ионизационной камере, помещенной в поле ионизирующего излучения, и метод её решения подробно описаны в работе. [6] Система уравнений имеет следующий вид.
С^р - крд+а- +ц_(з/аО(Е4-)=0;
010;,р - Крд+ д- -ц+(^ах)(Ед+)= 0
Е = Ео - Евн;
дЕвн/дх = (е/ее0)(Я +- Я-).
(1) (2)
(3)
(4)
с граничными условиями:
я- 0=о;
х=0
= 0,
х=Ь„
(5)
(6)
где Dy,р- мощность дозы ионизирующего излучения, обусловленная как у-, так и Р-
излучением радиоактивной примеси, Р/с;
3 1
О- радиационный выход носителей заряда, (Рсм )- ; Кр- коэффициент рекомбинации зарядов, см /с;
Е0,Евн - напряженность внешнего поля и поля, обусловленного пространственным
+
зарядом соответственно, В/см;
q , q концентрация положительных и отрицательных зарядов соответственно, см-3;
80- электрическая постоянная, равная 8.8510-14 Ф/см; 8 - диэлектрическая проницаемость среды;
- подвижность положительных и отрицательных ионов, см /(Вс).
В приближении малых значений мощности дозы или высоком значении напряженности электрического поля, когда возмущением внешнего электрического поля полем пространственного заряда можно пренебречь, решение системы уравнений (1-6) можно представить в виде:
где
Е = з 8С3 + у + л/8уС3 + у74 + 3 8С3 + У-Л/вуС3 +у74 -3С, (8)
С « Е02 - 0.3ЪЬ20; у« 18Е2 (х - Ц/О)2 (а - 2ЪЕ02 );
а= (КрС^^) ;
Ь = КрОР'у,р/^ q.
Концентрации положительных и отрицательных ионов определяются выражениями:
+ С ееп ёЕ
а = —1------;
0Е 0е ёх
+
Я
_ С ееп ёБ
а = —1- + —---.
2Б 2е ёх
где С1 « (2/з)цч /К )(Б^Ь0)+з(цчЪЬ^Кр )
(10)
При этом величина ионизационного тока в непроточной гнп (герметичной) ионизационной камере определится выражением:
„ с С ^ ёх
1 -=«ц [щ ■
(11)
Рассматривая работу проточной ионизационной камеры, следует отметить, что кроме процессов, характерных для непроточной ионизационной камеры, концентрация ионов в проточной камере увеличивается за счет ионов, поступающих в рабочий объем этой камеры из внешней ионизированной среды, за счет переноса воздушного потока с искомой скоростью и0(уменьшением концентрации ионов в рабочем объеме последней за счет выноса ионов можно пренебречь, выбирая длину камеры и напряженность поля такими, при которых время дрейфа ионов в межэлектродном промежутке будет много меньше времени их переноса вдоль канала). При этом ионизационный ток проточной камеры гпр определяется выражением [9]:
г = г
пр нп
1+5 и 0
МЕо ^
(12)
из которого находят значение искомой скорости воздушного потока:
и о =
г
.Р _ 1
V 1нп
0
где & = Ь1; 8о=ЬЬо;
I, Ь- длина и ширина электродов соответственно; Ь0 - ширина межэлектродного промежутка.
(13)
Результаты расчетов пространственного распределения напряженности электрического поля и концентрации ионов в межэлектродном промежутке при различных значениях мощности дозы приведены на рисунках7 и 9 соответственно.
При фиксированной температуре с ростом мощности дозы концентрация носителей заряда увеличивается, формируя пространственный заряд, что приводит к возмущению внешнего электрического поля электрическим полем пространственного заряда, которое наиболее заметно в центре межэлектродного промежутка (рис. 7).
С ростом напряжённости внешнего электрического поля Е0 при фиксированных температуре и мощности дозы ионизирующего излучения пространственный заряд уменьшается за счет стока на электроды (растёт ионизационный ток), что приводит к уменьшению возмущения величины Е0 и "спрямлению" зависимости Е(х), что и демонстрирует рисунок 8.
2.7
2.65
2.6
2.55
х 10
ш
2.5
2.45
2.4
2.35
0.02
-0.015
1 Р/ч / /
Э = 100 Р/ч
/ / / Э'= 0.05 Р/с / /
Б' = 0.1 Р/с ^^^^
^ ——. —-— ^ ~—-—~
1 111111
-0.01
-0.005
0.005
0.01
0.015
0.02
х, т
Рисунок 7 - Зависимость напряжённости эффективного электрического поля, как функция расстояния х межэлектродного промежутка Ь0 при различных мощностях доз ионизирующего излучения и постоянной температуре Т = 300 °К , Е0 = 250 В/см, П = 1 Р/ч ^ 0,1 Р/с
Рисунок 8 - Зависимость напряжённости эффективного электрического поля, как функция расстояния х при различных значениях Е0 и постоянных температуре и мощности дозы ИИ. Т = 300 °К, П = 0,1 Р/с,Е0 = 150, 175, 250 В/см
Семейство кривых зависимости концентраций ионов ^(х), ^"(х) как функций расстояния х межэлектродного промежутка Ь0 при постоянной температуре и различноймощности дозы представлено на рисунке9. Зависимости демонстрируют рост концентрации носителей заряда с ростом мощности дозы при фиксированной температуре. Проведенные выше расчеты электрических полей и пространственных плотностей зарядов ионов позволяют получить результаты и для ионизационных токов камер.
18 16 14 12
Е 10
х 10
12
ч-
\ X 0 = 0.1 Р/с
Э'= 0.05 Р/с
- \ / \ 0 = 100 Р/ч
""Л. • I) 1 Р/ч
1 1 1 1 1
-0.04
-0.02
0.02
0.04
х, т
Рисунок 9 - Распределение концентраций ионов ^(х), д'(х) как функций расстояния х межэлектродного промежутка Ь0 при постоянной температуре (Т = 300 К), Е0 = 250 В/см и различной мощности дозы ИИ ; П = 1 Р/ч ^ 0,1 Р/с
Экспериментальные исследования работоспособности системы ионизационных камер, используемых для оценки мощности выброса газоаэрозольной радиоактивной примеси, проводились в полях ионизирующего гамма-излучения на специальном стенде, представленном на рисунке 10, где при ионизации воздушного потока создавался поток ионов, поступающих в проточную ионизационную камеру (см. рис.10), имитируя, таким образом, движение по каналу радиоактивной примеси. Интерес, в первую очередь, представляла зависимость ионизационного тока проточной ионизационной камеры от скорости воздушного потока при различных значениях мощности дозы, а также зависимость ионизационных токов проточной и непроточной ионизационных камер от мощности дозы при скорости воздушного потока, равной нулю.
1 - нагнетательное устройство для создания воздушного потока через проточную камеру в диапазоне до12,0 м/с; 2-воздуховод (гофрированнаятруба, & 50.0 мм, длиной 2,0 м), предназначенный для формирования воздушного потока через проточную камеру ДМРВ;
3 - блок ионизационных камер (проточной и непроточной);
4 - термоанемометр ТТМ-2 для измерения скорости воздушного потока на выходе проточной камеры;
5 - коллиматор поверочных установок УПГД-1М и «Гаммарид»;
6 - ПЭВМ для обработки результатов измерения.
Рисунок 10 - Испытательный стенд Последнее позволяло определить диапазон чувствительности дозиметрической
системы. Результаты исследований приведены на рисунках 11-14. На рисунке 11 представлены графики зависимости показаний проточной и непроточной камер (ионизационных токов камер) от мощности дозы гамма-излучения при скорости воздушного потока равной нулю.
100000-1
100001000 —
< 100 ^
а
с
м 101 =
0.1 - =
0.01--1 | 11 [[г■ | 1М1 Ш1| I [ ■ г ■[ г~п гптг[ I [ I щи
0.01 0.1 1 10 100 1000 Р.., мЗв/ч
Рисунок 11 - Зависимость ионизационных токов непроточной (1) и проточной (2) ионизационных камер при скорости воздушного потока равной нулю, V = 0 м/с
На рисунках 12-14 представлены графики зависимости ионизационного тока проточной камеры от скорости воздушного потока при значении мощности дозы от 0,1 мкЗв/час (фон) до 200,0 Зв/час и при скоростях воздушного потока, проходящего через проточную камеру, от 0 до 12,0 м/с (в соответствии с требованием технического
задания).
50
] 0 4 г - -............... ' I ' I I
0 1234567 89 10 11 12
V, м/с
Рисунок 12 - Зависимость ионизационного тока проточной камеры от скорости воздушного потока при мощности дозы, равной: 0,0001 мЗв/ч (1), 0,00107 мЗв/ч (2), 0,0167 мЗв/ч (3)
25000
20000-
< 15000-И С
нн 100005000-
0 1 г Г г 1 ' 1 ' Г ' 1 ' Г г I ■ 1 ' Г ' [ 1
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12
V, м/с
Рисунок 13 - Зависимость ионизационного тока проточной камеры
от скорости воздушного потока при мощности дозы, равной: 14,7 мЗв/ч (1), 33,0 мЗв/ч (2), 132,0 мЗв/ч (3), 538,0 мЗв/ч (4)
Анализ результатов эксперимента показал следующее:
1. Показания проточной и непроточной ионизационных камер при скорости воздушного потока равной 0,0 м/сек практически совпадают при мощностях доз гамма-излучения до 4,0 мЗв/час. При дальнейшем увеличении мощности дозы гамма-излучения показания проточной камеры начинают превышать показания непроточной камеры и при максимально запланированной для испытаний мощности дозы (200 Зв/час) примерно в 1,5 раза выше показаний непроточной камеры.
2. Минимальное значение мощности дозы гамма-излучения, при которой наблюдается зависимость показаний проточной камеры от скорости воздушного потока, имеет место даже при мощности дозы гамма-излучения на уровне естественного гамма-фона (0,1-0,15 мкЗв/час) (рис.12), но показания камеры при этом очень нестабильны и начинают стабилизироваться с величины мощности дозы порядка (0,4 - 0,6 мкЗв/час). При мощностях доз от 0,0167 мЗв/час показания надежны и с увеличением скорости воздушного потока через проточную камеру имеют линейную зависимость (примерно до 3,0 м/сек). При дальнейшем увеличении скорости воздушного потока наблюдается уменьшение зависимости показаний от скорости воздушного потока и практически ее отсутствие (насыщение). С увеличением мощности дозы гамма-излучения переход в режим насыщения происходит быстрее.
Надежность работы датчиков при больших мощностях доз гамма-излучения определяется радиационной стойкостью элементов конструкции.
Выбранные рабочие параметры и конструкция ионизационных камер допускают длительную работу даже при максимальных мощностях доз, заданных в ТЗ. Наиболее чувствительными к облучению элементами конструкции являются предварительные усилители токов камер. Усилители построены на базе микросхем операционных усилителей, выполненных по ВШЕТ технологии. Типичная радиационная стойкость таких усилителей (в стандартном исполнении, без спецприемки) составляет 10-20 кРад.
Этой величины достаточно, чтобы обеспечить работу в условиях заданной в ТЗ
запроектной аварии (200 Зв/час в течение 0,5 часа).
При необходимости радиационная стойкость изделий может быть увеличена путем дополнительных конструкторских решений (резервирование, использование специальных электронных компонент). Мощность дозы в месте расположения усилителей может также быть снижена применением дополнительной свинцовой или вольфрамовой защиты. Отметим, что подобные меры могут привести к существенному увеличению стоимости изделий.
Обнаруженное при испытаниях появление расхождение ионизационных токов камер датчика при мощностях доз более 4 мЗв/час объясняется отклонением сопротивлений входных резисторов усилителей от их номинальных значений. Дело в том, что используемые в программном обеспечении калибровочные коэффициенты рассчитывались по их номиналам, а в указанной точке по Рисунок 14 - Зависимость ионизационного мощности дозы происходит переключение тока проточной камеры от скорости диапазонов усилителей. Прокалибровать воздушного потока при мощности дозы датчик в реальных условиях и определить равной 200 Зв/ч точно коэффициенты в лабораторных
условиях для обоих диапазонов не представлялось возможным в связи с отсутствием соответствующих источников. Для устранения отмеченного расхождения достаточно изменить калибровочные коэффициенты для грубого диапазона усилителей датчиков. После такого изменения характеристика станет практически линейной во всем диапазоне (от фона до 200 Зв/час).
При испытаниях было обнаружено, что, хотя характеристика датчика должна быть линейной по скорости, при скоростях воздушного потока более 3 м/сек в зависимости тока проточной камеры от скорости появляется нелинейность (переход к насыщению).
Возможными причинами появления этой нелинейности по скорости являются краевые эффекты на входе в проточную камеру (пропуск ионов в центральной части потока без сбора) и ограниченность зоны облучения воздуха в испытаниях.
Дело в том, что центральный высоковольтный электрод камеры, через который, как и через межэлектродное пространство, проходит воздух, является полым и поле внутри него отсутствует. Электрическое поле в центральной части воздушного потока имеется лишь на краях камеры. При больших скоростях воздушного потока время прохода воздуха через край камеры становится малым, и поле на краях камеры может не успевать вытягивать ионы из центральной части потока на электроды.
Оценка скорости, при которой может начать сказываться краевой эффект, дает величину 2-4 м/сек. Падение собираемого тока при этом будет происходить в число раз, равное отношению площади поперечного сечения камеры к площади сечения межэлектродного пространства, что составляет 1,6 раза. Качественно эти цифры согласуются с результатами измерений ФГУП НИИП, где проводились эксперименты.
Для устранения краевых эффектов необходимо исключить возможность свободного прохода воздуха через центральный электрод (например, с помощью заглушек). Дополнительно к этому можно уменьшить на 3-5 см длину центрального электрода.
Второй возможной причиной нелинейности является возможная ограниченность зоны облучения воздуха в экспериментах. Если записать уравнение кинетики, описывающее стационарную генерацию и рекомбинацию ионов, то его решение будет устанавливать плотность ионов в воздухе, которая будет зависеть от времени, как
I— _ / _ ч
N(1) = ^— 1апЦ^Кр • О, • Э' • 1 ). Если предположить, что перед попаданием воздуха
в камеру воздух, двигаясь со скоростью и0, проходит путь £ по зоне (например, венттрубе) с мощностью дозы Б', начиная движение из зоны с нулевой мощностью дозы, то для плотности ионов на входе в камеру, подставляя в нее время прохода
О • о' ( ,_ Б ^
воздуха t= 8/и0, получим ^ио) = |—1-*апЬ ^Кр • О • Э'--. При этом плотность
V и0 у
тока проточной камеры ]пр будет пропорциональна произведению и0-Ы, т.е.
1Ст -И)' ( Б ^ _кио) ^ —1--и • 1апи л/к • — • э'--. При малых скоростях воздушного потока
к
и
р V ^0 У
плотность тока, как и следовало ожидать, пропорциональна произведению скорости воздушного потока на равновесную плотность, а при больших скоростях выходит на константу, пропорциональную ОрВ'-8. Расчет по этим формулам зависимости плотности тока проточной камеры от скорости качественно согласуется с полученными в измерениях результатами при размерах зоны облучения воздуха порядка 1 - 2 метров. Указанный эффект зависит от длины области, в которой при заданных скорости воздушного потока и мощности дозы концентрация ионов является равновесной, чтоопределяется соотношением:
Бравн - иотр = ио/(кРЛ0,1)' Кр )= ^Д/О^'Кр .
Оценку секундного расхода находят, используя следующие соображения. Считая поток воздуха в вентиляционной трубе турбулентным, для нахождения расхода целесообразно использовать эмпирическую зависимость скорости потока от расстояния внутренней поверхности трубы у. [10]
и = V* (5.751в^+ 5.5), (14)
где ^ = ¥*у/у, V* - динамическая скорость; V - кинематическая вязкость v= 0,15 см2/с;
у = г0 - г;г0 , г - внутренний и текущий радиусы трубы соответственно. Определяя скорость газового потока и1в точке размещения датчика из уравнения:
и = V*(5,75lg(V*y1/v)+ 5,5),
находим параметр V* и расход по формуле:
г0-8
О = 2л | и(г)гёг,
0
где 8 - толщина ламинарного подслоя (8Пг0).
Для и(г)вида (14) интегрируя, находим:
О = лУ*г02 {13.255 • 1п(V, г0 /у) + 4.0}, (см3/с).
Величину объемной активности газоаэрозольной радиоактивной примеси, равномерно заполняющей вентиляционную трубу и поступающую в атмосферу, можно найти, используя значение мощности дозы, измеряемое непроточной ионизационной камерой (по показанию ионизационного тока), и формулу, связывающую указанное распределение объемной активности с величиной мощности дозы, создаваемой газоаэрозольной радиоактивной примесью во внутреннем объеме вентиляционной трубы, в зависимости от того имеет ли она цилиндрическую форму или форму усеченного конуса. [11, 12] При этом величина объемной активности радионуклидов определится выражением:
2Б'
Qo =-N-, (15)
яВ^НоАД! Е К У №
1=1
где о> ьо> г1) для цилиндрической венттрубы будет определяться формулой:
н-ь„
у(но,Ьо,г1 )= |
1п
Фх (и )^/Ф12 (и ) +1 Ф2 (и )+л/ф2 (и ) +1
ёи.
(16)
а для венттрубы типа усеченного конуса формулой:
н-ь„
у(но,Ьо,г1 )= |
1п
9! (и )+Л/92 (и ) +1
02 (и )+Л/92 (и) +1
ёи,
Ф1(и)=Го ^ + и ; Ф2(и)= и г
и - г
где
и
01 (и)
2ги (а -%и)2
2ги
г2 + и2
2г,и
; 02 (и)
и
22
—
2^и
(17)
При этом каждая из компонент газоаэрозольной примеси, представляющая собой парциальную объемную активность /-го радионуклида, распространяющегося по венттрубе определится выражением:
Чг = бор
где р1 - вклад активности /-го радионуклида в общую активность смеси газоаэрозольной радиоактивной примеси («вес» радионуклида). Умножая каждое ч на секундный расход О, найдем величину мощности выброса для каждого из нуклидов газоаэрозольной примеси, выбрасываемой из венттрубы АЭС,
и
с учетом того, что ^ р; = 1, в конечном итоге, их
сумму:
1=1
ь
ь
Рв = QoGlPi = QoG.
'0^ ^fi Vov i=1
Для определения веса радионуклида в примеси используют дополнительное оборудование, например ксеноновый спектрометр гамма-излучения. [13] Его преимущество состоит в том, что при его разрешающей способности, сравнимой с твердотельными детекторами, он не требует криогенной техники, что сразу решает проблему излишнего веса оборудования. [14] Таким образом, измеряя при ограниченном времени счета (для осуществления передачи информации в режиме online) дополнительно спектр гамма-излучения радионуклидов и идентифицируя их тип по характерной энергии гамма-излучения, квантовый выход которой известен, находят вклад в общую активность каждого радионуклида, как отношение:
а(Б; )A(E )A(Ej/ Pi = ^ g(Ej )A(Ei )A(eJ , (18)
где а(Е) - коэффициент, характеризующий энергетическую зависимость ксенонового спектрометра, определяемый экспериментально по монолиниям гамма-излучения;
А(Е), АЕ - амплитуда и полуширина пика, измеряемая на его полувысоте, обработанного спектра;
Цу-кв/распад) - квантовый выход энергии гамма-излучения радионуклида (таблично заданная величина).
В целом, результаты проведенной работы убедительно свидетельствуют о справедливости исходных идей, на основании которых разработана система [7, 9], и о работоспособности её конструкции, основные особенности которой представлены в работе. [8]
Приведенные результаты убедительно свидетельствуют о том, что подобные дозиметрические системы могут быть успешно использованы и для оценки радионуклидного состава газоаэрозольной радиоактивной примеси в условиях штатных выбросов. Действительно, анализ материалов ежегодника «Радиационная обстановка на территории России и сопредельных государств в 2008 году» [15] показывает, что радиационная обстановка на территориях сопредельных государств, за исключением территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате Чернобыльской аварии, в целом удовлетворительна - радиационный фон в пределах нормы 13-20 мкР/ч. Напротив, на территориях, загрязненных в результате аварии на Чернобыльской АЭС, в пунктах постоянного контроля (вне 30-км зоны вокруг ЧАЭС и зоны отселения) в 2008 г. регистрировались повышенные уровни МЭД: в Брагине (Беларусь) - 70 мкР/ч (при среднегодовом значении 64 мкР/ч), в Наровле (Беларусь) - 58 мкР/ч (при среднегодовом значении 54 мкР/ч), что, по-видимому, связано с результатом вторичного подъема радиоактивной примеси в атмосферу.
В районах расположения предприятий топливного цикла (ПО «МАЯК», Челябинская область; ФГУП «Горно-химический комбинат» (ГХК), Красноярский край; Сибирский химический комбинат (СХК), Томская область и т.д.) радиационная обстановка, согласно данных ежегодника, относительно радиационного фона в целом нормальна. Среднегодовые значения МЭД в 100 км - зоне ПО «МАЯК» - самого
неблагоприятного (относительно радиационной обстановки) предприятия находились в пределах 10-13 мкР/ч, индивидуальная эффективная доза, обусловленная сложившейся радиационной обстановкой в районе расположения предприятия составляла 0,07-0,22 мЗв/год. Вместе с тем, как отмечается в ежегоднике, радиационная обстановка в 100-км зоне ПО «МАЯК» остается сложной, что обусловлено радиационными авариями 1957 г. (взрыв емкости с высокоактивными ЖРО с выбросом в атмосферу Р-излучающих радионуклидов 2-10 Ки) и 1967 г. (ветровой перенос высохших донных отложений с обнажившихся берегов оз. Карачай, в которое сливались среднеактивные ЖРО), а также загрязнение донных отложений реки Теча за счет несовершенства (в начальный период работы предприятия) технологий производства оружейного плутония. Годовые выбросы радионуклидов на ПО «МАЯК» в атмосферу в 2008 г. приведены в таблице 1.
Таблица 1 - Выбросы радионуклидов в атмосферу на НПО «МАЯК», Бк
Наименование радионуклида Допустимый выброс Фактический выброс
51Сг 3,7-1010 1,85-107
60Со 1,85-1010 8,89-106
652п 3,70-1011 8,89-106
89,у0§г 1,85-1010 7,2-108
952г+95№ 2,96-1010 1,78-107
103,106-^ 6,66-1010 5,16-107
125бь 3,7-1010 -
и 3,7-1010 1,79-108
134С8 1,85-1010 2,64-107
137С8 1,85-1010 1,19-109
141,144Се 2,96-1011 7,71-106
ЕРи 7,40-109 5,3-108
Сумма ИРГ 3,52-1015 2,14-1013
Годовые выбросы радионуклидов в атмосферу на ГХК в 2008 г. приведены в таблице 2, а на СХК в том же году - в таблице 3.
Таблица 2 - Выбросы радионуклидов в атмосферу на ГХК, Бк
Наименование радионуклида Допустимый выброс Фактический выброс
1 2 3
32р 5,6-Ю11 1,05-1010
46бс 1,00-107 1,34-106
51Сг 3,7-1010 1,69-108
54Мп 3,00-108 1,92-106
59Бе 1,00-108 4,00-106
58Со 3,06-109 2,40-107
60Со 3,08-109 2,81-107
652п 5,00-109 8,33-106
Продолжение таблицы 2
1 2 3
89,90 £г 2,67-1010 3,28-108
952г+95№ 2,20-109 9,36-107
103,106^и 8,28-1010 4,17-108
Е1 1,56-1010 5,04-108
134С8 7,20-107 5,24-106
137С8 6,21-109 1,77-108
140Ба+140Ьа 5,00-108 1,19-107
141,144Се 7,12-1010 1,00-109
ЕЕи 3,00-108 2,00-106
ЕРи 1,39-109 1,25-107
Сумма ИРГ 7,53-1015 2,00-1015
Таблица 3 - Выбросы радионуклидов в атмосферу на СХК, Бк
Наименование Допустимый Фактический
радионуклида выброс выброс
89,90 5,18-109 2,19-108
Е1 3,64-Ю11 2,46-109
Еа 6,81-109 2,36-109
ЕР 6,88-1011 2,35-1010
Сумма ИРГ 6,29-1015 5,70-1014
Сокращение производств на ряде предприятий Росатома привело к уменьшению выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую природную среду, и хотя величина последних пока еще остается значительной, тем не менее, она оказывается значительно меньше величин ДОАнас для соответствующих радионуклидов.
Анализ выбросов действующих АЭС в атмосферу показал, что для АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК основными радионуклидами в выбросах являются: ИРГ, 137Сб, 134Сб, 1311, 60Со (Балаковская, Ростовская, Калининская, Курская,
137 131 60
Ленинградская, Нововоронежская); ИРГ, Сб, I, Со (Кольская, Смоленская). Для реактора БН-600 с жидкометаллическим теплоносителем - ИРГ, 137Сб, 60Со (Белоярская); ИРГ, 90Бг, 1311, 60Со (Билибинская), причем основной дозообразующий вклад внешнего облучения создают ИРГ. Однако, наблюдаемые объемные активности выбросов соответствующих радионуклидов существенно ниже допустимых и, согласно НРБ - 99, не представляют опасности для населения.
Из приведенных выше данных следует, что на каждом типе указанных производств наиболее значительную величину выбросов в атмосферу составляют ИРГ. Если радиоактивные аэрозоли могут быть задержаны путем усовершенствования методов фильтрации, то задержка ИРГ оказывается достаточно трудоемкой в силу особых их физико-химических свойств, требуя специальных технологий. [16]
Вместе с тем, используя известные технологии сжижения газов при низких температурах, в основе которых лежит явление Джоуля-Томсона, и, основываясь на
том, что разные ИРГ имеют различную температуру сжижения* (см. табл.4), а также учитывая тот факт, что выбросы газоаэрозольной радиоактивной примеси в атмосферу на рассматриваемых производствах не осуществляются равномерно (в сутки, месяц, год), а имеют залповый характер, то, ограничивая время выброса и направляя в заданный период времени воздушный поток, загрязненный газоаэрозольной радиоактивной примесью, в установку сжижения газов, можно добиться как разделения ИРГ от воздуха, так и выделения радиоактивных аэрозолей.Последнее можно осуществить на том основании, что вязкость сжиженных газов достаточно низка, так что аэрозоли могут просто уходить в осадок.
Сущность явления Джоуля - Томсона заключается в следующем: газ, выходящий из резервуара, в котором поддерживается постоянное давление р 1 и температура Т(по абсолютной шкале), через малые отверстия, например пробку из ваты или шелка, в другой резервуар, имеющий, равно как и все части прибора, ту же температуру Т и некоторое постоянное давление р0 , охлаждается. Понижение температуры может быть выражено0°= а(р1-р0)(273/Т)2,где а постоянная, зависящая от свойств взятого газа, равная для воздуха = 0,276, для углекислоты = 1,388,р1 и р0 - давления в атмосферах.
Таблица 4 - Температура сжижения инертных газов при нормальном атмосферном давлении
Газ Массовое число Т °С
Гелий 4,003 -268,9
Неон* 20,18 -246
Аргон* 39,948 -185,9
Криптон* 83,80 -153,2
Ксенон* 131,29 -108,1
Радон 222,018 -61,9
*Примечание: криптон, ксенон, неон и аргон получают из воздуха путем его разделения при глубоком охлаждении
Таким образом, система окончательной газоаэрозольной очистки воздушных потоков, направляемых в венттрубу, будет работать не постоянно, а лишь на момент специально подготовленного выброса, что позволит в дальнейшем вообще отказаться от установки венттрубы.
Использование подобных технологий позволит полностью закрыть вопрос о радиоактивных газоаэрозольных выбросах в атмосферу и, таким образом, существенно улучшить экологическую обстановку окружающей среды для персонала и населения в районе объектов использования атомной энергии.
В таблице5приведены основные радионуклиды ИРГ, выбрасываемых в атмосферу, а в таблице6 - показатели основных физических свойств инертных газов.
*Лит.: Клод Ж., Жидкий воздух, перевод с франц., Л.,1930; Кеезом В.,Гелий, пер.сангл., М.,1949;Герш С.Я., Глубокое охлаждение, 3 изд., ч. 1-2, М. -Л., 1957-60; Разделение воздуха методом глубокого охлаждения, т. 1-2, М., 1964; Техника низких температур, М. - Л., 1964; Новые направления криогенной техники, пер. с англ., М., 1966; Фастовский В.Г., Петровский Ю.В., Ровинский А.С., Криогенная техника, М., 1967; Криогенная техника за рубежом, М., 1967.
Таблица 5 - Радионуклиды инертных радиоактивных газов*
Радионуклид Бу, МэВ Л, % квант. выход Период полураспада Т/2
Лг41 1,2936 99,1 1,83 ч
Кг85т 0,30447 14,1 4,48 ч
0,15099 75,3
Кг85 0,51397 0,435 10,71 года
Кг87 0,4027 48,3 1,27 ч
2,3920 37,8
Кг88 2,1959 14,9
1,5298 0,8347 0,1961 11,3 13 37,8 2,84 ч
Хе125 0,2434 0,18843 28,9 55,1 17,0 ч
0,37496 20,3
Хе127 0,20284 0,17210 67,7 23,2 36,41 дня
Хе133 0,089997 КХ 0,03164 36,3 47 5,245 дня
Хе135 0,2498 90,5 9,083 ч
Таблица 6 - Свойства элементов УШ-Л подгруппы
Свойство Элемент
гелий неон аргон криптон ксенон радон
Порядковый номер элемента 2 10 18 36 54 86
Относительная атомная масса 4,003 20,180 39,948 83,80 131,29 222,018
Температура плавления,°С -272,15 -248,6 -189,4 -157,2 -111,8 -71,0
Температура кипения,°С -268,9 -246,8 -185,9 -153,4 -108,1 -62,0
Плотность г/см3
при нормальныхуслов иях 0,18 0,9 1,78 3,74 5,89 9,96
Степени окисления 0 0 0 0, +2, +4 0, +2, +4, +6, +7 0
В подгруппу инертных газов входят элементы: гелий, неон, аргон, криптон,
* Остальные радионуклиды инертных газов имеют период полураспада меньше 1 часа и их не учитывают.
со
о
сз 1—
й -100 -л к
н
^
и
Я "15(| «
к
■и
Ё -200 -
N
о сз
& -250-
es
и К
5 -зоо -
н о 50 100 150 200 250
Массовое число
Рисунок 15 - Зависимость температуры сжижения инертных газов при нормальном атмосферном давлении, как функции их массового числа
Поскольку массовое число радионуклидов ИРГ, приведенных в таблице 5, выше массового числа соответствующего инертного газа, то, основываясь на зависимости температуры сжижения инертных газов как функции их массового числа, в соответствии с рисунком 15 можно ожидать, что при сжижении воздуха, содержащего ИРГ, последние будут сжижаться быстрее, чем соответствующие газы в основном
125 127
состоянии за исключением Xe и Xe . Как известно, разделение жидкого воздуха на кислород и азот основано на разнице температур их кипения: температура кипения жидкого азота -196 °С, а жидкого кислорода - 182,9 °С принормальноматмосферномдавлении.Подобный эффект, очевидно, может служить основанием для выделения жидких ИРГ от азота с кислородом, из которых последние могут быть использованы для нужд предприятия, а жидкие ИРГ утилизированы.
Литература
1. Елохин А.П., Рау Д.Ф., Ткачев А.Н., Румянцев А.Д., Беркович В.М., Хлопотин Р.С.Дозиметрическая система для определения мощности выброса газоаэрозольной радиоактивной примеси в условиях радиационных аварий.Атомная энергия, 2009, Т.107, вып.6, с. 321-328.
2. Елохин А.П., Pay Д.Ф., Таги-Заде Р.Ф., Васильченко Д.Л. Методы оценки и прогнозирования переноса р/а примеси в рамах моделей приземного и пограничного слоев атмосферы. Доклады II всесоюзного научно-технического совещания по итогам ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС, том I (Радиационный мониторинг), Чернобыль 22-24 мая 1990 с.240-267.
3. Елохин А.П., Соловей А.Ф. Оценка и прогнозирование масштабов радиоактивного загрязнения окружающей среды при выбросах АЭС. Атомная энергия, т.77, вып.2, 1994, с.145-152.
4. Паспорт. Установка радиометрическая РКС_07П ЖШ 1.289.404. ОАО Пятигорский завод, г. Пятигорск.
5. Елохин А.П., Макеев С.Н., Pay Д.Ф., Филатов Н.М. Способ определения электропроводности и скорости потока ионизированного газа и устройство для его осуществления. Авт. свид. СССР №1636775, МКИ G 01 Р 5/08, 27.05.88, опубл. 23.03.91.
6. Елохин А.П., Филатов Н.М. Определение мощности выброса радиоактивной примеси вентиляционных труб АЭС. Атомная энергия, т.77, вып.5, 1994, с.392-402.
7. Елохин А.П., Pay Д.Ф. Способ определения скорости потока радиоактивного газа и плотности ионизации газовой среды и устройство для его осуществления. Изобретение РФ №99107479, приоритет от 12.04.99, Москва, Федеральный Институт Промышленной Собственности России (ФИПСР), 34 с. Патент №2149410 от 20.05.2000.
8. Елохин А.П., Рау Д.Ф., Ткачев А.Н. и др. «Датчик измерения радиоактивных выбросов из вентиляционных труб АЭС»- доклад на международной научно-практической конференции АЭРОЗОЛИ И БЕЗОПАСНОСТЬ. Обнинск. Тезисы докладов, 2005, 24-28 октября, с.234-239.
9. Елохин А.П., Pay Д.Ф. «Повышение чувствительности датчика, определяющего мощность выброса в венттрубах АЭС». Атомная энергия, т.87, вып. 3, сентябрь 1999, с.239-242.
10. Седов Л.И. Методы подобия и размерности в механике.М.: Наука,1987, 430 с.
11. Елохин А.П., Рау Д.Ф., Беркович В.М., Жилина М.В., Халупкова Г.И., ВиноградовА.П. Метод оценки мощности выброса инертных радиоактивных газов, выходящих из пассивной системы фильтрации межоболочечного пространства реактора ВВЭР-1500, в условиях запроектной аварии. Экологические системы иприборы2007, №7, с.14-23.
12. Елохин А.П., Рау Д.Ф., Беркович В.М., Жилина М.В., Халупкова Г.И., ВиноградовА.П. Оценка мощности выброса радиоактивных благородных газов в условиях запроектной аварии ВВЭР-1500. Атомная энергия, 2008, Т.104, вып.1, с. 4354.
13. Власик К.В., Грачев В.М., Дмитренко В.В., Дружинина Т.С., Котлер Ф.Г., Улин С.Е., Утешев З.М., Муравьев-Смирнов С.С. «Автоматизированная система на основе ксеноновых гамма-спектрометров для контроля газообразных радиоактивных выбросов ядерного реактора», Ядерные измерительно-информационные Технологии. NuclearMesurement&InformationTecnologies.№2 (10) 2004, с.45-53.
14. Елохин А.П., Сафоненко В.А., Улин С.Е., Дмитренко В.В., Пчелинцев А.В., Пархома П.А. Применение беспилотного дозиметрического комплекса для определения концентрации радионуклидов в атмосфере в условиях радиационных аварий. ЯДЕРНЫЕ измерительно-информационные ТЕХНОЛОГИИ. NuclearMesurement&InformationTecnologies.№3(23), 2007, с.42-59.
15. Радиационная обстановка на территории России и сопредельных государств в 2008 году. Ежегодник. Под ред. С.М. Вакуловского. ИПМ ГУ «НПО «ТАЙФУН», Обнинск, 2009, 297 с.
16. ПетровМ.М., МихилевЛ.А., КукушкинЮ.Н. Неорганическаяхимия - Л.: Химия, 1989. - 542 с.
Елохин Александр Прокопьевич - доктор технических наук, профессор, Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ».
E-mail: APElokhin@mephi.ru
Рау Дмитрий Федорович - кандидат технических наук, старший научный сотрудник центра по радиационной безопасности, охране окружающей среды и техники безопасности персонала АЭС.
Беркович Виктор Мозесович - заместитель главного инженера ОАО «Атомэнергопроект». E-mail: berkovich@aep.ru
Elokhin Aleksandr P. - Doctor of Technical Sciences, Professor,National Research Nuclear University «MEPhI». E-mail: APElokhin@mephi.ru
Raou Dmitriy F. - candidate of Technical Science, senior staff scientist of the Centre for Radiation Safety, Environmental Protection and NPP Personnel Safety Engineering.
Berkovich Viktor M. - Deputy Head Engineer of Public Corporation «Atomenergoproekt». E-mail: berkovich@aep.ru
