Atomic-Energy.ru

Радиационное обследование объектов и помещений исследовательского реактора МР в рамках подготовки вывода из эксплуатации

28 декабря 2011
Рис. 2. Вид на содержимое шлюза после осветления воды

Специалисты Российского научного центра «Курчатовский институт» приступили к подготовке к выводу из эксплуатации исследовательского реактора МР. Прежде всего, необходимо было провести радиационное обследование хранилища СУЗ (системы управления и защиты), используемого как хранилище высокоактивного ОЯТ, а также шлюза между бассейном реактора и бассейном выдержки. Для этого были применены комплекс «Гамма-пионер» и радиометрические методы.

Обследование шлюза-бассейна

После останова реактора МР в 1993 году не проводилось никаких мероприятий по очистке воды в его резервуарах, а штатная система очистки подлежала ревизии. Поскольку прозрачность воды не позволяла проводить визуальный осмотр и обследование с помощью видеотехники, для обследования шлюза-бассейна было необходимо провести очистку воды.

Для осветления воды использовали серийное оборудование водоочистки на базе фильтра с наполнением из кварцевого песка (0,5-1 мм). Вода из поверхностного слоя с помощью специального приспособления – навесного скиммера – забиралась для прокачки через фильтр и сбрасывалась через возвратное поворотное сопло, которое позволяло направить струю под углом 60° обратно в бассейн. Это обеспечивало образование конвекционных потоков в объеме емкости бассейна и подъем донных отложений в виде взвешенных частиц в верхний слой воды.

При пробном включении установки (три часа непрерывной работы) значения МЭД γ-излучения на расстоянии 10 см от насоса составило 13 мкЗв/ч выше фона помещения (среднее значение фона – 20 мкЗв/ч), на 10 см от фильтра – 250 мкЗв/ч. Затем систему включили на полную смену – шесть часов непрерывной работы с двукратным дозиметрическим контролем в течение смены.

Осветление воды проводилось в шлюзе объемом около 8 м3. Осмотр подводной части бассейна производился визуально с применением перископа (рис. 1).

 

Рис. 1. Осмотр подводной части бассейна реактора и шлюза до осветления воды

 

Опыт работ выявил значительное осаждение радионуклидов на фильтре установки. Для снижения радиационного воздействия на персонал и продления времени эксплуатации фильтр был установлен в контейнер НЗК-150-1.5 и дополнительно экранирован листовым свинцом.

Спектрометрический анализ проб воды и донных осадков показал, что объемная активность проб воды составляла по 137Cs (1.418±0.005)*106Бк/л, по 90Sr – (2.84±0.41)*104 Бк/л.

При этом во взвеси содержалось около 10% общей активности 137Cs. Кроме радионуклидов 137Cs и 90Sr присутствуют незначительные количества 134Cs, 60Co, 214Bi.

По достижении необходимой прозрачности воды в шлюзе специальной телесистемой было проведено визуальное обследование. В бассейне шлюза хранились бериллиевые и графитовые блоки кладки реактора, стержни-вытеснители, стержни СУЗ. Хранение организовано в два яруса. На глубине 2,5-3 м установлен стапель, в котором размещены девять бериллиевых блоков, один графитовый вытеснитель и шесть стержней СУЗ. На глубине 5-5,5 м в решетке, установленной на дно шлюза, размещены 22 бериллиевых блока различной конфигурации, четыре графитовых вытеснителя, стержни СУЗ, пробки-вытеснители.

Радиационное обследование в воде выполнялось прибором УИМ2-2Д с детектором БДМГ-100 и спектрально-чувствительным коллимированным щелевым каротажным детектором γ-излучения. Они размещались в герметичном канале, специально изготовленном для этих целей, длина которого позволяла проводить измерения на глубине до 4,5 м.

Измеренные БДМГ-100 значения МЭД на высоте 30 см от блоков, расположенных на нижнем ярусе в шлюзе, изменялись в пределах 0,3-8,2 мЗв/ч.

Рис.3. Радиационное обследование извлеченных из шлюза блоков

После завершения предварительного обследования содержимого бассейна-шлюза определили ряд объектов, требующих тщательного радиационного обследования. Были выбраны изделия, находившиеся в процессе эксплуатации в непосредственной близости от ТВС рабочих каналов реактора – бериллиевые блоки трех типов, два блока-вытеснителя и графитовый блок. Для оценки МЭД γ-излучения и спектрометрических измерений было решено последовательно извлечь их из хранилища и выполнить замеры в воздухе над поверхностью воды.

Намеченные для измерений изделия извлекались с использованием штатного цангового захвата длиной 5 м, вывешенного на электротали мостового крана. При подъеме блока измерения проводились дистанционно с использованием измерительного комплекса «Гамма-пионер», установленного на роботе Brokk-90. Полученные данные сравнивались с результатами измерений МЭД на расстоянии 1 м прибором ДРГ-01Т (рис. 2). Значения МЭД колебались в пределах 0,05-2 мЗв/ч. Фоновое значение в месте измерения на высоте 1 м над водой бассейна составило 34 мкЗв/ч. На основе полученных данных были выделены отдельные изделия для проведения γ-спектрометрических измерений.

Спектрометрические измерения выполнялись комплексом ISO-CART фирмы ОRТЕС (спектрометр DigiDART, детектор GEM40P4). Детектор был расположен вне реакторного зала, на расстоянии 14,5 м от измеряемого объекта. По результатам измерений установлено, что основным излучающим радионуклидом является 60Co, в спектре бериллиевого блока присутствует излучение 152Eu и 154Eu.

Паспортизация ячеек хранилища СУЗ

В рамках подготовки к выводу из эксплуатации ОЯТ реактора МР было удалено из приреакторного хранилища. Перед началом работ точные данные по характеру загрузки хранилища, в котором имелись 30 ячеек хранения, и типу изделий отсутствовали.

Для разработки технологии разгрузки хранилища СУЗ было необходимо провести его инвентаризацию. Ожидаемая мощность дозы при подъеме изделий (на расстоянии 1 м от них), по оценкам, могла составлять сотни мЗв/ч, что делало невозможным нахождение персонала в реакторном зале МР. Для ревизии хранилища СУЗ использовали измерительный комплекс радиационной разведки «Гамма-пионер», установленный на робототехническом средстве Brokk-90 (Смирнов С.В. Робот радиационной разведки // «Безопасность окружающей среды», №4, 2008, стр. 77–79). При проведении работ персонал размещался вне зала, за биологической защитой толщиной 1,5 м. Brokk-90 с комплексом «Гамма-пионер» был установлен на удалении от хранилища СУЗ с таким расчетом, чтобы измерительный блок прибора находился на расстоянии 1 м от исследуемого объекта (рис. 3).

После вскрытия защитной плиты хранилища и осмотра ячеек были начаты работы по последовательному извлечению изделий из хранилища и их ревизии. Электроталью, оснащенной безменными весами грузоподъемностью до 200 кг, изделия поднимали до определенного уровня в зависимости от их типа. Подъем ОТВС производился до выхода из ствола ячейки оголовка подвесной трубы на высоту 30-40 см. Пеналы с ОЯТ поднимались до уровня среза горловины ячейки. С помощью комплекса «Гамма-пионер» производился осмотр изделия, считывание бирок и маркировок, измерение МЭД γ-излучения. Особое внимание уделялось осмотру технического состояния узла крепления подвесного троса к изделию. Измерения показали, что при подъеме оголовка подвесной трубы ОТВС радиационная обстановка позволяет персоналу войти в реакторный зал для визуального осмотра объекта, фотосъемки фотоаппаратом с большим разрешением, считывания надписей на маркировочных бирках. При подъеме пеналов с ОЯТ МЭД в зале резко возрастала до 10-20 мЗв/ч (Н=1,5-2 м), и работы продолжались в дистанционном режиме. При измерении МЭД в реакторном зале показания гамма-локатора сравнивались с показаниями прибора УИМ2-2, детектор которого был стационарно размещен на стойке Н=1 м, установленной на срезе хранилища.

Рис. 4. Размещение персонала и оборудования

После осмотра верхней части изделия производился его медленный подъем до полного выхода из ячейки. Одновременно выполнялись видеозапись процесса и радиационное сканирование объекта по длине. При подъеме пеналов оценивалось их состояние, наличие коррозии, состояние дна, для открытых пеналов – степень и характер загрузки. При обследовании ОТВС замерялись радиационные характеристики, общая длина, диаметр ОТВС (для определения типа герметичного пенала для упаковки), тип подсоединения ОТВС к подвесной трубе.

При радиационном обследовании ряда объектов стало ясно, что верхнего предела измерений комплекса «Гамма-пионер» (составляющего 400 мЗв/ч или 40 Р/ч) недостаточно.

Поэтому для обследования ОТВС блок детектирования был модернизирован с целью проведения измерений в области больших значений – 0,0004-8 Зв/ч. Таким измерительным средством было проведено детальное обследование типа соединения ОТВС – подвесное устройство для разработки технологии отделения сборок методом абразивной резки в «горячей камере». Помимо этого, были детально изучены конструктивные особенности ОТВС большого диаметра (150 мм), помещенной в открытый пенал, для определения технологии дальнейшего обращения с этим объектом.

В хранилище СУЗ на момент выгрузки находилось девять экспериментальных петлевых ОТВС на подвесных устройствах и шестигранная трубчатая ТВС большого диаметра. Для отделения ОТВС от подвесной трубы необходимо было определить зоны и последовательность резов, характер подготовительных операций. К началу работ по разделке сборок остальное топливо из хранилища было помещено в герметичные пеналы (Д=55 мм, Д=90 мм) и установлено в хранилище Курчатовского института.

В результате работ была проведена паспортизация всех 30 ячеек хранилища СУЗ. Используя полученную информацию, был разработан регламент работ, в соответствии с которым выполнено извлечение, переупаковка изделий в изготовленные пеналы и их перемещение в специализированное хранилище ОЯТ.

Таким образом, применение измерительного комплекса, установленного на дистанционно-управляемом робототехническом средстве (Brokk-90), позволяет проводить работы по радиационной разведке в объектах с высокими уровнями МЭД γ-излучения, в том числе при ликвидации аварийных ситуаций на подобных объектах без непосредственного присутствия персонала.

Авторы

В.Г. Волков, д.т.н., А.Г. Волкович, В.И. Колядин, к.т.н., А.В. Лемус, В.И. Павленко, к.т.н., С.Г. Семенов,  С.В. Смирнов, А.В. Чесноков, к.ф.-м.н.
РНЦ «Курчатовский институт»

Литература

1. Смирнов С.В., Робот радиационной разведки, – Безопасность окружающей среды, №4, 2008, стр. 77–79.