Диагностика состояния отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) в процессе их выгрузки из хранилищ с помощью специальной установки γ-сканирования и видеорегистрации позволяет повысить безопасность обращения с ОЯТ и снизить расходы на его транспортировку.
В губе Андреева хранятся ОТВС около 100 активных зон реакторов атомных подводных лодок первого и второго поколений и атомных ледоколов. Хранилища ОЯТ представляют собой так называемые блоки «сухого» хранения (БСХ) — три емкости диаметром 18 м и глубиной около 4 м. Их состояние имеет серьезные отклонения от существующих норм ядерной и радиационной безопасности. Более чем за 20 лет эксплуатации две емкости полностью и одна частично оказались заполненными водой.
Ранее выполненные радиационные и материаловедческие исследования показали, что в процессе длительного хранения ОЯТ в емкостях хранилищ возможны деградация оболочек твэлов и коррозия топливной композиции. Процессы деградации могут привести к фрагментации отдельных твэлов и возможности неконтролируемого перемещения топливной композиции.
Установка γ-сканирования
Для обнаружения ОТВС с поврежденной топливной частью при выгрузке их из чехлов было предложено создать и использовать в технологическом процессе перегрузки специальную γ-сканирующую установку. Просмотренные аналоги γ-сканирующих устройств, применяющиеся в стационарных условиях при наличии толстых бетонных стен и прочих громоздких приспособлений, в данном случае оказались неприемлемыми. Необходимо было спроектировать новую установку γ-сканирования для диагностики состояния ОТВС в процессе их выгрузки из ячеек БСХ с использованием в значительной степени стандартного флотского перегрузочного оборудования.
Методика диагностики состояния ОТВС в процессе их выгрузки из ячеек БСХ основана на проведении измерений распределения γ-излучения по высоте ОТВС, сравнении полученных данных с эталонными распределениями (характерными для ОТВС, не имеющих повреждений) и использовании информации об отклонениях от эталонных распределений для классификации выгруженных ОТВС.
Установка γ-сканирования (рис. 1) представляет собой устройство, позволяющее в процессе подъема ОТВС из чехла в перегрузочный контейнер или скафандр перегрузочной машины измерять, передавать, обрабатывать и записывать в базу данных информацию о распределении мощности дозы γ-излучения по высоте ОТВС.
В базу данных заносится также информация от системы видеорегистрации (СВР), состоящей из трех видеокамер, расположенных равномерно по окружности ниже γ-детекторов, и предназначенной для регистрации заводской маркировки и внешнего вида ОТВС непосредственно при выгрузке. Данные СВР вместе с результатами γ-сканирования необходимы при классификации извлеченных сборок для выбора типа упаковки, в которую должна быть загружена данная ОТВС. Структурная схема систем γ-сканирования и видеорегистрации показана на рисунке 2.
Рис. 2. Структурная схема установки
Корпус установки с коллимационными блоками и тремя блоками детектирования размещается на наводящем устройстве перегрузочного контейнера (платформе перегрузочной машины) непосредственно под перегрузочным контейнером (скафандром перегрузочной машины), обеспечивая необходимую биологическую защиту.
Расчеты выемного коллимационного блока производились с использованием программы MCNP, использующей метод Монте-Карло для решения задач переноса различных видов излучения, в том числе и γ-квантов, в произвольной трехмерной геометрии.
Условия коллимации должны обеспечивать такое ослабление γ-излучения от участков ОТВС, находящихся за пределами участка сканирования (выше и ниже щели), чтобы их вклад в величину мощности дозы, регистрируемую детектором в коллиматоре, составлял не более 5-10%. При соответствующем выборе измерительной аппаратуры это позволит уверенно выявить наличие просыпей, составляющих не менее 5% массы топлива, для ОТВС с различной величиной энерговыработки.
Рис. 3. Вариант исполнения корпуса с выемным коллимационным блоком из свинца: 1 – корпус (сталь); 2 – выемной коллимационный блок (свинец); 3 – выемной блок (сталь); 4 – пробка (свинец); 5 – блок детектирования; 6 – коллимационное щелевое отверстие;Конструкции корпуса, выемных коллимационных блоков и блоков защиты детекторов рассмотрены в трех вариантах, использующих различные материалы изготовления — сталь, свинец и их сочетание. Выполненные расчеты показали, что наиболее предпочтительным является вариант корпуса с комбинированной коллимационной системой из свинца и стали (рис. 3). Выемной щелевой коллимационный блок (высота — 210 мм, длина — 260 мм, ширина — 120 мм) изготовлен из свинца. Над и под блоком свинца установлены стальные блоки, толщиной 80 мм каждый. Щель коллиматора является плоской. В горизонтальном сечении она имеет форму трапеции, расширяясь от 15 мм у детектора до около 70 мм у центральной трубы с ОТВС. Выбранная высота щели —
10 мм (в этом случае при непрерывном подъеме ОТВС высота сканируемого участка составит около 20 мм).
В качестве детекторов применяются три кремниевых ионно-имплантированных дозиметра γ-излучения, размещенные в выемном стальном защитном блоке. Для расширения диапазона измерения в каждом блоке детектирования имеются два усилителя – импульсный и токовый. Диапазон измерения мощности эквивалентной дозы (МЭД) составляет от 100 мкЗв/ч до 200 Зв/ч, диапазон регистрируемых энергий — от 0,06 МэВ до 6,0 МэВ. Диаметр блока детектирования — 20 мм, его длина — 150 мм без учета длины кабеля и кабельного ввода.
В дальнейшем будут разработаны рабочая конструкторская документация (РКД) макета установки и программа проведения его испытаний, изготовлен макет, проведены его испытания, отладка аппаратуры и режимов работы, разработана РКД установки и методики определения параметров ОТВС, изготовлена установка γ-сканирования и видеорегистрации ОТВС. Установка будет поставлена на объект, где произведут ее монтаж, пусконаладочные работы и приемо-сдаточные испытания.
Методика отбраковки ОТВС
Помимо БСХ в губе Андреева, данная установка может быть использована и на других работах при выгрузке ОЯТ, например, из хранилищ плавучей технической базы «Лепсе», где находится топливо 11 активных зон реакторов, в разное время эксплуатировавшихся на атомных ледоколах «Ленин», «Арктика» и «Сибирь».
Учет фактического состояния топлива позволяет в значительной мере упростить разработку транспортно-технологической схемы обращения с ОЯТ.
На «Лепсе» ОЯТ более 14 лет находилось в коррозионно-активной среде с очень высоким солесодержанием: в контуре А правого бака — 35 г/л в пересчете на NaCl, левого — 8,2 г/л. В 1995 году было проведено осушение контура А, после чего в нем осталось около 250 л воды, в одном пенале — максимум 250 мл (то есть уровень воды ниже топливных частей хранящихся ОТВС).
Проведенные исследования показали, что деградация топливных частей развивается на ОТВС, имеющих на момент окончания эксплуатации сквозные повреждения оболочек твэлов, за счет чего возможен непосредственный контакт топлива с теплоносителем или средой хранения. Около 40 сборок из 639 ОТВС, размещенных в хранилище «Лепсе», имеют такие повреждения. Следовательно, при соответствующей отбраковке значительную часть ОТВС — кондиционные сборки — можно будет упаковать в чехлы ЧТ1У по пять штук без каких-либо корректирующих мероприятий.
Методом отбраковки в данном случае может стать γ-сканирование топливных частей. Сканер, установленный на направляющем устройстве, позволит при извлечении ОТВС с помощью перегрузочного контейнера определить наличие фрагментации отдельных твэлов, при ее отсутствии ОТВС будет считаться кондиционной. После сканирования поток ОТВС разделяется на две части: кондиционные сборки загружают в чехлы ЧТ1У, а некондиционные оставляют в пеналах хранилищ, которые затем вырезают из баков и загружают по три штуки в чехлы ЧТ1УШ (рис. 4).
Рис. 4. Схема обращения с ОЯТ на птб «Лепсе» * При наличии в кессонах просыпей или фрагментов топлива (малых размеров) нижняя часть кессонов омоноличивается в составе блоков хранения. ** Три ОТВС (зона №10) загружаются в чехол и передаются на хранение в Атомфлот. *** Если топливная часть сборок не разрушена, возможна загрузка по три ОТВС без пеналов.
Такая разбраковка значительно сократит количество чехлов, нужное для обращения с ОЯТ, и, соответственно, транспортных контейнеров. Следовательно, снизится стоимость транспортировки отработавшего ядерного топлива.
Авторы
С.Ю. Булкин, А.П. Васильев, к.ф.-м.н., В.П. Васюхно, к.т.н., Э.С. Езовит, В.М. Малинкин, к.т.н., Ю.В. Орлов, к.т.н., А.В. Соколов
ОАО «НИКИЭТ» им. Н.А. Доллежаля
С.А. Душев, Н.Г. Сандлер, д.т.н.
ОАО «ОКБМ Африкантов»
