Разработка экспериментальных приборных средств и методик их применения для поиска и характеризации источников ионизирующего излучения в сложной радиационной обстановке

Смирнов, Сергей Всеволодович

Разработка экспериментальных приборных средств и методик их применения для поиска и характеризации источников ионизирующего излучения в сложной радиационной обстановке тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.01 ВАК РФ

Смирнов, Сергей Всеволодович АВТОР

кандидата физико-математических наук УЧЕНАЯ СТЕПЕНЬ

Москва МЕСТО ЗАЩИТЫ

2010 ГОД ЗАЩИТЫ

01.04.01 КОД ВАК РФ

Диссертация по физике на тему «Разработка экспериментальных приборных средств и методик их применения для поиска и характеризации источников ионизирующего излучения в сложной радиационной обстановке»

Автореферат диссертации на тему "Разработка экспериментальных приборных средств и методик их применения для поиска и характеризации источников ионизирующего излучения в сложной радиационной обстановке"

На правах рукописи

СМИРНОВ Сергей Всеволодович

РАЗРАБОТКА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ПРИБОРНЫХ СРЕДСТВ И МЕТОДИК ИХ ПРИМЕНЕНИЯ ДЛЯ ПОИСКА И ХАРАКТЕРИЗАЦИИ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В СЛОЖНОЙ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКЕ

Специальность: 01.04.01 - приборы и методы экспериментальной физики

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Москва — 2010

4853761

Работа выполнена в Федеральном государственном учреждении Российский научный центр «Курчатовский институт»

Научный руководитель: кандидат физико-математических наук Степанов Вячеслав Евгеньевич

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук, профессор Ромоданов Вадим Леонидович

Доктор технических наук Шнкалов Владимир Федорович

Ведущая организация: Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)

Защита состоится «_»_20 г. в_часов на

заседании диссертационного совета Д 520.009.06 при РНЦ «Курчатовский институт» по адресу: 123182, г. Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт». Автореферат разослан «_»_ 20 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 520.009.06 д.т.н., профессор

Мадеев В.Г.

Актуальность. Большое число промышленных и исследовательских ядерных реакторов выработали свой проектный ресурс и выводятся из эксплуатации. В настоящее время проекты по выводу из эксплуатации остановленных реакторов и установок осуществляются как за рубежом (исследовательский реактор Siloe, Франция, газовый реактор Bugey-1 и водяной реактор BR-3, Бельгия, реактор на тяжелой воде WR-1, Канада и др.), так и в нашей стране (исследовательские реакторы в РНЦ КИ, ИТЭФ, ФЭИ, НИИАР и т.д.).

В процессе эксплуатации АЭС, ядерных реакторов и установок происходила активация элементов оборудования вследствие нейтронного облучения, а также внутреннее и наружное поверхностное радиоактивное загрязнение технологического оборудования, например, трубопроводов охлаждающих контуров, насосов, вентилей и т.д.

Мощность экспозиционной дозы (МЭД) в технологических помещениях реактора создаётся как прямым излучением загрязненного оборудования, так и рассеянным излучением от стен помещений и размещенного в нем оборудования. Поэтому обнаружение в таких условиях высоко активных источников традиционными методами и средствами, такими как изотропная радиометрия, малоэффективно и сопряжено с повышенными дозовыми нагрузками на персонал.

В приреакторных хранилищах исследовательских реакторов и временных хранилищах установок накоплено большое количество высокоактивных радиоактивных отходов (РАО). Во многих случаях информация о том, что размещено в таких хранилищах отсутствует. Извлечение этих радиоактивных отходов из хранилищ, их идентификация, упаковка в контейнеры, паспортизация одна из сложнейших задач при проведении работ по подготовке реакторов к демонтажу. Из-за высокой активности отходов невозможно проводить такие работы без применения дистанционно управляемых технических средств и измерительных систем.

Кроме этого существует вероятность радиоактивных загрязнений в связи с возможностью аварий на атомных станциях и других ядерно-опасных объектах, а также угрозы ядерного терроризма, несанкционированного перемещения ядерных материалов и радиоактивных изотопов.

Примером чрезвычайных ситуаций могут служить аварии на атомных станциях (Three Mile Island 1979г, ЧАЭС 1986г.), на предприятиях атомной промышленности (ПО «Маяк» 1957г. и др.) Опыт работ по ликвидации последствий аварий показал, что общепринятые методы и измерительные средства недостаточны для поиска и локализации радиоактивных источников. Это связано с тем, что сложные поля излучений, создаваемые радиоактивным загрязнением, часто приводили к неправильной интерпретации

проведенных измерений и иногда делали полностью невозможными применение их результатов. Это приводит к ошибкам в выборе правильных и безопасных путей проведения дезактивационных работ.

В последнее время исследовательская активность в этой области направлена на создание портативных дистанционно управляемых измерительных приборов и систем для поиска и идентификации источников излучений, измерения пространственного распределения радиоактивного загрязнения оборудования и помещений реакторов, установок и горячих камер, оснащение такими приборами дистанционно управляемых механизмов и робототехнических средств.

Сравнительно малые размеры и вес таких приборов позволяют использовать их не только в исследовательских лабораториях, но и в насыщенных оборудованием помещениях с сильным радиоактивным загрязнением. Дистанционно управляемые от компьютера измерительные системы могут работать в автоматическом режиме без присутствия персонала непосредственно в загрязненных помещениях. Применение таких систем и приборов позволит значительно снизить дозовые нагрузки на персонал.

Цель работы. Разработка и создание дистанционно управляемых приборных средств для поиска и характеризации источников гамма излучений в сложной радиационной обстановке с целью снижения облучения персонала; оснащение такими приборами дистанционно управляемых механизмов и робототехнических средств; экспериментальные исследования по определению параметров приборных средств; разработка методик их применение для проведения обследований хранилищ отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и РАО; измерении активности и спектрального состава ОЯТ и РАО в пеналах или контейнерах; использовании этих приборов для проведения измерений распределения радиоактивного загрязнения в реакторных помещениях, а также для дистанционного поиска и локализации высокоактивных радиоактивных источников.

Научная новизна. Научная новизна работы заключается:

- в разработке методических подходов применения разработанных дистанционно управляемых коллимированных детекторов гамма излучения, внедрении и применении

азработанного комплекса приборов для поиска источников излучений и для детальных адиационных обследований реакторных помещений и хранилищ РАО и ОЯТ. сновные положения, выносимые на защиту;

1. Результаты радиационного обследования облучательной камеры и ликвидации адиационной аварии на Грозненском химическом комбинате с использованием азработанного коллимированного спектрометрического детектора.

2. Создание радиоуправляемой радиометрической системы для работы в нтенсивных полях гамма излучения, выполненной в виде навесного оборудование к обототехническому комплексу «Брокк». Система активно применяется в работах по ыводу из эксплуатации исследовательского реактора МР для обследования радиоактивно агрязненных объектов и оборудования, дистанционного поиска, локализации адиоактивных источников. Данные с интегрального и коллимированного детекторов истемы замешиваются на видеосигнал видеокамеры, передаются по радиоканалу на блок правления и выводятся на экран монитора оператора в реальном времени в виде идеоизображения с цифровыми значениями мощности экспозиционной дозы (МЭД) и арциальной МЭД от обследуемого объекта.

3. Разработка методик дистанционных измерений и экспериментальной истанционно управляемой спектрометрической системы для радиационных обследований адиоактивных объектов. Прибор позволяет дистанционно (с управлением по проводу или о радио) проводить обследование помещений и территорий. Получать информацию о асположении, спектре излучения, активности источников ионизирующего излучения. Все змерения проводятся оператором на безопасном расстоянии. Это значительно снижает озовую нагрузку на персонал.

4. Разработка и экспериментальная проверка методики обнаружения урана в ысокоактивных твердых радиоактивных отходах (ТРО), основанная на использовании пектрометрического полупроводникового СсЕпТе детектора.

5. Применение разработанных дистанционно управляемых коллимированных риборов позволяет проводить радиационное измерение ОЯТ и РАО, радиоактивно агрязненных помещений и оборудования, когда использование стандартных методов и риборов невозможно из-за высоких дозовых полей.

6. Практические результаты применения разработанных систем в виде пектрального состава и активности контейнеров и пеналов ОЯТ и РАО, карт аспределений наиболее активных источников излучений, радиационных обследований ранилищ СУЗ и РФТ реактора МР, временного хранилища ОЯТ объекта «Р» РНЦ (Курчатовский институт».

Практическая ценность работы.

1. Применение спектрометрического коллимированного детектора при ликвидации радиационной аварии на Грозненском химкомбинате, вместе с другими средствами измерений и видеонаблюдения, позволило быстро найти потерянные источники, упаковать в контейнеры и ликвидировать аварию при минимальной дозовой нагрузке на персонал аварийной бригады. Угроза облучения населения ликвидирована. После ликвидации аварии здание, в котором проводились работы, передано городским властям.

2. Разработанные новые дистанционно управляемые коллимированные детекторы гамма излучения постоянно используются в рамках работ по выводу из эксплуатации исследовательского реактора МР для радиационных измерений спектрального состава и активности РАО и ОЯТ из хранилищ реакторов МР и РФТ. Получаемые результаты обрабатываются и анализируются. На основании полученных результатов принимаются решения о технологии дальнейшего обращения с радиоактивными отходами.

3. Применение дистанционно управляемых коллимированных систем позволило значительно снизить дозовые нагрузки на персонал, осуществляющий работы по подготовке реактора МР к выводу из эксплуатации.

Личный вклад. Автор принимал непосредственное участие в разработке и создании дистанционно управляемых радиометрических приборов: анализировал параметры и возможности современных радиометрических приборов, обосновывал принципиальные схемы разрабатываемых систем, проводил детальный анализ и выбор комплектующих для этих систем, осуществлял их сборку и наладку. Автор проводил измерения технических параметров разработанного оборудования, принимал участие в разработке методики их применения для измерения ОЯТ и РАО.

Автор принимал непосредственное участие в работах по ликвидации радиационного инцидента с потерей контроля над хранилищем источников ионизирующего излучения на Грозненском химическом комбинате. За работы по радиационному обследованию хранилищ источников на ГХК автор награжден государственной наградой - медалью ордена «За заслуги перед Отечеством».

В процессе проводимых работ по программе ФЦП ЯРБ по выводу из эксплуатации реактора МР, а именно в работах по обследованию хранилищ СУЗ, РФТ, бассейна хранилища реактора и других с твердыми высокоактивными отходами и РАО, автор проводил радиометрические и спектрометрические измерения радионуклидного состава и активности РАО и ОЯТ, обрабатывал и анализировал данные измерений, участвовал в разработках технологий обращения с ОЯТ и РАО.

Апробация работы. Основные положения диссертационной работы докладывались на следующих конференциях и симпозиумах: Германо-Российская конференция по измерительной программе в России 18.10.91 Москва 1992; Conference "Spectrum-94", Atlanta, Georgia, USA, August 14-18, 1994; IEEE NSS/MIC Conference, Anaheim, California, USA, 1996; 8-th European Geophysics Symposium, April 1997, Vienna; IEEE NSS/MIC Conference Record, Albuquerque, New México, USA, 1997; Российская конференция. Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок, 22-24 Сент. 1998 г. Обнинск; Nuclear Science Symposium, Rome 2004 IEEE Conference; Международная конференции «Ядерная энергетика в Республике Казахстан. ЯЭ-2005», ЗОмая-Зиюня 2005года, Г.Курчатов; Международный ядерный форум, «Безопасность ядерных технологий», 25-29 сентября 2006г., Санкт-Петербург; Международная конференция. «Чернобыль 20 лет спустя. Стратегия восстановления и устойчивого развития пострадавших регионов», 19-21 апреля 2006 года, Белоруссия, г.Минск, Международная конференция «двадцать лет Чернобыльской катастрофы. Взгляд в будущее» 24-26 апреля 2006, Киев, Украина; Proceedings of llft International Conference on Environmental Remediation and Radioactiv Waste Management (ICEM'07-ID: 7056) September 2-6, 2007, Brugge, Belgien; Конференция «Ядерное приборостроение 2007: Аппаратурное обеспечение ядерной и радиационной безопасности объектов Росатома», 18-19 апреля 2007г., ФГУП «Научно-инженерный центр «СНИИП», Москва; 9th International Conference on Applications of Nuclear Techniques, Crete08, Greece June 2008; III Международный ядерный форум «Безопасность ядерных технологий», 22-26 сентября 2008г., г.Санкт-Петербург; Radioecology&Environmental Radioactivity, 15-20 June 2008, Bergen, Norway; The international conference on environmental remediation and radioactive waste management (ICEM-09) October 11-15, 2009, Liverpool, UK. Публикации по теме диссертации. По теме диссертации опубликовано 6 научных статей в реферируемых журналах из перечня ВАК.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка используемых источников из 62 наименований. Общий объем работы 104 страницы, включая 56 рисунков, 13 таблиц.

Содержание работы

Во введение обоснована актуальность выполненных исследований, посвященных разработке экспериментальных приборных средств и методик их применения для поиска и характеризации источников ионизирующего излучения в сложной радиационной обстановке. Показана научная новизна и практическая ценность полученных результатов.

Сформулирована цель работы и защищаемые положения, описывается структура и объем диссертационной работы.

В первой главе дается литературный обзор экспериментальных работ, посвященных современным приборным средствам для дистанционного поиска источников ионизирующего излучения и измерения распределений радиоактивных загрязнений и методам их применения. Обсуждаются результаты применения таких приборов для дистанционного картирования радиоактивных загрязнений на объектах атомной промышленности. Исследовательская активность по созданию и применению коллимированных детекторов гамма излучения для поиска ИИИ и измерения распределения радиоактивности, которая ведется в течение последних нескольких десятилетий, определяется все возрастающими во всем мире объемами работ по обращению с ОЯТ и РАО, по выводу из эксплуатации и разборке ядерных реакторов и установок, выработавших свой ресурс, реабилитационных работ по очистке радиоактивно загрязненных территорий, зданий и помещений. Показано, что управляемые компьютером измерительные системы могут работать в автоматическом режиме без присутствия персонала непосредственно в загрязненных помещениях, что снижает дозовые нагрузки на персонал. Результаты измерений используются для планирования дальнейших работ в соответствии с принципом ALARA.

Во второй главе описываются работы по проведению радиационного обследования облучательной камеры и ликвидации радиационной аварии на Грозненском химическом комбинате с использованием разработанного коллимированного спектрометрического детектора.

Работа Грозненского химкомбината была остановлена в начале вооруженных действий на территории Чечни. Применявшиеся в технологическом цикле, мощные источники гамма излучения типа ГИК-7 и ГИК-8 активностью около 1014 Бк изотопа 60Со, не было возможности вывести за пределы республики. Они были выгружены из облучательной установки в контейнеры и закрыты в облучательной камере корпуса 212 Грозненского химического комбината. Положение и состояние источников было неизвестно. Проведение радиационной разведки методами обычной дозиметрии было малоэффективным из-за больших мощностей доз (от 0,13в на входе в камеру) и большого количества источников.

Данная работа проводилась по указанию Президента России №6997п от 31.12.2005г.

Для проведения обследования и ликвидации аварии был проведен анализ возможной радиационной обстановки в облучательной камере в результате аварии, определены необходимые приборные средства, разработан и изготовлен спектрометрический

коллиммированный радиометр (СКД) для дистанционного поиска и локализации радиоактивных источников.

Активности источников (1985 года изготовления или прибывшие на их замену источники 1989 года изготовления) на момент загрузки в установку составляли соответственно ~10мБк и 7,ЗЮ13-1,9-10!4Бк. С учетом периода полураспада для радиоизотопа 60Со были рассчитаны (с точностью до месяца изготовления) активности этих источников на время проведения экспедиции и возможные значения МЭД на различных расстояниях от них и спрогнозирована радиационная обстановка в облучательной камере здания 212. В результате расчетов получено, что МЭД на входе облучательную камеру может быть в диапазоне от десятков мЗв/ч, когда один источник находится в противоположном конце камеры, и до десятков Зв/ч, в случае, когда несколько источников находятся вблизи входа в камеру.

В облучательной камере источники могут просто лежащими на полу, могут быть засыпаны слоем мусора или грунта, или залитыми водой в хранилище. Определить находится ли источник неприкрытым на полу или засыпан «защитным слоем» можно проанализировав спектр излучения от этого источника, полученный с помощью коллимированого спектрометрического детектора. В измеренном спектре излучения, для оценки заглубления точечного источника 60Со в почве используются два энергетических интервала спектра ДЕ1 и ДЕ2 (см. рис.1). Энергетическая область спектра ДЕ1 выбирается так, чтобы она покрывала оба пика полного поглощения излучения с энергией 1173кэВ и 1332кэВ. Границы области ДЕ2=(50(М080)кэВ определены из условия минимизации погрешности измерения величины заглубления.

Рис. 1. Аппаратурные спектры точечного источника 60Со, полученные для разной величины его заглубления в грунте.

Для реализации метода оценки заглубления источника проведена калибровка прибора, путем определения скоростей счета N1 и N2 в энергетических областях спектра ДЕ[ и ДЕ2 при регистрации излучения спектрометрическим детектором, расположенным над точечным незаглубленным источником.

Заглубление б0Со в грунт оценивается с использованием зависимости: Ъ^ (а N¡/N1), где М[ и N2 - скорости счета в энергетических областях спектра ДЕ1 и ДЕ2. а = Мщ/Т^о коэффициент, определяемый по калибровочным значениям скоростей счета для незаглубленного источника. На рис.2, приведена экспериментально полученная зависимость величины заглубления точечного источника в грунте от значения параметра а (N2 /N0, определяемого по спектральным измерениям с помощью спектрального коллимированного детектора. Измеренные калибровочные коэффициенты значений1 скоростей счета используются в программе обработки спектров, по которой определяется и величина заглубления источников.

40 ------^—

8 30------—

* : /

ё 20-------

! л

" 10;—^-----

о --

1.0 1.5 2,0 2.5 3.0 3,5 4.0 4.5

Рис. 2. Зависимость величины заглубления точечного источника в грунте от значения параметра а (N2 /N0, определяемого по спектральным измерениям.

Измерительный блок СКД, разработанного для дистанционного поиска радиоизотопных источников, состоит из спектрометрического детектора сцинтиллятор-фотодиод, помещенного в защиту-коллиматор, которая устанавливается при проведении измерений на подставке-треноге. Сигнал со спектрометрического детектора передается на портативный анализатор спектров.

Принцип действия прибора состоит в следующем: оператор наводит прибор на интересующую область обследования и проводит измерение спектра ионизирующего ; излучения. При этом излучение от других областей, не попадающих в поле зрения детектора, экранируется толстой свинцовой защитой детектора. Таким образом, сканируя всю область возможного присутствия источников, можно определить месторасположение источников излучений, а по форме спектра излучения сказать находится ли источник на поверхности или чем-то экранирован (землей, строительным мусором, водой и т.п.) На

/ I Г

У / I

I/ А А

** г

.0 1.5 2,0 2.5 3.0 3,5 4.0 4.

саШИ,)

рис.3 представлена схема СКД и фотография изготовленного прибора. Защита-коллиматор детектора изготовлена из свинцовых деталей, помещенных в разборный дюралюминиевый корпус.

Рис.3. Схема и фотография разработанного спектрометрического коллимированного

детектора.

Угол зрения основного коллиматора составляет -Юградусов. Для более точного определения положение источника изготовлен дополнительный коллиматор с углом зрения 5 градусов. Для СКД был разработан и изготовлен спектрометрический датчик на основе оптопары сцинтиллятор Сз1(Т1)-фотодиод с объемом сцинтиллятора 5см3. Сигнал фотодиода усиливается зарядо-чувствительным предусилителем. После предусилителя сигнал поступает в усилитель-формирователь сигнала. С выхода усилителя-формирователя сигнал через СВЧ-фильтр, подается на вход портативного спектроанализатора СКС-08П-Г «Колибри».

Экспериментальные измерения технических характеристик СКД проводились в лабораторных условиях с помощью точечного паспортизованного источника 60Со активностью 4,8-108Бк. В процессе калибровки были измерены чувствительность детектора, угловые аппаратные функции для широкоугольного коллиматора и для коллиматора с малым углом коллимации, а также спектральное разрешение прибора для линий излучения 60Со (1173 и 1332 кэВ). В результате проведенных измерений определены основные технические параметры СКД: чувствительность детектора по пику полного поглощения по линии 1332 кэВ (60Со) - 38 имп/с от источника б0Со, создающего в точке установки прибора значение МЭД - 10 мкЗв/ч; угловое разрешение: широкий угол коллимации -10 градусов, узкий угол коллимации - 5 градусов; спектральное разрешение детектора по линии 1173 кэВ -9%.

Задачей радиационного обследования в здании 212 ГХК было уточнение радиационной обстановки в облучательной камере и разработка плана проведения работ по удалению источников и нормализации радиационной обстановки.

Была разработана следующая методика проведения радиационного обследования облучательной камеры: 1) дистанционное сканирование камеры с помощью СКД для поиска места нахождения источников, 2) измерение спектра излучения от источника и определение величины его заглубления, 3) дистанционная фото-видеосъемка места расположения источника и его идентификация; 4) если источник идентифицирован, то, с помощью дистанционных захватов, он помещается в контейнер; если источник не обнаружен, то под постоянным видеонаблюдением проводятся последовательные измерения радиометром ДКС МЭД над местом расположения источника,5) дистанционная очистка места от мусора (воды), до тех пор, пока источник не будет обнаружен; 6) после удаления источника, измеряется МЭД на входе в камеру и по рассчитанным номограммам определяется - есть ли еще источники в камере; 7) при наличии источников повторяются все операции до полного удаления всех источников из камеры.

На первом этапе обследования проведены измерения с помощью СКД, установленного на крышке облучательной камеры. На рис.4 на схеме вертикального разреза камеры показаны положения детектора при измерениях. Поле зрения СКД с высоты 11м представляет круг диаметром 0,95 м. Были определены три места вероятного расположения источников излучения: вертикально вниз в направлении хранилища источников, в районе расположения контейнера на краю хранилища, и под углом 10-20° от вертикали в направлении перпендикулярном к входу в помещение на 4 этаже. После открытия входа в облучательную камеру в ней проведены измерения распределения МЭД. Значения МЭД перед входом в камеру - 1мЗв/ч и на входе в камеру - 0,13в/ч, а наибольшее значение МЭД было в камере недалеко от хранилища - 353в/ч.

Для поиска местоположения источников излучения произведено сканирование облучательной камеры с помощью СКД установленного на входе в камеру. Проведенные измерения подтвердили местоположения источника (или источников). Анализ видеоизображения показал, что в месте источника, находится много различного мусора -песок, мелкие камни, остатки штукатурки, щепки и т.п., поэтому точная идентификация источника невозможна. Над местом расположения источника была помещена видеокамера, и с помощью выносного дозиметра осуществлялся поиск источника. Применение описанной методики поиска источников позволило быстро найти источник и выставить его в поле зрения видеокамеры, зажать телескопическим захватом и поместить в транспортный контейнере.

После удаления источника МЭД на входе в камеру упала с 100мЗв/ч до ЗОмЗв/ч. Это означало, что в камере находится еще один источник. Для идентификации второго источника использовался уже опробованный метод поиска. Источник был обнаружен аналогично первому источнику и помещен в контейнер с помощью захвата.

Визуально, в хранилище под слоем воды обнаружен еще один контейнер, в котором по данным измерений находился один или несколько источников. После извлечения контейнера из хранилища, МЭД над хранилищем возросла в несколько раз. Это означало, что гамма-излучение от источника (или источников) в хранилище экранировалось контейнером. Для определения местоположения источников, с помощью СКД было проведено сканирование дна хранилища и определено положение источников.

На рис.5 приведен спектр, снятый над местом расположения источника. По отношению скоростей счета в области 0,5-1МэВ к области 1-1,44МэВ.

Проведенные спектральные измерения с помощью СКД через верхнюю крышку люка на четвертом этаже здания подтвердили местоположение источника. В результате обработки измеренного спектра по разработанной программе оценена величина

Рис.5. Спектр источников излучения, находящихся в хранилище.

заглубления источника. Она составила две глубины свободного пробега для квантов радиоизотопа 60Со, из чего можно сделать вывод, что источник находится под слоем песка толщиной ~10см. После выемки песка из хранилища последний источник был извлечен из хранилища и упакован в контейнер. Контейнеры с источниками отправлены для идентификации источников и дальнейшей их утилизации.

В результате проведенных с помощью СКД работ, в облучательной камере было выявлено четыре отдельно лежащих источника и два во вскрытых и разобранных транспортных контейнерах различных типов, содержащих радиоизотопные источники. Два источника находились под слоем мусора на полу камеры, а два других - на дне заполненного водой хранилища под слоем песка. Источники были упакованы в контейнеры и отправлены на длительное захоронение в ОАО «ИЗОТОП».

Применение спектрометрического коллимированного детектора при ликвидации радиационной аварии на Грозненском химкомбинате, вместе с другими средствами измерений и видеонаблюдения и методикой проведения работ, позволило быстро найти потерянные источники, упаковать в контейнеры и ликвидировать аварию при минимальной дозовой нагрузке на персонал аварийной бригады. Угроза облучения населения ликвидирована

Третья глава посвящена разработке, созданию и применению экспериментальной радиометрической системы робототехнического комплекса для обследования радиоактивно загрязненных объектов и оборудования

В РНЦ «Курчатовский институт» проводятся работы по подготовке к разборке исследовательского реактора МР, остановленного в 1993 году. Важной стадией предварительных работ является проведение радиационного обследование помещений и оборудования реактора. Когда радиоактивных источников много или радиоактивность носит распределенный характер, наиболее эффективный метод измерений -дистанционная коллимированная радиометрия. Но даже дистанционные методы не предотвращают облучение персона работающего в месте расположения детектора. Этот недостаток можно исправить, поместив детектор на робототехническое средство, таким образом, удаляя оператора от потенциально опасной зоны.

Для проведения дистанционных измерений радиоактивности в реакторных помещениях разработана специальная радиометрическая система. Система устанавливается робототехническое средство аналогично навесному оборудованию. Измерительный блок системы состоит из открытого детектора для измерения МЭД в точке установки прибора (диапазон измерения МЭД - 0.4мЗв/ч - 8.5 Зв/ч); коллимированного детектора (парциального дозиметра) для измерения потока излучения попадающего в угол

коллимации детектора и определении вклада в суммарный поток излучения с данного направления; видеокамеры; ламп-фар; блока электроники для считывания и обработки информации с детекторов, в котором сигнал с детекторов накладывается на видеосигнал и передается на пульт оператора по радиоканалу или по кабелю. Оператор работает на безопасной позиции. Видеоизображение объекта вместе с наложенными значениями с детекторов выводятся на экран оператора и записываются на видеорекордер для последующего анализа. Конструкция детектора и внешний вид системы, установленной на робототехническом средстве показаны на рис. 6.

Рис.б. Конструкция коллимированного детектора и внешний вид системы, установленной

на робототехническом средстве.

Внутри корпус измерительного ^блока разделен перегородкой (1) на два отсека. В 1 первом отсеке расположена свинцовая защита (2) с отверстием коллиматора (3). Расчетный угол коллимации детектора - 12 градусов. Внутри защиты помещен датчик ионизирующего излучения (4). Между корпусом и датчиком расположена демпфирующая прокладка (5). Свинцовая защита состоит из трех частей для упрощения сборки и разборки детектора. Толщина свинцовой защиты 35мм. Во втором отсеке расположена плата оцифровки сигнала с детектора и управления видеокамерой (6). На задней крышке детектора крепятся соединительные разъемы (7). К верхней крышке детектора крепится термокожух, в котором расположены видеокамера и интегральный датчик ионизирующего излучения.

Одной из наиболее важных частей детектора является сцинтиллятор. От его световыхода, толщины и качества изготовления зависит чувствительность и разрешение прибора. Кинетика люминесценции сцинтилляторов определяется временем высвечивания т и уровнем послесвечения т|. Если для подавляющего большинства случаев параметр т, связанный с очень быстрыми внутрицентровыми излучательными переходами, не является критичным, то величина г\ сцинтилляторов (обусловленной процессами захвата -делокализации носителей заряда с ловушек в запрещенной зоне) в значительной степени

определяет такие характеристики, как быстродействие системы и ее динамический диапазон. Уровень послесвечения т| определяется как т] = St/S0-100 [%], где S0 - амплитуда сигнала от облучаемого образца; St - сигнал послесвечения сцинтиллятора через время t. Поэтому для детектора разрабатываемой системы, который должен иметь большой динамический диапазон и работать в интенсивных полях гамма излучения был выбран сцинтиллятор вольфрамат кадмия. Достоинствами CdW04, являются большая плотность (7,9 г/см3), высокий эффективный атомный номер (Z=62), малая радиационная длина (1,10 см), значительный световой выход сцинтилляций (до 40% относительно Nal(Tl). Длина волны максимума, спектра излучения CdW04 (Х= 480-540 нм), позволяет использовать CdW04 как с фотоэлектронными умножителями, так и с фотодиодами. Кроме того, CdW04 обладает высокой радиационной стойкостью по сравнению с кристаллами Nal(Tl) и CsI(Tl). При облучении квантами средних энергий (Еу=0,662 МэВ) снижение световыхода в зависимости от поглощенной дозы составляют 0,3% на кГр.

Для измерительной системы были изготовлены два детектора на основе олтопары сцинтиллятор-фотодиод. Оба гамма-детектора были испытаны на отклик на гамма-излучение, проверена их устойчивость к помехам от радиоизлучения и стабильность их сигналов при изменении температуры. Проведена калибровка детекторов для измерения мощности дозы гамма излучения. Помимо калибровочных констант для обоих детекторов были измерены угловые аппаратные функции, характеризующие степень угловой анизотропии чувствительности детекторов. Очевидно, что коллимированный детектор должен обладать ярко выраженной угловой зависимостью чувствительности, а открытый, в идеальном случае, должен быть изотропным. Измерения проводились с использованием точечного источника 137Cs с активностью 2-109Бк. Измерена аппаратная функция коллиматора. Угол зрения коллимированного детектора составил -10°. Угловая анизотропия открытого детектора <30%.

Коллимированную дозиметрическую систему, установленную на робототехническом средстве (РТС) «БРОКК-90», использовали для видео и гамма-сканирования изделий или пеналов, извлекаемых при обследовании из ячеек хранилища СУЗ реактора MP. Управление осуществлялось дистанционно из пультовой комнаты с помощью видеокамер, уставленных в реакторном зале. В результате визуального и радиационного обследования было подробно описано содержимое хранилища и состояние изделий. На рис.7 показано обследование TBC петлевого канала реактора MP. Сканирование проводилось путем перемещения TBC перед неподвижной дозиметрической системой, установленной на расстоянии 1м от изделия.

а б

Рис. 7. Обследование TBC петлевого канала реактора МР. а) Зависимость интегральной и парциальной мощности дозы от разных частей TBC; б) Изображение TBC на экране пульта управления системы.

Верхняя строка на рис. 7.6 показывает интегральную мощность дозы в точке размещения системы, нижняя - парциальную мощность дозы, создаваемую гамма-излучением, приходящим из угла коллимации колимированного детектора. После проведения сканирования системой вдоль TBC, был построен график зависимости парциальной мощности дозы от разных частей TBC (рис.7.а)

С помощью дистанционно управляемой системы было обследовано содержимое всех 26 ячеек хранилища. В девяти ячейках обнаружены TBC, в 17 ячейках - пеналы с облученными ТВЭЛами. ТВЭЛы переупаковали во вновь изготовленные пеналы и транспортировали в централизованное хранилище Института.

Радиометрическая система РТС «Брокк» постоянно используется для проведения измерений в процессе работ по демонтажу петлевых каналов и в других работах по выводу из эксплуатации реактора МР.

Глава 4 посвящена разработка методик дистанционных измерений и экспериментальной дистанционно управляемой спектрометрической системы для радиационных обследований радиоактивных объектов. Работы по обследованию остановленных реакторных установок и приреакторных хранилищ проводятся в условиях интенсивных радиационных полей со сложным спектральным составом. Большие значения МЭД от источников излучений не дают возможность персоналу приблизится к объекту для проведения измерений. Решить эту задачу можно с помощью метода дистанционных измерений распределений радиоактивности коллимированным детектором гамма излучения. Данная методика основана на том, что количество фотонов прошедших через отверстие коллиматора прибора AN пропорционально значению поверхностной активности q: AN= [Aq(9,cp)/cosß] ßo, где Q0 - телесный угол коллиматора, 0,ср - полярный

угол и азимут соответственно, р - угол между нормалью к поверхности и осью коллиматора, соэр - среднее значение по телесному углу О0, А - калибровочный коэффициент, который зависит от энергии излучения, размера отверстия детектора и его типа, я(8,ф) - средняя по телесному углу поверхностная активность. Под поверхностной активностью здесь подразумевается активность распределенного источника излучения, толщина которого меньше длины пробега фотонов в веществе источника (5<Х, самопоглощение мало). Таким образом, проведя измерения по всем направления, можно построить карты распределения поверхностной активности в обследуемом помещении и полученным результатам рассчитать распределение МЭД в этом помещении при минимальном участии персонала. На основании опыта создания и применения коллимированных детекторов были определены основные требования для разработки новой системы, выбраны комплектующие изделия, разработаны и изготовлены необходимые электронные блоки и детали конструкции, осуществлена сборка и наладка системы, разработано программное обеспечение управления системой. Внешний вид разработанной системы показан на рис.8.

5 4

Рис.8. Дистанционно управляемая спектрометрическая система для радиационных обследований радиоактивных объектов. 1- коллимированный детектор; 2- видеокамера; 3-блок управления; 4- поворотное устройство; 5-тренога.

Система состоит из спектрометрического детектора сцинтиллятор-фотодиод, помещенного в защиту-коллиматор (1). Коллимированный детектор располагается на поворотном устройстве (4), установленном на подставке - треноге (5). Вместе с коллимированным детектором на поворотном устройстве крепится цветная видеокамера (2), блок управления прибором (3), в состав которого входят плата управления поворотным устройством, анализатор спектров «Колибри», бортовой компьютер, блок питания

детектора и видеокамеры. Все составляющие части прибора имеют пылевлагозащищенный корпус, что позволяет использовать прибор в радиоактивно загрязненных помещениях.

Сигнал со спектрометрического детектора передается на анализатор спектров, который соединен через интерфейс RS-232 с бортовым компьютером. Управление прибором и поворотным устройством осуществляется по разработанной программе от управляющего компьютера по беспроводной Wi-Fi связи. Для этого на управляющем и бортовом компьютерах установлена специальная программа удаленного доступа.

Для разработанной системы изготовлены два детектора на основе сборки сцинтиллятор-фотодиод, со сцинтилляторами CsI(Tl) объемом 20см3 и 5см3. Для идентификации радионуклидов, излучающих в низкоэнергетической части спектра (20-200кэВ), используется полупроводниковый детектор CdZnTe с объемом сцинтиллятора I 60мм3. На всех стадиях изготовления и сборки проводился контроль параметров 5 детекторов. Наиболее важными параметрами контроля являются: измерение темновых i токов (этим контролируется сохранность фотодиода) и измерение спектров известных источников гамма излучения. Для спектральных измерений использовался изотоп 137Cs. По качеству спектров контролировалась, как работа электрических соединений и электронных схем, так и качество оптических контактов компонентов детектора.

Измерения основных параметров системы проводились в лабораторных условиях. . Измерялись следующие параметры: чувствительность прибора для трех разработанных детекторов; угловое разрешение (аппаратная функция прибора) для узкого и широкого коллиматоров для всех детекторов; спектральные разрешения разработанных детекторов; проверка всех режимов настройки и управления прибором, поворотным устройством, надежности и скорости передачи данных, тепловых режимов работы блока управления, 1 определение расстояния с которого можно управлять прибором по радиоканалу при | различных условиях передачи данных. Для определения углового разрешения прибора использовались источники ионизирующих излучений: 60Со активностью 0.841 МБк, 137Cs активностью 1,85 ГБк и 241Ат активностью 18,5 ГБк. В таблице 1 представлены параметры спектрометрической системы с различными датчиками.

I Таблица 1. Параметры системы с различными датчиками

Чувствительность, Энергетическое

Датчик HMn.-c'VMKSB-n"1 разрешение, %

Линия излучения, кэВ

662 (I37Cs) 1173,3 (60Со) 662 (137Cs)

Сцинтилляционный у-датчик, VC4=20 см3 760 212 8,4

Сцинтилляционный у-датчик, Vcu=5 см3 250 64 8,8

Полупроводниковый CdZnTe у-датчик 9 - 1,7

Задачей паспортизации твердых радиоактивных отходов (ТРО), находящихся во временных хранилищах РАО и ОЯТ является определение их радионуклидного состава и оценка активности, а также сортировка радиоактивных отходов на предмет наличия в них образцов, содержащих уран.

Для обнаружения урана в ТРО по его характеристическому излучению с помощью спектрометрической системы с СсЕпТе детектором была разработана методика, основанная на выделении в спектре излучения от исследуемого объекта полезного сигнала (линии характеристического излучения урана) в области низких энергий (Е<100 кэВ). Трудности выделения полезного сигнала в низкоэнергетической области заключаются во влиянии мягкого рассеянного излучения, которое создает в аппаратурном спектре большую подложку, на фоне которой регистрируется излучение характеристических линий урана. Помимо того, что фоновая подложка является большой, она еще имеет наклонный характер, что искажает форму пиков линий характеристического излучения урана, визуально определить которые становится трудно или невозможно. На рис.9, качественно показана эта ситуация (кривая 1). Здесь приведен увеличенный фрагмент низкоэнергетического участка аппаратурного спектра, в котором помимо фоновой подложки содержится пик некоторой энергетической линии.

Рис. 9. Фрагмент низкоэнергетической области аппаратурного спектра (кривая 1).

Заштрихованная область - фоновая подложка. Разностный спектр (полезный сигнал в виде пика определенной энергетической линии) показан в верхнем правом углу.

Из рисунка видно, что фоновая подложка настолько искажает этот пик, что, при наличии еще и статистических шумов, обнаружить его становиться затруднительно. Тем не менее, выделить пик становится возможным, если вычесть фоновую подложку, которая на этом рисунке обозначена заштрихованной областью. Осуществив такую операцию, можно выделить информативный фрагмент спектра, который на рисунке изображен в верхнем правом углу. Таким образом, суть методики заключается в определении фоновой

60 80 100 120 140 Номер канала

подложки и ее вычитании из аппаратурного спектра. Оценку фоновой подложки можно осуществлять разными способами. Наиболее простым является способ, основанный на процедуре фильтрации аппаратурного спектра, т.е. его сглаживания и последующего использования в качестве подложки. В этом случае разностный спектр будет содержать информацию, в которой можно визуально выделить искомые пики характеристического излучения урана.

Область интереса, в которой находятся пики характеристического излучения серии Käß урана, соответствует энергетическому интервалу ДЕ=:(8СН-130) кэВ. В этом энергетическом интервале находятся 7 основных линий характеристического излучения урана. Для спектрометрического детектора на основе CdZnTe с его типичным энергетическим разрешением на аппаратурном спектре, даже в идеальных условиях измерений (отсутствие фоновой подложки), будут наблюдаться только два пика, являющиеся наложением линий с энергиями 94,65 и 98,43 кэВ (первый пик), а также всех остальных, расположенных в энергетическом интервале ~ (110^115) кэВ (второй пик). Под воздействием внешнего излучения контролируемого образца формируется характеристическое излучение свинца, линии которого лежат в диапазоне ~ (74^85) кэВ. Эти линии не попадают в энергетическую область характеристического излучения урана, но оказывают негативное влияние на процедуру сглаживания спектра, поэтому внутренняя поверхность свинцовой защиты имеет защитный кожух из кадмия, защищающий детектор от характеристического излучения свинца.

Можно сформулировать критерии для подтверждения наличия урана в образце: 1) обнаружение пиков характеристического излучения урана в области интереса ДВ=(9(Ь-120)кэВ, 2) наличие в спектре пика излучения Cs137, интенсивность которого должна быть больше интенсивности фонового излучения. Первый признак является основным и определяющим. Пики характеристического излучения урана должны проявляться только в пределах энергетического интервала ДЕ~(9(К120) кэВ. Проявление этих пиков на разностном спектре зависит от интенсивности характеристического излучения урана, которая в свою очередь определяется толщиной стенки контейнера или пенала, в котором хранятся отходы. Если не выполнялись оба критерия, то исследуемый объект относился к классу ТРО, не содержащих уран.

Апробация методики проводилась с помощью разработанной дистанционно управляемой спектрометрической системы с детектором CdZnTe во время работ по характеризации твердых радиоактивных отходов (ТРО), находящихся в хранилищах реактора МР и объекта «Ромашка». Для определения наличия ОЯТ в TBC и петлевых каналах использовалась дистанционно управляемая спектрометрическая система с

детектором СсйпТе. На рис.10 представлен спектр излучения изделия, извлеченного из хранилища СУЗ, полученный с помощью этой системы.

Е.кэВ

Рис.10. Спектр излучения TBC.

На полученном спектре линии характеристического излучения урана и пик излучения I37Cs четко выражены, что означает наличие 'в исследуемом объекте отработавшего ядерного топлива. В результате проведенных измерений были идентифицированы отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС), содержащие отработавшее ядерное топливо и надлежащие удалению из зала МР во временные хранилища ОЯТ.

Целью обследования хранилища ОЯТ комплекса «Ромашка» являлась сепарация ТРО на отходы содержащие и не содержащие ОЯТ. При извлечении ТРО из хранилища объекта «Ромашка» проводились измерения спектров каждого образца на предмет определения радионуклидного состава и оценки их активности, а также наличия в пеналах ТРО урансодержащих материалов. На рис. 11 приведены спектры излучения от пеналов с ТРО. Там же показаны сглаженные спектры, полученные с помощью процедуры определения скользящего среднего значения. Для большей наглядности разностные спектры представлены на рисунке увеличенными в 15 раз. В области отсутствия каких-либо пиков, разностный спектр имеет специфический статистический шум, амплитуда которого не превышает 200 условных единиц (эта диапазон обозначен заштрихованной областью на рис. 11.а). То, что выходит за рамки заштрихованной области связано с формированием каких-либо пиков (например, пиков вылета), в том числе и пиков характеристического излучения урана.

Е, кэВ Е. "зВ

а) б)

Рис. 11. а) Результаты измерения образца ТРО, содержащего уран. Разностный спектр изображен увеличенным в 15 раз. Заштрихованная область характеризует величину статистического разброса разностного спектра, в тех областях, где отсутствует формирование каких-либо пиков, б) Результаты измерений ТРО не содержащих урана.

Видно, что на рис.11.а в области интереса ДЕ==9СН-120 кэВ на разностном спектре наблюдаются пики характеристического излучения урана. При этом выполняются первый критерий наличия урана в образце - визуальное обнаружение пиков характеристического излучения урана. Проявление этих пиков на разностном спектре зависит от интенсивности характеристического излучения урана, которая в свою очередь определяется толщиной стенки контейнера или пенала, в котором хранятся отходы. Если не выполнялись оба критерия, то исследуемый объект относился к классу ТРО, не содержащих уран. Примером такой ситуации может служить результат измерений, представленный на рис. 11.6, на котором представлен спектр излучения от пенала из ячейки №7.

По пику полного поглощения можно осуществлять оценку двух величин -мощности дозы, создаваемой конкретным радионуклидом объекта измерения в месте расположения детектора, и активности этого радионуклида. Таким образом, в результате обследования были рассортированы объекты содержащие, и не содержащие отработавшее ядерное топливо и определены их активности.

Разработанная система постоянно используется для измерений спектров излучения ТРО в зале МР, для получения распределений радиоактивных источников в этом зале и оценки вклада от этих источников в МЭД. На основании получаемых результатов проводятся мероприятия по снижению МЭД зоне проведения работ

В заключении приведены основные результаты, полученные в работе: Разработан и изготовлен переносной спектральночувстительный коллимированный детектор (СКД). Проведены определение его рабочих параметров - углового разрешения,

спектрального разрешения, чувствительности и т.д.

Разработана методика поиска источников в хранилище Грозненского химического комбината.

В большей степени благодаря использованию СКД ликвидирована радиационная авария на Грозненском химическом комбинате.

Разработана и изготовлена радиометрическая система робототехнического комплекса. Проведена ее наладка, калибровка и измерение технических параметров.

Применение радиометрической системы установленной на роботе в работах по обследованию хранилищ реактора МР и объекта "Ромашка" показало ее эффективность п задачах по определению распределения радиоактивности в различных объектах.

Разработана и изготовлена дистанционно управляемая спектрометрическая система. Проведена его наладка и определение рабочих параметров.

Разработана методика обследования радиоактивных объектов с помощью данной системы.

Разработана методика дистанционных неразрушающих измерений ТРО с целью определения наличия в них отработавшего ядерного топлива.

Дистанционно управляемая спектрометрическая система использовалась для обследований пеналов с ТРО из хранилищ реактора МР и объекта "Ромашка". С помощью этой системы определено наличие отработавшего ядерного топлива в пеналах неразрушающим дистанционным методом.

По теме диссертации опубликовано 6 научных статей в реферируемых отечественных журналах

1. Волкович А.Г., Ликсонов В.И., Смирнов C.B., Лукашевич И.Е. и др. Измерение распределения поверхностной плотности активности в шахте реактора 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС // Атомная энергия, 1990, т. 69, вып. 3, с. 164-167.

2. Волкович А.Г. Коба Ю.В. Ликсонов В.И Смирнов C.B. и др. Применение коллимированного детектора при ликвидации последствий аварии в машинном зале 4 энергоблока ЧАЭС // Атомная энергия, 1990, т.69 вып. 6 с.389-391.

3. Волков В.Г., Волкович А.Г., Ликсонов В.И. Смирнов C.B. и др. Измерение гамма-поля, создаваемого объектом «Укрытие» с помощью коллимированного спектрометра // Атомная энергия, 1991, т.71 вып. 6, с.534-539.

4. Волкович А.Г., Потапов В.Н., Смирнов C.B., Уруцкоев Л.И., Щербак С.Б, Измерение полей фотонного ионизирующего излучения в реакторном зале 4-го блока ЧАЭС // Атомная энергия, 2000, т. 88, вып. 3, с. 203-207.

5. Степанов В.Е., Смирнов C.B., Иванов О.П., Данилович A.C. Дистанционно управляемый коллимированный детектор у-излучения для измерения радиоактивных загрязнений // Атомная энергия, 2010, т. 109, вып. 2,, с. 82-84.

6. Степанов В.Е., Смирнов C.B., Лемус A.B., Иванов О.П., и др. Применение дистанционно управляемой коллимированной дозиметрической системы для обследования хранилища отработавшего топлива МР // Атомная энергия, 2010, т. 109, вып. 3,с. 162-165.

Подписано в печать 29.12.2010. Формат 60x90/16 Печать офсетная. Усл. печ. л. 1,5 Тираж 75. Заказ 1.

Отпечатано в РНЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

Содержание диссертации автор исследовательской работы: кандидата физико-математических наук, Смирнов, Сергей Всеволодович

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ПРИБОРЫ И СИСТЕМЫ ДЛЯ ДИСТАНЦИОННОГО КАРТИРОВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ И ПОИСКА ИСТОЧНИКОВ ИИ (ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР).

ГЛАВА 2. ПРОВЕДЕНИЕ РАДИАЦИОННОГО ОБСЛЕДОВАНИЯ ОБЛУЧАТЕЛЬНОЙ КАМЕРЫ И ЛИКВИДАЦИИ РАДИЦИОННОЙ АВАРИИ НА

ГРОЗНЕНСКОМ ХИМИЧЕСКОМ КОМБИНАТЕ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОЛЛИМИРОВАННОГО СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКОГО ДЕТЕКТОРА

2.1. Моделирование радиационной обстановки в облучательной камере здания 212 бывшего Грозненского химического комбината.

2.1.1 .Оценка активности источников и распределения МЭД в облучательной камере. 17 2.1.2. Моделирование заглубления источника в грунте (защитном слое) по измерениям спектрометрическим коллимированным детектором

2.2. Разработка и изготовление спектрометрического коллимированного детектора для проведения радиационного обследования.

2.2.1. Конструкция коллимированного детектора.

2.2.2. Экспериментальные измерения технических характеристик СКД.

2.3. Проведение радиационного обследования в здании 212 бывшего Грозненского химического комбината. Поиск, идентификация и локализация радиоизотопных источников излучения.

2.3.1. Цель проведения измерений

2.3.2. Проведение измерений, анализ полученных результатов и операции по извлечению источников.

2.4 Выводы к Главе 2.

ГЛАВА 3. РАЗРАБОТКА И ПРИМЕНЕНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ РОБОТОТЕХНИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА ДЛЯ ОБСЛЕДОВАНИЯ РАДИОАКТИВНО ЗАГРЯЗНЕННЫХ ОБЪЕКТОВ И ОБОРУДОВАНИЯ.

3.1. Введение

3.2 Выбор принципиальной схемы радиометрической системы.

3.3 Разработка и изготовление экспериментальной радиометрической системы для робототехнического механизма БРОКК-90.

3.3.1. Выбор, разработка и изготовление датчиков ионизирующих излучений.

3.3.2 Конструкция коллимированного детектора гамма излучения.

3.4. Измерения характеристик разработанной системы, ее тестирование и калибровка.

3.4.1. Калибровка дозиметрических датчиков, работающих в токовом режиме.

3.4.2. Экспериментальные измерения угловых аппаратурных функций детекторов.

3.5. Сборка и установка системы на робототехнический комплекс Брокк.

3.6. Практические результаты применение радиометрической коллимированной системы роботехнического комплекса для обследования хранилища СУЗ реактора МР.

3.7. Выводы к Главе 3.

ГЛАВА 4. РАЗРАБОТКА МЕТОДИК ДИСТАНЦИОННЫХ ИЗМЕРЕНИЙ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ДИСТАНЦИОННО УПРАВЛЯЕМОЙ СИСТЕМЫ ДЛЯ РАДИАЦИОННЫХ ОБСЛЕДОВАНИЙ РАДИОАКТИВНЫХ ОБЪЕКТОВ.

4.1. Методика дистанционных измерений распределения радиоактивности с помощью коллимированного детектора гамма излучения. Основные требования к разрабатываемому детектору.

4.2. Разработка экспериментальной дистанционно управляемого спектрометрической системы для работы в интенсивных полях гамма излучения.

4.2.1. Описание разработанной конструкции системы

4.2.2 Обоснование выбора, изготовление и измерения физических параметров детекторов гамма излучения.

4.2.3. Блок управления прибором

4.3. Экспериментальные измерения основных параметров разработанной системы.

4.3.1. Эксперименты по измерению углового разрешения прибора.

4.3.2. Измерения чувствительности и спектрального разрешения системы

4.3.3 Тестирование работы блока управления системы

4.4. Методика обнаружения урана в высокоактивных ТРО с помощью спектрометрического CdZ^lTe детектора.

4.5. Результаты измерений ТРО в процессе работ по выводу из эксплуатации реактора МР.

4.5.1. Измерение характеристик облученного ядерного топлива в реакторном зале МР.

4.5.2. Определение активности ОЯТ и РАО при обследовании хранилища объекта «Р».

4.5.3. Измерение распределения радиоактивного загрязнения в зале МР

4.6 Выводы к Главе 4.

Введение диссертация по физике, на тему "Разработка экспериментальных приборных средств и методик их применения для поиска и характеризации источников ионизирующего излучения в сложной радиационной обстановке"

Актуальность. Большое число промышленных и исследовательских ядерных реакторов выработали свой проектный ресурс и выводятся из эксплуатации. В настоящее время проекты по выводу из эксплуатации остановленных реакторов и установок осуществляются как за рубежом (исследовательский реактор 8Пое, Франция, газовый реактор Ви§еу-1 и водяной реактор ВЯ-З, Бельгия, реактор на тяжелой воде "^11-1, Канада и др.), так и в нашей стране (исследовательские реакторы в РНЦ КИ, ИТЭФ, ФЭИ, НИИАР, и т.д.).

Подготовка реакторов к демонтажу требует проведения дезактивационных работ и, в первую очередь, выявления наиболее загрязненных частей оборудования.

Во приреакторных хранилищах исследовательских реакторов и временных хранилищах установок накоплено большое количество РАО в виде конструкционных материалов, технологических сборок и другого оборудования, загрязненных радиоактивными веществами или активированных во время эксплуатации. Во многих случаях информация о том, что размещено в таких хранилищах отсутствует.

Извлечение этих радиоактивных отходов из хранилищ, их идентификация, упаковка в контейнеры, паспортизация одна из сложнейших задач при проведении работ по подготовке реакторов к демонтажу.

В такие хранилища помещались в основном высокоактивные отходы. Хотя их активность за время нахождения в хранилищах снизилась за счет естественного радиоактивного распада, она остается еще достаточно высокой для того, чтобы можно было проводить работы без применения дистанционно управляемых технических средств и измерительных систем.

Примером чрезвычайных ситуаций могут служить аварии на атомных станциях (Three Mile Island 1979г, ЧАЭС 1986г), на предприятиях атомной промышленности (ПО «Маяк» 1957г. и др.) Опыт работ по ликвидации последствий аварий показал, что общепринятые методы и измерительные средства недостаточны для поиска и локализации радиоактивных источников. Это связано с тем, что сложные поля излучений, создаваемые радиоактивным загрязнением, часто приводили к неправильной интерпретации проведенных измерений и иногда делали полностью невозможными применение их результатов. Это приводит к ошибкам в выборе правильных и безопасных путей проведения дезактивационных работ [1,2].

В последнее время исследовательская активность в этой области направлена на создание портативных дистанционно управляемых измерительных приборов и систем для поиска и идентификации источников излучений, измерения пространственного распределения радиоактивного загрязнения оборудования и помещений реакторов, установок и горячих камер, оснащении такими приборами дистанционно управляемых механизмов и робототехнических средств.

Цель работы. Разработка и создание дистанционно управляемых приборных средств для поиска и характеризации источников гамма излучений в сложной радиационной обстановке с целью снижения облучения персонала, оснащение такими приборами дистанционно управляемых механизмов и робототехнических средств, экспериментальные исследования по определению параметров приборных средств, разработка методик их применение для проведения обследований хранилищ РАО и ОЯТ, измерении активности и спектрального состава ОЯТ и РАО в пеналах или контейнерах, использовании этих приборов для проведения измерений распределения радиоактивного загрязнения в реакторных помещениях, а также для дистанционного поиска и локализации высокоактивных радиоактивных источников.

Научная новизна. Научная новизна работы заключается:

- в создании комплекса дистанционно управляемых приборных средств для работы в интенсивных полях гамма излучения, которые позволяют дистанционно определять местоположение высокоактивных источников излучения в сложных радиационных условиях, проводить измерения спектрального состава и активности ОЯТ и РАО в пеналах или контейнерах, измерять распределения радиоактивного загрязнения в реакторных помещениях. в разработке методических подходов применения разработанных дистанционно, управляемых коллимированных детекторов гамма излучения, внедрении и применении разработанного комплекса приборов для поиска источников излучений и для детальных радиационных обследований реакторных помещений и хранилищ РАО и ОЯТ.

Основные положения, выносимые на защиту.

1. Результаты радиационного обследования облучательной камеры и ликвидации радиационной аварии на Грозненском химическом комбинате с использованием разработанного коллимированного спектрометрического детектора.

2. Создание радиоуправляемой радиометрической системы для работы в интенсивных полях гамма излучения, выполненной в виде навесного оборудование к робототехническому комплексу Брокк. Система активно применяется в работах по выводу из эксплуатации реактора МР для обследования радиоактивно загрязненных объектов и оборудования, дистанционного поиска, локализации радиоактивных источников. Данные с интегрального и коллимированного детекторов системы замешиваются на видеосигнал видеокамеры, передаются по радиоканалу на блок управления и выводятся на экран монитора оператора в реальном времени в виде видеоизображения с цифровыми значениями мощности экспозиционной дозы (МЭД) и парциальной МЭД от обследуемого объекта.

3. Разработка методик дистанционных измерений и экспериментальной дистанционно управляемой спектрометрической системы для радиационных обследований радиоактивных объектов. Прибор позволяет дистанционно (с управлением по проводу или по радио) проводить обследование помещений и территорий. Получать информацию о расположении, спектре излучения, активности источников ионизирующего излучения. Все измерения проводятся оператором на безопасном расстоянии. Это значительно снижает дозовую нагрузку на персонал.

4. Разработка и экспериментальная проверка методики обнаружения урана в высокоактивных ТРО, основанная на использовании спектрометрического полупроводникового Сс1гпТе детектора.

5. Применение разработанных дистанционно управляемых коллимированных приборов позволяет проводить радиационное измерение ОЯТ и РАО, радиоактивно загрязненных помещений и оборудования, когда использование стандартных методов и приборов невозможно из-за высоких дозовых полей.

6. Практические результаты применения разработанных систем в виде спектрального состава и активности контейнеров и пеналов ОЯТ и РАО, карт распределений наиболее активных источников излучений, радиационных обследований хранилищ СУЗ и РФТ реактора МР, временного хранилища ОЯТ объекта «Р» РНЦ «Курчатовский институт».

Практическая ценность работы.

2. Разработанные новые дистанционно управляемые коллимированные детекторы гамма излучения постоянно используются в рамках работ по выводу из эксплуатации исследовательского реактора МР для радиационных измереиий спектрального состава и активности РАО и ОЯТ из хранилищ реакторов МР и РФТ. Получаемые результаты обрабатываются и анализируются. На основании полученных результатов принимаются решения о технологии дальнейшего обращения с радиоактивными отходами.

3. Применение дистанционно управляемых коллимированных систем позволило значительно снизить дозовые нагрузки на персонал, осуществляющий работы по подготовке реактора MP к выводу из эксплуатации.

Автор проводил измерения технических параметров разработанного оборудования, принимал участие в разработке методики их применения для измерения ОЯТ и РАО.

В процессе проводимых работ по программа ФЦП ЯРБ по выводу из эксплуатации реактора MP, а именно в работах по ликвидации хранилищ СУЗ, РФТ, бассейна хранилища реактора и других с твердыми высокоактивными отходами и РАО, автор проводил радиометрические и спектрометрические измерения радионуклидного состава и активности РАО и ОЯТ, обрабатывал и анализировал данные измерений, участвовал в разработках технологий обращения с ОЯТ и РАО.

Conference; Международная конференции «Ядерная энергетика в Республике Казахстан. ЯЭ-2005», ЗОмая-Зиюня 2005года, г.Курчатов; Международный ядерный форум, «Безопасность ядерных технологий», 25-29 сентября 2006г., Санкт-Петербург; Международная конференция. «Чернобыль 20 лет спустя. Стратегия восстановления и устойчивого развития пострадавших регионов», 19-21 апреля 2006 года, Белоруссия, г.Минск, Международная конференция «двадцать лет Чернобыльской катастрофы. Взгляд в будущее» 24-26 апреля 2006, Киев, Украина; Proceedings of 11th International Conference on Environmental Remediation and Radioactiv Waste Management (ISEM'07-ID: 7056) September 2-6, 2007, Brugge, Belgien; Конференция «Ядерное приборостроение 2007: Аппаратурное обеспечение ядерной и радиационной безопасности объектов Росатома», 18-19 апреля 2007г., ФГУП «Научно-инженерный центр «СНИИП», Москва; 9th International Conference on Applications of Nuclear Techniques, Crete08, Greece June 2008; III Международный ядерный форум «Безопасность ядерных технологий», 22-26 сентября 2008г., г.Санкт-Петербург; Radioecology&Environmental Radioactivity, 15-20 June 2008, Bergen, Norway; The international conference on environmental remediation and radioactive waste management (ICEM-09) October 11-15, 2009, Liverpool, UK.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 6 научных статей в реферируемых журналах из перечня ВАК.

Заключение диссертации по теме "Приборы и методы экспериментальной физики"

4.6 Выводы к Главе 4.

Разработана экспериментальная дистанционно управляемая система для радиационных обследований радиоактивных объектов [61,62]. Проведены измерения технических и эксплуатационных характеристик этой спектрометрической системы -измерены угловое разрешение для различных коллиматоров, энергетическое разрешение системы для разработанных детекторов гамма излучении, измерены калибровочные коэффициенты соответствии показаний детекторов МЭД от точечных источников с различной энергией. Показано, что температурный режим блока управления системы позволяет эксплуатировать систему в течение нескольких часов без изменения ее характеристик, что в свою очередь позволяет использовать систему для работы в помещениях загрязненных радиоактивными веществами. Разработаны методики дистанционных измерений поверхностного распределения радиоактивных загрязнений и обнаружения урана в высокоактивных ТРО с помощью спектрометрического Сс^пТе детектора.

Разработанный прибор постоянно используется при подготовке и проведении демонтажа оборудования и систем при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов в РНЦ КИ, обследовании конструкций хранящихся в бассейне выдержки реактора МР, хранилищах СУЗ и РФТ в зале МР, хранилищ объекта «Ромашка».

Получаемые в процессе его применения результаты измерений используются для планирования дальнейших работ по обращению с ОЯТ и высокоактивными РАО, и работ по демонтажу загрязненного оборудования в реакторных помещениях.

На стадии подготовки и планирования работ спектрометрическую дистанционно управляемую систему (СКД) можно использовать для получения распределений основных загрязнителей и оценки распределения дозовых полей, а при проведении работ он может применяться для оперативного контроля над изменением радиационной обстановки и перемещением основных объектов с радиоактивным загрязнением, для выявления неизвестных радиоактивных источников.

Применение СКД и методик его использования позволяет проводить характеризацию ТРО неразрушающими дистанционными методами, определять наличие в них отработавшего ядерного топлива рассчитывать по результатам измерений активность содержащихся в ТРО радиоактивных изотопов.

Использование СКД значительно сокращает дозовые нагрузки на персонал, уменьшает время и стоимость обследования ТРО.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате проведенных работ получены следующие результаты:

• Разработан и изготовлен переносной спектральночувстительный коллимированный детектор (СКД). Проведены определение его рабочих параметров -углового разрешения, спектрального разрешения, чувствительности и т.д.

• Разработана методика поиска источников в хранилище Грозненского химического комбината.

• В большой степени благодаря использованию СКД ликвидирована радиационная авария на Грозненском химическом комбинате.

• Разработана и изготовлена радиометрическая система робототехнического комплекса. Проведена ее наладка и определение рабочих параметров.

• Применение радиометрической системы установленной на роботе в работах по обследованию хранилищ реактора МР и объекта "Ромашка" показало ее эффективность в задачах по определению распределения радиоактивности в различных объектах.

• Разработан и изготовлен дистанционно управляемый коллимированный спектрометический детектор. Проведена его наладка и определение рабочих параметров.

• Разработана методика обследования объектов с применением СКД. '

• Разработана методика дистанционного неразрушающего обследования с целью определения наличия отработавшего ядерного топлива в ТРО.

• Дистанционно управляемый коллимированный спектрометический детектор применен при обследовании пеналов из хранилищ реактора МР и объекта "Ромашка". С помощью прибора определено наличие отработавшего ядерного топлива в пеналах неразрушающим дистанционным методом.

В работе описана разработка и методы применения ряда приборов, позволяющих дистанционно проводить радиационную разведку, поиск, характеризацию источников гамма излучения. Использование этих приборов имеет большое значение при проведении работ в условиях высокого, заранее неизвестного фона гамма излучения. Применение описанных приборов при ликвидации радиационных аварий, при работах по ликвидации исторических хранилищ ОЯТ и РАО, при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок показало их высокую эффективность, позволило значительно уменьшить дозовые нагрузки на персонал.

Автор выражает благодарность Степанову В.Е., Потапову В.Н. за помощь в написании диссертации, Иванову О.П., Зверкову Ю.А. за помощь в оформлении диссертации.

Список источников диссертации и автореферата по физике, кандидата физико-математических наук, Смирнов, Сергей Всеволодович, Москва

1. Волкович А.Г., Коба Ю.В., Ликсонов В.И., Смирнов С.В., Степанов В.Е и др., "Применение коллимированного детектора при ликвидации последствий аварии в машинном зале 4-го блока ЧАЭС", Атомная энергия, т.69 (1990) №6, с. 389-391.

2. Клосс Ю.Ю., Мадеев В.Г., Папин B.K., Пашнин А.А., Пономарев-Степной Н.Н. «Расчетно-экспериментальное исследование энергоугловых распределений рассеянного гамма-излучения в свинцовых экранах установки ОР-М» http://zhurnal.ape.relarn.ru/articles/2002/077.

3. Боголюбский С.Л., Волкович А.Г., Степанов В.Е., и др. "Обжатие газовой струи на установке Модуль А5-1", Письма в ЖЭТФ, т.13, вып. 15, стр.901, 1987г.

4. Scopinaro F, Soluri A. Gamma Ray Imaging Probes for Radioguided Surgery and Site-Directed Biopsy, in Radioguided Surgery, Springer, NY New York, 20086. http://dic.academic.rU/dic.nsf/encgeolog/l 13 5/Гамма-гамма-каротаж

5. Chesnokov A.V., Fedin V.I., Gulyaev A.A., Potapov V.N., et al., "Surface Activity Distribution Measurements and Establishment of a Dose Rate Map inside the Destroyed Chernobyl Reactor," Preprint RISO-1074(EN), February 1999

6. Волкович А.Г., Потапов B.H., Смирнов С.В.и др., "Измерения полей фотонов ионизирующего излучения в реакторном зале 4-го блока ЧАЭС", Атомная энергия, т.88 (2000) № 3, 203-207.

7. Волков В.Г., Волкович А.Г., Ликсонов В.И., и др., "Измерение гамма-поля, создаваемого объектом «Укрытие» с помощью коллимированного спектрометра", Атомная энергия, 1991, т.71 вып.6, с.534-539.

8. Fedin V.I., Gulyaev A.A., Potapov V.N. et.al. "Application of Gamma Locator for Contamination Measurements inside 4-th Reactor Hall of Chernobyl NPP", IEEE NSS/MIC Conference Record, Albuquerque, New Mexico, USA, N28-37, 1997.

9. Волкович А.Г., Никсонов В.И., Лобановский Д.А., Лукашевич И.Е. и др., "Измерение распределения поверхностной плотности активности в шахте реактора 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС" Атомная энергия, 1990, т. 69, в.З, с. 164-167

10. Fedin V.I., Gulyaev А.А., Potapov V.N., et.al. "Application of Gamma Locator for Contamination Measurements inside 4-th Reactor Hall of Chernobyl NPP", IEEE Trans. On Nucl. Sci. vol. 45, No.3, part, pp. 986-991, 1998.

11. GammaCam™ Radiation Imaging System -Deactivation and Decommissioning Focus Area. Report Prepared for U.S. Department of Energy Office of Environmental Management Office of Science and Technology, February 1998.

12. Gal O., Izac C., Jean F., Laine F., Leveque C., Nguyen A., "CARTOGAM a portable gamma camera for remote localization of radioactive sources in nuclear facilities," Nucl. Instrum. Meth., vol. A 460, pp. 138-145, 1999.

13. Santo J. Т., Maul M., Lucero R., Clapham M., Battle B. et al, Application of Remote Gamma Imaging Surveys at the Turkey Point PWR Reactor Facility, on line. http://www.pajaritoscientific.net/pdl7TECHAPPREMOTEGAMMAIMAGINGTURK EYPOINTFACILITY.pdf

14. Large-scale Testing program in USA: http ://www. fete. doe. go v/ dd / sitemap/s itemap .htm

15. Mark E.Byrnes, Sampling and Surveying Radiological Environments Fluor Hanford, Richland, Washington, USA ISBN:9781566703642 September 19, 2000 P:148

16. Hughes K.A., Mottersshead G. et al " Use of Gamma Ray Imaging Instrumentation in Support of TRU Waste Characterization Challenges" WM04 Conference, February 29-March 4, 2004, Tucson, AZ.

17. Hughes K. and Mottershead G, Gamma Imaging as a Complementary Technique to Health Physics Monitoring, The 7th ALARA meeting, Arnhem, Holland, 2003.

18. Волков В.Г., Чесноков A.B. "Реабилитация радиационного наследия. Научно-технический опыт Курчатовского института." Под ред. акад. РАН Н.Н. Понамарева-Степного. М.: ИздатАТ, 2008. - 120с.

19. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Лемус A.B., Семенов С.Г., Степанов В.Е., и др. «Ликвидация труднодоступного хранилища высокоактивных отходов РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, т. 105, вып. 3, сентябрь 2008, с.164-169.

20. Игнатов С.М., Уруцкоев Л.И., Федин A.B. и др. Энергетические разрешения детекторов гамма-излучения, изготовленных на основе системы сцинтиллятор-CsI(Tl)- Si фотодиод. ПТЭ, 1994, вып. 2, с. 38-42.

21. Govorun А.Р., Ivanov O.P., Liksonov V.l., et.al. "The Cs-137 Contamination in the Soil Measuring method for Estimating the penetration depth." Proc. of Conf. "Spectrum-94", Atlanta, Georgia, USA, August 14-18, 1994.

22. Волкович А.Г., Степанов В.Е., Смирнов C.B. и др. "Проведение комплексного инженерно-радиационного обследования двух камер гамма-облучательных установок Грозненского химического комбината" Отчет РНЦ «Курчатовский институт», Инв. № 240-11/97 2006г.

23. Волков В.Г., Чесноков A.B. Реабилитация радиационного наследия. Научно-технический опыт Курчатовского института. Под ред. акад. РАН H.H. Понамарева-Степного. -М.: ИздатАТ, 2008. 120стр.

24. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Колядин В.И. и др. Подготовка к выводу из эксплуатации исследовательского реактора MP в РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, т. 104, вып. 5, май 2008, с.259-264

25. Байгарин К.А., Волкович А.Г., и др. «Коллимированный дозиметр и его использование в условиях сложного гамма поля», ВАНТ, сер. Ядерно- физические исслед., Вып.2. 1989. с.52.

26. Зеня И.М., Старжинский Н.Г., Картунов К.А. и др. «Характеристики сцинтилляционных материалов для использования в цифровой радиографии», HoBi технологи, №1 (27), 2010, с.3-9.

27. Danilovich A.S., Stepanov V.E., Smirnov S.V., Potapov V.N Remote measurements of radioactivity distribution with Brokk robotic system, In conference records of ICEM 09 on CD paper-16147 :

28. Смирнов С.В. "Робот радиационной разведки", Безопасность окружающей среды, №4, 2008, с.77-79.

29. Райлли Д., Энсслин Н., Смит X., мл., Крайнер С. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов. -М.: БИНОМ, 2000.- 703стр.

30. Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. -Радиационные характеристики облученного ядерного топлива: Справочник/ М.: Энергоатомиздат, 1983.- 384стр.

31. Фролов В.В. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. М.: Энергоатомиздат, 1989.- 184стр.

32. Потапов В.Н., Волкович А.Г., Симирский Ю.Н. «Спектрометрический способ оценки характеристик отработавшего ядерного топлива», Атомная энергия, 2009, т. 106, вып. 5, с.273-277.

33. Степанов В.Е., Смирнов C.B., Иванов О.П., Данилович A.C., "Дистанционно управляемый коллимированный детектор у-излучения для измерения радиоактивных загрязнений", Атомная энергия, т. 109, вып. 2, август 2010, стр. 82-84.