Разработка измерительных систем для радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.01 ВАК РФ

На правах рукописи

ДАНИЛОВИЧ Алексей Сергеевич

РАЗРАБОТКА ИЗМЕРИТЕЛЬНЫХ СИСТЕМ ДЛЯ РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ СЕПАРАЦИИ РАДИОАКТИВНО ЗАГРЯЗНЕННОГО ГРУНТА

Специальность: 01.04.01 - приборы и методы экспериментальной физики

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Москва — 2010

4853767

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

Научный кандидат физико-математических наук, доцент

руководитель: Потапов Виктор Николаевич

Официальные доктор технических наук, профессор

оппоненты: Старчик Леопольд Петрович

кандидат технических наук Воеводин Илья Владимирович

Ведущая ВГУП «Предприятие по обращению с

организация: радиоактивными Отходами РосРАО»

Зашита состоится «_» _ 2011 г. в _ часов на

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

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ФГУ РНЦ «Курчатовский институт»

Автореферат разослан «_»_2011 года.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 520.009.06 д.т.н., профессор У'Мадеев В. Г,

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы.

В последние годы в мире развиваются процессы конверсии ядерных объектов военного назначения и вывода их из эксплуатации. Кроме того, во многих странах имеется ряд ядерных объектов, вывод из эксплуатации которых обусловлен их физическим износом. В этих случаях помимо необходимости утилизации отработавшего ядерного топлива неизбежно образуется большой объем отходов в виде демонтированного оборудования и строительного мусора. Часть этих отходов радиоактивна и подлежит дезактивации или захоронению, часть же может быть использована, например, в качестве наполнителя при строительстве. Кроме того, после демонтажа ядерного объекта необходимо удалить и вывезти для дезактивации или захоронения загрязнённый грунт и остатки строительного мусора. Площадь радиоактивного загрязнения территории нередко измеряется десятками и сотнями гектаров, а объем загрязненного грунта составляет десятки и сотни кубических метров. Радиоактивно загрязненный грунт относится, как правило, к радиоактивным отходам низкого уровня активности. Сложность обращения с ним обусловлена тем, что грунт включает большое число составляющих, различающихся по физическим и химическим свойствам, по уровню активности и составу радионуклидов. Поэтому при проведении реабилитационных работ возникает необходимость использования установок по сепарации и дезактивации загрязненного грунта и строительного мусора.

РНЦ «Курчатовский институт» - один из крупнейших научно-исследовательских центров страны, обладает комплексом ядерно-физических установок. Экспериментальная база РНЦ «Курчатовский институт» состояла из 12 исследовательских установок с реакторами различного типа, 19 критических стендов и других радиационно-опасных объектов, включая горячие лаборатории, облучающие установки, временные хранилища ядерного топлива и радиоактивных отходов. В результате многолетней производственной деятельности на его территории накопилось значительное количество радиоактивных отходов, которые направлялись во временные хранилища, расположенные на территории центра. Эти временные хранилища отходов образовались на начальном этапе работы института, и по современным меркам они не соответствовали нормам и правилам радиационной безопасности. С развитием Москвы территория института оказалась со всех сторон окруженной жилой застройкой и площадки с размещением хранилищ оказались

расположенными в нескольких десятках метров от жилых домов. В рамках проекта «Реабилитация» возникла задача обращения с радиоактивно загрязненным грунтом. При проведении обследования объектов и участков территории РНЦ «Курчатовский институт», подлежащих реабилитации, было установлено, что на площадке временных хранилищ радиоактивных отходов (ВХРАО) и на площадке комплекса «Газовый завод» находится 8000м3 и 2500м3 радиоактивно загрязненного грунта соответственно. Захоронение такого количества низкоактивных отходов требует значительных финансовых и материальных затрат и является экономически неэффективным решением проблемы обращения с радиоактивными отходами (РАО). Поэтому было принято решение разработать и внедрить технологию и оборудование для дезактивации грунта, позволяющих в несколько раз сократить объем РАО, направляемых на захоронение. Для этого необходимо было разработать методики и инструментальные средства, позволяющие проводить в режиме реального времени качественные и количественные измерения активности радионуклидов в почве на обследуемых территориях, а так же контролировать активность грунта на выходе установки дезактивации.

Цели и задачи работы.

Диссертационная работа посвящена разработке методик и приборных средств, позволяющих в реальном времени проводить количественные измерения удельной активности радиоактивно загрязненного грунта непосредственно в зоне проведения реабилитационных работ на площадке временных хранилищ радиоактивных отходов РНЦ «Курчатовский институт», а так же на установках сепарации и дезактивации загрязненного грунта.

В работе были поставлены и решены следующие задачи:

1. Анализ существующих установок по сепарации и дезактивации радиоактивно загрязненного грунта и возможности использования различных детекторов гамма-излучения для измерения удельной активности грунта с площадки временного хранения радиоактивных отходов РНЦ «Курчатовский институт».

2. Разработка методики и оборудования для измерения распределения активности радионуклидов по глубине в почве и в контейнерах с загрязненным грунтом.

3. Разработка измерительной системы для контроля уровня радиоактивного загрязнения грунта на конвейерах опытно-промышленной установки дезактивации грунта.

4. Разработка системы измерения удельной активности радиоактивно загрязненного грунта и управления радиометрической сепарацией.

Положения, выносимые на защиту.

1. Разработка радиометра с погружным коллимированным детектором для измерения распределения активности радионуклидов по глубине в почве и в контейнерах с загрязненным грунтом. Использование радиометра позволяет исключить из технологической цепочки процедуру пробоотбора и последующий лабораторный анализ проб, поскольку измерения производятся непосредственно на месте проведения работ.

2. Разработка прототипа системы для проведения непрерывных измерений удельной активности грунта на конвейерах опытно - промышленной установки дезактивации грунта. Применение системы позволяет контролировать эффективность работы установки и исключает попадание грунта, активность которого превышает установленные предельные значения, в очищенный грунт.

3. Обоснование целесообразности радиометрической сепарации загрязненного грунта с площадки ВХРАО для уменьшения объема радиоактивных отходов, направляемых на дезактивацию и захоронение.

4. Разработка измерительной системы для установки радиометрической сепарации грунта. Применение системы позволяет проводить сортировку загрязненного грунта по удельной активности в автоматическом режиме вне зависимости от его гранулометрического состава.

Достоверность полученных результатов. При разработке измерительных систем для радиометрической сепарации загрязненного грунта были проведены многочисленные эксперименты и выполнены необходимые расчеты по обоснованию эффективности применения разработанных систем. Была проведена проверка их работоспособности в лабораторных и реальных условиях. В частности, проводились эксперименты с точечными источниками гамма-излучения для построения аппаратных функций блоков детектирования, с калиброванными источниками поверхностной активности для определения чувствительности детекторов, а так же эксперименты с реальным грунтом. Достоверность полученных данных проверялась путем

сравнения с результатами измерений, проводимых в лабораторных условиях на аттестованном оборудовании.

Практическая ценность и полезность работы.

1. Применение радиометрического способа оценки активности радионуклидов и характера их распределения по глубине почвы на различных участках загрязненной территории позволило сократить временные и финансовые затраты, поскольку измерения производились непосредственно на месте проведения работ, что исключило необходимость использования метода пробоотбора и последующих лабораторных исследований проб.

2. Применение разработанных систем для измерения удельной активности грунта на конвейерах установок сепарации и дезактивации радиоактивно загрязненного грунта позволило вести измерения в режиме реального времени, оперативно реагировать на превышение установленных пороговых значений и управлять процессом сепарации. В результате уменьшается объем грунта, направляемого на дезактивацию и захоронение, что позволяет сократить материальные и финансовые затраты.

Личный вклад.

Автор принимал непосредственное участие в разработке радиометрического способа оценки распределения удельной активности радионуклидов по глубине почвы с помощью погружного спектрометрического коллимированного детектора, изготовлении блоков детектирования, написании программного обеспечения. Проводил спектрометрические измерения на площадке ВХРАО и на установке дезактивации радиоактивно загрязненного грунта, на пойменных участках р.Течи.

Автором разработана радиометрическая система для измерения удельной активности радиоактивно загрязненного грунта на конвейере опытно-промышленной установки дезактивации грунта. Изготовлены опытные образцы устройств, проведена калибровка и настройка оборудования.

Автор непосредственно занимался вопросом выбора технологической схемы радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта, разработкой технического задания для изготовления установки радиометрической сепарации грунта, выполнял расчеты для обоснования эффективности применения разрабатываемых систем. Лично изготовил автоматизированную измерительную систему, позволившую в реальном

времени контролировать удельную активность загрязненного грунта на конвейере установки и управлять процессом сепарации.

Апробация работы.

Основные положения диссертационной работы докладывались на следующих конференциях:

- Международная конференции «Ядерная энергетика в Республике Казахстан. ЯЭ-2005». ЗОмая-Зиюня 2005года. г.

- 8-ая Международная конференция «Безопасность ядерных технологий: Экономика безопасности и обращение с источниками ионизирующих излучений. (26 сентября - 30 сентября 2005 года, Санкт-Петербург, Россия).

- International Conference Decommisionning challenges: an Industrial Reality, Avignon, France, September 28 - October 2 2008.

- International Conference on Radioecology & Environmental Radioactivity, Bergen, Norway, 15-20 June 2008.

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 8 работ. Из них: 5 - в материалах и сборниках трудов международных конференций, 3 - в реферируемых журналах.

Структура и объем диссертации.

Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения, списка используемых источников из 69 наименований. Общий объем работы 129 страниц, включая 48 рисунков и 26 таблиц.

СОДЕРЖАНИЕ И ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ РАБОТЫ

Во введении раскрывается актуальность темы диссертации, изложены основные цели и задачи диссертации, показана их практическая значимость, представлена структура диссертации и сформулированы основные положения, выносимые на защиту.

Первая глава посвящена обзору существующих в мире установок сепарации радиоактивно загрязненного грунта и применяемых на этих установках детекторов гамма-излучения.

Для очистки почвы на больших территориях рядом фирм разработаны и успешно эксплуатируются автоматизированные системы для сепарации радиоактивно загрязненного фунта. Схема работы по дезактивации участков почвы примерно одинаковая для всех установок и заключается в следующем. Сначала производится поиск и оконтуривание загрязнённого участка с помощью полевых спектрометрических приборов.

Затем с загрязнённого участка удаляется слой грунта, измеряется в режиме реального

времени на конвейерном мониторе и сортируется по активности. Сортировка, как правило,

„ !

производится на три части: материал с высокой удельной активностью, подлежащий захоронению, материал со средней удельной активностью, подлежащий захоронению более дешевым способом, дезактивации или ограниченному использованию, и чистый материал, который может примериться в дальнейшем без ограничений. Наконец, с помощью системы полевой гамма-спектрометрии выполняется окончательное обследование местности, целью которого ставится проверка, весь ли загрязненный материал был удален.

Такой подход требует наличия чувствительной системы, позволяющей проводить измерения активности грунта на ленте транспортера в реальном времени. Но в отличие от статистического метода обследования, когда с каждого участка территории исследуются лишь отдельные образцы, в данной методике обследуется весь объем почвы. Этим существенно повышается представительность данных для неоднородных загрязнений. Кроме того, применение таких систем позволяет значительно снизить время и

Система обследования m Situ

Рис. I. Схема автоматизированного конвейерного монитора.

трудозатраты, расходуемые па дезактивацию загрязненных участков грунта, и уменьшить объемы образующихся при этом радиоактивных отходов.

В России в РНЦ «Курчатовский институт» изготовлена опытная установка мокрой дезактивации радиоактивно загрязненного фунта. С помощью этой установки в рамках проекта «Реабилитация» осуществляется очистка радиоактивно загрязненных грунтов на площадке захоронения отходов, на территории которой были размещены старые хранилища радиоактивных отходов. При разработке технологической схемы установки были учтены результаты исследований, полученные ВНИИНМ им. A.A. Бочвара. Было показано, что значительная часть радионуклидов (до 90%), содержащихся в грунтах на площадке временного хранения радиоактивных отходов центра, сосредоточена в мелкодисперсной фракции размером до 0,1мм. Массовая доля этих фракций грунта, как правило, не превышает 20 %. Поэтому для дезактивации загрязненного грунта была выбрана технология его водно-гравитационной и механической сепарации и удаления, как радиоактивные отходы, мелкодисперсной илистой фракции. Выделение ее из грунта позволяет снизить удельную активность в чистых фракциях по сравнению с активностью исходного грунта в несколько раз.

На установках по радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта могут быть использованы как полупроводниковые, так и сцинтилляционные детекторы. Выбор типа детектора зависит от следующих условий:

состава загрязняющих грунт радионуклидов и их удельной активности диапазона изменения активности

скорости движения ленты транспортера, над которой устанавливается детектор

- состава грунта

- ширины и толщины насыпки грунта на ленте транспортера

Основными характеристиками детекторов являются эффективность и разрешающая способность. Безусловно, одним из определяющих факторов, влияющим на выбор детектора, является его стоимость.

Сцинтилляционные детекторы на базе неорганических монокристаллов являются классическими детекторами, используемыми при регистрации гамма и рентгеновского излучения. Основная область применения этих кристаллов - гамма-спектрометрия низких энергий до 3 МэВ и прикладные радиометрические измерения. В 70-х годах неорганические сцинтилляторы стали вытесняться из спектрометрии низких энергий

полупроводниковыми детекторами. Однако неорганические сцинтилляторы остаются вне конкуренции при регистрации малых потоков частиц, не требующей высокого разрешения, в спектрометрических детекторах больших размеров и многоканальных спектрометрических установках с 4я-геометрией. Монокристаллы На1(Т1) и Сб1(Т1) и сейчас являются базовыми детекторами гамма и рентгеновского излучения, используемыми для решения прикладных задач на основе ядерно-физических методов анализа и контроля, не смотря на появление новых перспективных сцинтилляционных материалов. Их свойства достаточно хорошо изучены.

В 2001 г. корпорацией БатЬОоЬат (Франция) была запатентована новая группа сцинтилляционных кристаллов - галогениды лантана, легированные церием. При световыходе, сравнимом со световыходом Ма1(Т1), данные кристаллы обладают гораздо более высоким энергетическим разрешением и коротким временем высвечивания, что привлекает к ним большой интерес. Однако трудности, связанные с характерным радиоактивным загрязнением месторождений лантаноидов и сильной анизотропией температурного коэффициента линейного расширения, приводят к сложным технологиям и высокой стоимости продукции.

Для бромида лантана среднее энергетическое разрешение для 662 кэВ изотопа шСз составляет -3,2% и световыход превышает световыход Ка1(Т1). На базе кристаллов ЬаВгз(Се) производятся блоки детектирования, обладающие уникальными свойствами для класса сцинтилляционных детекторов. Высокая температурная стабильность устройств детектирования позволяет эффективно применять их при высоких температурах внешней среды.

Полупроводниковые детекторы в настоящее время занимают ведущее положение в гамма и рентгеновской спектрометрии. Это связано, прежде всего, с их высокой разрешающей способностью, обеспечивающей проведение прецизионных спектрометрических измерений. Существуют перспективы создания на их основе кристаллов с достаточно большим чувствительным объемом для увеличения их эффективности регистрации. Используются преимущественно детекторы на основе германия и кремния.

В настоящее время ППД на основе германия и кремния производятся двух видов: планарные и коаксиальные. Наибольшее распространение получили так называемые дрейф - литиевые детекторы, в которых акцепторные атомы примеси компенсируются ионами лития. Такие детекторы обозначаются как 81(0) или Ое(1л). Планарные ЭКУ) и Ое(Ы)

детекторы используются для регистрации рентгеновского и мягкого гамма-излучения, начиная с энергии 10 кэВ. Коаксиальные Ос(Гл) детекторы применяются для регистрации гамма-излучения с энергией до 10 МэВ.

В начале восьмидесятых годов были разработаны новые методы очистки Ое, которые позволяют выращивать большие кристаллы сверхчистого германия НРве с концентрацией электрически активных атомов примесей менее 2-10"'° 1/атом. В зависимости от степени очистки, НРОе может обладать собственной проводимостью пили р-типа. Основным преимуществом детекторов на основе НРве является то, что они могут храниться при комнатной температуре, в отличие от Ое(1л) детекторов, которые должны храниться при температуре жидкого азота. Кроме того, детекторы на основе НРОе могут иметь большие размеры по сравнению с Ое(Ы) детекторами. Это позволяет создавать детекторы гамма- излучения не только с высоким энергетическим разрешением, но и с хорошей эффективностью в области регистрации гамма-излучения. В настоящее время максимальный объем кристаллов НРОе(п) составляет порядка 200 см3, а кристаллов НРОе(р) - 350 см3. Для достижения высокой чувствительности применяют сборки детекторов из НРйе(п).

Несмотря на то, что технология создания полупроводниковых детекторов на основе германия развиваются достаточно быстро, основными моментами, сдерживающими широкое использование этих детекторов, являются их чрезвычайно сложное производство, высокая стоимость, сравнительно низкая радиационная стойкость и необходимость охлаждения до криогенных температур.

Полупроводниковые детекторы на основе кристаллов СсГТе (СсКпТе) в последнее время находят все более широкое применение при регистрации гамма-излучения. Совершенствование технологии производства позволяет получать на их основе блоки детектирования ионизирующего излучения с высокими спектрометрическими и эксплуатационными характеристиками. Они отличаются высокой эффективностью регистрации излучения, хорошим соотношением сигнал/шум и энергетическим разрешением при комнатной температуре. Линейность в широком диапазоне измеряемой мощности дозы и высокая радиационная стойкость этого материала позволяет использовать его при производстве дозиметрических блоков с большим радиационным ресурсом. Это определяет все более перспективное использование детекторов на основе СсГТе и СсйпТе как в системах дозиметрического контроля на предприятиях по производству, использованию и переработке ядерного топлива, так и в

И

спектрометрических системах, используемых для анализа радионуклидов. Блоки детектирования на основе Сс12пТе, при комнатных температурах, обладают удовлетворительным энергетическим разрешением для решения некоторых практических задач, например для измерения однотипных хорошо детерминированных спектров (определение обогащения урана) или для анализа высокоактивных образцов (контроль тепловыделяющих сборок в бассейнах выдержки).

ВТОРАЯ ГЛАВА диссертации посвящена разработке радиометрической системы для измерения удельной активности грунта на входном и выходном конвейерах опытно -промышленной установки (ОПУ) дезактивации грунта с площадки временного хранения радиоактивных отходов (ВХРАО) РНЦ «Курчатовский институт».

Для решения этой задачи необходимо было выполнить следующие работы: Определить состав радионуклидов, загрязняющих грунт на площадке ВХРАО

- Провести измерения удельной активности грунта в различных местах на площадке ВХРАО

- Определить распределение удельной активности в различных фракциях грунта в зависимости от класса крупности

Выбрать детектор для измерения удельной активности грунта на конвейерах ОПУ Определить схему установки детектора на конвейере

- Разработать схему и детали оборудования, необходимого для измерения удельной активности грунта на конвейере

- Провести калибровку и настройку разработанной системы.

Эксплуатировать систему должен персонал, не имеющий специальной

квалификации в области спектрометрии или радиометрии.

Для оценки радиационных характеристик грунта, таких как удельная активность,

неравномерность распределения радионуклидов (активности, удельной активности) по

объему грунта и по участкам территории ВХРАО, был выполнен большой объем

спектрометрических измерений. Отбирались пробы массой от нескольких сот граммов до

1-2кг с различных участков территории площадки ВХРАО, с различных глубин, из

котлованов, образовавшихся при ликвидации хранилищ радиоактивных отходов.

Анализ спектрального состава гамма - излучающих радионуклидов, загрязняющих

грунт на площадке ВХРАО, показал, что основными загрязняющими радионуклидами

являются 137 Се и 60Со. Поскольку предельная удельная активность для грунта, который

может быть возвращен на площадку ВХРАО после дезактивации, составляет ЮкБк/кг, а

12

коэффициент очистки для ОПУ равен примерно пяти, то допустимая активность входного грунта должна быть не больше 50кБк/кг. Поэтому необходимо контролировать удельную активность входного грунта.

Для оценки неравномерности загрязнения грунта, поступающего на ОПУ, а так же выходного контроля грунта на установке, было предложено использовать метод измерения удельной активности в контейнерах с помощью скважинного коллимированного детектора. В каждом контейнере в грунте было организовано по 5 технологических скважин с обсадными трубами. Измерения проводились послойно по глубине скважин сверху вниз с шагом 15см. По результатам измерений определялись удельные активности грунта в каждом слое, и вычислялось среднее значение для всего контейнера. Применение данной методики позволило сократить временные и финансовые затраты на оценку активности грунта, поскольку измерения производились непосредственно в контейнерах с грунтом и исключалась необходимость лабораторных исследований. На основании полученных результатов был сделан вывод о том, что загрязнение грунта на площадке ВХРАО характеризуется выраженной неравномерностью, из-за чего удельная активность очищенного грунта превышала допустимые пределы. Поэтому было принято решение о разработке системы измерения удельной активности грунта на входном и выходном конвейерах.

После проведения сравнительного анализа различных детектирующих устройств гамма - излучения, а так же основываясь на результатах исследований спектрального состава загрязняющих грунт радионуклидов, в качестве детектора для системы измерения удельной активности грунта был выбран блок детектирования БДВГ-100 на основе кристалла N31(11). Определяющим фактором в пользу данного выбора было то, что грунт на площадке ВХРАО загрязнен преимущественно радионуклидом |37Сз и вклад в суммарную удельную активность остальных радионуклидов незначительный. К примеру, вторым по значимости радионуклидом, загрязняющим грунт, является 60Со. Его средняя удельная активность в пробах составляет всего 0,5% от активности цезия.

Для отработки методики измерений была использована программа расчета радиационных полей от распределенных гамма источников методом Монте-Карло, с помощью которой проведены расчеты мощности эквивалентной дозы, создаваемой слоем грунта с различными параметрами, в точке установки детектора. Из результатов расчетов следует, что если детектор будет установлен на высоте 25см от поверхности измеряемого грунта с удельной активностью ЮкБк/кг, а толщина слоя грунта составляет 2см, то в этом

случае мощность дозы в точке установки детектора составит 0,1мкЗв/ч. Это значение попадает в диапазон измерения мощности эквивалентной дозы для БДВГ-100. При этом скорость счета составит ЗООимульсов в секунду. При увеличении толщииы слоя грунта до 10см мощность дозы в точке установки детектора возрастет до 0,6мкЗв/ч, а скорость счета увеличится до 1800импульсов в секунду. Следовательно, с помощью блока детектирования БДВГ-100 можно определить пороговое значение ЮкБк/кг для удельной активности грунта.

(а)

(б)

Рис.2. Зависимость скорости счета детектора от его положения (Н¿¡) над контролируемым грунтом различной толщины Z (детектор: 063*63 мм с углом коллимации 60 "(а) и 90 "(б); удельная активность 137 Сз в грунте равна 10 кБк/кг).

Для оценки зависимости скорости счета детектора от таких параметров, как высота установки блока детектирования над слоем грунта, толщины и ширины слоя, угла коллимации, были проведены расчеты, моделирующие работу сцинтилляционного детектора на основе сборки №1(Т1) + ФЭУ при регистрации излучения от загрязненного грунта на конвейере. Рассчитаны калибровочные коэффициенты для различных условий проведения измерений.

К измерительному

Детектор

Свинцовая защита

блоку

Детектор

фон

-1 (и1*

Грунт

Рис.3. Схема блока детектирования.

Испытания блока детектирования на работающем конвейере на выходе из узла классификации показали, что для корректного измерения удельной активности грунта на движущемся конвейере необходимо формирование однородного по геометрическим размерам слоя грунта.

Кроме этого было установлено, что использование для измерений одного детектора требует регулярной настройки системы, так как в результате работы установки меняется I значение фонового гамма излучения. Поэтому предпочтительней использовать схему | измерений на основе двух детекторов. Один из детекторов через отверстие в защите регистрирует поток гамма квантов от измеряемого грунта, другой, полностью закрытый защитой, регистрирует фоновое гамма излучение. По разнице полученных значений ! определяется удельная активность грунта. Применение такой схемы измерений позволит исключить влияние изменения фонового излучения на результаты измерений и, следовательно, повысить их точность.

Для регистрации сигнала, формируемого детектором, был разработан измерительный блок. Предусмотрено подключение до четырех блоков детектирования, а так же имеется возможность связи с персональным компьютером.

Рис.4. Блок детектирования и измерительные блоки системы.

Разработанные системы измерения удельной активности грунта были установлены на конвейере загрузки исходного грунта и на выходном конвейере из узла классификации. Каждая система состоит из блока детектирования, измерительного блока и блока сигнализации. Проведена калибровка блоков детектирования и настройка систем.

Предложена схема компьютеризированной системы для измерения удельной активности грунта на конвейерах ОПУ. Разработано программное обеспечение для новой

системы. Применение предлагаемой схемы позволит проводить комплексный анализ всего процесса очистки грунта, например, контролировать значения удельной активности грунта на входе и выходе из установки, рассчитывать распределение по удельной активности грунта поступающего на вход в установку, по соотношению удельных активностей определять коэффициент очистки грунта, следовательно, контролировать эффективность работы установки.

ТРЕТЬЯ ГЛАВА посвящена разработке системы для измерения удельной активности грунта на установке радиометрической сепарации.

Для решения этой задачи необходимо было выполнить следующие работы:

- Оценить ожидаемые результаты радиометрической сепарации загрязненного грунта с площадки ВХРАО.

- Рассмотреть возможные схемы реализации радиометрической сепарации грунта.

- Разработать измерительную систему, позволяющую производить измерение удельной активности загрязненного грунта в режиме реального времени.

- Провести калибровку и настройку измерительной системы.

Проведенные исследования возможности радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта с площадки ВХРАО показали, что доля грунта с удельной активностью менее ЮкБк/кг, который может быть использован в дальнейшем на площадке ВХРАО, составляет 21% от общего объема. Доля грунта с удельной активностью (ЮкБк/кг < А>д < 50 кБк/кг), который может быть подвергнут дезактивации, составляет 48%. Учитывая, что мелкодисперсная фракция, которая содержит основную активность, составляет всего пять процентов от общего объема фунта с площадки ВХРАО то после дезактивации доля чистого грунта увеличится на 46% и составит 67% от общего количества. Доля грунта с удельной активностью свыше 50кБк/кг, который должен быть направлен на захоронение после сепарации и дезактивации, составит 33%.

Из рассмотренных схем радиометрической сепарации выбрана схема, при которой грунт располагается на конвейере ровным слоем заданной толщины и ширины, конвейер движется непрерывно. Разделение грунта производится на три части: с удельной активностью меньше ЮкБк/кг; с удельной активностью больше ЮкБк/кг, но меньше 50кБк/кг; и с удельной активностью более 50 кБк/кг.

Для оценки эффективности радиометрической сепарации были рассчитаны вероятности возникновения различных ситуаций. Была получена формула, определяющая

вероятность попадания «чистой» порции в «грязный» контейнер (при отсутствии «подсветки» от предыдущей и последующей порций грунта):

Я-А,

-Л-Л„,

р- =[1-е | dx-e'

о

■Ф,

А

пор

где: Q - чувствительность детектора, А„ор- пороговое значение удельной активности грунта, Ыф - число зарегистрированных детектором импульсов фонового потока излучения, Nnn - число зарегистрированных детектором импульсов, определяемых активностью соседних с измеряемой порций грунта, t - время экспозиции, А - удельная активность анализируемой порции грунта, х = лА, Фи - нормальная функция распределения.

Расчеты, проведенные по этой формуле, показали, что значение величины Р~ колеблется от 1,44% до 0,24% в зависимости от высоты установки детектора над измеряемым грунтом и времени экспозиции.

Если перед чистой порцией и после нее находится грунт с максимально возможной активностью (200кБк/кг), то вероятность попадания «чистой» порции в «грязный» контейнер повышается до 16,3%. Однако, вероятность возникновения такого случая составляет всего 0,1%.

Вероятность попадания «грязной» порции в «чистый» контейнер рассчитывается по формуле:

Р+= \dx-e~

Л-А,,.

Ф

jQ-t-Anop-Q-t

N0+~-Q-t

-Ф

-■Qt Л *

Ыф+j-Q-t

и колеблется от 1,40% до 0,19% для разной высоты установки детектора над измеряемым грунтом и разного времени экспозиции.

В соответствии с разработанным техническим заданием была создана установка радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта, основным узлом которой является модуль сепарации, изготовленный фирмой «ЭГОНТ».

Для измерения удельной активности сортируемого грунта был разработан и изготовлен измерительный блок. Для регистрации гамма-излучения используются два детектора БДВГ-100, помещенные в свинцовые коллиматоры и смонтированные в один

блок, установленный непосредственно над вибрационным лотком сепаратора на заданной высоте.

Рис.5. Внешний вид и состав модуля сепарации: 1. Загрузочный бункер; 2. Блок детектирования; 3. Вибрационный лоток; 4. Вибрационный питатель; 5. Разгонный лоток; 6. Сепаратор; 7. Каркас.

С целью определения чувствительности измерительной системы, а так же поля

зрения блока детектирования, была произведена калибровка блока измерения активности.

С помощью точечного источника гамма-излучения построены продольная и поперечная

аппаратные функции блока детектирования и определено поле зрения коллиматора. Для

определения чувствительности системы были проведены измерения скорости счета блока

детектирования. В качестве источников гамма-излучения были взяты калиброванные

источники поверхностной активности. По результатам измерений были рассчитаны

калибровочные коэффициенты для различных толщин слоя грунта, формируемого на

вибрационном лотке установки, а также для разных удельных плотностей грунта.

р, г/см^

Рис. б. Зависимость чувствительности измерительной системы от тотности грунта (р) и толщины слоя насыпки (И). Черным цветом обозначены экспериментальные точки.

Проведены измерения скорости счета блока детектирования, регистрирующего гамма-излучение от подготовленной порции песка с известной удельной активностью, равномерно загрязненного шСэ. Было показано, что результаты измерений в пределах статистической погрешности совпадают с расчетными данными.

По результатам калибровки были вычислены значения минимально измеряемой активности А$тш для разных толщин формирования слоя грунта на вибролотке при заданной относительной погрешности 5=0,2

А*. =

2-¿>2-а-г |

где к - двухсторонний доверительный коэффициент, приводящий результат измерения к определенной доверительной вероятности (при к= 2, Р=0,95); Ыф - фоновая скорость счета.

1= 1 секунда

Толщина слоя Ь,см 2 4 6 8 10

А$тм, кБк/кг 27,1 15,9 12,3 10,6 9,7

1=2 секунды

Толщина слоя Ь,см 2 4 6 8 10

А5гат, КБК/КГ 18,2 10,7 8,3 7,2 6,5

Время измерения, за которое может быть определена удельная активность грунта ЮкБк/кг при заданной толщине слоя, определялось по формуле:

к2-д-А,+2-к2-Нф

Толщина слоя, см 2 4 6 8 10

Минимальное время измерения, сек 6 2,26 1,4 1,1 0,95

В ходе испытания установки радиометрической сепарации было выяснено, что для формирования равномерного слоя грунта на вибролотке, необходима предварительная сушка грунта до остаточной влажности 10 - 15%.

Произведена пробная сепарация подготовленной порции грунта. За пять минут было переработано 650кг грунта, при этом было выделено три фракции и соотношение их объемов (соответственно «грязной», «дезактивируемой» и «чистой») составило 1:6:6. Проведенные испытания установки подтвердили работоспособность как ее отдельных блоков, устройств и модулей, так и всей установки в целом. По результатам проведенных приемо-сдаточных испытаний установки радиометрической сепарации загрязненного грунта был составлен акт, на основании которого эта установка была принята для проведения сепарации радиоактивно загрязненного грунта с площадки ВХРАО.

Описанная выше система создавалась под конкретную задачу определения удельной активности грунта, загрязненного только 137Сб. Поэтому в качестве детекторов были выбраны БДВГ-100, работающие в счетном.

В случае наличия двух и более загрязняющих радионуклидов возникает необходимость в определении активности каждого из них. Для этого потребуются детекторы, работающие в спектрометрическом режиме, а так же необходимо записать в блок измерения активности программу обработки спектров, измерения скоростей счета в пиках полного поглощения по каждому радионуклиду, и расчета активности радионуклидов.

Для сравнения спектрометрического режима работы системы с интегральным была проведена оценка минимально измеряемой активности 137Сз для детектора №1(Т1) такого же объема, как и в БДВГ-100 и при тех же условиях измерения. Для этого с помощью программы, использующей метод Монте-карло, были рассчитаны зависимости чувствительности системы от плотности грунта для различных энергетических интервалов для шСв и 60Со при разной толщине слоя загрязненного грунта. Результаты вычислений позволили оценить значения минимально измеряемой активности при разном времени экспозиции и различной толщине слоя грунта.

«т= 1 секунда

Толщина слоя Ь,см 2 4 6 8 10

Азгат, кБк/кг 22 12,9 10 8,6 7,9

1т= 2секунды

Толщина слоя Ь,см 2 4 6 8 10

Аэшт! кБк/кг 13,7 8 6,2 5,4 4,9

Основываясь на полученных результатах можно сделать вывод, что- при спектральном режиме измерений чувствительность детектора падает, поскольку учитываются кванты только в пике полного поглощения. Однако количество квантов, характеризующихся фоновым излучением, так же становится меньше, поскольку рассматривается только участок энергетического диапазона под пиком полного поглощения. В результате значение минимально измеряемой активности по 137Сз уменьшилось на 23% по сравнению с интегральным методом измерения, при этом чувствительность системы повышается.

В ЗАКЛЮЧЕНИИ сформулированы основные результаты работы, а именно:

1. Для оценки активности радионуклидов и характера их распределения по глубине на различных участках загрязненной территории был разработан и применен радиометр со спектрометрическим погружным коллимированным детектором. Использование радиометра позволило сократить временные и финансовые затраты, поскольку измерения производились непосредственно на месте проведения работ, что исключило из технологической цепочки процедуру пробоотбора и последующий лабораторный анализ проб.

2. Разработан прототип системы для проведения непрерывных измерений удельной активности зпгрязненного грунта на конвейерах опытно - промышленной установки дезактивации грунта. Изготовлены две системы и установлены на конвейере загрузки исходного грунта и на выходном конвейере из узла классификации установки водно-гравитационной дезактивации загрязненного грунта. Проведена калибровка блоков детектирования и настройка систем. Применение системы позволило контролировать эффективность работы установки и снизило вероятность попадания грунта, активность которого превышает установленные предельные значения, в контейнер с очищенным грунтом.

3. Осуществлен выбор технологической схемы радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта. Была показана возможность радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта с площадки ВХРАО. В соответствии с разработанным техническим заданием изготовлена установка для радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта.

4. Разработана и изготовлена автоматизированная система измерения удельной активности грунта для установки радиометрической сепарации. Произведена калибровка и настройка системы. Проведена оценка эффективности работы

установки и определены значения минимальной измеряемой активности для различных условий работы установки при заданной относительной погрешности измерений. Применение системы позволило проводить сортировку загрязненного грунта по удельной активности в автоматическом режиме вне зависимости от его гранулометрического состава. ОСНОВНЫЕ ПУБЛИКАЦИИ по теме диссертации:

1. Волков В.Г., Волкович А.Г., Данилович А.С. и др. Подготовка и вывоз на переработку отработавшего ядерного топлива ВВР-2 и ОР РНЦ «Курчатовский институт». Атомная энергия, том 106, выпуск 4, апрель 2009, стр. 201-209.

2. Данилович Л.С., Колтышев С.М. Установка радиометрической сепарации загрязненного грунта. - «Приборы», №12,2009, стр. 56 - 59.

3. Danilovich A.S.. Chesnokov A.V., Potapov V.N. et. al. Instruments end methods for precise field n^asurements of soil radiocontamination. In: Proc. of Radioecology & Environmental R adioactivity. Bergen, Norway, 15-20 June 2008, Pt. 2 p. 155-158.

4. Danilovich A.S.. Tgnatov S.M., Potapov V.N. et.al. Measurements of contamination of near surface layers of concrete and ground with collimated spectrometric detectors. Book of abstracts of International Conference Decommissioning challenges: an Industrial Reality, Avignon, Franc-. September 28 - October 2 2008, p. 78-79.

5. Danilovich A.S.. Chesnokov A.V., Potapov V.N. et.al. The instrumentation for express characterization of historical radwaste storages and contaminated soil. Book of abstracts of International Conference Decommisionning challenges: an Industrial Reality?, Avignon, France, September 28 - October 2 2008, p. 80-81.

6. Данилович А.С, Волкович А.Г., Степанов В.Е. и др. Использование новых приборов и систем для радиационных измерений при проведении реабилитационных работ в РНЦ КИ. М> '-дународная конференции «Ядерная энергетика в Республике Казахстан. ЯЭ-7С05», 30мая-3июня2005года, Г.Курчатов, Сборник тезисов докладов, стр.88-89.

7. Данилович А.С.. Волков В.Г., Смирнов С.В. и др. Применение новых приборов для сортировки РАО в реабилитационных работах в РНЦ «Курчатовский институт». Материалы 8-"'; Международной конференции «Безопасность ядерных технологий: Экономика и обращение с источниками ионизирующих излучений». (26 сентября -30 сентября 2005 г., Санкт-Петербург, Россия), стр. 135-141.

8. Данилович A.C., Семенов С.Г., Степанов В.Е., и др. Разработка программного обеспечения для обработки спектров. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», Инв. № 240-11/225 М.: 2008.

9. Данилович A.C., Семенов С.Г., Потапов В.Н., и др. Моделирование работы спектрометрических систем и проведение измерений с известными источниками. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», Инв. № 240-11/244 М.: 2009.

В заключепм:! автор считает своим приятным долгом выразить искреннюю благодарность и глубокое уважение Виктору Николаевичу Потапову, Олегу Петровичу Иванову и Вячеславу Евгеньевичу Степанову постоянную помощь и внимание к работе. Автор благодарит коллектив Научно-технического комплекса «Реабилитация» РНЦ «Курчатовский институт» за оказанную помощь и полезные советы.

Подписано в печать 29.12.2010. Формат 60x90/16 Печать офсетная. Усл. печ. л. 1,25 Тираж 75. Заказ 2.

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

ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

АКТУАЛЬНОСТЬ РАБОТЫ.

ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ РАБОТЫ.

ПОЛОЖЕНИЯ, ВЫНОСИМЫЕ НА ЗАЩИТУ.

ЛИЧНЫЙ ВКЛАД.

ПРАКТИЧЕСКАЯ ЦЕННОСТЬ И ПОЛЕЗНОСТЬ РАБОТЫ.

АПРОБАЦИЯ РАБОТЫ.

ПУБЛИКАЦИИ.

СТРУКТУРА И ОБЪЕМ ДИССЕРТАЦИИ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР СУЩЕСТВУЮЩИХ УСТАНОВОК СЕПАРАЦИИ РАДИОАКТИВНО - ЗАГРЯЗНЕННОГО ГРУНТА И ИСПОЛЬЗУЕМЫХ ДЕТЕКТОРОВ ГАММА - ИЗЛУЧЕНИЯ.

1.1. Установки радиометрической сепарации загрязненного грунта.

1.1.1. Автоматизированный конвейерный сепаратор для почвы и породы производства фирмы CANBERRA.

1.1.2. Интегральная конвейерная гамма-спектрометрическая система для сепарации грунта и радиоактивных строительных отходов производства фирмы RWE NUKEM GmbH (Германия).1 б

1.1.3. Установка Segmented Gate System производства фирмы Eberline Services(CUIA).

1.1.4. Установка сепарации грунта производства фирмы УШЕ(Словакия).

1.1.5. Опытно-промышленная установка дезактивации радиоактивно загрязненного грунта (ОПУ).

1.2. Детекторы гамма — излучения, применяемые для радиометрических измерений.

1.2.1. Неорганические сцинтилляторы.

1.2.2. Полупроводниковые детекторы.

ГЛАВА 2. РАДИОМЕТРИЧЕСКАЯ СИСТЕМА ОПЫТНО -ПРОМЫШЛЕННОЙ УСТАНОВКИ ДЕЗАКТИВАЦИИ ГРУНТА.

2.1. Анализ характеристик загрязненного грунта на площадке ВХРАО.

2.1.1. Определение радионуклидного состава.

2.1.2. Анализ гранулометрического состава грунта и характера распределения радионуклидов по фракциям крупности.

2.1.3. Измерение удельной активности проб грунта, отобранных на площадке ВХРАО.

2.2 Метод оценки удельной активности радионуклидов по глубине скважины с помощью коллимированного погружного детектора.

2.2.1. Результаты измерений удельной активности в контейнерах с грунтом, подготовленным для дезактивации на ОПУ.

2.2.2. Результаты измерений удельной активности очищенного грунта на выходе модуля классификации ОПУ.

2.3. Разработка блока детектирования.

2.3.1. Расчет МЭД, создаваемой слоем радиоактивно - загрязненного грунта, в точке установки детектора.

2.3.2. Оценка толщины защиты детектора.

2.3.3. Расчетное моделирование отклика детектора гамма излучения.

2.3.4. Определение калибровочного коэффициента сцинтилляционного детектора для измерения удельной активности грунта на транспортере.

2.3.5. Испытание блока детектирования.

2.4. Описание разработанной измерительной системы.

2.5. Калибровка и настройка измерительной системы.

2.6. Компьютеризированная система для радиометрической сепарации загрязненного грунта.

2.7. Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. РАЗРАБОТКА ИЗМЕРИТЕЛЬНОЙ СИСТЕМЫ

РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ СЕПАРАЦИИ ГРУНТА.

3.1. Оценка ожидаемых результатов радиометрической сепарации загрязненного грунта с площадки ВХРАО.

3.2. Технологическая схема радиометрической сепарации грунта.

3.3. Назначение и состав установки радиометрической сепарации загрязненного грунта.

3.4. Модуль сепарации установки.

3.5. Принцип работы установки радиометрической сепарации загрязненного грунта.

3.6. Блок измерения активности грунта.

3.7. Результаты калибровки блока измерения активности.

3.8. Вероятностная оценка эффективности радиометрической сепарации.

3.9. Выбор рабочих параметров для измерительной системы.

3.10. Результаты испытания системы для измерения удельной активности загрязненного грунта на установке радиометрической сепарации.

3.11. Перспективы развития системы для измерения удельной активности загрязненного грунта на установке радиометрической сепарации.

3.12. Выводы к главе 3.

Актуальность работы.

В последние годы в мире развиваются процессы конверсии ядерных объектов военного назначения и вывода их из эксплуатации. Кроме того, во многих странах имеется ряд ядерных объектов, вывод из эксплуатации которых обусловлен их физическим износом. В этих случаях помимо необходимости утилизации отработавшего ядерного топлива [1,2,3] неизбежно образуется большой объем отходов в виде демонтированного оборудования и строительного мусора. Часть этих отходов действительно радиоактивна и подлежит дезактивации или захоронению, часть же может быть использована, например, в качестве наполнителя при строительстве. Кроме того, после демонтажа ядерного объекта необходимо извлечь и вывезти для дезактивации или захоронения загрязнённый грунт и остатки строительного мусора [4]. Площадь радиоактивного загрязнения территории нередко измеряется десятками и сотнями гектаров, а объем загрязненного грунта составляет десятки и сотни кубических метров. Радиоактивно загрязненный грунт относится, как правило, к радиоактивным отходам низкого уровня активности. Сложность обращения с ним обусловлена тем, что грунт включает большое число фракций, различающихся по физическим и химическим свойствам, по уровню активности и составу загрязняющих радионуклидов. Поэтому при проведении реабилитационных работ возникает необходимость использования установок по сепарации и дезактивации загрязненного грунта и строительного мусора.

РНЦ «Курчатовский институт» — один из крупнейших научно-исследовательских центров страны, обладает комплексом ядерно-физических установок. Экспериментальная база центра состояла из 12 исследовательских установок с реакторами различного типа, 19 критических стендов и других радиационно-опасных объектов, включая горячие лаборатории, облучающие установки, временные хранилища ядерного топлива и радиоактивных отходов. В результате многолетней производственной деятельности на его территории накопилось значительное количество радиоактивных отходов, которые направлялись во временные хранилища, расположенные на территории центра. Эти временные хранилища отходов образовались на начальном этапе работ института, и по современным меркам они не соответствуют нормам и правилам радиационной безопасности [5]. С развитием Москвы территория института оказалась со всех сторон окруженной жилой застройкой и площадки с размещением хранилищ оказались расположенными в нескольких десятках метров от жилых домов. При проведении обследования объектов и участков территории РНЦ «Курчатовский институт», подлежащих реабилитации [6,7], было установлено, что на площадке временных хранилищ радиоактивных отходов и на площадке комплекса «Газовый завод» находится 8000м3 и 2500м3 радиоактивно загрязненного грунта соответственно. Захоронение такого количества низкоактивных отходов требовало значительных финансовых и материальных затрат и являлось экономически неэффективным решением проблемы обращения с радиоактивными отходами. Поэтому было принято решение разработать и внедрить технологии и оборудование для сепарации дезактивации грунта, что позволит в несколько раз уменьшить объем радиоактивных отходов, направляемых на захоронение [8]. Для этого необходимо было разработать методики и инструментальные средства, позволяющие проводить в режиме реального времени качественные и количественные измерения активности радионуклидов в почве на обследуемых территориях, а так же контролировать активность грунта на выходе установки дезактивации [9].

Цели и задачи работы.

Диссертационная работа посвящена разработке методик и приборных средств, позволяющих в реальном времени проводить количественные измерения удельной активности радиоактивно загрязненного грунта непосредственно в зоне проведения реабилитационных работ на площадке временных хранилищ радиоактивных отходов РНЦ «Курчатовский институт», а так же на установках сепарации и дезактивации загрязненного грунта. В работе были поставлены и решены следующие задачи:

1. Анализ существующих установок по сепарации и дезактивации радиоактивно загрязненного грунта и возможности использования различных детекторов гамма-излучения для измерения удельной активности грунта с площадки временного хранения радиоактивных отходов РНЦ «Курчатовский институт».

2. Разработка методики и приборов для измерения распределения активности радионуклидов по глубине в почве и в контейнерах с загрязненным грунтом.

3. Разработка измерительной системы для контроля уровня радиоактивного загрязнения грунта на конвейерах опытно-промышленной установки дезактивации грунта.

4. Разработка системы измерения удельной активности радиоактивно загрязненного грунта и управления радиометрической сепарацией.

Положения, выносимые на защиту.

1. Разработка радиометра с погружным коллимированным детектором для измерения распределения активности радионуклидов по глубине в почве и в контейнерах с загрязненным грунтом. Использование радиометра позволяет исключить из технологической цепочки процедуру пробоотбора и последующий лабораторный анализ проб, поскольку измерения производятся непосредственно на месте проведения работ.

2. Разработка прототипа системы для проведения непрерывных измерений удельной активности грунта на конвейерах опытно - промышленной установки дезактивации грунта. Применение системы позволяет контролировать эффективность работы установки и исключает попадание грунта, активность которого превышает установленные предельные значения, в контейнер с очищенным грунтом.

3. Обоснование целесообразности радиометрической сепарации загрязненного грунта с площадки ВХРАО для уменьшения объема радиоактивных отходов, направляемых на дезактивацию и захоронение.

4. Разработка измерительной системы для установки радиометрической сепарации грунта. Применение системы позволяет проводить сортировку загрязненного грунта по удельной активности в автоматическом режиме вне зависимости от его гранулометрического состава.

Личный вклад.

Автор принимал непосредственное участие в разработке радиометрического метода оценки распределения удельной активности радионуклидов по глубине почвы с помощью погружного спектрометрического коллимированного детектора, изготовлении блоков детектирования, написании программного обеспечения. Проводил спектрометрические измерения на площадке ВХРАО, загрязненных территориях Кирово - Чепецкого химкомбината и на пойменных участках р.Течи.

Автор разработал радиометрическую систему для измерения удельной активности радиоактивно загрязненного грунта на конвейерах опытно-промышленной установки дезактивации грунта. Изготовил опытные образцы устройств, произвел калибровку и настройку оборудования.

Автор непосредственно занимался вопросом выбора технологической схемы радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта, разработкой технического задания для изготовления установки радиометрической сепарации грунта. Лично изготовил автоматизированную систему измерения активности, позволившую в реальном времени измерять удельную активность загрязненного грунта на конвейере установки и управлять процессом сепарации.

Практическая ценность и полезность работы.

Применение радиометрического способа оценки активности радионуклидов и характера их распределения по глубине почвы на различных участках загрязненной территории позволило , сократить временные и финансовые затраты, поскольку измерения производились непосредственно на месте проведения работ, что исключило необходимость использования метода пробоотбора и последующих лабораторных исследований проб.

Применение разработанных систем для измерения удельной активности грунта на конвейерах установок сепарации и дезактивации радиоактивно загрязненного грунта позволило вести измерения в режиме реального времени, оперативно реагировать на превышение установленных пороговых значений и управлять процессом сепарации. В результате уменьшается доля грунта, направляемого на дезактивацию и захоронение, что позволяет сократить материальные и финансовые расходы.

Апробация работы.

Основные положения диссертационной работы докладывались на следующих конференциях и семинарах:

- Международная конференции «Ядерная энергетика в Республике Казахстан. ЯЭ-2005». ЗОмая-Зиюня 2005года. г.

- 8-ая Международная конференция «Безопасность ядерных технологий: Экономика безопасности и обращение с источниками ионизирующих излучений. (26 сентября - 30 сентября 2005 года, Санкт-Петербург, Россия).

- International Conference Decommisionning challenges: an Industrial Reality, Avignon, France, September 28 — October 2 2008.

- International Conference on Radioecology & Environmental Radioactivity, Bergen, Norway, 15-20 June 2008.

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 8 работ. Из них: 5 - в материалах и сборниках трудов международных конференций, 3 - в реферируемых журналах.

Структура и объем диссертации.

Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения, списка используемых источников из 69 наименований. Общий объем работы 129 страниц, включая 48 рисунков и 26 таблиц.

3.12. Выводы к главе 3.

Проведены исследования возможности радиометрической сепарации радиоактивно - загрязненного грунта с площадки ВХРАО. Показано, что доля грунта с удельной активностью менее 10кБк/кг, который может быть использован в дальнейшем на площадке ВХРАО, составляет 21% от общего объема. Доля грунта с удельной активностью (10кБк/кг < Ауд < 50 кБк/кг), который может быть подвергнут дезактивации, составляет 48%. Учитывая, что мелкодисперсная фракция, которая содержит основную активность, составляет всего пять процентов от общего объема грунта с площадки ВХРАО то после дезактивации доля чистого грунта увеличится на 46% и составит 67% от общего количества. Доля грунта с удельной активностью больше 50кБк/кг, который должен быть направлен на захоронение после сепарации и дезактивации, составит 33%.

Рассмотрены возможные схемы радиометрической сепарации. Выбрана схема, при которой грунт располагается на конвейере ровным слоем заданной толщины и ширины, конвейер движется непрерывно. Разделение грунта производится на три части: с удельной активностью меньше 10кБк/кг; с удельной активностью больше 10кБк/кг, но меньше 50кБк/кг; и с удельной активностью более 50 кБк/кг.

Была произведена оценка эффективности радиометрической сепарации, для чего были рассчитаны вероятности возникновения различных ситуаций. В частности, вероятность попадания «чистой» порции в «грязный» контейнер (при отсутствии «подсветки» от предыдущей и последующей порций грунта) колеблется от 1,44% до 0,24% в зависимости от высоты установки детектора над измеряемым грунтом и времени экспозиции. Если перед чистой порцией и после нее находится грунт с максимально возможной активностью, то вероятность попадания «чистой» порции в «грязный» контейнер повышается до 16,3%. Однако, вероятность возникновения такого случая составляет всего 0,1%. Вероятность попадания «грязной» порции в «чистый» контейнер так же мала и колеблется от 1,40% до 0,19% для разной высоты установки детектора над измеряемым грунтом и разного времени экспозиции.

В соответствии с разработанным техническим заданием изготовлена установка для радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта.

Для измерения удельной активности сортируемого грунта был разработан и изготовлен блок измерения активности. Для регистрации гамма-излучения используются два детектора БДВГ-100, помещенные в свинцовые коллиматоры и смонтированные в один блок, установленный непосредственно над вибрационным лотком сепаратора на заданной высоте.

С целью определения чувствительности измерительной системы, а так же поля зрения блока детектирования, была произведена калибровка блока измерения активности. С помощью точечного источника гамма-излучения построены продольная и поперечная аппаратные функции блока детектирования и определено поле зрения коллиматора. Для определения чувствительности системы были проведены измерения скорости счета блока детектирования. В качестве источников гамма-излучения были взяты калиброванные источники поверхностной активности. По результатам измерений были рассчитаны калибровочные коэффициенты для различных толщин слоя грунта, формируемого на вибрационном лотке установки, а также для разных удельных плотностей грунта.

Проведены измерения скорости счета блока детектирования, регистрирующего гамма-излучение от подготовленной порции песка,

137 равномерно загрязненного Cs. Было показано, что результаты измерений в пределах статистической погрешности совпадают с расчетными данными.

По результатам калибровки были вычислены значения минимальной измеряемой активности для разных толщин формирования слоя грунта на вибролотке при заданной относительной погрешности 5=0,2 и доверительном интервале 95%, а так же вычислено время измерения, за которое может быть определена удельная активность грунта 10кБк/кг при заданной толщине слоя грунта.

Проведено испытание установки радиометрической сепарации, в ходе которого было выяснено, что для формирования равномерного слоя грунта на вибролотке, необходима предварительная сушка грунта до остаточной влажности 10 - 15%.

Произведена пробная сепарация подготовленной порции грунта. За пять минут было переработано 650кг грунта, при этом было выделено три фракции и соотношение их объемов (соответственно «грязной», «дезактивируемой» и «чистой») составило 1:6:6. Проведенные испытания установки подтвердили работоспособность как ее отдельных блоков, устройств и модулей, так и всей установки в целом. По результатам проведенных приемо-сдаточных испытаний установки радиометрической сепарации загрязненного грунта был составлен акт, на основании которого эта установка была принята для проведения сепарации радиоактивно загрязненного грунта с площадки ВХРАО.

Проведена оценка использования детекторов №1(11) 63x63мм, работающих в спектрометрическом режиме измерений. По сравнению с интегральным режимом выигрыш по минимальной измеряемой активности 137Сз составляет 23%.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ.

В результате выполненных экспериментальных и теоретических исследований были получены следующие результаты:

1. Для оценки активности радионуклидов и характера их распределения по глубине на различных участках загрязненной территории был разработан и применен радиометр со спектрометрическим погружным коллимированным детектором. Использование радиометра позволило сократить временные и финансовые затраты, поскольку измерения производились непосредственно на месте проведения работ, что исключило из технологической цепочки процедуру пробоотбора и последующий лабораторный анализ проб.

2. Разработан прототип системы для проведения непрерывных измерений удельной активности загрязненного грунта на конвейерах опытно -промышленной установки дезактивации грунта. Изготовлены две системы и установлены на конвейере загрузки исходного грунта и на выходном конвейере из узла классификации установки водно-гравитационной дезактивации загрязненного грунта. Проведена калибровка блоков детектирования и настройка систем. Применение системы позволило контролировать эффективность работы установки и снизило вероятность попадания грунта, активность которого превышает установленные предельные значения, в контейнер с очищенным грунтом.

3. Осуществлен выбор технологической схемы радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта. Была показана возможность радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта с площадки ВХРАО. В соответствии с разработанным техническим заданием изготовлена установка для радиометрической сепарации радиоактивно загрязненного грунта.

4. Разработана и изготовлена автоматизированная система измерения удельной активности грунта для установки радиометрической сепарации.

Произведена калибровка и настройка системы. Проведена оценка эффективности работы установки и определены значения минимальной измеряемой активности для различных условий работы установки при заданной относительной погрешности измерений. Применение системы позволило проводить сортировку загрязненного грунта по удельной активности в автоматическом режиме вне зависимости от его гранулометрического состава.

В заключении автор считает своим приятным долгом выразить искреннюю благодарность и глубокое уважение Виктору Николаевичу Потапову, Олегу Петровичу Иванову и Вячеславу Евгеньевичу Степанову за постоянную помощь и внимание к работе.

1. Волков В.Г., Волкович А.Г., Данилович A.C. и др. Подготовка и вывоз на переработку отработавшего ядерного топлива ВВР-2 и ОР РНЦ «Курчатовский институт». Атомная энергия, том 106, выпуск 4, апрель 2009, стр. 201-209.

2. Волков В.Г., Дроздов A.A., Зверков Ю.А. и др. Обращение с отработавшим ядерным топливом исследовательских реакторов РНЦ «Курчатовский институт». — Атомная энергия, 2009, т. 106, вып. 2, с. 99-105.

3. Отработавшие тепловыделяющие сборки ядерных исследовательских реакторов. Общие требования к поставке (ОСТ 95 10297-95). -М., Росатом, 1995.

4. Волков В.Г., Волкович А.Г., Данилович A.C. и др. Подготовка объектов подольского завода цветных металлов к реабилитации. Атомная энергия, том 109, вып.2, август 2010, стр. 89-95.

5. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009): Санитарно -эпидемиологические правила и нормативы. — М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2009. 100с.

6. Велихов Е.П., Пономарев-Степной H.H., Волков В.Г. и др. Реабилитация радиоактивно загрязненных объектов и территории РНЦ «Курчатовский институт». — Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 5, стр. 300-306.

7. Волков В.Г., Городецкий Г.Г., Зверков Ю.А. и др., Технологии обращения с радиоактивными отходами при реабилитации радиоактивно-загрязненных объектов и участков территории РНЦ

8. Курчатовский институт». Сборник 16 Volkov-rus докладов 7-ой Международной конференции «Безопасность ядерных технологий: Обращение с РАО. (27 сентября 1 октября 2004 г., Санкт-Петербург, Россия), изд-во Pro Атом, 2004, стр. 141-156.

9. Danilovich A.S., Ivanov О.Р., Potapov V.N. e. a. Instruments and methods for precise field measurements of soil radio contamination. In Proc. of Radioecology & Enviromental Radioactivitity, Bergen, Norway, 15-20 June 2008, P. 2, p. 155-158.

10. Приборы и оборудование для ядерных измерений, Представительство Canberra в России, краткий каталог, стр.74.

11. G.G.Simon, R.Leicht, M.Socic-Kostic, "Integtated gamma spectrometry• th *system for advanced decommissioning procedure", The 10 International

12. Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management, Glasgow, Scotland, 4-8 September 2005, book of abstract, p.176.14. www.eberlineservices.com

13. Ondrej Slavik, Miroslav Baca, Alojz Slaninka e.a. Environmental Remediation and using a new Sorting and Free release System for Contaminated Soil at NPP A1 site, Slovakia. Book of abstracts. ICEM'09/DECOC' 09. Liverpool, 11-15 October 2009, p. 107.

14. Каталог продукции фирмы Canberra. Сцинтилляционные детекторы. 2007.

15. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Колтышев С.М. и др. "Установка дезактивации радиоактивно загрязненного грунта», XI МЕЖДУНАРОДНЫЙ ЭКОЛОГИЧЕСКИЙ СИМПОЗИУМ "УРАЛ АТОМНЫЙ, УРАЛ ПРОМЫШЛЕННЫЙ", Екатеринбург, 2005, Труды симпозиума, стр. 265.

16. Отработка технологии дезактивации грунтов, загрязненных радионуклидами на пробах с территории РНЦ «Курчатовский институт». -Аннотационный отчет ФГУП ВНИИНМ (договор №102/163-63-2003 от 28.05.2003г.), 2003.

17. Михейкин С.А. Очистка грунта методом гидросепарации. -Безопасность окружающей среды, 2006, №3, с. 48-51.

18. Birks J.B. The theory and practice of scintillation counting. London: Pergamon Press, 1964.

19. Медведев M.H. Сцинтилляционные детекторы. M., Атомиздат, 1977.

20. Цирлин Ю.А., Дайч А.Р., Радыванюк A.M. Сцинтилляционные блоки детектирования. М., Атомиздат, 1978.

21. Цирлин Ю.А., Глобус М.Е., Сысоева Е.П. Оптимизация детектирования гамма-излучения сцинтилляционными кристаллами. Москва: Энергоатомиздат, 1991.

22. Persyk D.E., Moi Т.Е. IEEE Trans. Nucl. Sri., t.NS-29, 1978, p.615.

23. Grassman H., Lorenz E., Moser H.G. Nucl. Instr. Meth., 1985 г., T.228, p.323.

24. Шамовский JI.M. Кристаллофосфоры и сцинтилляторы в геологии. Москва: Недра, 1985.

25. Sakai Е. IEEE Trans. Nucl. Sri. 1987, T. NS-34, p.418.

26. Milbrath B. Will lanthanium halide scintillators make Nal(Tl) obsolete? NWS06 Meeting of American Physical Society. Tacoma, Washington, 18 Apr. 2006.

27. Van Loef E.V.D., Dorenbos P., van Eijk C.W.E., Kramer К.W., Gudel H.U. Scintiilation properties of LaBr3:Ce3+ crystals: fast, efficient and high-energy-resolution scintillators. Nucl. Instrum. and Meth. in Phys. Res., 2002, т. A 486, стр. 254.

28. Barzilov A. at al. Experimental Study of LaBr3(Ce) Gamma-Ray Detector Performance in Mixed Radiation Field. 2006 Division of Nuclear Phisics Annual Meeting. Nashvill, Tennessee.

29. Hall R.N. Hp Ge: purification, crystal grown, and annealing properties. IEEE Trans, on Nucl. Sci. 1984, NS-31, n-1, p.320.

30. Detectors and instruments for Nuclear Spectroscopy. ORTEC 91/92, p.2-32.

31. Акимов Ю.К. и др. Полупроводниковые детекторы в экспериментальной физике. М.: Энергоатомиздат, 1989.

32. Raudorf T.W., Trammel R.C., Darken L.S. N-tipe high purity germanium coaxial detectors. IEEE Trans. onNucl. Sci., 1979, Ns-26.

33. Pehl R.H., Madden N.W., Elliott J.H. Radiation damape resestence of revers electrode Ge coaxial detectors. IEEE Trans. onNucl. Sci., 1979. NS-26.

34. Luke P.N. Gold-mask technique for fabricating segmented electrode germanium detectors. IEEE Trans, on Nucl. Sci., 1984 NS-26.

35. Bellia G., Zoppo A.D. Performances of large volume p-type HPGe detectors. Nucl. instr. and meth., 1989, A284, p. 122.

36. Rybka A.V., Davydov L.N., Shlyakhov I.N., et al. Gamma-radiation dosimetry with semiconductor CdTe and CdZnTe detectors. No. 1-2, 1994, Nucl. Instr. and Meth., T.53, p.147-156.

37. Левенец В.В.б Омельчик А.П., Щур А.А. и др. Спектрометрия гамма- и альфа-излучений полупроводниковыми детекторами на основе CdTe( CdZnTe), изготовленными в ННЦ ХФТИ. http://www.kinr.kiev.ua/NPAE Kyiv2006/proc/Levenes.pdf.

38. Гамма-спектрометрический мобильный комплекс ISO-CART, (торговая марка «ORTEC» США), Сертификат об утверждении типа средств измерений зарегестрированный в Государственном реестре под № 26016-03 от 22.12.2003г.

39. Исходные данные на подбор технологического оборудования для дезактивации грунта на территории РНЦ «Курчатовский институт». — Отчет ФГУП ВНИИНМ (договор 100/163-87-2002 от 22.07.2002г.), Инв. №10150, 2002.

40. Отчет №3 о научно-технической работе «Реабилитация радиоактивно-загрязненных объектов и территории Российского научного центра «Курчатовский институт». Том 2. -Отчет РНЦ «КИ», Инв. №240-10/03, 2003.

41. Отчет №4 о научно-технической работе «Реабилитация радиоактивно-загрязненных объектов и территории Российского научного центра

42. Курчатовский институт». Том 2. -Отчет РНЦ «КИ», Инв. №240-10/16, 2004.

43. V.N.Potapov,O.P.Ivanov,V.M.Chirkin et al. "A Dip Detector for In Situ Measuring of Cs-137 Specific Soil Activity Profiles" IEEE Trans. Nucl. Sci., vol.48, no 4, pp.1194-1197, 2001.

44. Карманный спектрометр «Колибри» http://www.sniip.ru/0232.htm

45. МИ 2552-99 Государственная система обеспечения единства измерений. Применение «Руководства по выражению неопределенности измерений».

46. Тихонов А.Н. О решении некорректно поставленных задач и методе регуляризации. ДАН СССР, 1963, vol.153, №1.

47. Тихонов А.Н., Арсенин В.Я. Методы решения некорректных задач. М., Наука, 1974, 233с; 1986.

48. Линник В.Г., Волосов А.Г., Коробова Е.М., Борисов А.П., Потапов В.Н., Сурков В.В., Боргуис А., Браун Дж., Алексеева Т.А.

49. Распределение техногенных радионуклидов в аллювиальных отложениях и фракциях почв в ближней зоне Красноярского ГХК//Радиохимия. 2004. - Т.46. - №5. - С.471-476.

50. Михайлов Г.А. Некоторые вопросы теории методов Монте-Карло.-Новосибирск: Наука. (Сиб. Отделение), 1974, 141с.

51. Ермаков С.М., Михайлов Г.А. Статистическое моделирование. М.: Наука, 1982, 173 с.

52. Соболь И.М. Численные методы Монте-Карло. М.: Наука, 1973, 258с.

53. Кольчужкин A.M., Учайкин В.В. Введение в теорию прохождения частиц через вещество.- М.: Атомиздат, 1978, 256с.

54. Кольчужкин A.M., Богданов A.B. Метод Монте-Карло в теории переноса излучений. Изд. ТПУ, Томск, 2006, 120с.

55. Иванов О.П., Потапов В.Н., Щербак С.Б. Расчет мощности экспозиционной дозы гамма-излучения над плоской поверхностью с неравномерно распределенной активностью радионуклидов. Атомная энергия, т. 79, вып. 2, с. 130-134 (1995).

56. Машкович В.П., Кудрявцева A.B. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. 4-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1995. 496 с.

57. Защита от ионизирующих излучений. Т.1. М., Атомиздат, 1969. Авт.: Гусев Н.Г. и др.

58. Вентцель Е.С.,Овчаров JI.A. Теория вероятностей и ее инженерные приложения. -М.: Наука, 1988.

59. Г.Корн, Т.Корн. Справочник по математике для научных работников и инженеров. М., 1970 г, 720стр.

60. Данилович A.C., Колтышев С.М. Установка радиометрической сепарации загрязненного грунта. -Приборы, 2009, №12, с. 56-59.

61. Григорьев Е.И., Степанов Э.К., Фоминых В.И. Минимальная измеряемая активность: понятия и величины, используемые в радиометрии. М.: АНРИ, 1994.

62. Отчет о научно-технических работах, выполненных в период ноябрь -декабрь 2006 года в рамках договора целевого финансирования № 0903/675 от 07.12.2006г. между ОАО «ТВЭЛ» и ФГУ РНЦ «Курчатовский институт». Инв. № 240-18/54W