СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОБЪЕМНОЙ АЛЬФА-АКТИВНОСТИ ПЛУТОНИЯ В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕДАХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Изобретение относится к области аналитической радиохимии и может использоваться для контроля содержания плутония в технологических средах ядерных энергетических установок (ЯЭУ).

Плутоний является одним из основных альфа-излучающих трансурановых элемен-тов (ТУЭ), образующихся при выгорании урана ядерного топлива. Так, в реакторах типа ВВЭР за трехлетнюю компанию из 1 т урана образуется около 11 кг ТУЭ, из которых до 10 кг составляет плутоний, до 0,6 кг нептуний, 0,2 кг америций и до 60 г кюрий [Чечеткин Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара: Самарский дом печати, 2000, с. 179-181]. Поэтому появление плутония в технологических средах ЯЭУ свидетельствует о нарушении герметичности тепловыделяющихся элементов (твэлов). Так, при загрузке реактора ЯЭУ считается допустимым наличие не более 0,1% негерметичности твэлов [Никифоров А.С, Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М., 1985, с. 6-7]. В связи с этим контроль содержания ТУЭ, и в первую очередь плутония, в технологических средах обеспечивает безопасность эксплуатации ЯЭУ и, в особенности, безопасность хранения отработанных твэлов в бассейнах выдержки.

Наиболее распространенным подходом к определению отдельных альфа-излучающих ТУЭ, включая плутоний, в растворах является предварительное их выделение методами экстракции [Hooper E.W. The Application of Inorganic Ion Exchangers of Alpha-beaming Waste Streams // Inorganic Ion Exchangers and Adsorbents for Chemical Processing in the Nuclear Fuel Cycle. IAEA-Tecdoc-337. IAEA. Vienna. 1985, p. 113-131], ионного обмена [Wei Y., Kumagai M., Takashima Y., Bruggerman Α., Gysemans M. A Rapid Elution Method of Tetravalent Plutonium from Anion Exchanger // J. Nuclear Science and Tech-nology. Vol. 36, № 3, 1999, p. 304-306], сорбции [Милютин В.В., Тананаев И.Г. Сорбция нептуния Np (VI, V) и плутония Pu (VI) на неорганических сорбентах из нейтральных и щелочных сред // Радиохимия, т. 33, № 3, 1993, с. 70-75] или осаждения [Крот Н.Н., Бессонов Α.Α., Гелис А.В. Соосаждение трансурановых элементов из щелочных растворов методом возникающих реагентов. Соосаждение Pu (VI, V) с Мп(ОН)г // Радиохимия, т. 40, № 6, 1988, с. 555-557] с последующим измерением содержания альфа-спектрометрическим методом.

Известен метод экспрессного определения альфа-излучающих радионуклидов (урана, нептуния, плутония, америция и кюрия) в водном теплоносителе ЯЭУ с использованием мембран (микрофильтрационные полиамидные, полифторэтиленовые или ацетат-целлюлозные пленки), импрегнированных гидратированным оксидом марганца, при контроле герметичности твэлов [Авторское свидетельство SU № 1693990, опубликовано Бюл. № 2, 1997]. Способ контроля альфа-излучающих радионуклидов в водном теплоносителе АЭУ включает отбор пробы, введение в нее аммиака при 10-50°С до концентраций 5·10^-4 - 0,24 г/л, фильтрацию пробы с расходом 0,1-4 л/ч через ацетатцеллюлозную мембрану с диаметром пор 0,1-1,3 мкм, импрегнированную гидратированным оксидом марганца (МИГОМ), с последующим высушиванием потоком воздуха, создаваемым разрежением, и радиометрическим измерением альфа-активности.

Основным недостатком данного способа является то, что при суммарном выделении на МИГОМ альфа-излучающих радионуклидов в процесса альфа-спектрометрии пики ²³⁸Pu (Τ_1/2 = 87,7 лет, Е_α = 5,5 МэВ) и ²⁴¹Аm (Т_1/2 = 432 лет, Е_α = 5,6 МэВ) накладываются, что снижает точность определения плутония, особенно в «холодной» пробе остановленного реактора (или в бассейне выдержки твэлов), в котором именно ²³⁸Pu+²⁴¹Am являются определяющими альфа-активность нуклидами [Епимахов В.Н., Глушков C.B. Определение альфа-излучающих радионуклидов в водном теплоносителе АЭУ с использованием мембран, импрегнированных гидратированным диоксидом марганца. // Радиохимия, т. 36, вып. 6, 1994, с. 514-517].

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в повышении точности определения плутония путем удаления из пробы примесей америция.

Техническим результатом изобретения является снижение погрешности определения содержания плутония в технологических средах ЯЭУ, что повышает эффективность контроля герметичности твэлов.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе определения объемной альфа-активности плутония в технологических средах ЯЭУ, включающем отбор пробы, фильтрацию пробы с расходом 0,1-4 л/ч через ацетатцеллюлозную мембрану с диаметром пор 0,1-1,3 мкм, импрегнированную гидратированным оксидом марганца (МИГОМ), с последующим высушиванием потоком воздуха, создаваемым разрежением, и радиометрическим измерением альфа-активности, согласно изобретению анализируемую пробу предварительно обрабатывают азотной кислотой и упаривают досуха, а затем растворяют в 7,5 M растворе азотной кислоты с добавкой 2,5-3,0 г/л азотистокислого натрия и выдерживают при температуре 40 - 45°С до прекращения выделения окислов азота в виде бурого газа, охлажденный раствор фильтруют через сильноосновной анионит, например, типа АВ-17 со скоростью (7-10)·10^-3 л/ч, после чего плутоний элюируют со смолы раствором 14-15 г/л йодида аммония в 10 M соляной кислоте со скоростью в два раза ниже скорости фильтрации, нейтрализуют аммиаком до рН =6-10 и направляют на фильтрацию через МИГОМ. При необходимости анализа «горячих» (высокоактивных) проб теплоносителя работающего реактора возможно проведение измерений плутония с использованием альфа-спектрометра на базе полупроводникового детектора.

По сравнению с прототипом осуществление согласно изобретению предварительной обработки пробы азотной кислотой и упаривания досуха, растворения пробы в 7,5 M растворе азотной кислоты с добавкой 2,5-3,0 г/л азотистокислого натрия и выдержки при температуре 40-45°С до прекращения выделения бурого газа, фильтрации охлажденного раствора через сильноосновной анионит типа АВ-17 со скоростью (7-10)·10^-3 л/ч, элюирования плутония со смолы раствором 14-15 г/л йодида аммония в 10 M соляной кислоте со скоростью в два раза ниже скорости сорбции и нейтрализации аммиаком до рН = 6-10 позволяет перед фильтрацией через МИГОМ удалить из пробы практически все примеси ТУЭ и точно определить радиометрическим измерением альфа-активности содержание плутония, а при использовании альфа-спектрометра на базе полупроводникового детектора определить и содержание отдельных изотопов плутония. Это позволяет контролировать не только герметичность твэлов, но определять как срок кампании реактора, так и время его останова даже при длительном сроке их хранения в бассейне выдержки.

Способ осуществляется следующим образом.

Пробу технологических сред ЯЭУ обрабатывают азотной кислотой и упаривают досуха, а затем растворяют в 7,5 M азотной кислоте с добавкой 2,5-3,0 г/л азотистокислого натрия и выдерживают при температуре 40-45°С до прекращения выделения бурого газа (окислов азота). В результате все формы плутония переходят в Pu(IV). Охлажденный раствор фильтруют через мелкодисперсный (фракция 0,04-0,08 мм) сильноосновной анионит типа АВ-17 (или типа Дауэкс 1×4) со скоростью (7-10)·10^-3 л/ч. При этом на анионите сорбируется только плутоний, а все остальные ТУЭ, и в первую очередь америций, остаются в растворе. Для полноты удаления примесей ТУЭ анионит дважды промывают чистым раствором 7,5 M азотной кислоты. Затем плутоний элюируют со смолы раствором 14-15 г/л йодида аммония в 10 M соляной кислоте в виде Pu(III) со скоростью в два раза ниже скорости фильтрации. Для полноты выведения плутония анионит дважды промывают раствором 10 M соляной кислоты, соединяя промывки с элюатом. Объединенный солянокислый раствор нейтрализуют аммиаком до рН=6-10 и направляют на фильтрацию со скоростью 0,1-4 л/ч через ацетатцеллюлозную мембрану с диаметром пор 0,1-1,3 мкм, импрегнированную гидратированным оксидом марганца (МИГОМ), с последующим высушиванием потоком воздуха, создаваемым разрежением, и радиометри-ческим измерением альфа-активности. При необходимости анализа «горячих» (высокоак-тивных) проб теплоносителя работающего реактора возможно проведение измерений плу-тония с использованием альфа-спектрометра на базе полупроводникового детектора (до-полнительно определяется сумма ²³⁹Pu (Τ_1/2 = 2,41·10⁴ лет, Е_α = 5,15 МэВ) и ²⁴⁰Pu (Τ_1/2 = 6,54·10³ лет, Е_α = 5,15 МэВ). В то же время при анализе «холодных» проб теплоносителя остановленного реактора или воды бассейнов выдержки в отсутствии примесей америция практически вся альфа-активность определяется изотопом ²³⁸Pu и радиометрическое измерение альфа-активности является достаточным для контроля содержания плутония.

Примеры конкретного выполнения.

Пример 1 (Прототип). Пробу воды бассейна выдержки твэлов водо-водяной ЯЭУ объемом 100 мл обрабатывали при температуре 20°С аммиаком до рН=8 и фильтровали с расходом 2 л/ч, обеспечиваемым компрессорной установкой, через ацетатцеллюлозную мембрану с диаметром пор 0,45 мкм, импрегнированную свежеприготовленным гидратированным оксидом марганца (пропитка 0,3 M раствором перманганата калия) - МИГОМ. Высушивали МИГОМ потоком воздуха, создаваемым разрежением, и проводили радиометрическое измерение альфа-активности на радиометре типа УМФ-2000. Суммарная объемная альфа-активность составляла 210 Бк/л.

Пример 2 (Заявляемый способ). Отличается от примера 1 тем, что пробу теплоно-сителя предварительно обрабатывали азотной кислотой и упаривали досуха, а затем растворяли в 7,5 M азотной кислоте с добавкой 3,0 г/л азотистокислого натрия и выдерживали при температуре 40°С до прекращения выделения бурого газа (окислов азота). Охлажденный раствор фильтровали через мелкодисперсный (фракция 0,04 - 0,08 мм) сильноосновной анионит типа Дауэкс 1×4 со скоростью 8·10^-3 л/ч. Для полноты удаления примесей ТУЭ анионит дважды промывали чистым раствором 7,5 M азотной кислоты. Затем плутоний элюировали со смолы раствором 15 г/л йодида аммония в 10 M соляной кислоте со скоростью в два раза ниже скорости фильтрации. Для полноты выведения плутония анионит дважды промывали раствором 10 M соляной кислоты, соединяя промывки с элюатом. Объединенный солянокислый раствор нейтрализовали аммиаком до рН=8 и фильтровали на МИГОМ со скоростью 2 л/ч. Высушивали мембрану потоком воздуха и измеряли альфа-активность на радиометре типа УМФ-2000. Суммарная объемная альфа-активность составляла 150 Бк/л.

Дополнительно проводили анализ на альфа-спектрометре типа «ОСТЕТЕ Plus» на базе полупроводникового детектора. Объемная альфа-активность ²³⁸Pu составляла 150 Бк/л, а ²³⁹Pu + ²⁴⁰Pu - 0,2±0,l Бк/л.

Предлагаемый способ по сравнению с прототипом обеспечивает высокую радиохимическую чистоту получаемого препарата плутония и, таким образом, повышение точности определения его в технологических средах ЯЭУ на 40%.

В предлагаемом способе используются ионообменные смолы, штатно применяемые при эксплуатации ЯЭУ, и широко распространенные дешевые минеральные кислоты. Таким образом, предлагаемый способ является промышленно применимым.