Способ комплексного контроля радионуклидов в выбросах ядерных энергетических установок

Техническое решение относится к области аналитической радиохимии и предназначено для контроля радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и АЭС.

При эксплуатации судовых ЯЭУ и АЭС образуются более десятка летучих биологически значимых радионуклидов Ar, Kr, Хе и соединений Н, С, I, а также твердых продуктов деления и продуктов активации, которые образуют газоаэрозольные системы. Все они составляют газообразные радиоактивные выбросы. Концентрации этих радионуклидов могут колебаться в широких пределах и определяются состоянием оболочек твэлов, коррозией конструкционных материалов реактора, величиной организованных и неорганизованных протечек из технологического оборудования.

Из аэрозолей твердых продуктов делений и продуктов активации наибольшую опасность в выбросах представляют долгоживущие гамма-излучающие радионуклиды цезия и кобальта. Это кобальт-60 с периодом полураспада Т_1/2=5,27 лет и энергиями излучения Еγ=1,33 и 1,17 МэВ, а также цезий-134 с Т_1/2=2,1 лет, Еγ=0,86 МэВ и Е_β=0,65 МэВ и цезий-137 с T_1/2=30 лет, Еγ=0,66 МэВ и. Е_β=1,2 МэВ.

Из летучих радионуклидов водород-3 - тритий (Т) (Т_1/2=12,26 лет, Е_β=0,0186 МэВ) может находиться в в газообразном (Н₂), в виде аэрозолей и в окисленных формах НТО или Т₂О (тритиевой воды). Углерод-14 (Т_1/2=5730 лет, Е_β=0,156 МэВ) также существует как в виде газов СО и СО₂, так и в виде различных аэрозолей. Из инертных радиоактивных газов (ИРГ), которые и определяют активность выбросов, основной интерес представляют долгоживущие ксенон-133 (Т_1/2=5,27 сут, Е_β=0,346 МэВ, Еγ=0,081 МэВ) и криптон-85 (Т_1/2=10,76 лет, Е_β=0,67 МэВ, Еγ=0,514 МэВ). Радиойод занимает особое положение вследствие его высокой химической активности и радиационной опасности. Он может присутствовать в виде аэрозолей, молекулярного йода (I₂), соединений HI, CH₃I и др. Как источник облучения наиболее важным радионуклидом йода является йод-131 (Т_1/2=8,05 сут, Е_β=0,806 МэВ, Еγ=0,723 МэВ), на который приходится до 99% всего выхода йода.

При очистке технологических газов АЭС наибольшее распространение получила технологическая схема, включающая очистку от дейтерия вместе с тритием (путем окисления их до D₂O или Т₂О [Чечеткин Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара: Самарский дом печати, 2000. - С. 33-48], очистку на аэрозольных и йодных фильтрах, а также очистку от ИРГ на активированном угле. В литературе установки, использующие этот способ, называют радиохроматографическими газовыми системами (РХГС), а отечественные установки получили название систем очистки газов (СОГ) или установок подавления активности (УПАК). Благодаря очистке, в окружающую среду попадают лишь сотые доли процентов радиоактивных газов АЭС.

Соответственно согласно СП АС-03 [Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СП АС-03, М., Минздрав России, 2003] контрольными уровнями (КУ) выбросов радиоактивных газов и аэрозолей АЭС в атмосферу лимитируется лишь суммарный выход ИРГ и йода-131 (газовая + аэрозольная формы), а также цезия-134, 137 и кобальта-60.

Практическое применение нашли способы определения в газоаэрозольных выбросах АЭС радионуклидов йода, цезия и кобальта с использованием гамма-спектрометра и ИРГ с использованием бета-радиометров с ионизационными камерами. Способы включают сорбцию аэрозольной составляющей газовых выбросов, содержащей радионуклиды йода, цезия и кобальта, на аэрозольных фильтрах с последующим определением в лабораторных условиях их объемной активности непосредственно измерением фильтра на гамма-спектрометре, а также определение в очищенном от аэрозолей газе активности ИРГ на бета-радиометре с ионизационной камерой [Фертман Д.Е, Чебышев С.Б. Радиометрия сред. - М., АО ФИД «Деловой экспресс», 2017, с. 83-193].

Недостатком данного ряда способов является то, что аэрозольные фильтры не выводят из газовой пробы бета-излучающие радионуклиды - тритий и углерод-14, что затрудняет определение суммарной бета-активности ИРГ. При этом контроль содержания трития в газоаэрозольных выбросах радиационноопасных объектов предусмотрен в нормативных документах ОСПОРБ 99/2010 [Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010), Государственные санитарно-эпидемиологические правила и нормы - М., Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2010, 33 с.] и СПОРО-2002 [Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). Государственные санитарно-эпидемиологические правила и нормы - М., Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2014, 41 с.].

В дополнение к стандартной методике контроля газоаэрозольных выбросов известен разработанный в АО «ГНЦ НИИАР» способ контроля газообразных форм трития в газоаэрозольных выбросах, включающий отбор пробы из вентиляционной системы в вакуумную линию контроля, очистку пробы на аэрозольном фильтре (от аэрозольной составляющей газовых выбросов, содержащей радионуклиды продуктов деления (йода, цезия) и продуктов активации (кобальта)), окисление содержащегося в пробе радиолитического водорода и его изотопов на нагретом до температуры не более 300°С катализаторе, пропускание полученных паров через фильтр с селективным минеральным сорбентом (адсорбером) с последующим измерением активности продуктов деления на фильтре с селективным сорбентом и измерение суммарной β-активности радионуклидов продуктов деления в газе после фильтра [Рыбкин А.А., Барышников С.Г, Ряскова М.В. Эксперименты по контролю газообразных форм трития в газоаэрозольных выбросах // Научный годовой отчет «Об основных исследовательских работах, выполненных в 2015 году» АО «ГНЦ НИИАР», Димитровград, 2016, с. 259-261]. Данный способ по своей сущности и достигаемому техническому результату наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Основным недостатком данного способа является то, что он не учитывает измерение углерода-14, а при выделении из пробы газоаэрозольных выбросов трития в виде тритиевой воды на минеральном (цеолитовом) адсорбере крайне трудоемкой операцией является процесс последующей термовакуумной десорбции тритиевой влаги с использованием вымораживания жидким азотом [Гончар А.А., Муралев С.А. Автоматизация процесса десорбции тритиевой влаги при осуществлении радиационного контроля // Научный годовой отчет «Об основных исследовательских работах, выполненных в 2015 году» АО «ГНЦ НИИАР», Димитровград, 2016, с. 261-263]. Кроме того, согласно этому способу из выбросов выводится только тритий и при последующем обязательном контроле суммы ИРГ и йода-131 последний будет мешать определению криптона-85 из-за близости энергий их бета-излучения (0,6 и 0,67 МэВ).

В то же время для исследовательских ЯЭУ научных центров, часто меняющих регламент эксплуатации реакторов и производящих их внеплановые остановы и пуски, требуется более расширенный контроль выбросов, включая и углерод-14. При этом нет данных по выбросам с ЯЭУ после очистки (на угольных фильтрах), а также непосредственно с реактора. Тем более, что по данным НКДАР ООН углерод-14 (из-за фиксации его практически во всем теле человека на всю его жизнь) дает половину всей дозы на критическую группу населения от радиоактивных выбросов АЭС [Крючкова Л.М. Непрерывный автоматизированный контроль трития и углерода в воздухе и воде // Сборник докладов Десятой международной конференции «Безопасность и экономика атомной энергетики» - Москва 25-27 мая 2016 г., с. 515-518].

Проблема, решаемая созданием заявляемого технического решения, заключается в возможности проведения комплексного контроля радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах ЯЭУ с выполнением измерений суммарной активности инертных радиоактивных газов и активности радионуклидов трития и углерода-14.

Техническим результатом заявляемого решения является не только снижение погрешности определения содержания ИРГ при осуществлении способа, но и определение активности радионуклидов трития и углерода-14, что существенно повышает точность и надежность контроля выбросов ЯЭУ. Кроме того, при реализации данного способа сокращаются сроки проведения работ, что является следствием исключения трудоемкой и продолжительной операции термовакуумной десорбции тритиевой влаги с использованием вымораживания жидким азотом.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе контроля радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах ЯЭУ, включающем отбор пробы выбросов из вентиляционной системы в вакуумную линию контроля, очистку на аэрозольном фильтре, подачу пробы на нагретый до 300°С катализатор для окисления находящегося в ней радиолитического водорода и его изотопов, пропускание полученных паров через фильтр-адсорбер с минеральным селективным сорбентом и измерение активности продуктов деления и продуктов активации, согласно изобретению фильтр-адсорбер с минеральным селективным сорбентом импрегнируют серебром и перед подачей на нагретый до 300°С катализатор пробу, очищенную на аэрозольном фильтре, пропускают через указанный фильтр-адсорбер с последующим направлением в первый бета-радиометр для определения суммарной активности оставшихся летучих радионуклидов; затем газ, полученный после окисления находящегося в пробе радиолитического водорода и его изотопов, охлаждают, выделяя конденсат, и пропускают через барботер, заполненный раствором щелочи с величиной рН не менее 8,5, после чего доочищают на втором аэрозольном фильтре и выполняют на втором бета-радиометре измерения суммарной активности инертных радиоактивных газов с одновременным определением активности радионуклидов трития и углерода-14.

Кроме того, в процессе осуществления контроля выполняют промежуточные измерения активности йода-131, кобальта-60 и цезия-134, 137 на первом аэрозольном фильтре, активности йода-131 в газообразной форме - на фильтре-адсорбере с селективным сорбентом, импрегнированным серебром, и суммарной активности трития и углерода-14 - в конденсате и в растворе барботера.

По сравнению с прототипом выполнение, согласно изобретению, пропускания газа через селективный для йода фильтр (фильтр-адсорбер с селективным сорбентом, импрегнированный серебром), а также конденсация паров и барботаж через раствор щелочи позволяет проводить точное измерение суммарной бета-активности криптона-85 и ксенона-133 в газе без мешающего влияния примесей бета-излучающих радионуклидов йода-131 (что повышает точность определения суммы ИРГ), а также определять форму нахождения в выбросах йода-131 и содержание углерода-14 во всех его формах, что не следует явным образом из уровня техники, так как в выбросах ЯЭУ АЭС, согласно СП АС-03, изотоп йода-131 нормируется без указания, какая часть находится в газовой, а какая - в аэрозольной форме [Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СП АС-03. - М.: Минздрав России, 2003. С. 7]. Кроме того, исключается трудоемкая операция сорбции-десорбции трития на селективных минеральных сорбентах, что сокращает время проведения контроля.

Заявляемое техническое решение, возможность его технической реализации и достижение указанного технического результата поясняется фигурой, на которой приведена технологическая схема проведения контроля. На фигуре позициями обозначены:

1 - реактор ЯЭУ,

2 - вакуумная линия контроля,

3 - первый аэрозольный фильтр,

4 - минеральный селективный сорбент, импрегнированный серебром,

5 - первый бета-радиометр,

6 - окислительная колонка с катализатором,

7 - электропечь для обогрева окислительной колонки 6,

8 - теплообменник,

9 - сборник конденсата,

10 - барботер,

11 - второй аэрозольный фильтр,

12 - второй бета-радиометр.

Контроль радионуклидов производили следующим образом. Через линию отбора воздуха из вентсистемы реактора 1 ЯЭУ отбирали пробу выбросов в вакуумную линию контроля 2. Далее подавали пробу на первый аэрозольный фильтр 3 для удаления аэрозолей и затем - на минеральный селективный сорбент 4, импрегнированный серебром, для удаления летучих форм йода. Затем очищенную от аэрозолей и йода пробу направляли в ионизационную камеру первого бета-радиометра 5 для определения суммарной бета-активности оставшихся летучих радионуклидов. Далее проба поступала на размещенную в трубчатой электропечи 7 окислительную колонку 6 с катализатором, нагреваемым до температуры 300°С. После каталитического окисления водорода и углерода пробу направляли в теплообменник 8 для охлаждения и конденсации паров в сборнике конденсата 9. Охлажденную и очищенную от паров пробу подавали в барботер 10, заполненный раствором щелочи с величиной рН более 8,5 для выделения углерода в виде карбонатов и доочищали от аэрозолей на втором аэрозольном фильтре 11, после чего направляли в ионизационную камеру второго бета-радиометра 12 для измерения суммарной активности ИРГ. При этом оперативно определялась не только активность ИРГ, но и по разнице показаний первого бета-радиометра 5 и второго бета-радиометра 12 - суммарная активность радионуклидов трития и ¹⁴С. В процессе измерения аэрозольного фильтра на гамма-спектрометре определяли активность аэрозолей кобальта-60, цезия-134, 137 и йода-131, а на фильтре с минеральным селективным сорбентом, импрегнированным серебром определяли активность летучих форм йода (гамма-идентификация смеси этих изотопов является штатной для АЭС и не вызывает затруднений). Бета-спектрометрические измерения трития и углерода-14 производили в конденсате и щелочном растворе барботера в лабораторных условиях. Измерение суммарного количества криптона-85 в очищенном газе проводили бета-радиометром. При необходимости можно проводить и бета-спектрометрическое измерение (в связи с тем, что энергии бета-частиц отличаются в разы и их идентификация не вызывает затруднений).

Эффективность предлагаемого способа иллюстрируется примером реализации устройства по предлагаемому способу.

Пример 1 (Прототип). Пробу газообразных радиоактивных выбросов ЯЭУ с суммарной бета-активностью 1 ТБк/м³ направляли на аэрозольные фильтры для выделения радиоактивных аэрозолей. Измерение активности фильтров показало, что суммарная объемная активность аэрозолей в выбросах составила 0,1 ТБк/м³. Затем пробу нагревали в присутствии платинового катализатора до температуры 300°С для окисления изотопов водорода и пропускали через цеолитовый сорбент. Измерение бета-активности показало, что объемная активность трития в выбросах составила 0,55 ТБк/м³. Измерение охлажденного газа на бета-радиометре показало объемную активность ИРГ с углеродом-14 0,35 ТБк/м³.

Пример 2 (Заявляемый способ) отличается от примера 1 тем, что пробу выбросов после аэрозольного фильтра пропускали через фильтр с селективным серебросодержащим сорбентом «Силоксид», измеряли суммарную активность в бета-радиометре с ионизационной камерой, после термокаталитического окисления газ охлаждали, выделяли конденсат и пропускали через барботер, заполненный раствором щелочи с величиной рН более 8,5 и доочищали на втором аэрозольном фильтре.

Измерение активности аэрозольных фильтров показало, что суммарная объемная активность аэрозолей в выбросах составила 0,1 ТБк/м³. Измерение активности «Силоксида» показало, что объемная активность летучих форм йода в выбросах составила 0,01 ТБк/м³. Измерение активности газа после аэрозольного и йодного фильтра бета-радиометром показало, что объемная активность трития и углерода в выбросах составила 0,65 ТБк/м³. Измерение очищенного газа на бета-радиометре показало объемную активность ИРГ без примесей 0,24 ТБк/м³.

Таким образом, заявляемый способ по сравнению с прототипом позволил в 1,5 раза повысить чувствительность контроля ИРГ. Лабораторный анализ воды из конденсатора и барботера позволил установить не только объемную активность трития, равную 0,55 ТБк/м³, но и углерода-14-0,1 ТБк/м³.

Предлагаемый способ позволяет проводить комплексный контроль радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах ЯЭУ с выполнением измерений суммарной активности инертных радиоактивных газов и оперативным проведением промежуточных измерений активности радионуклидов трития и углерода-14. Кроме того, при реализации данного способа в результате исключения операции термовакуумной десорбции значительно сокращены сроки проведения работ.