2
Оглавление
Список сокращений и условных наименований...............................4
Общая характеристика работы............................................‘5
Глава 1. Разработка и совершенствование технических средств для микроанализа радиоактивных материалов..................................13
1.1. Особенности конструкций и принципы модернизации приборов для анализа радиоактивных материалов..................................13
1.2. Результаты разработки модифицированного микроанализатора для исследования облученного ядерного топлива.........................19
1.3. Разработка программного обеспечения для количественного анализа облученного ядерного топлива......................................26
1.4. Особенности электронно-зондового микроанализа облученного ядерного топлива...........................................................34
Выводы к главе 1.......................................................38
Глава 2. Методы и результаты исследования закономерностей поведения продуктов деления и компонентов топлива в твэлах реакторов ВВЭР.... 39
2.1. Характеристика топлива, твэлов и условий облучения................40
2.2. Разработка метода и исследование закономерностей накопления и распределения плутония в топливе реакторов ВВЭР...................43
2.3. Исследование закономерностей выгорания топлива реакторов ВВЭР .... 54
2.3.1. Разработка метода экспериментального определения содержания неодима в качестве монитора выгорания топлива.....................54
2.3.2. Разработка и верификация физико-математической модели расчета выгорания.........................................................59
2.3.3. Результаты исследования закономерностей выгорания топлива, сравнение с другими методами......................................63
2.4. Особенности выгорания уран-гадолиниевого топлива..................65
2.5. Исследование закономерностей поведения газообразных продуктов деления в топливе реакторов ВВЭР..................................68
2.5.1. Разработка метода определения содержания ксенона в облученном топливе...........................................................68
2.5.2. Разработка и верификация физико-математической модели образования газообразных продуктов деления топлива при облучении .73
2.5.3. Закономерности поведения ксенона и реструктуризации высоковыгоревшего топлива...............................................80
2.6. Закономерности поведения цезия в топливе реакторов ВВЭР...........94
2.7. Влияние режимов облучения в реакторных экспериментах на структуру топлива и поведение ксенона и цезия...............................98
2.8. Исследование переноса циркония из оболочки в топливо.............107
Выводы к главе 2......................................................108
Глава 3. Исследование закономерностей поведения продуктов деления и компонентов топлива в твэлах реактора РБМК-1000.......................111
3.1. Характеристика топлива, твэлов и условий облучения...............111
3.2. Закономерности накопления и распределения продуктов деления и
з
плутония в твэлах при штатной эксплуатации......................114
3.3. Влияние режимов облучения на структуру топлива и распределение
продуктов деления...............................................116
Выводы к главе 3......................................................121
Глава 4. Влияние продуктов деления на состояние оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах........................................122
4.1. Разработка методов и результаты внереакторного моделирования физикохимических процессов взаимодействия продуктов деления с материалами оболочек твэлов..................................................122
4.2. Физико-химическое взаимодействие топлива и продуктов деления с оболочками твэлов реактора БОР-60................................150
4.3. Влияние состава и структурного состояния материалов оболочек на коррозию в результате взаимодействия с продуктами деления топлива 161
Выводы к главе 4......................................................175
Глава 5. Особенности поведения продуктов деления в твэлах с уран-плутониевым оксидным виброуплотненным топливом........................178
5.1. Характеристика топлива, твэлов и условий облучения...............178
5.2. Особенности физико-химических процессов в твэлах с уран-плутониевым виброуплотненным топливом без геттера............................183
5.3. Закономерности распределения компонентов и продуктов деления топлива в виброуплотненных твэлах с геттером.............................186
Выводы к главе 5......................................................199
Основные результаты и выводы..........................................200
Список цитированной литературы........................................203
Список сокращений и условных наименований
АЭС - атомная электростанция,
ТВС - тепловыделяющая сборка, твэл - тепловыделяющий элемент,
реактор типа БН - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, РФТ - рефабрикованный твэл,
Т|/2 - период полураспада,
ГПД - газообразные продукты деления,
В - выгорание,
qi - линейная тепловая мощность твзла,
А - аустенизация,
ХД - холодная деформация,
МТО - механико-термическая обработка,
О/М - кислородный коэффициент оксидного топлива
5
ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ
Актуальность темы. Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века [1] поставлена задача обеспечения безопасного и рентабельного функционирования ядерно-энергетического комплекса и создания усовершенствованных АЭС для строительства в первой половине XXI века. Рентабельность и конкурентоспособность ядерных энергетических реакторов зависит от эффективности использования топлива, определяемой уровнем достигнутых выгораний. К числу основных факторов, определяющих работоспособность твэлов при высоких выгораниях, относится изменение элементного состава топлива вследствие накопления продуктов деления. Изучение закономерностей их поведения необходимо для понимания природы радиационной повреждаемости и изменения свойств ядерных материалов, для разработки и обоснования работоспособности топливных композиций и твэлов с повышенными эксплуатационными характеристиками. Это требует тщательного отслеживания распределения в облученном топливе разнообразных продуктов деления, их перераспределения, локальных концентраций, влияния на изменение состояния топливных композиций и оболочек твэлов с применением аналитических методов, характеризующихся высокой пространственной локальностью. Для указанных исследований перспективны методы на основе электрон-но-зондового рентгеноспектрального микроанализа, в основу которого положена количественная регистрация характеристического рентгеновского излучения, генерируемого в локальной области взаимодействия электронного зонда с поверхностью исследуемого образца, что позволяет проводить исследования как поверхности большой площади, так и локальных областей, размер которых соизмерим с размерами зоны генерации излучения (порядка 1 мкм). Электрон-но-зондовый микроанализ характеризуется простотой пробоподготовки (образец - металлографический или керамографический шлиф), позволяет сопоставлять результаты анализа с микроструктурой и не связан с разрушением образца. Однако исследование радиоактивных материалов ставит ряд специфических требований к применяемому оборудованию, связанных с обеспечением его работоспособности в условиях воздействия ионизирующих излучений без существенного снижения аналитических характеристик и обеспечением безопасности персонала. Специализированных приборов для электронно-зондового рентгеноспектрального микроанализа радиоактивных материалов отечественной промышленностью не производилось. Первые исследования облученных материалов были проведены с использованием приборов общего назначения с руч-
6
ным управлением, приспособленных в пределах технических возможностей для работ с радиоактивными материалами. Увеличение объема проводимых исследований потребовало создания специализированного дистанционно управляемого прибора для анализа радиоактивных материалов.
Цель и задачи работы. Цель работы - изучение основных закономерностей поведения продуктов деления и компонентов топлива в тепловыделяющих элементах реакторов на тепловых и быстрых нейтронах для обоснования их работоспособности при повышенном выгорании с использованием усовершенствованных экспериментальных средств и разработанных методов микроанализа облученного ядерного топлива.
Для достижения поставленной цели ставились и решались следующие задачи:
• создание модифицированного дистанционно управляемого электронно-зондового микроанализатора для работ с высокорадиоактивными материалами;
• разработка аналитических методов и физико-математических моделей исследования выгорания, накопления и содержания компонентов и. продуктов деления в облученном ядерном топливе;
• выявление закономерностей накопления плутония и распределения выгорания топлива в твэлах, облученных в реакторах на тепловых нейтронах;
• выявление особенностей выгорания уран-гадолиниевого топлива и кинетики трансмутации изотопов гадолиния;
• определение закономерностей накопления и перераспределения газообразных и летучих продуктов деления в корреляции с изменениями микроструктуры топлива после облучения в энергетических и моделирования переходных режимов в исследовательском реакторах на тепловых нейтронах;
• разработка методов и проведение экспериментов по внереакторному моделированию физико-химического взаимодействия продуктов деления с материалами оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах для определения физико-химических процессов, обусловливающих коррозию оболочек твэлов, изучения влияния химического состава и структурного состояния сталей на коррозионную стойкость;
• послереакторные исследования штатных и экспериментальных твэлов для определения влияния продуктов деления на состояние оболочек, получения экспериментальных зависимостей глубины коррозии оболочек из различных материалов от температуры, выгорания топлива и режимов облучения;
• выявление закономерностей физико-химических процессов, распределения и фазового состава продуктов деления в твэлах с уран - плутониевым оксидным виброуплотненным топливом.
7
Научная новизна:
1. Впервые разработан отечественный вариант автоматизированного дистанционно управляемого микроанализатора, удовлетворяющий условиям работы с облученным ядсрным топливом. Разработаны физико-математические модели и методы исследования выгорания, накопления и поведения компонентов и продуктов деления в топливе при облучении.
2. Выявлены новые закономерности накопления и распределения плутония в твэлах реакторов на тепловых нейтронах в зависимости от выгорания и исходного обогащения топлива. Определена зависимость радиального распределения выгорания от его среднего значения. Показано, что распределение выгорания коррелирует с распределением плутония.
3. Впервые найдены экспериментальные закономерности влияния гадолиния на выгорание топлива и трансмутации изотопов гадолиния при облучении в реакторе на тепловых нейтронах. Показано, что превращение изотопов ,55Сб и 1570с1 в изотопы 156Сс1 и ,58Сб в основном происходит до достижения выгорания уран-гадолиниевого топлива 6,4 МВт-сут/кг, при содержании 5% Ы2Ог выгорание примерно на 10 МВт-сут/кг меньше, чем в топливе без гадолиния.
4. Выявлены фундаментальные особенности поведения ксенона, связанные с перераспределением его между матрицей топлива и газовыми порами вследствие реструктуризации топлива. Установлено, что при локальном выгорании от 55 до 120 МВт сут/кг происходит гетерогенный процесс зарождения, роста и объединения микрообластей с субзеренной структурой и газонаполненными порами. Вблизи поверхности сердечника при локальном выгорании более 120 МВт-сут/кг весь объем топлива имеет обновленную структуру, в центральной его части при локальном выгорании около 65 МВт-сут/кг реструктуризация произошла преимущественно по границам исходных зерен. В топливе после реакторного моделирования переходных режимов впервые получены распределения ксенона и цезия, характеризующие влияние тепловой мощности и предварительного выгорания на их термический выход из топлива.
5. Определены физико-химические процессы, обусловливающие коррозию оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах, установлена роль продуктов деления в этих процессах. Показано, что цезий и кислород взаимодействуют с нержавеющей сталью с образованием хроматов цезия и частичным окислением компонентов стали, что обусловливает матричную (общую) коррозию оболочек. Состояние карбидной сенсибилизации аустенитной ста-
8
ли обусловливает ее межзеренную коррозию при взаимодействии с цезием и кислородом. Второй вид межзеренной коррозии связан с избирательным, преимущественно с границ зерен, массопереносом компонентов стали из оболочки в топливо посредством иодидных химических транспортных реакций. Установлено, что при кислородном потенциале ниже уровня термодинамической стабильности хроматов цезия указанные процессы не происходят.
6. Определено влияние состава и предварительной обработки оболочек на вид и глубину коррозии оболочек. Экспериментально показано, что холодная деформация и механико-термическая обработка предотвращает межзеренную коррозию аустенитных сталей, обусловленную влиянием цезия и кислорода, легирование стали бором и редкоземельными элементами - межзеренную коррозию в результате иодидного массопереноса.
7. Исследовано распределение продуктов деления в уран-плутониевом оксидном виброуплотненном топливе после облучения в энергетическом реакторе на быстрых нейтронах. Особенности распределения и фазового состава продуктов деления в уран-плутониевом топливе связаны с его низким кислородным коэффициентом в результате введения металлического урана и различным соотношением количеств образующихся химических элементов при делении 239 Ри И 235 и.
Практическая значимость:
На основе созданных технических средств для исследования высокорадиоактивных материалов получены новые экспериментальные данные о влиянии облучения в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах на изменение элементного состава и микроструктуры топливных композиций на основе оксидов урана и плутония, распределение и фазовый состав продуктов деления, которые вносят вклад в понимание закономерностей радиационной повреждаемости ядерных материалов и необходимы для разработки и обоснования работоспособности топлива и твэлов с повышенными эксплуатационными характеристиками.
Конкретные практически важные результаты:
1. Экспериментальные данные о накоплении плутония в твэлах реакторов на тепловых нейтронах включены в базу данных по свойствам облученного ядерного топлива [2] и использованы для теплофизических расчетов твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с повышенным сроком эксплуатации, для обоснования критерия работоспособности твэлов ВВЭР-1000 с выгоранием 50 и 60 МВт-сут/кг в условиях аварии с возрастанием реактивности.
9
2. Результаты исследования особенностей выгорания уран-гадолиниевого топлива и трансмутации изотопов гадолиния использованы для обоснования увеличения длительности эксплуатации твэлов с уран-гадолиниевым топливом в реакторах ВВЭР-1000.
3. Результаты исследования структурных изменений топлива и поведения ксенона и цезия использованы для обоснования работоспособности топлива при повышении выгорания в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 соответственно до 60 и 70 МВт-сут/кг, для обоснования критерия работоспособности твэлов - не превышения давления под оболочкой внешнего давления теплоносителя при переходных режимах работы, для верификации моделей и расчетных кодов.
4. Результаты, полученные при исследовании топлива и твэлов реакторов на быстрых нейтронах использованы для разработки и обоснования технических проектов твэлов и ТВС реакторов БОР-60 и БН-600 (1Н2885-000-00, 1Н2654-000-00, 1Н2768-000-00, 505.020.000), оптимизации режимов эксплуатации твэлов, обоснования работоспособности уран-плутониевого топлива, обоснования безопасности транспортировки и хранения, оптимизации условий переработки облученного топлива.
Основные положения, выносимые на защиту:
1. Созданные технические средства для электронно-зондового рентгеноспектрального микроанализа облученного ядерного топлива обеспечивают количественный анализ элементов с массовой долей более 0,02 - 0,1 %, что соответствует уровню базового прибора и позволило решить поставленные задачи. Разработаны физико-математические модели и методы исследования состояния топлива, включая радиальное распределение выгорания, накопление плутония, образование и перераспределение продуктов деления.
2. Распределение плутония по радиусу твэлов реакторов на тепловых нейтронах зависит от выгорания и исходного обогащения по 235U. Распределение выгорания топлива коррелирует с повышенным содержанием плутония в поверхностном слое топливного сердечника вследствие более высокой ско-
238
рости его образования за счет резонансного захвата нейтронов ядрами U.
3. Добавка гадолиния уменьшает скорость выгорания топлива на начальном этапе облучения и при 5 % - ном содержании всДОз позволяет продлить срок эксплуатации твэла на время, эквивалентное выгоранию около 10 МВт-сут/кг.
4. Содержание ксенона в матрице внешней области сердечника коррелирует с реструктуризацией топлива, характеризующейся образованием субзерен
10
размером 200-400 нм и газонаполненных пор. При локальном выгорании от 55 до 120 МВтсут/кг происходит гетерогенный процесс зарождения, роста и объединения реструктурированных микрообластей, сопровождающийся выходом ксенона из матрицы топлива в образующиеся поры. При локальном выгорании более 120 МВт-сут/кг весь объем топлива имеет обновленную структуру с массовой долей ксенона в матрице топлива 0,2 %. При переходных режимах облучения более высокий термический выход ксенона и цезия происходит из более выгоревшего топлива.
5. В твэлах реакторов на быстрых нейтронах химическое взаимодействие цезия и кислорода с нержавеющей сталью с образованием хроматов цезия и частичным окислением ее компонентов, ускоренное зернограничное взаимодействие со сталью в состоянии карбидной сенсибилизации, иодидный неизотермический массоперенос - основные процессы, обусловливающие коррозию оболочек. Химическая активность цезия и йода зависит от кислородного потенциала среды, при его значении ниже уровня термодинамической стабильности хроматов цезия указанные процессы не происходят.
6. Холодная деформация и механико-термическая обработка оболочек, влияя на морфологию выделяющихся карбидов, повышают стойкость против меж-зеренной коррозии, обусловленной взаимодействием с цезием, легирование нержавеющей аустенитной стали бором и редкоземельными элементами предотвращает межзеренную коррозию, обусловленную иодидным массопе-реносом.
7. В твэлах с уран-плутониевым виброуплотненным топливом физикохимические процессы и обусловленные ими виды коррозии оболочек аналогичны наблюдавшимся в твэлах с таблеточным топливом. Гранулированный металлический уран, введенный в топливо в качестве геттера, понижая кислородный потенциал внутритвэльной среды, предотвращает физикохимические процессы, обусловливающие коррозию оболочек.
Апробация работы. Основные результаты диссертации были доложены и обсуждены: на международном семинаре «Поведение газовых продуктов деления в топливе водоохлаждаемых реакторов», Кадараш, Франция, 26-29 сентября 2000 г.; международных конференциях: «Глобал 2003» 16-20 ноября 2003 г., Новый Орлеан, США и «Глобал 2005» 9-13 октября 2005, Цукуба, Япония; Европейской рабочей группе "Горячие лаборатории и дистанционное обслуживание", г. Сакле, Франция, 22-24 сентября 2003 г.; международной конференции «Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах», Обнинск, 9-10 декабря 2003 г.; международной конференции по физике
11
радиационных явлений и радиационному материаловедению 6-11 сентября 2004 г., г. Алушта; международном симпозиуме «Проблемы безопасности хранения отработанного ядерного топлива», Алматы, 26-29 сентября 2005 г.; Российских конференциях по реакторному материаловедению г. Димитровград, 27-30 октября 1992 г., 11-15 сентября 2000 г. и 8-12 сентября 2003 г.; XII и XIII Российских симпозиумах по растровой электронной микроскопии и аналитическим методам исследования твёрдых тел, Черноголовка, ИПТМ РАН, 4-6 июня 2001 г. и 2 - 4 июня 2003 г.; XIX Российской конференции по электронной микроскопии, Черноголовка, ИПТМ РАН, 28-31 мая 2002 г.; Российской конференции «Материалы ядерной техники (МАЯТ-2)» 19-23 сентября 2005 г., Агой; отраслевых семинарах: «Методика и техника реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении», Димитровград, 9-11 октября 1990 г.; «Вопросы создания новых методик исследований и испытаний, сличительных экспериментов, аттестации и аккредитации», г. Димитровград, 12-13 ноября 2001 г.; "Методика и техника реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении", г. Димитровград, 9-11 октября 1990 г.; «Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях», г. Троицк, ГНЦ РФ ТРИНИТИ, 24-25 апреля 2000 г. и г. Заречный, ИРМ, 14-15 мая 2003 г.
Личный вклад автора. Основные результаты диссертации получены лично автором, ряд результатов получен при участии аспирантов Никитина
О.Н. и Кузьмина С.В. при научном консультировании Голованова В.Н. При этом соискателю принадлежит постановка задач, разработка моделей и экспериментальных методов исследования, получение и анализ основных результатов.
Достоверность полученных результатов подтверждается:
- воспроизводимостью экспериментальных данных на большом количестве исследованных образцов;
- верификацией методов исследований по результатам измерений другими методами и сравнением с литературными данными;
- метрологической аттестацией методик исследования;
- наличием системы обеспечения качества в ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР» в соответствии с государственной аккредитацией научной организации, свидетельство № 3656 от 29 января 2002 г., серия АНО 002246, а также лицензиями на осуществление деятельности по данному тематическому направлению: ГН-08-115-0815 от 29.04.2002 г., ГН-08-115-0815 от 29.04.2002 г., ВО-09-501-0817 от 18.12.2002 г. и аттестатом аккредитации испытательной лаборатории (цен-
12
тра) № ИК 0008 (РОСС 1Ш 0001 01 АэщОО. 73.22.0008) от 19.02.2001 г.
Публикации. По теме диссертации опубликовано 36 работ, из них 1 монография, 11 статей в центральных российских научных изданиях, 22 статьи в сборниках и трудах российских и международных научных конференций, 2 изобретения.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав и выводов; содержит 211 страниц, 129 рисунков, 35 таблиц и список литературы из 109 наименований.
13
ГЛАВА 1. РАЗРАБОТКА И СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ ДЛЯ МИКРОАНАЛИЗА РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ [5, 8
- Ю, 12]
1.1. Особенности конструкций и принципы модернизации приборов для анализа радиоактивных материалов
Электронно-зондовый рентгеноспектральный микроанализ является одним из широко распространенных методов исследования элементного состава твердых тел различной природы. В основе анализа рентгеновских спектров лежит закон Вульфа-Брэгга:
п\=2<кт(Ъ)у (1.1)
где X - длина волны излучения, с! - межплоскостное расстояние кристалла-анализатора, 0 - угол, под которым рентгеновское излучение падает на атомные плоскости кристалла-анализатора и отражается от них, п - порядок отражения. Определяя длину волны и сопоставляя с табличными значениями, можно определить качественный элементный состав исследуемого объекта. Сопоставляя интенсивности линий анализируемого элемента, полученные на исследуемом и стандартном образцах, можно получить количественную информацию о составе объекта.
Основные достоинства метода:
- абсолютная чувствительность в интервале от 10'9 до 10’19 г.;
- высокая локальность анализа, объем анализируемой зоны - (1-10) мкм3, разрешение по площади от нескольких мкм2;
- универсальность - уверенный анализ элементов, начиная с углерода (иногда с бора) до конца Периодической таблицы;
- низкий предел обнаружения с массовой долей для разных элементов от (0,01 - 0,1)%;
- простота пробоподготовки, образец - металлографический шлиф;
- позволяет сопоставлять результаты анализа с микроструктурой и не связан с разрушением образца.
Принципиальная схема электронно-зондового рентгеноспектрального микроанализатора. К 1956 г. фирмой "Камека" во Франции были изготовлены первые промышленные приборы [3]. С тех пор совершенствование приборов было направлено на расширение возможностей метода, улучшение аналитических характеристик и снижение трудоемкости при проведении исследований. Современный электронно-зондовый рентгеноспектральный комплекс по аппаратурной базе, аналитическим возможностям в плане получения и обработки
14
информации, уровню автоматизации, эргономике мало, чем напоминает первые микроанализаторы, однако принципиальная схема приборов практически не изменилась. Электронный зонд, сфокусированный электронно-оптической системой, падает на исследуемый объект (образец, приготовленный, как правило, в виде металлографического шлифа), в котором возбуждается характеристическое рентгеновское излучение. Это излучение поступает в спектрометры, снабжённые набором кристаллов-анализаторов и детекторами, сигнал с которых после необходимых преобразований фиксируется в памяти управляющего компьютера (в современных приборах), на ленте самописца или распечатывается цифропечатающим устройством (в более ранних приборах).
Электронно-оптическая система, в которой формируется электронный зонд, должна вакуумироваться. Так как камеру образцов нельзя отделить от электронно-оптической системы, в ней также необходим вакуум. Аналитические линии, расположенные в мягкой области спектра, сильно поглощаются в воздухе, поэтому в рентгеновских спектрометрах (по крайней мере, в одном из них) необходимо поддерживать вакуум. Это означает, что прибор должен оборудоваться специальной системой, содержащей вакуумные насосы и датчики для измерения давления.
Настройка рентгеновских спектрометров на нужный участок спектра осуществляется с помощью синхронного перемещения кристалла-анализатора и детектора. Это перемещение можно производить ручным способом с помощью соответствующих приводов, с помощью шаговых двигателей, управляемых вручную или от ЭВМ по выбранной программе при наличии системы автоматизации. В камере образцов также имеются соответствующие ручные или автоматические приводы для перемещения образца с различными скоростями.
При проведении микрорентгеноспектральных исследований очень важно иметь возможность наблюдать изучаемую область микрошлифа с помощью оптического микроскопа, сопоставляя результаты локального анализа с микроструктурой. Поэтому в рентгеновских микроанализаторах имеется оптический микроскоп, объектив которого может находиться вне электронно-оптической системы при наклонном падении зонда на образец (МАР-2) либо быть встроенным в электронно-оптическую систему при нормальном падении зонда на образец (МАР-3 и МАР-4).
Исследование радиоактивных материалов ставит ряд специфических требований к применяемому оборудованию, связанных с сохранением его работоспособности в условиях воздействия ионизирующих излучений без существенного снижения аналитических характеристик и обеспечением безопасности
15
персонала. Первые зарубежные исследования облученных материалов с помощью электронно-зондового микроанализа были проведены в конце 1960-х годов с использованием приборов общего назначения, приспособленных потребителями в той или иной степени в пределах технических возможностей для работ с радиоактивными материалами [4]. Для защиты оператора от облучения приборы оснащались экранировкой и специальным устройством для загрузки образцов. Подобным образом проводились исследования на приборе с ручным управлением в материаловедческом комплексе НИИАР [5].
Способы снижения уровня регистрируемого фона при исследовании В - и у - активных материалов. Регистрируемый детектором радиационный фон вызывается действием падающего по прямой линии в детектор высокоэнергетического (до 2 МэВ) у-излучения и рассеянного у-излучения, генерируемого в материале спектрометра первичным пучком у-квантов. Уровень регистрируемого фона зависит от дозы облучения в реакторе, материала образца и его массы, типа детектора и системы регистрации.
Наиболее простым способом снижения уровня радиационного фона является уменьшение массы образца. Однако применение этого способа ограничивается из-за сложностей при подготовке образца малого размера дистанционными методами. Эффективными способами снижения уровня радиационного фона является экранирование детекторов тяжелыми металлами, например, свинцом, применение детекторов с высоким энергетическим разрешением и использование специальных регистрирующих систем, включающих каскады антисовпадений [4].
Для регистрации характеристического рентгеновского излучения промышленный микроанализатор МАР-2 комплектовался проточными пропорциональным счетчиком типа СРПП-21 и сцинтилляционным детектором типа ДРК-201. Эксперименты по исследованию влияния ядерного у-излучения на интенсивность фона для проточных пропорциональных и сцинтиляционного детекторов показали, что в одинаковых условиях интенсивность фона, регистриру-мого сцинтилляционным детектором, в 3-5 раз выше интенсивности фона, ре-гистрирумого проточными пропорциональными счетчиками [5]. Это связано с повышенной эффективностью регистрации высокоэнергетичного у-излучения и более низким энергетическим разрешением сцинтилляционного детектора по сравнению с проточными пропорциональными. Таким образом, при исследовании образцов после облучения в реакторе целесообразно в качестве детекторов характеристического рентгеновского излучения использовать проточные пропорциональные счетчики. С другой стороны, отказ от использования сцинтил-
16
ляционного детектора снижал аналитические возможности прибора, поскольку в этом случае приходилось отказаться от возможности регистрации коротковолновой области характеристического рентгеновского излучения с длиной волны менее 1,5 А. Оптимальный вариант был достигнут путем использования двухкамерного проточного пропорционального детектора типа СРПП-2к. Двухкамерный тип детектора в практике рентгеноспектрального микроанализа был впервые применен на приборе МАР-2 и показал хорошую эффективность регистрации рентгеновского излучения во всем рабочем диапазоне длин волн [5]. На много лет позже подобные конструкции детекторов стали использоваться в зарубежных приборах в виде тандема, состоящего из проточного пропорционального аргон-метанового и ксенонового счетчиков.
В зависимости от конструкции микроанализатора использовались различные варианты размещения защитного свинцового экрана. Для микроанализаторов с постоянным углом выхода рентгеновских лучей и вертикальным расположением спектрометров более приемлем вариант размещения экрана у камеры образцов. Для прохождения в спектрометр характеристического рентгеновского излучения служит узкий коллиматор в свинцовом экране. Подобный вариант экранирования детекторов позволяет использовать для аналитических целей почти весь диапазон углов Вульфа-Брэгга за исключением небольшой малоугловой области. Однако для микроанализаторов с переменным углом выхода рентгеновских лучей, к каковым относились МАР-1 и МАР-2, подобный вариант экранирования не эффективен. Как показали результаты первых экспериментов, уровень радиационного фона остается высоким во всем рабочем диапазоне углов Вульфа-Брэгга, а область углов от 18 до 24° практически недоступна для аналитических целей из-за перегрузки регистрирующего тракта вследствие недопустимо высокого уровня регистрируемого фона [6]. Это связано с необходимостью использования для данного типа микроанализаторов широкого коллиматора, достаточного для прохождения в спектрометр характеристического рентгеновского излучения во всем рабочем диапазоне углов. Указанный недостаток, можно устранить, разместив защитный экран непосредственно у детектора, но в этом случае необходимо обеспечить их совместное синхронное перемещение при настройке на рентгеновскую линию. Благоприятным обстоятельством при этом был вариант горизонтального размещения и жесткая механическая часть спектрометров.
17
Учитывая особенности конструкции микроанализатора МАР-2, а именно, горизонтальное размещение спектрометров и жесткую кинематическую схему, для него был выбран указанный вариант защиты детекторов (рис. 1.1) [5]. Толщина свинцового экрана составляла в разных местах от 20 до 40 мм. Для иллюстрации эффективности экрана на рис. 1.2 показана зависимость интенсивности регистрируемого радиационного фона от угла Вульфа-Брэгга, и в табл.
1.1 и 1.2 приведены рассчитанные контрастность характеристических рентгеновских линий и предел обнаружения для некоторых элементов при мощности экспозиционной дозы у-излучения от образца 7-10* А/кг на расстоянии 20 см для незащищенного и защищенного детектора СРПП-2к в режимах интегрального и дифференциального счета. Расчет предела обнаружения элементов Спо проводился по формуле
Рис. 1.1. Схема экранирования детектора в микроанализаторс МАР-2: 1 - электронный зонд; 2 - образец; 3 - круг Роулэнда; 4 - кристалл-анализатор; 5 - характеристическое
рентгеновское излучение; 6 - детектор СРПП-2к; 7 - свинцовый экран
С = С
^по
ст
г, (1-2)
-N^41
где Сет - содержание элемента в стандартном образце; Уф - интенсивность фона; У/7 - интенсивность линии; Ь - время счета.
Угол регистрации, град.
Рис. 1.2. Зависимость интенсивности регистрируемого фона от угла регистрации при мощности экспозиционной дозы у-излучения образца 7-10'7 А/кг на расстоянии 20 см: интегральный и дифференциальный счёт без экранирования (1, 2) и с экранированием (3,4) детектора
Таким образом, применение данного варианта экранирования снизило
18
уровень регистрируемого радиационного фона в 10-15 раз в зависимости от угла регистрации, а использование двухкамерного проточного пропорционального детектора позволило получить удовлетворительные для большинства задач значения контрастности характеристических рентгеновских линий и предела обнаружения элементов. В частности, для образца с мощностью экспозицион-
п
ной дозы у-излучения 7*10’ А/кг на расстоянии 20 см получен предел обнаружения такого же порядка, как и на необлученных образцах.
Таблица 1.1
Контрастность характеристических рентгеновских линий некоторых элементов
Излучение Без экрана С экраном
Интегральный счет Дифференциальный счет Интегральный счет Дифференциальный счет
иМа 2,2 4,1 14 68
Ре Ка 4,9 12,3 64 186
Ре К/3 1,5 3,6 10 53
№ Ка 2,6 7,4 48 148
Сг Ка 5,3 13,4 67 200
Мо Ьа 3,4 8,7 46 114
Таблица 1.2
Предел обнаружения некоторых элементов, % (время счета 10 с)
Излуче- ние Без экрана С экраном
Интегральный счет Дифферен- циальный счет Интегральный счет Дифференциальный счет
и Ма 2,0 1,5 1,2 0,5
Бе Ка 0,5 0,3 0,3 0,1
Бе К0 2,6 1,9 1,7 0,6
№ Ка 1,0 0,8 0,6 0,2
Сг Ка 0,4 0,2 0,2 0,1
Мо Ьа 1,3 0,8 0,5 0,2
Защита оператора при выполнении исследований. Рентгеновские микроанализаторы раннего поколения не имели элементов автоматизации и требовали полного ручного управления. Поэтому защита исследователя от излучений радиоактивного образца не могла быть осуществлена путем дистанционирова-ния, например размещением столика образцов вместе с электронно-оптической колонной и спектрометрами в защитной камере. Конструкция специализированных приборов, предназначенных для работы с радиоактивными материала-
19
ми (М8-4611), предусматривала видоизменённую камеру образцов, имеющую герметичное сопряжение с защитным контейнером, в котором размещался предметный столик. При загрузочных операциях контейнер отсоединяли от прибора, перемещали к тяжелому боксу, из него через специальный шлюз осуществляли загрузку образца в контейнер, после чего контейнер с образцом присоединяли к прибору.
Основное условие обеспечения безопасности исследователя при работе на приборах общего назначения - минимизация радиоактивного образца. Для приготовления образцов облученного топлива, предназначенных для исследования на микроанализаторе МАР-2, была разработана технология, позволяющая получить фрагмент поперечного сечения твэла, который последовательным шлифованием с контрольными замерами мощности дозы у-излучения утонялся до уровня активности, допустимого санитарными нормами. После достижения указанного уровня осуществлялась окончательная подготовка шлифа, включающая заключительную стадию шлифования и полирования. Заключительной операцией перед вывозкой образца являлось тщательное промывание. Образец вывозили из камеры через препараторскую, помещали в контейнер, в котором его переносили к прибору. Загрузка образца в прибор и последующие исследования осуществлялись с использованием свинцового экрана, снабженного смотровой системой и защитными перчатками.
Актуальность и практическая ценность результатов, получаемых с помощью метода рентгеноспектрального микроанализа при изучении состояния облучённых топлива и твэлов, обусловили увеличение объема проводимых исследований. Поэтому на последующем этапе эксплуатации микроанализатор был установлен в операторском помещении вблизи защитной камеры, снабжен перчаточным боксом и транспортёрной системой передачи образца из защитной камеры в бокс. Подобным образом были организованы работы и в зарубежных материаловедческих комплексах, не имеющих специализированных приборов для исследования облученного топлива [7].
1.2. Результаты разработки модифицированного микроанализатора для исследования облученного ядерного топлива
Французской фирмой «Камека» на базе микроанализаторов общего назначения были изготовлены приборы, специально предназначенные для исследования радиоактивных материалов: в начале 1970-х годов на базе популярной модели М8-46 был изготовлен прибор М8-46К, а с середины 1980-х годов фирма начала производить автоматизированные микроанализаторы 8Х-11, разрабо-
- Київ+380960830922