СПОСОБ КОНТРОЛЯ ЦЕЛОСТНОСТИ БАРЬЕРОВ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2019 года по МПК G01V5/10 

Изобретение относится к технологии разведки или обнаружения с использованием нейтронного излучения и может быть использовано для определения местонахождения и размера трещин и полостей в барьерах безопасности, создаваемых при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов, без нарушения их целостности.

Известны прямые модели для анализа подземных формаций с помощью измерения гамма-излучения [RU 2464593, МПК G01V 5/12, опубл. 20.10.2012], выбранные в качестве аналога. По указанному способу для определения свойств формации генерируют гамма-излучение с использованием источника гамма-излучения, установленного на измерительном инструменте, расположенном в скважине. Обнаруживают гамма-излучение с использованием одного или более детекторов гамма-излучения, установленных на измерительном инструменте. Рассчитывают отклик измерительного инструмента в соответствии с одним или более свойствами формации во множестве пространственных местоположений относительно измерительного инструмента с использованием прямой модели, которая допускает нелинейные отношения между одним или более свойствами во множестве пространственных местоположений и соответствующим откликом измерительного инструмента. При этом одно или более свойств, по меньшей мере, для некоторых из множества пространственных местоположений формации оценивают в соответствии с обнаруженным гамма-излучением.

Недостатки этого способа:

- необходимость проведения калибровки детекторов гамма-излучения при каждом измерении, что существенно снижает производительность;

- сложность в интерпретации получаемых данных, вследствие большого количества возможных ядерных реакций с участием гамма-излучения, что приводит к увеличению погрешности измерений.

Известны способы и композиции для определения геометрии трещины в подземных пластах [RU 2412225, МПК C09K 8/80, Е21В 43/267, опубл. 20.02.2011], выбранные в качестве аналога. По указанному способу в трещину в пласте помещают расклинивающий агент или рабочую жидкость, которые содержат чувствительный к радиации материал. При этом чувствительный к радиации материал является нерадиоактивным до тех пор, пока не будет подвергнут бомбардировке нейтронами во время проведения единственного каротажного прохода. Облучают чувствительный к радиации материал нейтронами после его размещения в трещине в пласте. Измеряют гамма-излучение, испускаемое чувствительным к радиации материалом, с получением пиковой радиации, излучаемой чувствительным к радиации материалом. Измеряют фоновую радиацию во время проведения единственного каротажного прохода, затем вычитают фоновую радиацию из указанной радиации пиковой энергии. Определяют высоту трещины в пласте по разности между фоновой радиацией и радиацией пиковой энергии.

Известный способ имеет следующие недостатки:

- для проведения процесса определения геометрии трещины требуется использование дополнительного расклинивающего агента или рабочей жидкости, которые содержат чувствительный к радиации материал. Это приводит к увеличению себестоимости и снижает эффективность способа;

- при размещении источника нейтронов в самой трещине нарушается ее начальная форма, что приводит к сложности определения ее геометрии.

Известен способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора [RU 2579822, МПК G01V 5/12, опубл. 10.04.2016], выбранный в качестве прототипа. По указанному способу предварительно при создании внутренних барьеров безопасности устанавливают инспекционные каналы в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения гамма-каротажа в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструктивных особенностей уран-графитового реактора. Регистрируют фоновый гамма-спектр. Определяют места просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций с течением времени с помощью специального малогабаритного зондирующего устройства, состоящего из генератора нейтронов, системы детекторов для регистрации гамма-излучения и тепловых нейтронов, защитного корпуса. Затем проводят импульсный нейтрон-нейтронный каротаж в соответствующих реперных точках для обнаружения полостей в местах усадки глиносодержащей засыпки. Одновременно проводят импульсный нейтронный гамма-каротаж для определения влагосодержания в используемых барьерных материалах

Указанный способ имеет недостатки:

- невозможно определить местонахождение образовавшиеся в барьерном материале полости вследствие использования одномодульной системы, состоящей одновременно из генератора излучения и детектора, которая позволяет судить лишь о ее наличии;

- низкая эффективность нейтрон-нейтронного каротажа с использованием одномодульной системы, поскольку необходимо, чтобы нейтроны отражались от ядер атомов воздуха, находящегося в полости, под углом 180°С для их детектирования;

- использование каротажного зонда, состоящего одновременно из генератора нейтронов, коллиматора и детектора, приводит к существенному увеличению его размеров, что затрудняет его перемещение в инспекционных каналах.

Техническим результатом изобретения является определение местонахождения и размера полостей в глиносодержащих барьерах безопасности, создаваемых при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов, без нарушения их целостности.

Предложенный способ включает предварительную установку инспекционных каналов в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения каротажа в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструкционных особенностей уран-графитового реактора, регистрацию фонового спектра, проведение импульсного нейтрон-нейтронного каротажа в соответствующих реперных точках для обнаружения полостей в местах усадки глиносодержащей засыпки. Согласно изобретению предварительно до создания барьеров безопасности наращивают трубы боковых ионизационных камер до отметки, соответствующей верхней части создаваемого пункта захоронения отходов. В случае отсутствия устанавливают инспекционные каналы в баки боковой биологической защиты высотой, соответствующей высоте металлоконструкций. После создания барьеров безопасности и выводе реактора из эксплуатации выбирают детектор нейтронов, который поочередно помещают в боковые ионизационные камеры и инспекционные каналы в баках боковой биологической защиты. Измеряют фоновое нейтронное излучение по всей длине каналов. В боковую ионизационную камеру вводят заколлимированный источник нейтронов, параллельно в инспекционный канал, расположенный в баке боковой биологической защиты, размещают детектор нейтронов. Одновременно опуская источник и детектор нейтронов, сканируют выбранную область барьерного материла в пункте захоронения уран-графитового реактора. Повторяют сканирование в каждом инспекционном канале. По величине ослабления потока нейтронного излучения определяют места образования полостей и трещин в барьерном материале, а также их границы.

Технический результат достигают за счет того, что в качестве инспекционных каналов используют имеющиеся трубы, выполняющие роль боковых ионизационных камер при эксплуатации ядерного реактора, и технологические трубы в боковых металлоконструкциях (баках боковой биологической защиты). Трубы в баках боковой биологической защиты устанавливают выводе из эксплуатации уран-графитового реактора. После создания барьеров безопасности и выводе реактора из эксплуатации, например, по варианту «захоронение на месте» выбирают детектор нейтронов, размеры которого позволяют свободно перемещаться в трубах, расположенных в баках боковой биологической защиты. Проводят сканирование каждой трубы с целью измерения фонового нейтронного излучение, источником которого могут быть просыпи ядерного топлива, находящегося в графитовой кладке или на прилегающих металлоконструкциях. В случае необходимости фон измеряют в боковых ионизационных камерах. Затем в выбранную трубу боковой ионизационной камеры вводят заколлимированный источник нейтронов и параллельно ему в трубу, расположенную в баках боковой биологической защиты, помещают детектор нейтронов. Коллиматор в источнике нейтронов используют для уменьшения телесного угла разлета нейтронов и фокусирования в реперных точках на детектор нейтронов. Путем одновременного опускания источника нейтронов и детектора сканируют выбранную область реакторного пространства, в которой необходимо оценить целостность барьеров безопасности. По изменению величины нейтронного потока после вычитания фонового излучения выявляют места образования полостей и трещин в барьерном материале, границы которых определяют путем перемещения источника нейтронов в горизонтальном направлении и по высоте боковой ионизационной камеры. Изменение величины нейтронного потока обусловлено ослаблением нейтронного потока вследствие рассеяния нейтронов на ядрах кислорода, азота и водорода, находящегося в полостях и трещинах.

На фиг. 1 представлено расположение каналов для осуществления контроля целостности барьеров безопасности.

На фиг. 2 показана схема контроля целостности барьеров безопасности при выводе из эксплуатации уран-графитового реактора.

Графитовая кладка 1 вместе с отражателем нейтронов выводимого из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора стянута сборных металлическим кожухом 2 (фиг. 1). Баки боковой биологической защиты (боковые металлоконструкции) 3, являющиеся несущей конструкций реактора и выполненные из блоков коробчатого сечения, смонтированы на бетонном основании шахты реактора. При выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора баки боковой биологической защиты 3, а также пространство между ними и кожухом 2, засыпаются глиносодержащим барьерным материалов 4, например, с применением способов по патентам RU 2580817 C1 или RU 2534228 С1. Через верхние металлоконструкции под пол центрального зала из каждого отсека баков боковой биологической защиты 3 выведены инспекционные каналы 5, представляющие собой трубы из нержавеющей стали, запаянные снизу. Между баками боковой биологической защиты 3 и кожухом 2 по всему периметру расположены трубы боковых ионизационных камер 6, нижний торец которых заглушен и фиксируется в конусной стойке.

В боковую ионизационную камеру 6 помещен заколлимированный источник нейтронов 7 (фиг. 2). Параллельно заколлимированному источнику нейтронов 7 в инспекционном канале 5, расположенном в баке боковой биологической защиты 3, размещен детектор нейтронов 8. Оборудование для управления источником нейтронов и регистрации нейтронного потока 6 расположено в верхней части уран-графитового ядерного реактора.

Способ осуществляется следующим образом.

При выводе из эксплуатации уран-графитового реактора по варианту, который предполагает создание искусственных барьеров безопасности в баках боковой биологической защиты 3 и пространстве между ними и кожухом 2 с графитовой кладкой 1, наращивают инспекционные каналы 5 и трубы боковых ионизационных камер 6 (в случае необходимости). При отсутствии таких труб создают проходки в соответствующих местах и устанавливают их.

После создания искусственных глиносодержащих барьеров безопасности 4, обеспечивающих надежную изоляцию радиоактивных отходов в месте размещения уран-графитового реактора, выбирают детектор нейтронов 8. При необходимости может быть выбрано два детектора 8: быстрых и медленных нейтронов. Тип детектора нейтронов 8 определяется количеством просыпей ядерного топлива внутри графитовой кладке 1 уран-графитового реактора. Выбранный детектор нейтронов 8 поочередно помещают в боковые ионизационные камеры 6 и инспекционные каналы 5 в баках боковой биологической защиты 4. Измеряют фоновое нейтронное излучение, которое обусловлено просыпями ядерного топлива в графитовой кладке 1, по всей длине труб.

После регистрации и записи фонового нейтронного излучения в произвольную боковую ионизационную камеру 6 вводят заколлимированый источник нейтронов 7, в качестве которого может быть образец с радиоактивным изотопов или генератор нейтронов. Параллельно в инспекционный канал 5, установленный в одном из баков боковой биологической защиты 3, размещают детектор нейтронов 8. В случае, если в качестве источника нейтронов 7 выбирают генератор, то предварительно переводят его в режим генерации. Одновременно опуская источник 7 и детектор нейтронов 8, сканируют выбранную область барьерного материла 4. Сканирование повторяют в каждом инспекционном канале 5.

Процесс сканирования может быть проведен при различных местоположениях источника нейтронов 7 и детектора 8. Например, детектор 8 и источник 7 нейтронов могут одновременно располагаться в боковых ионизационных камерах 6 или инспекционных каналах 5.

После сканирования всех инспекционных каналов 5 и боковых ионизационных камер 6 определяют места образования полостей и трещин в барьерном материале 4, а также их границы. Способ повторяют периодически в установленной последовательности для отслеживания изменения геометрии и размеров трещин в барьерном материале 4.

Пример осуществления изобретения приведен ниже.

При выводе из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов по варианту «захоронение на месте», в баки боковой биологической защиты 4, представляющие из себя полые боковые металлоконструкции, устанавливали инспекционные каналы из нержавеющей стали диаметром 108 мм с запаянным нижним торцов в количестве не менее 12 штук. Боковые ионизационные камеры 6, выполненные из стали, диаметром не более 135 мм в количестве не менее 28 штук наращивали по высоте на величину ~1000 мм относительно верхних металлоконструкций.

В пункте размещения промышленного уран-графитового реактора создавали искусственные барьеры безопасности 4. В качестве барьерного материала использовали сухие смеси на основе глинистых пород после предварительного измельчения (помола). Содержание илистой фракции в барьерах составляло от 18 до 28% масс., тонкопылеватой фракции - от 34 до 50% масс. Значительная часть породы состояла из тонко дисперсного материала катионобменной емкостью больше 30 мг-экв./100 г породы.

После создания искусственных глиносодержащих барьеров безопасности 4, отвечающих противомиграционным и противофильтрационным свойствам, выбирали детекторы 8: СНМ БДБН-002П для регистрации быстрых нейтронов и СНМ БДТН-002П для регистрации тепловых нейтронов. Датчик СНМ БДБН-002П позволял проводить сканирование при плотности потока быстрых нейтронов от 100 до 10⁵ см^-2⋅с^-1, а СНМ БДТН-002П при плотности потока тепловых нейтронов 10 до 10⁵ см^-2⋅с^-1. Выбранный детектор нейтронов 8 поочередно помещали в боковые ионизационные камеры 6 и инспекционные каналы 5 в баках боковой биологической защиты 4. Сканирование проводили в реперных точках с шагом 100 мм от верхней части трубы. Измеряли фоновое нейтронное излучение по всей длине инспекционных каналов 5 и боковых ионизационных камер 6.

Регистрировали и записывали в память ЭВМ 9, значения фонового нейтронного излучения. Затем в произвольную боковую ионизационную камеру 6 вводили заколлимированый источник нейтронов 7. В качестве коллиматора использовали свинец толщиной 7 мм, источником нейтронов 7 служил импульсный генератор МФНГ-601 с газонаполненной ускорительной нейтронной трубкой АРЕВ-40, способной генерировать импульсный поток нейтронов с частотой (50-20000) имп/с и энергией порядка 14 МэВ. Также проводили исследования с Pu-Ве и ²⁵²Cf источниками нейтронов 7.

Параллельно в инспекционный канал 5, установленный напротив выбранного бака боковой биологической защиты 3, размещали детектор нейтронов 8 (СНМ БДБН-002П). Источник нейтронов 7 переводили в режим генерации. Одновременно опуская источник 7 в режиме генерации нейтронов и детектор 8, останавливаясь на каждой реперной отметке и набирая спектр в течение не менее 10 минут. Сканирование осуществляли в каждом инспекционном канале 5 и боковой ионизационной камере 6. Последовательность операций по сканированию инспекционных каналов 5 и боковых ионизационных камер 6 повторяли с использованием детектора СНМ БДТН-002П.

Полученные данные после вычитания фонового нейтронного потока с соответствующих реперных точках принимали за исходное значение. Способ повторяли через 5, 14, 30, 60, 90, 365 дней с целью отслеживания изменений геометрии и размеров трещин в барьерном материале 4.

Изобретение относится к технологии разведки или обнаружения с использованием нейтронного излучения. Способ контроля целостности барьеров безопасности включает установку инспекционных каналов в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения каротажа, регистрацию фонового спектра, проведение импульсного нейтрон-нейтронного каротажа. До создания барьеров безопасности наращивают трубы боковых ионизационных камер до отметки, соответствующей верхней части пункта захоронения отходов, устанавливают инспекционные каналы высотой, соответствующей высоте металлоконструкций. Выбирают детектор нейтронов, который поочередно помещают в боковые ионизационные камеры и инспекционные каналы и измеряют фоновое нейтронное излучение по всей длине каналов. В боковую ионизационную камеру вводят заколлимированный источник нейтронов и параллельно в инспекционный канал размещают детектор нейтронов. Одновременно опуская источник и детектор нейтронов, сканируют выбранную область барьерного материла и по величине ослабления потока нейтронного излучения определяют места образования полостей и трещин в барьерном материале. Изобретение позволяет определить местонахождение и размер полостей в глиносодержащих барьерах безопасности. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

1. Способ контроля целостности барьеров безопасности при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора, включающий предварительную установку инспекционных каналов в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения каротажа в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструкционных особенностей уран-графитового реактора, регистрацию фонового спектра, проведение импульсного нейтрон-нейтронного каротажа в соответствующих реперных точках для обнаружения полостей в местах усадки глиносодержащей засыпки, отличающийся тем, что предварительно до создания барьеров безопасности наращивают трубы боковых ионизационных камер до отметки, соответствующей верхней части пункта захоронения отходов, и устанавливают инспекционные каналы в баки боковой биологической защиты высотой, соответствующей высоте металлоконструкций, затем после создания барьеров безопасности и вывода реактора из эксплуатации выбирают детектор нейтронов, который поочередно помещают в боковые ионизационные камеры и инспекционные каналы и измеряют фоновое нейтронное излучение по всей длине каналов, после чего в боковую ионизационную камеру вводят заколлимированный источник нейтронов и параллельно в инспекционный канал размещают детектор нейтронов, затем одновременно опуская источник и детектор нейтронов, сканируют выбранную область барьерного материла и по величине ослабления потока нейтронного излучения определяют места образования полостей и трещин в барьерном материале, а также их границы, сканирование повторяют в каждом инспекционном канале и боковой ионизационной камере.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве источника нейтронов используют генератор нейтронов, способный генерировать импульсный поток нейтронов с частотой (50-20000) имп./с и энергией порядка 14 МэВ.