Радиоизотопных источников

В современных реакторах на тепловых нейтронах делению подвергается лишь малая доля (3—5%) загруженного в него обогащенного топлива. При этом в твэлах накапливаются продукты деления (ПД) и продукты их радиоактивного распада (ПРР), обладающие высокой активностью. Задача радиохимической переработки — очистить до допустимого уровня уран и накопленный в топливе неразделившийся плутоний от радиоактивных продуктов деления и распада и различных примесей и вернуть их в ЯТЦ для полезного использования, осуществив таким образом рецикл U и Ри.

В настоящее время радиохимическая переработка отработавшего на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах топлива проводится лишь в нескольких капиталистических странах и не в полном объеме. Поэтому отработавшее топливо продолжает накапливаться в бассейнах выдержки на АЭС или в долговременных складах-хранилищах во все возрастающих количествах. За исключением Франции и Великобритании, радиохимическая переработка отработавшего топлива осуществляется в Японии, ФРГ, Бельгии, Индии и других странах на предприятиях небольшой мощности. В США радиохимические заводы, предназначенные для переработки отработавшего ядерного топлива, законсервированы. Промышленная технология радиохимической переработки отработавшего топлива в большинстве развитых стран проходит еще стадию экспериментального изучения, технического совершенствования и накопления опыта.

ЯТЦ характеризуется полной длительностью цикла и отдельных его стадий. Полная длительность ЯТЦ Т'ятц—это время, необходимое Щля полного цикла обращения ядерного топлива в замкнутом ЯТЦ, т. е. от момента получения и передачи химического концентрата природного урана (или его регенерата) иа заводы по фторированию и обогащению урана и до завершения радиохимической переработки отработавшего топлива и передачи регенерированных продуктов в рецикл:

Здесь Гфт — время фторирования; Тобот — обогащения на разделительном заводе; ГКонв — конверсии гексафторида в UO2 и другие соединения; Гизг — изготовления твэлов и ТВС; ГСкл — комплектования свежих (необлученных) ТВС на складе АЭС; Га.3 — пребывания ТВС в активной зоне реактора; Гвыд — пребывания отработавшего топлива в бассейне выдержки на АЭС; Тгр,хр— транспортирования и временного хранения отработавших ТВС до химической переработки; 7"рхз—радиохимической переработки отработавшего топлива и РАО; Гфт.рег — передачи регенерированного урана и плутония в рецикл (или на склад).

В табл. 7.1 приведен выход обогащенного урана на 1 т природного урана для различного обогащения и содержания 235U в отвале. Если вместо природного урана с содержанием 235U, равным с0, для питания разделительного завода используется регенерат урана, полученный после радиохимической переработки отработавшего в

Физические свойства гексафторида урана позволяют создать простую, удобную и компактную технологию обращения с ним. Это имеет большое значение для экономики современной атомной промышленности. Практически весь добываемый в мире природный уран должен проходить процессы фторирования и перевода в гексафторид, так же как и весь регенерируемый, отработавший в реакторах уран 'после радиохимической переработки будет возвращаться в топливный цикл, пройдя снова фторирование и последующее дообогащение. Весь же обогащенный гексафторид должен обязательно проходить стадию дефторирования и перевода урана в металл, диоксид или иные соединения, ис-пфльзуемые для изготовления ядерного топлива. Отвальный (обедненный 235U) уран от обогатительных заводов удаляется в хра нилища в виде твердых кристаллов UF6, сконденсированных в герметичных сосудах (специальных баллонах или контейнерах) или в жидкой фазе. При необходимости из отвального гексафторида урана на металлургическом заводе всегда могут быть получены оксидные соединения или металлический уран, а фтор возвращен в производство.

Производственные процессы радиохимической переработки отработавшего ядерного топлива чрезвычайно осложнены из-за высокой радиоактивности подлежащих переработке твэлов и ТВС и требуют строжайшего обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эта радиоактивность в основном складывается из радиоактивности накопленных в твэлах продуктов деления, а также из радиоактивности продуктов их распада (в твэлах концентрируется более 99,5 % всех радиоактивных нуклидов, возникающих на АЭС). Чем больше разделилось ядер, чем больше достигнутая глубина выгорания топлива, тем больше накапливается в топливе радиоактивных веществ ****.

На рис. 10.13 приведена схема основных этапов подготовки и радиохимической переработки отработавшего топлива методом жидкостной экстракции.

Рис. 10.13. Схема основных этапов подготовки и радиохимической переработки отработавшего топлива АЭС методом жидкостной экстракции

В современных реакторах на тепловых нейтронах делению подвергается лишь малая доля (3—5%) загруженного в него обогащенного топлива. При этом в твэлах накапливаются продукты деления (ПД) и продукты их радиоактивного распада (ПРР), обладающие высокой активностью. Задача радиохимической переработки — очистить до допустимого уровня уран и накопленный в топливе неразделившийся плутоний от радиоактивных продуктов деления и распада и различных примесей и вернуть их в ЯТЦ для полезного использования, осуществив таким образом рецикл U и Ри.

В настоящее время радиохимическая переработка отработавшего на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах топлива проводится лишь в нескольких капиталистических странах и не в полном объеме. Поэтому отработавшее топливо продолжает накапливаться в бассейнах выдержки на АЭС или в долговременных складах-хранилищах во все возрастающих количествах. За исключением Франции и Великобритании, радиохимическая переработка отработавшего топлива осуществляется в Японии, ФРГ, Бельгии, Индии и других странах на предприятиях небольшой мощности. В США радиохимические заводы, предназначенные для переработки отработавшего ядерного топлива, законсервированы. Промышленная технология радиохимической переработки отработавшего топлива в большинстве развитых стран проходит еще стадию экспериментального изучения, технического совершенствования и накопления опыта.

Активность радиоизотопных источников уменьшается со временем по закону

АВТОМАТИЧЕСКАЯ МЕЖПЛАНЕТНАЯ СТАН-ЦИЯ — беспилотный космич. легат. аппарат с научной аппаратурой для изучения космич. пространства, Луны, планет. Результаты научных измерений передаются с борта А. м. с. на Землю с помощью радиоустройств, а изображения поверхности небесных тел — телевиз. аппаратурой, а также доставляются с помощью возвращаемых аппаратов. Обычно А. м. с. снабжают системами астроориентации и реактивными двигателями для коррекции траектории полёта. Энергопитание бортовой аппаратуры осуществляется с помощью солнечных батарей, радиоизотопных источников тока. Нек-рые А. м. с. имеют аппараты, предназнач. для спуска на др. планеты или на Землю после возвращения из космического полёта. В СССР запущены А. м. с. серий «Луна», «Венера», «Марс» и «Зонд», в США — «Пионер», «Рейнджер», «Маринер» и др.

Активность радиоизотопных источников уменьшается со временем по закону

К моменту получения радиоизотопных источников излучения администрация обязана определить приказом перечень лиц, отнесенных к категории облучения А — персонал (НРБ-76/86), обеспечить их обучение безопасным методам работы и провести с ними инструктаж. Санитарно-защитные зоны вокруг лаборатории по радиационной дефектоскопии не устанавливаются.

Дб изменяет интенсивность и энергию выходящего пучка излучения на М и Е, который содержит дефектоскопическую информацию о структуре контролируемого изделия. Методы радиоизотопной дефектоскопии: радиографический, радиометрический, радиоскопический—различаются способами детектирования получаемой информации. Изделия просвечивают с использованием радиоизотопных источников излучений: тормозного, Y-излучения, нейтронов и т. п.

Следует отметить, что воздействие фотоэффекта и процесса образования пар на ц сильнее в веществах с большим значением Z. В области энергий, где существенно только комптоновское рассеяние, р, мало зависит от Z [2] (табл. 1). Для моноэнергетических источников уизлучения, таких, как 60Со и 137Cs, ц не зависит от толщины поглотителя (рис. 4, а). Для -у-источников со сложным спектром, таких, как 1921г и 170Тт, а также для радиоизотопных источников тормозного излучения, таких, как (204Т1 + Ве) и (90Sr + Be), ц зависит от толщины. В этом случае у-кванты с низкой энергией, проходя через вещество, будут поглощаться быстрее, чем с более высокой энергией [5] (см. рис. 4, б). Аналогичная картина наблюдается для рентгеновского излучения. Во всех случаях чем мень-

Рис. 6. Зависимость дозового фактора накопления от толщины стали для радиоизотопных источников

Рис. 7. Конструкции отечественных радиоизотопных источников излучения:

Основные радиационно-дефектоскопические характеристики радиоизотопных источников излучения: энергия Е определяет проникающую способность излучения и выявляемость

Основные радиационно-физические характеристики радиоизотопных источников у'излучения

Энергия Е радиоизотопных источников излучения определяется свойствами используемого радиоактивного изотопа и сопутствующих примесей. МЭД излучения зависит от суммарной активности изотопа, расположенного в объеме активной части источника. Повышение МЭД возможно в результате соответствующего увеличения размеров активной части. Следует отметить, что в некоторых случаях это нежелательно, так как получаемый выигрыш в производительности контроля не компенсируется проигрышем в виде ухудшения выявлявмооти дефектов и увеличения нерезкости изображения. Кроме того, для низкоэнергетических источников (например, 170Тт) увеличение размеров активной части приводит к изменению энергетического спектра из-за самопоглощения его низкоэнергетических составляющих материалом активной части источника.