Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора



Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора
Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора
Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора

 


Владельцы патента RU 2579822:

Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов (RU)

Изобретение относится к технологии контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора. Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора включает в себя одновременное генерирование и регистрацию гамма-квантов и нейтронов с помощью детектора, покрытого слоем кадмия, детерминирование гамма-квантов по энергиям, измерение плотности пород, при этом 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, после чего 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. Технический результат - возможность дистанционного контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора. 3 ил.

 

Изобретение относится к технологии контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора (УГР) и может быть использовано для дистанционного выявления мест усадки засыпки, просадки внутриреакторных конструкций, определения влагосодержания с использованием методов гамма-каротажа, импульсного нейтронного гамма-каротажа и нейтрон-нейтронного каротажа.

Известен способ и устройство для определения плотности геологических пластов (Патент US 5608215, опубл. 04.03.1997), при котором геологические образования через скважину облучают высокоэнергетическими нейтронами в импульсном режиме. C помощью детектора регистрируют гамма-излучение, вызванное неупругим рассеянием нейтронов об атомы кислорода в пласте, анализируют полученный гамма-спектр и определяют плотность образований. Недостатком указанного способа является искажение регистрируемого спектра рассеянного гамма-излучения при проведении нейтронного гамма-каротажа законсервированного УГР, поскольку свой вклад в общий спектр вносят гамма-активные радионуклиды (134,137Cs и 60Co). Также недостатком предлагаемого способа является отсутствие возможности определения мест просадки радиоактивных конструкций реактора.

Известен способ выделения высокорадиоактивных пород-коллекторов (Патент РФ 2472184, МПК G01V5/04, опубл. 10.01.2013), в котором проводят гамма-каротаж в необсаженной скважине и регистрируют фоновую интенсивность гамма-излучения по стволу скважины. После проведения первичного гамма-каротажа скважину обсаживают стальной колонной. Проводят повторный гамма-каротаж через 10-15 суток или после обсадки скважины стальной колонной скважину перфорируют и проводят повторный гамма-каротаж через 3-5 суток. Сравнивают показания фоновой интенсивности гамма-излучения первого и повторного замеров. Рассчитывают погрешность и дисперсию по расхождению показаний, превышающих дисперсию более 4σ. Делают вывод о наличии высокорадиоактивных пород-коллекторов. Недостатком указанного способа является необходимость выдержки обсаженной скважины между первыми и повторными замерами интенсивности гамма-излучения.

Известен способ гамма-каротажа скважины (Патент РФ 2377610, МПК G01V5/12, опубл. 27.12.2009), выбранный в качестве прототипа. Для исследования характеристик геологических пластов вокруг скважины сначала одновременно генерируют гамма-кванты и нейтроны. Входное рассеянное гамма-излучение и нейтроны одновременно регистрируют с помощью ксенонового детектора высокого давления, работающего в ионизационном режиме с дополнительным защитным экраном из свинца или обедненного урана. Детерминируют гамма-кванты по энергиям. Производят измерение плотности и литологии породы.

Недостатком известного способа является использование ксенонового детектора высокого давления для одновременной регистрации нейтронов и рассеянного гамма-излучения. Это существенно сказывается на размерах и габаритах зонда и вспомогательного оборудования, что критично в связи с ограниченным диаметром инспекционных каналов, размеры которых зависят от размеров внутренних полостей УГР.

Задачей заявленного изобретения является применение комплексного анализа стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации УГР с возможностью обнаружения мест просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций и полостей в местах усадки засыпки, определения влагосодержания в используемых барьерных материалах.

Поставленная задача решается за счет того, что для обнаружения полостей в местах усадки внутренних барьеров безопасности и определения влагосодержания, так же, как и в прототипе, используют генератор нейтронов. Указанный генератор нейтронов вводят в заранее установленный инспекционный канал. Предварительно инспекционный канал сканируют малогабаритным детектором в режиме без генерации нейтронов на предмет регистрации фонового гамма-излучения от радиоактивных внутриреакторных конструкций. Фиксируют фоновые значения интенсивности и энергии гамма-квантов радионуклидов по высоте инспекционного канала. Внутренние барьеры безопасности облучают нейтронами в реперных точках. Рассеянное гамма-излучение и замедленные нейтроны регистрируют с помощью системы малогабаритных детекторов. Полученную информацию анализируют с помощью программно-аналитического комплекса. Идентифицируют пики энергетического спектра с учетом фонового гамма-спектра. Расшифровывают спектр для обнаружения полостей в местах усадки засыпки, просадки внутриреакторных конструкций и определения влагосодержания в используемых барьерных материалах.

Положительный эффект достигается за счет того, что при создании дополнительных барьеров безопасности путем бесполостного заполнения пустот в приреакторных помещениях и конструкциях УГР барьерными материалами устанавливаются инспекционные каналы в виде обсадных труб. Материал обсадных труб выбирают с учетом малого поглощения нейтронов при отсутствии нейтронной активации материала c длительной коррозионной стойкости.

Контроль стабильности внутренних барьеров безопасности пунктов консервации УГР осуществляют после проведения всех мероприятий, связанных с созданием таких барьеров, по варианту «радиационно-безопасного захоронения на месте» путем бесполостного заполнения пустот реакторного пространства.

Для обнаружения мест просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций анализируют радионуклидный состав барьерных материалов по высоте инспекционного канала. Анализ проводят с помощью малогабаритного каротажного зонда, состоящего из генератора нейтронов, системы детекторов и коллиматора. Систему детекторов выбирают с возможностью регистрации рассеянных гамма-излучения и нейтронов. Коллиматор подбирают таким образом, чтобы он сохранял работоспособность детекторов в условиях сильного влияния излучения (гамма и нейтронного) от радиоактивных конструкций и просыпей топлива. Используемый зонд помещают в инспекционный канал. Регистрируют фоновое гамма-излучение в режиме без генерации нейтронов в реперных точках по высоте инспекционного канала. Реперные точки выбирают с учетом индивидуальных конструктивных особенностей выведенных из эксплуатации УГР. Полученную информацию обрабатывают с помощью программно-аналитического комплекса. Идентифицируют пики энергетического спектра для построения карты расположения радиоактивных внутриреакторных конструкций относительно инспекционного канала. Последовательность операций повторяют через определенный промежуток времени для обнаружения мест просадки внутриреакторных конструкций.

Обнаружение полостей в местах усадки засыпки и определение влагосодержания проводят после регистрации фонового гамма-спектра. Используемый зонд повторно опускают в инспекционный канал. Контролируемые барьеры через инспекционный канал облучают нейтронами в реперных точках по высоте канала. С помощью системы детекторов регистрируют «отклик». Обеспечивают условия, чтобы в качестве «отклика» один из детекторов регистрировал только рассеянное гамма-излучение, другой - только рассеянные нейтроны. Полученная информация обрабатывают с помощью программно-аналитического комплекса. Спектр полученного гамма-излучения расшифровывают с учетом измеренного ранее гамма-фона в режиме без генерации нейтронов. Нейтронный спектр расшифровывают отдельно. По обработанным энергетическим спектрам рассеянных нейтронов отслеживают изменение плотности барьерных материалов по высоте инспекционного канала. По энергетическим спектрам рассеянного гамма-излучения регистрируют наличие кислорода и водорода в материалах барьера безопасности. Делают вывод о наличии полостей в местах усадки засыпки по полученной диаграмме изменения плотности барьерных материалов. Определяют влагосодержание в используемых барьерных материалах по количеству кислорода и водорода.

Поэтому совокупное применение методов гамма-каротажа, импульсного нейтронного гамма-каротажа и нейтрон-нейтронного каротажа с оптимизированной конструкцией зондирующего устройства для проведения работ в местах консервации УГР позволяет проводить комплексный анализ внутренних барьеров безопасности пунктов консервации радиоактивных отходов.

На фиг.1 представлена схема размещения инспекционных каналов в местах консервации типовых УГР. Для проведения комплексного исследования внутренних барьеров безопасности используются инспекционные каналы 1 в виде обсадных труб. Инспекционные каналы 1 устанавливаются во время засыпки в процессе вывода из эксплуатации реактора по варианту «радиационно-безопасного захоронения на месте». В качестве засыпки 2 выбирают экологически безопасный материал, обладающий низкой водопроницаемостью, высокой сорбционной способностью по отношению к радионуклидам и совместимый с геологической средой. Для контроля изменений в геологической среде в процессе захоронения УГР инспекционные каналы 1 устанавливаются в разных местах: в центре реактора по длине графитовой кладки 3 через верхние 4 до нижних 5 металлоконструкций; в пространстве между графитовой кладкой 3 и боковыми металлоконструкциями 6; в бывших вспомогательных помещениях 7 через бетонные перекрытия 8.

На фиг. 2 представлена схема контроля искусственно созданных барьеров безопасности через инспекционные каналы захороненных УГР методом радиоактивного каротажа. Малогабаритный каротажный зонд содержит генератор нейтронов 1, способный излучать поток частиц 2 в импульсном режиме. Рассеянное излучение регистрируется с помощью системы детекторов, состоящей из детектора гамма-квантов 3 и детектора нейтронов 4. Для уменьшения влияния излучения от радиоактивных конструкций реактора, например от боковых металлоконструкций 5 и графитовой кладки 6, детекторы помещают в защитный корпус. Защитный корпус каждого детектора состоит из поглотителя нейтронов 7 различной толщины. Детектор гамма-квантов 3 помещают в коллиматор 8 для уменьшения влияния фонового гамма-излучения. Детектор нейтронов 4 дополнительно помещают в слой замедлителя 9. Между генератором нейтронов 1 и системой детекторов устанавливается защитная прокладка 10, например из свинца, для уменьшения прямого воздействия нейтронов 2. Работа каротажного зонда обеспечивается через экранированный кабель электропитания 11. Регистрируемый аналоговый сигнал передается на аналитический комплекс через кабель 12. Сканирование внутренних барьеров безопасности 13 осуществляется через предварительно установленные инспекционные каналы 14. Обнаружение полостей в местах усадки засыпки 15 и определение влагосодержания в барьерных материалах проводится по известным методикам.

Контроль стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации УГР осуществляется с помощью каротажного зонда. Каротажный зонд, состоящий из источника нейтронов 1, системы детекторов и защитного корпуса, вводят в инспекционный канал 14. Последовательность сканирования инспекционного канала 14 выбирают по направлению возможной диффузии радионуклидов из области большей концентрации в область меньшей. Анализ радионуклидного состава внутренних барьеров безопасности проводят путем перемещения зонда по высоте инспекционного канала 14 в режиме без генерации нейтронов. Регистрацию гамма-квантов радионуклидов проводят в реперных точках. Реперные точки выбирают исходя из индивидуальных конструкционных особенностей УГР, но как минимум должны включать в себя места на уровне радиоактивных конструкций 4, 5 (фиг. 1). Фоновое значение гамма-излучения ослабляется в коллиматоре 8 и регистрируется детектором 3. Информация об активности и энергии гамма-квантов через кабель 12 передается на ЭВМ в виде аналогового сигнала для дальнейшего преобразования и цифровой обработки. После цифровой обработки проводится идентификация радионуклидов по энергетическим пикам. Фиксируется интенсивность идентифицируемых нуклидов в каждой реперной точке по высоте инспекционного канала 14. Для определения мест просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций 3, 4, 5 (фиг. 1) последовательность операций повторяют через определенное время. По отношению гамма-спектров, полученных в результате измерений в разное время, делают вывод о величине и глубине просадки.

Повторно проводят исследование внутренних барьеров безопасности на предмет обнаружения полостей в местах усадки засыпки 15 методом импульсного нейтрон-нейтронного каротажа. Для этого каротажный зонд опускают в инспекционный канал 14. Генерируют нейтроны 2 и облучают ими внутренние барьеры безопасности 13 в ранее исследованных реперных точках. С помощью детектора нейтронов 4 регистрируют «отклик» в виде потока рассеянных нейтронов. Информацию об интенсивности и энергии нейтронов через кабель 12 передают на ЭВМ в виде аналогового сигнала для дальнейшего преобразования и цифровой обработки. По обработанным энергетическим спектрам рассеянных нейтронов отслеживают изменение плотности барьерных материалов по высоте инспекционного канала 14. По величине изменения плотности судят о наличии полостей 15 в местах усадки засыпки.

Одновременно с импульсным нейтрон-нейтронным каротажем проводят импульсный нейтронный гамма-каротаж для определения влагосодержания в барьерных материалах. Для этого регистрируют «отклик» в виде рассеянного гамма-излучения с помощью детектора 3. Информацию об интенсивности и энергии гамма-квантов через кабель 12 передают на ЭВМ в виде аналогового сигнала для дальнейшего преобразования и цифровой обработки. Идентифицируют радионуклиды по энергетическим пикам. Полученные спектры расшифровывают с учетом фонового гамма-излучения. По наличию в энергетическом спектре линий кислорода и водорода определяют влагосодержание в барьерных материалах.

Пример осуществления изобретения приведен ниже.

В качестве объекта для контроля стабильности внутренних барьеров безопасности был выбран остановленный ПУГР ЭИ-2 АО «ОДЦ УГР». Инспекционные каналы в виде обсадных труб устанавливались в трех местах: в центре графитовой кладки через верхние до нижних металлоконструкций, между графитовой кладкой и боковыми металлоконструкциями, в ШТ-2. В качестве материала обсадных труб был выбран цирконий, поскольку он обладает высокой коррозионной стойкостью и малым сечением поглощения нейтронов. Конструкция каналов исключает попадание любых посторонних материалов в канал. Минимальный внутренний диаметр труб инспекционных каналов Ø58 мм. Максимальная высота каналов не более 40 м.

После установки инспекционных каналов создавались глиносодержащие барьеры безопасности с применением технологии бесполостного заполнения. Содержание илистой фракции в барьерах составляло от 18 до 28 мас.%, тонкопылеватой фракции - от 34 до 50 мас.%. Значительная часть породы состояла из тонкодисперсного материала катионобменной емкостью больше 30 мг-экв./100 г породы. Плотность внутри объема достигала не менее 1.6-1.8 г/см3.

Для обнаружения мест просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций и регистрации фонового гамма-излучения использовался специальный зонд, состоящий из устройства регистрации гамма-квантов, защитного корпуса и нейтронного генератора. Габаритные размеры зонда: длина 2 м, диаметр 50 мм. В качестве устройства регистрации гамма-квантов выбирался полупроводниковый CdZnTe-детектор. Роль коллиматора выполнял свинец, поглотителя нейтронов - кадмий. Кадмиевый поглотитель использовался для уменьшения влияния тепловых нейтронов на детектор. Зонд опускался вниз по высоте инспекционного канала. Проводились замеры интенсивности и энергии гамма-квантов в реперных точках, соответствующих расположению радиоактивных внутриреакторных конструкций. Регистрация фонового гамма-спектра осуществлялась на отметках между конструкциями. Время выдержки зонда на каждой отметке составляло 600 с. С помощью мобильного программно-аналитического комплекса производилась оцифровка сигнала и непрерывная запись спектра. Идентифицировались радионуклиды по энергетическим пикам, например 60Со, 134,137Cs. Записывались значения интенсивности и энергии детерминированных радионуклидов в качестве фоновых. На фиг. 3 представлен энергетический спектр распределения гамма-фона по высоте инспекционного канала, расположенного в центре графитовой кладки остановленного ПУГР ЭИ-2 АО «ОДЦ УГР». Позиции 1 соответствует верхняя плоскость верхних металлоконструкций, позиции 2 - нижняя плоскость верхних металлоконструкций, 3 - опорные нижние металлоконструкции.

Для определения мест просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций последовательность операций повторяли через 1 год в течение 3 лет. Исходя из отношения расположения пиков гамма-излучения по длине инспекционного канала, наблюдали за динамикой усадки.

После проведения гамма-каротажа проводился импульсный нейтрон-нейтронный каротаж выбранного канала. Для этого зондирующее устройство повторно опускали вниз по длине инспекционного канала. Проводили облучение глиносодержащих барьеров безопасности нейтронами в реперных точках на соответствующих отметках между радиоактивными конструкциями. Для облучения использовался импульсный генератор нейтронов, способный создавать поток частиц с энергией до 14 МэВ, частотой 10 кГц. Рассеянные нейтроны регистрировались детектором с 10B. Детектор экранировался слоем кадмия толщиной 3 мм и полиэтиленом толщиной 2 см. Полиэтилен располагался между детектором и слоем кадмия. При этом надтепловые нейтроны замедлялись до тепловых скоростей, а тепловые регистрировались детектором. Информацию об интенсивности и энергии нейтронов через низкошумящую аппаратуру передавали на ЭВМ в виде аналогового сигнала для дальнейшего преобразования и цифровой обработки. Обрабатывали спектр с помощью специализированного программного обеспечения. По обработанным энергетическим спектрам рассеянных нейтронов отслеживают изменение плотности барьерных материалов по высоте инспекционного канала. По величине изменения плотности судили о наличии полостей в местах усадки засыпки.

Одновременно проводили импульсный нейтронный гамма-каротаж для определения влагосодержания в барьерных материалах. Облучали глиносодержащие барьеры безопасности нейтронами в реперных точках на соответствующих отметках между радиоактивными конструкциями. Гамма-излучение, полученное в процессе неупругого рассеяния нейтронов на ядрах кислорода и водорода, регистрировали полупроводниковым CdZnTe-детектором. Информацию об интенсивности и энергии гамма-квантов через низкошумящую аппаратуру передавали на ЭВМ в виде аналогового сигнала для дальнейшего преобразования и цифровой обработки. Обрабатывали спектр с помощью специализированного программного обеспечения. Детерминировали два кислородных пика с энергией 6.13 МэВ и 7.1 МэВ и водородный пик с энергией 2.23 МэВ. По интенсивности пиков с известным временем выдержки 600 с определялось влагосодержание в используемых барьерных материалах.

Последовательность операций повторялась для каждого инспекционного канала. В результате составлялась достаточно полная карта распределения полостей в местах усадки засыпки, мест просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций, а также определялось влагосодержание по объему засыпки.

Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора, включающий одновременное генерирование и регистрацию гамма-квантов и нейтронов с помощью детектора, покрытого слоем кадмия, детерминирование гамма-квантов по энергиям, измерение плотности пород, отличающийся тем, что 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, после чего 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.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к геофизическому приборостроению, в частности к средствам гамма-гамма каротажа, а именно к области метрологического обеспечения скважинной геофизической аппаратуры и созданию стандартных образцов для калибровки скважинной аппаратуры.

Использование: для управляемой скважинной генерации ионизирующего излучения без использования радиоактивных изотопов химических элементов. Сущность изобретения заключается в том, что устройство для управляемой скважинной генерации ионизирующего излучения (12) включает, по меньшей мере, термоэлектронный эмиттер (11), расположенный в первой оконечной части (7а) электрически изолированного вакуумного контейнера (9), и лептонную мишень (6), расположенную во второй оконечной части (7b) электрически изолированного вакуумного контейнера (9).

Использование: для количественного определения содержания радиоактивных элементов горных пород. Сущность изобретения заключается в том, что выполняют облучение исследуемой среды в скважине источником радиоактивного излучения, регистрацию интенсивностей гамма-излучения, усиление и оцифровку зарегистрированных сигналов, передачу их на поверхность и автоматическую стабилизацию энергетической шкалы, включающую восстановление нулевого уровня усиленного выходного сигнала, при этом осуществляют периодическое накопление зарегистрированных сигналов в виде амплитудных спектров, а восстановление нулевого уровня усиленного выходного сигнала производят в циклическом режиме, в начале каждого периода накопления амплитудных спектров.

Изобретение относится к бурению скважины и может быть использовано для контроля забойных параметров и каротаже в процессе бурения. Техническим результатом является повышение качества исследования скважины за счет увеличения надежности передачи информации от забоя на поверхность.

Изобретение относится к буровой технике и предназначено для контроля положения ствола горизонтальной скважины между кровлей и подошвой пласта - коллектора, а также для литологического расчленения разреза в процессе бурения.

Изобретение относится к области нефтегазодобывающей промышленности и предназначено для обеспечения измерений плотности преимущественно буровых и тампонажных растворов, используемых в процессе строительства скважин.

Изобретение относится к ядерной геофизике, а более конкретно к области ядерно-физических определений плотности горных пород, пересекаемых буровой скважиной, приборами, доставляемыми в интервал проведения исследований на буровом инструменте. Устройство для проведения радиоактивного каротажа с доставкой в интервал исследования на буровом инструменте содержит корпус скважинного прибора, в котором выполнены коллимационные окна для прохождения гамма-излучения, в котором размещены контейнер с расположенным в нем источником радиоактивного излучения и герметичный корпус электронного блока с детекторами гамма-излучения и электронными схемами, при этом в контейнере для размещения источника гамма-излучения и в корпусе скважинного прибора выполнены боковые каналы для обеспечения возможности установки и фиксации в контейнере источника радиоактивного излучения со стороны боковой поверхности устройства. Технический результат - уменьшение облучения обслуживающего персонала. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх