Содержание к диссертации
Введение
1 Литературный обзор 8
1.1 Производство рздионуклидных источников ионизирующего излучения 8
1.2 Применение закрытых радионуклидных источников ионизирующего излучения 13
1.2.1 Радиоизотопные источники электроэнергии и тепла 14
1.2.2 Радиационно-технологические установки 16
1.2.3 Радионуклидные средства для лучевой тер алии 18
1.2.4 Радиационные аппараты промышленной дефектоскопии 19
1.2.5 Дцерно-аналитические и контрольно-измерительные технологические приборы и установки 21
1.2.6 Приборы и установки с использованием альфа- и низкоэнергетического бета-излучения 24
1.2.7 Условия эксплуатации и хранения источников ионизирующего излучения. 25
1.2.8 Инциденты с радионуклидными источниками ионизирующего излучения32
1.3 Приповерхностное захоронение радионуклидных источников 33
1.4 Подземное захоронение радионуклидных источников 39
1.5 Захоронение шь^>а-излучающих радионуклидных источников 41
1.6 Кондиционирование отработавших источников ионизирующего излучения 44
1.7 Исследования по включению радиоактивных отходов в металлическую матрицу. 45
1.7.1 Исследования по включению облученного ядерного топлива в металлические матрицы 46
1.7.2 Исследования по включению радиоактивных отходов высокого уровня активности в металлические матрицы 50
1.7.3 Надежность изоляции отработавших источников ионизирующего излучения в приповерхностных хранилищах 52
1.8 Выводы по литературному обзору. 55
2 Исследование состояния хранения отработавших источников ионизирующего излучения в приповерхностных хранилищах колодезного типа 58
2.1 Методы контроля состояния колодезных хранилищ 58
2.2 Аппаратура для контроля состояния колодезных хранилищ 60
2.3 Исследование состояния хранения отработавших источников в хранилищах колодезного типа . 65
2.4 Результаты обследования хранилищ для отработавших источников ионизирующего излучения по Программе Госатомнадзора России 71
3 Исследование тегоюфизических характеристик приповерхностных хранилищ для отработавших источников ионизирующего излучения 79
3.1 Описание экспериментального стенда «Спрут» 80
3.2 Описание экспериментов 82
3.3 Математическое моделирование тепловых полей в хранилище 89
4 Моделирование технологического процесса включения отработавших источников в металлические матрицы в лабораторных условиях 99
4.1 Описание лабораторного стенда 100
4.2 Порядок проведения эксперимента 105
4.3 Результаты экспериментов и иханализ 106
5 Практическое применение метода включения отработавших источников ионизирующего излучения в металлическую матрицу 125
5.1 Разработка оборудования для включения отработавших источников в металлическую матрицу. 125
5.2 Оценка эффективности технологии включения ОИИ в металлические матрицы 134
Выводы 139
Литература 141
- Применение закрытых радионуклидных источников ионизирующего излучения
- Приборы и установки с использованием альфа- и низкоэнергетического бета-излучения
- Исследование состояния хранения отработавших источников в хранилищах колодезного типа
- Математическое моделирование тепловых полей в хранилище
Введение к работе
Радиоизотопные излучатели различного назначения, дефектоскопы, аналитические и контрольно-измерительные приборы, радиоизотопные генераторы тепловой и электрической энергии и другие виды изделий радиационной техники - таков неполный перечень областей использования радионуклидных источников ионизирующего излучения.
Радиационные технологии все шире охватывают различные области производства изделий и материалов промышленного и специального назначения. Промышленность большинства стран насыщается радиоизотопной контрольно-измерительной техникой. В медицине используется все больше аппаратуры радиационной диагностики и терапии. Компактные, с высокой удельной энергоотдачей, радиоизотопные устройства находят применение во множестве современных приборов и изделий.
Одним из главных препятствий для дальнейшего развития радиоизотогшых производств, как, впрочем, и для увеличения энергетического потенциала за счет строительства атомных электростанций, стала проблема удаления радиоактивных отходов (РАО). Необходимость учета самых различных факторов - правовых, социальных, экономических, медицинских — значительно усложняет ее решение и требует участия государства и общественности в определении роли и места промышленности по обращению с РАО среди других отраслей.
Использование мощных источников излучения привело к образованию целого класса чрезвычайно опасных РАО высокого уровня активности — отработавших источников ионизирующего излучения (ОИИ). Обращение с этим видом отходов представляет серьезную проблему, не решенную в полном объеме на законодательном уровне, в техническом и экологическом аспектах, и является препятствием на пути широкого применения радиационных технологий.
Десятки радиационных инцидентов, произошедших с отработавшими источниками в последние годы, заставили МАГАТЭ и национальные агентства обратить пристальное внимание на проблемы обращения с этим видом радиоактивных отходов. События, произошедшие в Гоянин (Бразилия) [1] в 1987 г., в очередной раз подтвердили, какими трагическими и масштабными могут
4 быть последствия неконтролируемого попадания отработавших источников в окружающую среду. Человеческие жертвы, десятки пострадавших от облучения людей, образование тысяч тонн вторичных радиоактивных отходов — таковы некоторые итоги этого «наиболее серьезного инцидента после Чернобыльского».
Нерешенность до настоящего времени проблем безопасного обращения с ОНИ требует проведения всесторонних исследований условий хранения и разработки современных технологий их кондиционирования, не наносящих чрезмерного ущерба окружающей среде.
По этим причинам весьма актуальными являются исследования, посвященные разработке эффективных методов обращения с отработавшими источниками ионизирующего излучения, обеспечивающими надежность их изоляции от окружающей среды.
Целью настоящей работы является исследование состояния хранения отработавших источников ионизирующего излучения, изучение свойств металлических матричных материалов и разработка технологии кондиционирования отработавших источников ионизирующего излучения с использованием металлических матриц при безусловном приоритете экологической безопасности предложенных технических решений.
Научная новизна работы заключается в следующем:
Разработана методика и выполнена оценка состояния хранения ОИИ в приповерхностных хранилищах для отработавших источников ионизирующего излучения,
Разработан и экспериментально опробован метод определения эффективных тегшофизических характеристик для хранилищ колодезного типа с использованием нестационарных температурных полей.
Предложен новый метод изоляции отработавших источников ионизирующего излучения от окружающей среды путем включения их в металлические матрицы непосредственно в подземных приемных резервуарах хранилищ колодезного типа, с использованием в качестве матричного материала свинца и легкоплавких сплавов на его основе.
Обоснована зависимость количества матричного материала от суммарной активности отработавших источников и их радионуклидного состава.
5 Практическое значение работы состоит в том, что:
Использование методики обследования состояния хранения ОИИ в хранилищах колодезного типа позволило, в соответствии с программой Госатомнадзора России, выполнить детальное обследование хранилищ данного типа на пунктах хранения радиоактивных отходов России, и на основе полученных данных разработать рекомендации по их дальнейшей безопасной эксплуатации.
Впервые разработаны и внедрены в производство новые безопасные методы обезвреживания высокоактивных отработавших источников ионизирующего излучения.
Разработаны и внедрены в производство установка для включения отработавших источников в металлическую матрицу «Москит-1А» и передвижная модульная промышленная установка «Москит-Т», позволяющие производить включение источников в металлические матрицы непосредственно в резервуарах хранилищ. Использование этих установок на пунктах захоронения радиоактивных отходов России дает реальный экологический и значимый экономический эффект.
На защиту выносятся следующие положения:
Теплофизические характеристики хранилищ могут быть найдены путем проведения эксперимента по кратковременному имитационному разогреву приемной емкости хранилища, измерению температуры в контрольных точках и последующему математическому моделированию процесса установления температурного поля.
Надежная изоляция отработавших источников ионизирующего излучения от окружающей среды возможна путем их послойной заливки расплавленным металлом с получением целостного металлоблока. Качество получаемого металлоблока определяется совместным использованием нескольких металлов или сплавов. Процесс изоляции можно проводить, используя защитные свойства хранилищ, непосредственно в подземных резервуарах после их подготовки по предложенной технологии.
В качестве матричного материала для изоляции источников наиболее эффективно использовать свинец и сплавы на его основе, обеспечивающие требуемые показатели безопасности.
Разработанные передвижные установки модульного типа, герметично стыкуемые с хранилищем, позволяют безопасно проводить процесс включения отработавших источников в металлическую матрицу за счет изоляции рабочего объема установки и хранилища от окружающей среды и эффективной очистки отходящих газов.
Основные положения диссертационной работы докладывались на:
Всесоюзном НТС "Проблемы обращения с радиоактивными отходами и охраны окружающей среды", (Москва, 1990);
Международном семинаре UNESCOAJNEP/UNIDO "Радиоактивные отходы: оценка риска, минимизация образования, переработка и захоронение", (Москва, 1993);
International Conference on Nuclear Waste Management and Environmental Remediation, (Prague, 1993);
4-ой Ежегодной Научно-Технической Конференции Ядерного Общества "Ядерная энергия и безопасность человека", (NE-93, Нижний Новгород);
21-st International Symposium on the Scientific Basis for Nuclear Waste Management, (1997, Davos);
22-st International Symposium on the Scientific Basis for Nuclear Waste Management, (Boston, 1998);
International Conference on "Management of Radioactive Waste from Non-Power Applications-Sharing the Experience", (2001, Malta).
По теме данной диссертационной работы было опубликовано 20 статей и докладов, получено 7 авторских свидетельств и патентов РФ.
Работа была выполнена в Государственном унитарном предприятии города Москвы - Объединенном эколого-технологическом и научно-исследовательском центре по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУЛ МосНПО «Радон») в соответствии с планом НИР (тема 064-01) и Программой Госатомнадзора России по обследованию хранилищ колодезного типа для
7 отработавших радионуклидных источников на спецкомбинатах Российской Федерации.
Применение закрытых радионуклидных источников ионизирующего излучения
Области эффективного применения закрытых радионуклидных источников ионизирующего излучения в народном хозяйстве широки и разнообразны. В связи с этим рассмотрим наиболее характерные из них, которые могут быть представлены двумя крупными промьппленными направлениями: радиационным аппаратостроением и приборостроением [9],
Радиационное аппаратостроение включает разработку и создание облучательного оборудования (аппаратов и установок) для различных отраслей промышленности, медицины и сельского хозяйства. Рассматривая это направление, следует отметить, что закрытые источники наиболее массовое применение находят при создании радиационно-технологических (облучательных) установок и радионуклидных средств лучевой терапии. Радиационное приборостроение охватывает широкую область приборостроения, в которой в качестве первичного носителя полезной информации используется ионизирующее излучение в проходящем или отраженном пучке, Из этого направления выделим три аспекта применения источников: радиационные средства промышленной дефектоскопии; ядерно-аналитические и контрольно-измерительные приборы и информационные системы; радиоизотогшые приборы и установки с использованием альфа- и низкоэнергетического бета-излучения (генераторы ионов, нейтрализаторы, анализаторы и др.)) т.е. такие радиоизотопные устройства, в которых используются некапсулированные источники.
В основе радионуклидной энергетики лежат методы и средства преобразования энергии радиоактивного распада в другие виды энергии (тепловую, электрическую, световую). Радионуклидные источники энергии должны использоваться там, где необходимы сравнительно большие сроки эксплуатации (10 лет и более) и высокая надежность.
Они нашли широкое применение в качестве источников электропитания навигационных свето-радиомаяков, автоматических метеорологических станций, а также в электрокардиостимуляторах, имплантируемых в организм человека (Рис. 1а и б).
Активная часть источника (микросферы из диоксида плутония-238) (Рис. 1а) заключена в герметичную сварную внутреннюю капсулу из танталового сплава, состоящую из корпуса и пробки. Фиксация микросфер в капсуле обеспечивается втулкой. Для исключения контакта с диоксидом плутония стенки внутренней капсулы облицованы фольгой из иттрия. Внутренняя капсула с активной частью заключена в наружную капсулу из ниобиевого сплава, состоящую из корпуса и крышки. Под крышкой наружной капсулы расположена танталовая пружина. Наружная поверхность источника защищена эмалевым покрытием. Для изготовления микросфер используется двуокись плутония, содержащая не менее 70% радионуклида плутоний-238, очищенная от радионуклида уран-232 и продуктов его распада.
Повышенный интерес к такому виду источников энергопитания объясняется, прежде всего, их существенными преимуществами перед другими автономными источниками электрической энергии. Они отличаются высокой удельной энергоемкостью, длительным сроком службы (десятью и более годами), высокой надежностью (0,95 и выше), сохраняют работоспособность при длительном коротком замыкании в цепи.
Источники тепловой энергии - устройства, в которых энергия радиоактивного= распада превращается в тепло, сравнительно просты, так как при поглощении ионизирующего излучения уже непосредственно в самом радионуклидном источнике, оно, в основном, превращается в тепловую энергию. Тепловая мощность, выделяемая в источнике ионизирующего излучения, зависит от удельной активности радиоактивного материала (топлива), максимальной и средней энергии частиц, плотности поглощающей среды, формы и размеров источника.
Активная часть (таблетки из препарата стронция) Рис. 1а, зафиксированная в стакане из жаропрочного никелевого сплава, заключена, в свою очередь, в сварную герметичную капсулу из коррозионно-стойкого сплава, состоящую из корпуса, внутренней крышки и наружной крышки.
В настоящее время для изготовления радиоизотопных термоэлектрогенераторов (РИТЭГ) используются 2ї8Ри (Рис. 1 a), 90Sr (Рис. 1 б) и 241Ат. В Табл. 3 представлены основные энергетические характеристики топливных радионуклидов.
Радиационно-техно логические (облучательные) установки (экспериментальные, опытно-промышленные и промышленные), создаваемые в ряде отраслей народного хозяйства, являются крулнейшими потребителями источников альфа-, бета- и особенно гадхма-излучения вследствие большой энергоемкости процессов радиационной обработки органических и неорганических материалов и других объектов. В зависимости от природы реализуемого технологического процесса, облучательньге установки по своему назначению подразделяют на радиационно-химические, радиационно-биологические и радиационно-физические. Эти устройства предназначены для получения качественно новых свойств материалов и изделии, стимулирования или подавления процессов роста клеток и микроорганизмов в биологических объектах и сельскохозяйственных культурах, стерилизации различных материалов и пищевых продуктов, а также для управляемого изменения физических характеристик и свойств определенных промышленных изделий. Цель радиационной технологии - получение и использование полезного социально-технического эффекта посредством реализации различных процессов, происходяпгих в объекте при воздействии на него заданного уровня радиационной нагрузки.
Приборы и установки с использованием альфа- и низкоэнергетического бета-излучения
Во многих технологических процессах, применяемых в химической, резиновой, текстильной, бумажной, кино-, фото и других отраслях промышленности возникают и накапливаются заряды статического электричества, достигающие значений в несколько киловольт, что отрицательно влияет на протекание заданного технологического процесса, ограничивает производительность оборудования, снижает качество продукции и, кроме того, является потенциальной причиной пожаров и взрывов. Появление статического электричества в результате трения связано с внедрением способных к электризации синтетических и других материалов, а также стремлением к значительному повышению скорости работы технологических станков. Для эффективного снятия зарядов статического электричества широко используются нейтрализаторы с промъшшенными источниками на основе Pu, Рт, способные создавать значительный ток ионизации в зоне образования зарядов. Для этих целей наибольшее распространение получили источники, представляющие собой эмалированные стальные пластинки размером 70x35 мм, на одну сторону которых нанесен и зафиксирован радиоактивный препарат с нуклидами Ри и Рт. Соответствующие типы промышленных источников АИП-Н и БИП-Н имеют значения ионизационного тока 0,2-0,35 мкА и активность 0,2-200 ГБк в одном источнике.
В связи с крайне ограниченной информацией по состоянию хранения отработавших источников, рассмотрение условий хранения и процессов, протекающих в процессе хранения, проведем на примере наиболее близких аналогов, на основе опыта эксплуатации- радиационно-химических (РХУ)- и радиационно-биологических (РБУ) установок с облучателями (или источниками) сухого и подводного хранения.
Комплексное воздействие механических и температурных нагрузок и агрессивных сред на герметичность оболочек источников свойственно для РХУ и РБУ с подвижным облучателем (или источниками). На установках с неподвижным облучателем вероятность разгерметизации (особенно при двойной ампулировке из нержавеющей стали) сведена к минимуму.
Механические нагрузки на источники определяются системами их перемещения, которые разделяются на механические, пневматические, гидравлические и понтонные.
Наиболее приемлемое сочетание для установки с сухой защитой -механическая, и в меньшей степени, пневматическая и гидравлическая, системы перемещения источников; понтонные - пригодны только для установок со смешанным способом зашиты.
Пневматическая система подъема источников создает большие динамические нагрузки на герметизирующие оболочки источников, поэтому перед загрузкой установок проводятся макетные испытания имитаторов до их разрушения. Результаты испытаний на Волгодонской РХУ показали, что нарушение герметичности оболочки одного имитатора произошло через 12370 циклов, второго - через 14000 циклов; остальные оболочки начали терять герметичность через 20000 и более циклов. На Обнинской РХУ с помощью автоматического пневмостенда макеты источников испытывали до 20000 подъемов и опусканий со временем цикла 5 мин, а также имитировали тепловой режим (в систему подавали воздух с температурой +75 С) [37].
Однако устойчивость оболочек источников в реальных условиях их эксплуатации резко отличается от модельных экспериментов с имитаторами, как это видно из Табл. 4
Приведенные данные показывают, что разгерметизация оболочек происходят на установках, где отсутствуют амортизаторы на облучателе, а источники имеют минимальное количество (одну или две) заводских герметизирующих оболочек [13]. Отмечено, что разрушение оболочек источников происходит после сравнительно небольшого числа подъемов и опусканий (200-300), хотя при макетных испытаниях разрушение наступало после десятков тысяч циклов. Это объясняется тем, что имитаторы источников не испытывают температурных нагрузок; отсутствуют мощные поля гамма-излучения; не моделируются условия эксплуатации источников. Кроме того, во время работы РХУ источники, находясь в трубке облучателя, испытывают вибрационные нагрузки в продольном и поперечном направлениях.
Опыт эксплуатации облучательных установок с пневматической системой перемещения источников показал, что такие установки менее надежны, чем установки с механической и другими системами перемещения. Наличие негерметичного источника в одном из затопленных каналов установки привело к загрязнению нуклидом Со воды в баке охлаждения выше допустимых значений, а удельная активность воды в самом канале составила 3 10"2 Ки/л. За период эксплуатации установки (около 4 лет) отбраковано из-за потерн герметичности 29 источников из 140, то есть более 20% [13, 15]. Было установлено, что наиболее часто выбывают из строя верхние источники, что свидетельствует о решающей роли ударных нагрузок. Этот факт подтвержден тем, что после отбраковки и удаления верхнего источника из канала вторым из строя выбывал следующий за ним препарат.
Механическую систему перемещения источников изучали на РХУ РС-2,5. Механическим устройством облучатель набирают из стандартных источников активностью 32 Ки, заключенных в сферическую кассету, и неактивных шаровых элементов [16]. Каждый источник излучения находится всегда в соприкосновении с двумя соседними неактивными шарами, и при разгерметизации хотя бы одного из них радиоактивные загрязнения должны неизбежно появиться на поверхности неактивных шаров и стенках каналов хранилища. Поэтому была оценена степень радиоактивного загрязнения 133 неактивных шаровых элементов облучателя установки РС-2,5 [17]. Спектрометрические измерения показали, что активность обусловлена нуклидом Со; максимальная активность составляет 2,2х10"9Ки/шар, минимальная -2, ОхЮ"10Ки/шар.
Влияние агрессивных сред приводит к разгерметизации источников вследствие коррозии их оболочек, особенно при осуществлении радиационно-химических процессов с применением ряда агрессивных химических веществ. Наиболее опасно скопление в коррозионной среде хлора, фтора и, в ряде случаев, серосодержащих веществ [15]. Отмечены случаи нарушения герметичности препаратов B7Cs в двойных оболочках из нержавеющей стали, которые находились течение 4 лет в эксплуатации РХУ с подводным способом хранения облучателя. При разборке облучателя во внутренних стаканах ампул обнаружено скопление жидкости с высокой удельной активностью (до 10"2 Ки/л) и большим содержанием нитрат - ионов (100 мг/л), хлорид - ионов (30 мг/л) и продуктов коррозии (10 мг/л железа).
Исследование состояния хранения отработавших источников в хранилищах колодезного типа
Конструкция хранилищ рассчитана на длительное надежное хранение отработавших источников в сухом состоянии. Однако во всех хранилищах обнаружена вода в различных количествах. В малых количествах вода попадает в хранилище путем конденсации из воздуха на холодных стенках загрузочной трубы. Большое количество воды в хранилище свидетельствует о неудовлетворительной работе дренажной системы. Присутствие воды в хранилище и мощное ионизирующее излучение резко снижает безопасность хранения отработавших источников по следующим причинам.
Под воздействием мощного ионизирующего излучения происходит радиолиз воздуха и воды. Основными продуктами радиолиза воздуха являются оксиды азота и озон. Радиационно-химический выход оксидов (в пересчете на 05) составляет 1,23 мол/ЮОэВ. Концентрация оксидов азота в облучаемом объеме определяется следующим выражением [106]: При мощности дозы 107 рад/ч концентрация оксидов азота в закрытом объеме за сутки достигнет 30 г/м3. Озон образуется с большим радиационно-химическим выходом Со3 = 15 мол/100 эВ и благодаря своим окислительным свойствам способствует накоплению кислородных соединений азота до NO2 [106].
В присутствии воды диоксид азота образует азотную кислоту, которая при многократном увлажнении - высыхании оболочек источников будет концентрироваться, что приведет к ускоренной коррозии оболочек и их разгерметизации. Озонирование растворов усиливает коррозию. Кроме того, ускоренной коррозии оболочек источников способствуют механические напряжения и микротрещины, вызванные их износом. Описанные процессы являлись причиной ряда аварий с выбросом значительного количества радионуклидов на радиационно-химических установках при их эксплуатации [106].
Как уже отмечалось в первой главе, все эти факторы характерны при захоронении отработавших источников. Так, в пробах воды из хранилища обнаружено большое количество взвесей (до 34 г/л), которые представляют собой продукты коррозии и ил. Как видно из Табл. 7 (стр. 54) в составе воды присутствуют хлорид и нитрат ионы, способствующие, как мы видели, ранее коррозионному повреждению оболочек источников.
Радиометрический анализ воды показал, что ее загрязненность -нуклидами составляет 103 — 104 Бк/л, а а-нуклидами примерно 100 Бк/л. Это вызвано остаточным загрязнением оболочек источников и диффузией радионуклидов через микротрещины в оболочках. В одном из хранилищ было зафиксировано повышенное содержание Cs (до 2,7x10 Бк/л), причиной которого является, вероятно, разгерметизация источников.
Разгерметизация источников возможна также при их механическом повреждении. Это связано с тем, что источники в зависимости от типа транспортного контейнера поступают на захоронение в завинчивающихся кассетах из нержавеющей стали (в контейнерах КИ-400) или без дополнительной упаковки (в контейнерах КТБ-26-12). Тяжелые кассеты с источниками при разгрузке могут повреждать оболочки ранее захороненных источников.
При разгерметизации источников хранилище уже не является надежным защитным барьером и становится возможным выход радионуклидов в окружающую среду в результате капельного уноса при испарении влаги, а также в виде «горячих» частиц [106]. При радиолизе воды образуется водород. Его радиационно-химический выход составляет 0,42-0,45 мол/ЮОэВ. Накапливаясь в замкнутом объеме, водород образует с воздухом «гремучую» смесь. Нижний предел взрывоопасности водорода равен 4 об. %. Максимальное время безопасного накопления водорода в замкнутом объеме tm (ч) можно определить по следующей формуле [107]: где V — объем хранилища, м3; гамма - постоянная радионуклида, Рхсм2/ мКи); Q - активность источников, Ки. При активности захоронения источников тСо в 3,7x1014 Бк и объеме хранилища 0,2 м3 время безопасного накопления водорода составляет около 6 часов. При исследовании состояния хранилищ максимальная концентрация водорода равная 3,6 % была зафиксирована в закрытом хранилище. В открытых хранилищах концентрация водорода в несколько раз меньше. Концентрация водорода в хранилище из-за конвективного характера рассеивания пропорциональна температуре наружного воздуха (Рис 16) и с уменьшением глубины падает почти до нуля (Рис 17). Такая зависимость концентрации 1 от температуры приводит к необходимости принудительной вентиляции хранилищ в жаркую погоду. При проведении обследования состояния хранения отработавших источников на пунктах хранения радиоактивных отходов России, проводившегося в рамках программы Госатомнадзора России, были получены аналогичные результаты.
Математическое моделирование тепловых полей в хранилище
С целью расчетных исследований тепловых процессов хранилища с включенными в металлическую матрицу отработавшими источниками, проведено моделирование температурных полей, возникающих в результате радиационного тепловыделения источников излучения. Входными параметрами для расчета являются геометрические размеры и массы элементов хранилища, источников и матрицы, теплофизические параметры конструктивных элементов хранилища, источников, предполагаемой металлической матрицы и окружающего грунта, а также мощность тепловыделения захороненных источников в зависимости от времени. Схематично вид типового хранилища колодезного типа для ОИИ изображен на Рис. 32. Резервуар хранилища имеет пилиндрическую форму и характерные размеры R0 = 200MM, L = 1500 мм [46]. Тепловыделение в зоне размещения источников связано с поглощением энергии ионизирующего излучения внутри резервуара и является функцией вертикальной координаты z и времени т. Считаем, что размещение источников в хранилище осуществляется по слоям, радиационные поля вне резервуара не учитываются. Изменение температуры в областях I и II (см. Рис. 32) описано уравнениями теплопроводности (в первом приближении линейными): Здесь ге, Ср, р - коэффициенты теплопроводности, теплоемкости и массовой плотности в областях I и П (см. Рис. 32) соответственно; А - оператор Лапласа в цилиндрических координатах qv (z,t) - объемная плотность источников тепла- количество теплоты, выделяющееся в единицу времени в единице объема вещества. Размерность [qv] -Вт/м3. На границе областей I и II - необходимо выполнить условия равенства температур и потоков тепла по разные стороны границы, т.е.
Значения N, М, Zo выбирались так, чтобы координаты ArNRo, AZMRo и Z0 были достаточно удалены от источника тепловыделения, тогда форма источника тепла незначительно влияет на температуру в точках с і = N, j = 1,...М и температуру в этих точках можно вычислить по формуле (5). Величину А т выбирают с учетом устойчивости разностной схемы, для схемы уравнения (8) условие устойчивости выражается неравенством [113]: Температуру на оси г=0 определяли по выражению (6): а на границе раздела областей І-П в соответствии с формулами (7). На нулевой итерации I =0 для описания температуры в области II использована формула (5), а в области I на нулевой итерации температуру определяли из следующего соотношения[112]: Расчет температурных полей по описанной выше разностной схеме провели методом последовательных приближений. Вначале по нулевому приближению (9) с помощью метода установления рассчитывали температурное поле в области I (первое приближение). Затем, используя в качестве нулевого приближения выражение (5), определили температурное поле в области II, причем температуру на границе областей I-II взяли из предыдущего расчета. Далее повторяли процедуру для области L (второе приближение) с температурой на границе, взятой из 1-го приближения для области П. Этот процесс повторяли до тех пор, пока разница температур двух последовательных приближений в контрольных точках (А и В - Рис. 34) не достигала заранее заданного уровня. Для реализации описанного алгоритма с помощью расчетной программы XRANIL были произведены вычисления стационарных температурных полей в зоне хранилища при различных значениях параметров %\, Хг и 7v(r 0 (см- Рис 35), а также рассчитана величина максимального разогрева в хранилище при различных значениях перечисленных параметров см. Рис. 36). На Рис. 35 в качестве примера приведены результаты расчета температурного поля в хранилище при условии равномерного распределения источников тепла мощностью 3 кВт (соответствующее тепловыделению источников с суммарной активностью 7,4 хЮ15 Бк (200000 Кюри) по Со).
По объему резервуара (Рис. 34,а), теплопроводность окружающего грунта равна 2,83 Вт/(мхК), температура в хранилище до загрузки источников 0С. Сплошная линия (Рис. 34, а, б) отвечает случаю, когда в качестве материала матрицы используют свинец (теплопроводность 30 Вт/(мхК)), пунктирная - случаю использования в качестве матрицы олова (теплопроводность 60 Вт/(м К)). Максимальный разогрев в хранилище в первом случае составляет 220 С, во втором 216 С. Малое различие температурных полей при использовании свинца и олова (см. Рис. 34) говорит о том, что материал матрицы несущественно влияет на температурное поле в хранилище. Теплопроводность окружающего грунта решающим образом определяет степень разогрева резервуара. На Рис. 36 приведена зависимость максимального разогрева в хранилище от теплопроводности окружающего грунта (предполагалось, что матрица свинцовая, тепловыделение в резервуаре 3 кВт). Из графика на Рис. 37) следует, что с понижением теплопроводности грунта резко уменьшается суммарная активность, которая может быть загружена в резервуар при заданном ограничении на температуру перегрева в хранилище. Адекватность применяемой физико-математической модели процесса была подтверждена определением температурных впоследствии при загрузке данного хранилища реальными ОИИ. Экспериментально полученные значения температуры при контролируемых заливках свинца в резервуар коррелировали с данными расчетных исследований.
