RU2196363C2 - Method for decontaminating gamma-ray source capsules - Google Patents
Method for decontaminating gamma-ray source capsules Download PDFInfo
- Publication number
- RU2196363C2 RU2196363C2 RU2001107754/06A RU2001107754A RU2196363C2 RU 2196363 C2 RU2196363 C2 RU 2196363C2 RU 2001107754/06 A RU2001107754/06 A RU 2001107754/06A RU 2001107754 A RU2001107754 A RU 2001107754A RU 2196363 C2 RU2196363 C2 RU 2196363C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- capsules
- solution
- decontamination
- acid
- reducing
- Prior art date
Links
Images
Abstract
Description
Предлагаемое изобретение относится к области радиационных технологий, а именно к дезактивации, и может быть использовано для удаления радиоактивных отложений с поверхностей капсул с высокоактивными изделиями - источниками ионизирующих излучений. The present invention relates to the field of radiation technology, namely to decontamination, and can be used to remove radioactive deposits from the surfaces of capsules with highly active products - sources of ionizing radiation.
Производство ряда закрытых источников гамма-излучения (в частности, с радионуклидом кобальт-60) осуществляется путем облучения стартового вещества, заключенного в капсулы из хромоникелевой нержавеющей стали, в нейтронном потоке реактора. Разработка эффективного метода удаления радиоактивных отложений с поверхности изделий, производимых по такой технологии, сопряжена с рядом факторов, осложняющих решение данной задачи:
- наличие мощных полей ионизирующих излучений - (1-5)•102 Гр/с вплотную к поверхности капсул при проведении процесса дезактивации. Воздействие излучений на дезактивирующие растворы приводит как к уменьшению концентрации компонентов смеси (практически до полного их разложения), так и к образованию новых соединений, которые могут существенно повлиять на кинетику растворения отложений, скорость коррозии материала капсулы, или стать причиной вторичного поверхностного загрязнения изделий;
- необходимость практически полного удаления радиоактивных отложений (остаточная поверхностная загрязненность, контролируемая методом сухого мазка, не должна превышать 185 Бк со всей поверхности капсулы);
- высокая наведенная активность материала капсул, которые облучались в нейтронном потоке реактора в течение 4-6 лет (флюенс - порядка 1022 нейтронов/см2). Обеспечение нормативных значений по остаточной поверхностной загрязненности в условиях наведенной активности возможно при условии, что компоненты раствора, используемого на последней стадии дезактивации, взаимодействуют только с отложениями, но не с материалом капсулы, не образуя при этом вторичных радиоактивных отложений;
- высокие требования к отсутствию коррозионной агрессивности растворов, используемых для дезактивации, из-за опасности утончения и разгерметизации капсул;
- отсутствие необходимого комплекса исследований по дезактивации высокорадиоактивных изделий из хромоникелевых нержавеющих сталей, длительное время контактировавших с теплоносителем первого контура и имеющих большую наведенную активность в материале капсулы.The production of a number of sealed sources of gamma radiation (in particular, with cobalt-60 radionuclide) is carried out by irradiating the starting substance, encapsulated in chromium-nickel stainless steel, in the neutron stream of the reactor. The development of an effective method for removing radioactive deposits from the surface of products manufactured using this technology is associated with a number of factors complicating the solution of this problem:
- the presence of powerful fields of ionizing radiation - (1-5) • 10 2 Gy / s close to the surface of the capsules during the decontamination process. The effect of radiation on deactivating solutions leads both to a decrease in the concentration of the components of the mixture (almost to their complete decomposition), and to the formation of new compounds that can significantly affect the dissolution kinetics of deposits, the corrosion rate of the capsule material, or cause secondary surface contamination of products;
- the need for almost complete removal of radioactive deposits (residual surface contamination, controlled by the dry smear method, should not exceed 185 Bq from the entire surface of the capsule);
- high induced activity of the material of the capsules, which were irradiated in the neutron flux of the reactor for 4-6 years (fluence - about 10 22 neutrons / cm 2 ). Providing standard values for residual surface contamination under the conditions of induced activity is possible provided that the components of the solution used in the last stage of decontamination interact only with the deposits, but not with the capsule material, without forming secondary radioactive deposits;
- high requirements for the absence of corrosiveness of the solutions used for decontamination, because of the danger of thinning and depressurization of capsules;
- lack of the necessary research complex for the decontamination of highly radioactive products made of chromium-nickel stainless steels, which have been in contact with the primary coolant for a long time and have a large induced activity in the capsule material.
Известны рецептуры для дезактивации высокорадиоактивных изделий (твэлов) растворами на основе щавелевой кислоты с добавками нитрата алюминия и малеинового ангидрида [1], щавелевой кислоты с этиленгликолем и азотной кислотой [2]. Использование этих растворов позволяет смыть только рыхлую железо-окисную часть отложений. Удалить прочнофиксированные отложения, состоящие из оксидных соединений хрома, никеля, при этом не удается. В связи с тем, что для изделий, относящихся к закрытым источникам ионизирующих излучений, критерием эффективности дезактивации является остаточная поверхностная загрязненность, снимаемая методом мазка, а также отсутствие видимых коррозионных отложений (при визуальном контроле поверхность капсул после дезактивации должна быть однородной и иметь металлический блеск), использование данных растворов малоэффективно. Несмотря на частичное удаление отложений поверхностная загрязненность, даже по сухому мазку, в ряде случаев превышает исходное значение, что объясняется разрыхлением оксидной пленки. Known formulations for the decontamination of highly radioactive products (fuel elements) with solutions based on oxalic acid with the addition of aluminum nitrate and maleic anhydride [1], oxalic acid with ethylene glycol and nitric acid [2]. The use of these solutions allows you to wash off only the loose iron oxide part of the deposits. It is not possible to remove firmly fixed deposits consisting of oxide compounds of chromium and nickel. Due to the fact that for products related to sealed sources of ionizing radiation, the criterion for the effectiveness of decontamination is the residual surface contamination removed by the smear method, as well as the absence of visible corrosion deposits (during visual inspection, the surface of the capsules after decontamination should be uniform and have a metallic luster) , the use of these solutions is ineffective. Despite the partial removal of deposits, surface contamination, even on a dry smear, in some cases exceeds the initial value, which is explained by loosening of the oxide film.
Наиболее близким аналогом является способ дезактивации поверхности с прочнофиксированными радиоактивными отложениями путем последовательной обработки окислительным и восстановительным растворами. В качестве окислительных растворов используют составы на основе перманганата калия и щелочи (NaOH, КОН) - условное обозначение ПЩ, перманганата калия и азотной кислоты - условное обозначение ПК. Рекомендуемые концентрации КМnО4 - 1-10 г/л, щелочи - 10-100 г/л, НNО3 - 30-50 г/л. В качестве восстановительного раствора используются оксалатные композиции на основе щавелевой кислоты (2,5-30 г/л) - условное обозначение Окс, либо щавелевой кислоты (2,5-30 г/л) с добавлением азотной (5-10 г/л) - условное обозначение Окс-К. Параметры и режимы обработки с использованием приведенного способа изложены в работе [3].The closest analogue is the method of surface decontamination with firmly fixed radioactive deposits by sequential treatment with oxidizing and reducing solutions. As oxidizing solutions, compositions based on potassium and alkali permanganate (NaOH, KOH) are used - the symbol for PG, potassium permanganate and nitric acid - the symbol for PC. Recommended concentrations of KMnO 4 are 1-10 g / l, alkalis are 10-100 g / l, HNO 3 is 30-50 g / l. As a reducing solution, oxalate compositions based on oxalic acid (2.5-30 g / l) are used - the symbol Oks, or oxalic acid (2.5-30 g / l) with the addition of nitric (5-10 g / l) - symbol Oks-K. The parameters and processing modes using the above method are described in [3].
Недостаток ближайшего аналога заключается в том, что он позволяет получать после дезактивации остаточный уровень радиоактивного загрязнения (УРЗ), не превышающий указанного в нормативно-технической документации [4], только для тех изделий, которые не содержат наведенной радиоактивности в дезактивируемом материале и не создают в растворах мощных полей ионизирующих излучений. Перечисленные ограничения обусловлены тем, что применяемые растворы взаимодействуют не только с коррозионными отложениями на поверхности капсул, но и с радиоактивным материалом самих капсул. Так, например, по данным [5] показатель коррозии нержавеющей стали Х18Н9 в 10%-ной щавелевой кислоте составляет 0,1 г/м2•ч, в 10%-ной азотной кислоте - 0,2 г/м2•ч. Восстановление Fe(III) в полях ионизирующих излучений и накопление Fe(II) приводят к образованию на поверхности капсул слабо фиксированных оксалатных отложений, захватывающих Fe-59 и Со-60 (содержание этих нуклидов во взвеси оксалата железа может достигать 25 и 53% соответственно) [6]. Вследствие этого даже после пяти циклов дезактивации, когда по результатам визуального контроля коррозионные отложения полностью удалены, остаточная поверхностная загрязненность, снимаемая сухим мазком, составляет не менее 4000-5000 Бк с капсулы. При использовании композиций на основе ПЩ для дезактивации капсул с высокоактивным кобальтовым сердечником наблюдается интенсивное выпадение осадка двуокиси марганца, идущее до полного обесцвечивания раствора, из-за восстановления перманганата первичными продуктами радиолиза воды. Еще один недостаток этого способа применительно к мощным полям ионизирующих излучений обусловлен рекомендованными величинами концентрации реагентов, которых недостаточно для обеспечения процесса полной дезактивации при протекании конкурирующих радиолитических реакций.The disadvantage of the closest analogue is that it allows to obtain after deactivation a residual level of radioactive contamination (URZ) not exceeding that specified in the regulatory and technical documentation [4], only for those products that do not contain induced radioactivity in the deactivated material and do not create solutions of powerful fields of ionizing radiation. These limitations are due to the fact that the solutions used interact not only with corrosive deposits on the surface of the capsules, but also with the radioactive material of the capsules themselves. So, for example, according to [5], the corrosion rate of X18H9 stainless steel in 10% oxalic acid is 0.1 g / m 2 • h, in 10% nitric acid - 0.2 g / m 2 • h. The reduction of Fe (III) in the fields of ionizing radiation and the accumulation of Fe (II) lead to the formation of weakly fixed oxalate deposits on the capsule surface that capture Fe-59 and Co-60 (the content of these nuclides in suspension of iron oxalate can reach 25 and 53%, respectively) [6]. As a result, even after five decontamination cycles, when, according to the results of visual inspection, the corrosion deposits are completely removed, the residual surface contamination removed by a dry smear is at least 4000-5000 Bq per capsule. When using PG-based compositions for the deactivation of capsules with a highly active cobalt core, an intense precipitation of manganese dioxide is observed, leading to complete discoloration of the solution due to the reduction of permanganate by the primary products of water radiolysis. Another disadvantage of this method in relation to powerful fields of ionizing radiation is due to the recommended values of the concentration of reagents, which are not enough to ensure the complete deactivation process during the course of competing radiolytic reactions.
Задачей, решаемой заявленным способом, является повышение эффективности дезактивации капсул с источниками гамма-излучения с целью получения остаточного УРЗ не более 185 Бк с поверхности капсулы, а также уменьшение количества недостаточно отмытых капсул, возвращаемых на повторную дезактивацию, повышение технологичности процесса и упрощение его аппаратурного оформления: перемешивание осуществляется за счет кипения в пузырьковом режиме, подогрев растворов - от самих источников, что позволяет отказаться от дополнительного энергопотребления при проведении дезактивации. The problem solved by the claimed method is to increase the efficiency of decontamination of capsules with gamma radiation sources in order to obtain a residual residual current protection of not more than 185 Bq from the surface of the capsule, as well as reducing the number of insufficiently washed capsules returned for repeated deactivation, increasing the processability and simplifying its hardware design : mixing is carried out by boiling in a bubble mode, heating the solutions from the sources themselves, which eliminates the additional energy consumption Niya during decontamination.
Сущность изобретения состоит в том, что в способе дезактивации капсул с источниками гамма-излучения путем последовательной обработки их окислительным раствором перманганата калия с азотной кислотой и восстановительным раствором, содержащим щавелевую и азотную кислоту, предложено после восстановительной обработки промывать капсулы водным раствором, содержащим 30-40 г/л оксиэтилидендифосфоновой кислоты (ОЭДФК) и 15-20 г/л гидроокиси натрия, причем процесс на всех стадиях рекомендовано вести в режиме пузырькового кипения, который поддерживается за счет радиационного тепловыделения от этих же источников. Кроме того, на первой стадии обработки предлагается использовать раствор, содержащий 30-40 г/л перманганата калия и 40-50 г/л азотной кислоты, а в качестве восстановительного использовать раствор 40-50 г/л щавелевой кислоты и 5-7 г/л азотной кислоты. Дезактивацию капсул на каждой стадии ведут в "горячей" камере в течение 30-45 минут, обработку окислительным и восстановительным растворами повторяют два-три раза. Активность радионуклида Со-60 в одном источнике составляет 2500-3000 Ки. Количество капсул с источниками, одновременно загружаемых в емкость для дезактивации, составляет 20-25 шт. на 4 л раствора. The essence of the invention lies in the fact that in the method of decontamination of capsules with gamma radiation sources by sequentially treating them with an oxidizing solution of potassium permanganate with nitric acid and a reducing solution containing oxalic and nitric acid, it is proposed to rinse the capsules after an aqueous treatment with an aqueous solution containing 30-40 g / l hydroxyethylidene diphosphonic acid (HEDPA) and 15-20 g / l sodium hydroxide, and the process at all stages is recommended to be conducted in the mode of bubble boiling, which is supported It is due to radiative heat release from the same sources. In addition, at the first stage of processing it is proposed to use a solution containing 30-40 g / l of potassium permanganate and 40-50 g / l of nitric acid, and as a reducing solution, use a solution of 40-50 g / l of oxalic acid and 5-7 g / l of nitric acid. Capsule deactivation at each stage is carried out in a "hot" chamber for 30-45 minutes, treatment with oxidizing and reducing solutions is repeated two to three times. The activity of the Co-60 radionuclide in one source is 2500-3000 Ci. The number of capsules with sources simultaneously loaded into a decontamination container is 20-25 pcs. on 4 l of solution.
В предлагаемом способе использованы следующие отличительные признаки:
Признак I - промывочный раствор на основе ОЭДФК на заключительной стадии дезактивации для удаления вторичных загрязнений; отсутствует в способе - ближайшем аналоге.In the proposed method, the following distinctive features were used:
Sign I - flushing solution based on OEDPK at the final stage of decontamination to remove secondary contaminants; absent in the method - the closest analogue.
Признак II - повышение концентрации реагентов в окислительном и восстановительном растворах для компенсации конкурирующего процесса - радиолиза. Sign II - an increase in the concentration of reagents in oxidizing and reducing solutions to compensate for the competing process - radiolysis.
Признак III - пузырьковый режим кипения. Sign III - bubble boiling mode.
Признак IV - радиационное тепловыделение от самих дезактивируемых источников вместо внешнего дополнительного подогрева. Sign IV - radiative heat from the deactivated sources themselves instead of external additional heating.
В порядке обоснования соответствия заявленной совокупности признаков изобретения критериям "новизна", "изобретательский уровень" приводим следующее: вторичные загрязнения образуются в результате коррозии активированной нейтронами стенки капсулы в окислительном и восстановительном растворах, а также вторичного отложения оксалатов железа и никеля с включениями, в основном, радионуклидов Со-58, 60. Следует отметить, что в дезактивирующих растворах показатель коррозии нержавеющих хромоникелевых сталей, облучавшихся в реакторе в течение 4-6 лет флюенсом порядка 1022 нейтр./см2•с, значительно выше, чем для необлученных сталей. Это вызвано, в первую очередь, радиационным дефектообразованием в кристаллической решетке металла [7]. Применение промывочного раствора на основе ОЭДФК позволяет удалить слой образовавшихся вторичных загрязнений без травления собственно хромоникелевой стали, в результате чего поверхность капсулы хотя и содержит в объеме металла наведенную радиоактивность, не дает превышения нормативного значения УРЗ (185 Бк) по сухому мазку.In order to justify the compliance of the claimed combination of features of the invention with the criteria of “novelty”, “inventive step”, we cite the following: secondary pollution is formed as a result of corrosion of the capsule wall activated by neutrons in oxidizing and reducing solutions, as well as secondary deposition of iron and nickel oxalates with inclusions, mainly of radionuclides Co-58, 60. It should be noted that in decontamination solutions the corrosion index of stainless chromium-nickel steels irradiated in the reactor for 4- 6 years with a fluence of the order of 10 22 neutrons / cm 2 • s, significantly higher than for non-irradiated steels. This is primarily due to radiation defect formation in the metal crystal lattice [7]. The use of a washing solution based on OEDFK allows you to remove the layer of secondary impurities formed without etching the chromium-nickel steel itself, as a result of which the surface of the capsule, although it contains induced radioactivity in the volume of the metal, does not exceed the standard value of URZ (185 Bq) for dry smear.
По II-му признаку: интервал концентраций, рекомендованных в способе - ближайшем аналоге, не унизывает радиолитического разложения компонентов, которые входят в состав окислительного и восстановительного растворов. Однако при дезактивации 20-25 капсул с высокоактивным кобальтовым сердечником (порядка 3000 Ки/капсулу) мощность дозы гамма-излучения, поглощенного в растворе, доставит (1-5)•102 Гр/с; если общая продолжительность обработки 1 час в каждом растворе, то поглощенная доза находится в диапазоне 0,2-2 МГр. Радиационно-химический выход разложения перманганата калия и щавелевой кислоты для разбавленных растворов можно принять равным ≈1 молекула/100 эВ. Таким образом, за время дезактивации в 1 л раствора только за счет радиолиза происходит разложение 1022-1023 молекул реагента, что соответствует снижению концентрации практически до 0 г/л как для КМnО4 (молекулярная масса 158, концентрация 10 г/л) число молекул: N0=6,02•1023•10/158=3,8•1022, так и для Н2С2О4•2Н2О (молекулярная масса 126, концентрация 30 г/л): N0= 6,02•1023•30/126=1,4•1023.According to the second criterion: the range of concentrations recommended in the method, the closest analogue, does not unify the radiolytic decomposition of the components that make up the oxidizing and reducing solutions. However, when deactivating 20-25 capsules with a highly active cobalt core (about 3000 Ci / capsule), the dose rate of gamma radiation absorbed in the solution will deliver (1-5) • 10 2 Gy / s; if the total processing time is 1 hour in each solution, then the absorbed dose is in the range of 0.2-2 MGy. The radiation-chemical yield of decomposition of potassium permanganate and oxalic acid for dilute solutions can be taken equal to ≈1 molecule / 100 eV. Thus, during the decontamination in 1 l of the solution only due to radiolysis, 10 22 -10 23 reagent molecules are decomposed, which corresponds to a decrease in concentration to almost 0 g / l as for KMnO 4 (molecular weight 158, concentration 10 g / l) number molecules: N 0 = 6.02 • 10 23 • 10/158 = 3.8 • 10 22 , and for Н 2 С 2 О 4 • 2Н 2 О (molecular weight 126, concentration 30 g / l): N 0 = 6.02 • 10 23 • 30/126 = 1.4 • 10 23 .
По III-му признаку: если дезактивация изделий проходит, как в известных аналогах, при невысоких значениях мощности дозы гамма-излучения, то не наблюдается существенных различий в эффективности дезактивации "в горячем растворе 90-95oС" и "в кипящем растворе", т.к. растворение отложений на поверхности хромоникелевых сталей протекает в кинетическом режиме, скорость процесса при этом определяется концентрациями компонентов и температурой раствора. В нашем же случае при дезактивации капсул с высокоактивными источниками указанные различия имеют место, и именно кипение в пузырьковом режиме значительно интенсифицирует удаление загрязнений. Это обусловлено следующим: в мощных полях ионизирующих излучений в зоне реакции (в приповерхностном слое) концентрация реагентов резко снижается из-за их радиолитического разложения. Следовательно, на растворение отложений основное влияние начинают оказывать диффузионные факторы. Проведение дезактивации с кипением в пузырьковом режиме вызывает интенсивное перемешивание раствора за счет локального повышения температуры на 5-7oС и образования паровой фазы именно в зоне протекания реакции [8], что обеспечивает подвод свежих порций реагентов, и тем самым увеличивает скорость растворения отложений. Наиболее оптимальный в данном случае пузырьковый режим кипения поддерживается за счет радиационного тепловыделения от самих дезактивируемых изделий. Необходимое для этого количество капсул подбирается экспериментально. Так, при дезактивации капсул с кобальтовым сердечником активностью порядка 2500-3000 Ки/источник количество одновременно загружаемых изделий составляет 20-25 шт. на 4 л раствора.According to the third criterion: if the decontamination of products takes place, as in the well-known analogues, at low gamma radiation dose rates, then there are no significant differences in the decontamination efficiency "in a hot solution of 90-95 o С" and "in a boiling solution", because the dissolution of deposits on the surface of chromium-nickel steels proceeds in the kinetic regime, the speed of the process being determined by the concentrations of the components and the temperature of the solution. In our case, when deactivating capsules with highly active sources, these differences occur, and it is boiling in the bubble mode that significantly intensifies the removal of contaminants. This is due to the following: in powerful fields of ionizing radiation in the reaction zone (in the surface layer), the concentration of reagents decreases sharply due to their radiolytic decomposition. Consequently, diffusion factors begin to exert a major influence on the dissolution of deposits. Conducting boiling deactivation in the bubble mode causes intensive mixing of the solution due to a local temperature increase of 5-7 ° C and the formation of a vapor phase precisely in the reaction zone [8], which ensures the supply of fresh portions of the reagents, and thereby increases the dissolution rate of the deposits. In this case, the most optimal bubble boiling mode is maintained due to radiation heat from the deactivated products themselves. The required number of capsules is selected experimentally. So, when deactivating capsules with a cobalt core with an activity of the order of 2500-3000 Ci / source, the number of simultaneously loaded products is 20-25 pcs. on 4 l of solution.
Кроме того, использование признаков III и IV улучшает технологичность процесса и упрощает конструкцию установки, т.к. позволяет отказаться от системы перемешивания и системы подогрева растворов. In addition, the use of features III and IV improves the processability and simplifies the design of the installation, as allows you to abandon the mixing system and the heating solution.
Способ поясняется стримерами его осуществления, где пример 1 иллюстрирует влияние концентраций реагентов в окислительном и восстановительном растворах на эффективность дезактивации капсул с активным кобальтовым сердечником. Пример 1 соответствует способу, взятому за прототип, но с измененными концентрациями реагентов, учитывающими их радиолитическое разложение, и приводится для обоснования времени обработки окислительным и восстановительным растворами. Примеры 3 и 4 характеризуют заявленное изобретение. Пример 3 поясняет влияние концентрации компонентов и времени обработки в предлагаемом промывочном растворе, а пример 4 приводится для сравнения эффективности дезактивации по известным и предлагаемому способам. The method is illustrated by streamers of its implementation, where Example 1 illustrates the effect of concentrations of reagents in oxidizing and reducing solutions on the effectiveness of deactivation of capsules with active cobalt core. Example 1 corresponds to the method taken as a prototype, but with modified concentrations of reagents, taking into account their radiolytic decomposition, and is given to justify the time of treatment with oxidizing and reducing solutions. Examples 3 and 4 characterize the claimed invention. Example 3 explains the effect of the concentration of components and processing time in the proposed washing solution, and example 4 is given to compare the effectiveness of decontamination by known and proposed methods.
Последовательность протекания процесса дезактивации и распределение радионуклидного состава отложений на поверхности капсулы [9] представлены на фиг.1, 2, 3, 4, где на фиг.1 изображено исходное состояние изделия - до дезактивации, на фиг.2 - состояние поверхности капсулы после обработки раствором ПК, на фиг.3 - после обработки последовательно растворами ПК и Окс-К, на фиг. 4 - результат последовательной обработки в ПК, Окс-К и в промывочном растворе ОЭДФК. На фиг.1, 2, 3, 4 использованы следующие обозначения: 1 - кобальтовый сердечник с радионуклидом Со-60; 2 - стенка капсулы из хромоникелевой нержавеющей стали, имеющая в объеме материала наведенную радиоактивность (Cr-51, Mn-54, Fe-55, 59, Со-58, 60, Ni-63); 3 - тонкий сплошной слой прочнофиксированных отложений, активность которого в основном обусловлена радионуклидами Сr-51, Mn-54, Со-58, 60; 4 - легкоудаляемый наружный пористый слой, включающий Cr-51, Mn-54, Fe-55, 59, Со-58, 60, Cu-64, Zn-65, Zr-Nb-95, Ru-106, Cs-134, 137, Ce-144; 5 - слой прочнофиксированных отложений (см. фиг. 1, поз. 3), из которого раствором ПК удален оксид хрома, 6 - слой вторичных оксалатных отложений железа и никеля (как стабильных, так и радиоактивных), возникающий в результате обработки капсул в восстановительном растворе Окс-К, его активность более чем да 50% определяется включениями Со-60. The sequence of the process of decontamination and the distribution of the radionuclide composition of the deposits on the surface of the capsule [9] are presented in figures 1, 2, 3, 4, where figure 1 shows the initial state of the product - before decontamination, figure 2 - the state of the surface of the capsule after processing PC solution, in FIG. 3 - after processing sequentially with PC and Ox-K solutions, in FIG. 4 - the result of sequential processing in PC, Ox-K and in a washing solution OEDPK. In figure 1, 2, 3, 4, the following notation is used: 1 - cobalt core with a radionuclide Co-60; 2 - wall of the capsule made of chromium-nickel stainless steel, having induced radioactivity in the bulk of the material (Cr-51, Mn-54, Fe-55, 59, Co-58, 60, Ni-63); 3 - a thin continuous layer of strongly fixed deposits, the activity of which is mainly due to radionuclides Cr-51, Mn-54, Co-58, 60; 4 - easily removable outer porous layer, including Cr-51, Mn-54, Fe-55, 59, Co-58, 60, Cu-64, Zn-65, Zr-Nb-95, Ru-106, Cs-134, 137, Ce-144; 5 - layer of firmly fixed deposits (see Fig. 1, item 3), from which chromium oxide was removed with a PC solution; 6 - layer of secondary oxalate deposits of iron and nickel (both stable and radioactive), resulting from the processing of capsules in the recovery Ox-K solution, its activity of more than 50% is determined by Co-60 inclusions.
Пример 1. Для дезактивации в качестве образцов были взяты капсулы-излучатели GCo60A (обозначение по ТУ 95 2724-99), облучавшиеся в нейтронном потоке реактора РБMK-1000 в течение 1100 эффективных суток и все это время контактировавшие с теплоносителем контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Example 1. For decontamination, GCo60A emitter capsules (designation according to TU 95 2724-99) were taken as samples, irradiated in the neutron flux of the RBMK-1000 reactor for 1100 effective days and all the while in contact with the coolant of the multiple forced circulation circuit (KMPTs) )
Основные характеристики образцов:
площадь поверхности одной капсулы 55 см2;
толщина стенки 0,6 мм;
материал стенки капсулы 06Х18Н10Т;
материал торцевых крышек 09Х18Н10Т;
активность радионуклида Со-60 в капсуле 2400-2800 Ки;
удельная тепловая мощность Со-60 в капсуле 16-17 Вт/кКи;
исходный уровень нефиксированного поверхностного загрязнения (до дезактивации) 100-120 кБк/капсулу;
требуемый уровень нефиксированного поверхностного загрязнения (после дезактивации) ≤135 Бк/капсулу.The main characteristics of the samples:
the surface area of one capsule is 55 cm 2 ;
wall thickness 0.6 mm;
capsule wall material 06X18H10T;
end cap material 09X18H10T;
activity of the radionuclide Co-60 in a capsule 2400-2800 Ci;
specific thermal power of Co-60 in the capsule 16-17 W / kCi;
initial level of non-fixed surface contamination (before decontamination) 100-120 kBq / capsule;
required level of unfixed surface contamination (after decontamination) ≤135 Bq / capsule.
Дезактивацию образцов проводили в статических условиях в защитном боксе "горячей" камеры. В емкость из коррозионно-стойкой стали загружали капсулы в количестве 24 шт., размещенные в дистанционирующей перфорированной корзине, и подавали 4 л дезактивирующего раствора. По истечении необходимого времени раствор вытесняли деионизованной водой, проводили промывку капсул в течение 20 мин и перегружали корзину с капсулами в емкость с другим дезактивирующим раствором. По окончании обработки выполняли промывку; при необходимости цикл повторяли. Эффективность дезактивации оценивали по остаточному уровню радиоактивных загрязнений, снимаемых сухим мазком в соответствии с [10]. Метод снятия мазка следующий: из марли готовились тампоны, размеры поверхности которых близки к размерам рабочей поверхности образцового источника (из комплекта радиометра); проводилось трехкратное протирание с нормированным усилием всей поверхности капсулы. Величина УРЗ определялась по активности тампона, измеренной радиометром МКС-01P-01 с блоком детектирования БДКБ-01Р, градуированным по образцовому источнику бета-излучения 2СО-533.92 (Sr-90+Y-90). Результаты определения параметров (концентрация реагентов, время обработки) и режимов дезактивации приведены в табл. 1-3. В табл. 1 показано влияние концентраций реагентов в окислительном и восстановительном растворах на эффективность дезактивации капсул с активным кобальтовым сердечником. Видно, что оптимальная концентрация перманганата калия и азотной кислоты в окислительном растворе составляет соответственно 30-40 г/л и 40-50 г/л. В восстановительном растворе оптимальная концентрация щавелевой кислоты равна 40-50 г/л, азотной кислоты 5-7 г/л. Deactivation of the samples was carried out under static conditions in a protective box of the "hot" chamber. In a container made of corrosion-resistant steel, 24 capsules were loaded, placed in a spacing perforated basket, and 4 l of decontamination solution was supplied. After the required time, the solution was replaced with deionized water, the capsules were washed for 20 minutes, and the basket with capsules was loaded into a container with another decontamination solution. At the end of the treatment, washing was performed; if necessary, the cycle was repeated. The effectiveness of decontamination was evaluated by the residual level of radioactive contamination removed by a dry smear in accordance with [10]. The smear removal method is as follows: swabs were prepared from gauze, the surface sizes of which are close to the dimensions of the working surface of a reference source (from a radiometer kit); three times rubbing was carried out with normalized force of the entire surface of the capsule. The value of URZ was determined by the activity of the tampon, measured by the MKS-01P-01 radiometer with the BDKB-01R detection unit, graduated from the standard beta radiation source 2CO-533.92 (Sr-90 + Y-90). The results of determining the parameters (concentration of reagents, processing time) and decontamination modes are given in table. 1-3. In the table. Figure 1 shows the effect of concentrations of reagents in oxidizing and reducing solutions on the efficiency of deactivation of capsules with active cobalt core. It is seen that the optimal concentration of potassium permanganate and nitric acid in the oxidizing solution is 30-40 g / l and 40-50 g / l, respectively. In the recovery solution, the optimal concentration of oxalic acid is 40-50 g / l, nitric acid 5-7 g / l.
Пример 2. Капсулы последовательно обрабатывали в ПК и Окс-К растворах в режиме кипения, варьируя продолжительность процесса на различных стадиях. Влияние времени обработки окислительным и восстановительным растворами на эффективность дезактивации представлено в табл. 2. Из сравнительного анализа данных табл. 1 и 2 следует, что использование окислительной и восстановительной обработки источников с высокорадиоактивным сердечником и наведенной активностью в материале капсулы позволяет проводить их дезактивацию с удалением исходных (образовавшихся в КМПЦ) отложений, если использовать увеличенные по сравнению с прототипом концентрации реагентов и режим пузырькового кипения растворов. Однако остаточная поверхностная загрязненность капсул превышает допустимый УРЗ из-за образования слабофиксированного слоя вторичных отложений (оксалатов железа, никеля с включениями Со-60). Для удаления оксалатов железа в щавелевокислые растворы обычно вводят перекись водорода [11] . Ho в данном случае использование перекиси водорода для дезактивации высокоактивных источников неэффективно из-за быстрого разрушения перекиси в мощных полях ионизирующих излучений. Example 2. Capsules were sequentially processed in PC and OX-K solutions in boiling mode, varying the duration of the process at various stages. The effect of the treatment time with oxidizing and reducing solutions on the decontamination efficiency is presented in table. 2. From a comparative analysis of the data table. 1 and 2 it follows that the use of oxidative and reduction treatment of sources with a highly radioactive core and induced activity in the capsule material allows them to be decontaminated with the removal of the initial (formed in the CMPC) deposits, if increased reagent concentrations and the mode of bubble boiling of solutions are used in comparison with the prototype. However, the residual surface contamination of the capsules exceeds the permissible SRP due to the formation of a weakly fixed layer of secondary deposits (iron, nickel oxalates with Co-60 inclusions). To remove iron oxalates, hydrogen peroxide is usually introduced into oxalic acid solutions [11]. But in this case, the use of hydrogen peroxide to deactivate highly active sources is inefficient due to the rapid destruction of peroxide in powerful fields of ionizing radiation.
Пример 3. Капсулы, предварительно продезактивированные в растворах ПК (30; 50) и Окс-К (50; 5) до остаточного значения УРЗ - 500-700 Бк/источник, были дополнительно промыты в режиме кипения в растворе на основе ОЭДФК и NaOH. Результаты определения концентрационных пределов и времени выдержки в промывочном растворе приведены в табл. 3. Данные свидетельствуют о том, что оптимальной на заключительной стадии дезактивации является обработка изделий раствором 30 г/л ОЭДФК с добавкой 15-20 г/л NaOH в течение 30-60 минут. Example 3. Capsules previously deactivated in solutions of PK (30; 50) and Oks-K (50; 5) to a residual URP value of 500-700 Bq / source were additionally washed in boiling mode in a solution based on HEDPA and NaOH. The results of determining the concentration limits and the exposure time in the washing solution are given in table. 3. The data indicate that the optimal treatment at the final stage of decontamination is to treat the products with a solution of 30 g / l HEDPA with the addition of 15-20 g / l NaOH for 30-60 minutes.
Пример 4. Дезактивацию и контроль УРЗ капсул с активным кобальтовым сердечником по предлагаемому способу и способам-аналогам проводили по методике, изложенной в примере 1. В качестве аналогов были испытаны растворы на основе щавелевой кислоты с нитратом алюминия и малеиновым ангидридом, щавелевой кислоты с добавками азотной кислоты и этиленгликоля. Также были проведены испытания способа по наиболее близкому аналогу: рецептуры ПЩ-Окс и ПЩ-ПК-Окс. Сравнительные данные об эффективности дезактивации по известным и предложенному способам приводятся в табл. 4. Example 4. The decontamination and control of the URZ capsules with active cobalt core according to the proposed method and analogue methods was carried out according to the method described in example 1. As solutions, solutions based on oxalic acid with aluminum nitrate and maleic anhydride, oxalic acid with nitric acid additives were tested acids and ethylene glycol. Tests of the method were also carried out according to the closest analogue: formulations PS-Oks and PS-PK-Oks. Comparative data on the effectiveness of decontamination according to the known and proposed methods are given in table. 4.
Использование предложенного способа позволяет эффективно удалять радиоактивные отложения с поверхности закрытых источников с высокоактивным сердечником и наведенной активностью в материале капсулы, упростить аппаратурное оформление и повысить технологичность процесса. Using the proposed method allows you to effectively remove radioactive deposits from the surface of sealed sources with a highly active core and induced activity in the material of the capsule, to simplify the design and increase the manufacturability of the process.
Источники информации
1. А.с. СССР 1245134 А.Sources of information
1. A.S. USSR 1245134 A.
2. А.с. СССР 1429823 М. 2. A.S. USSR 1429823 M.
3. Дезактивация в ядерной энергетике. /Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский и др. - М.: Энергоиздат, 1982, с.135 (наиболее близкий аналог). 3. Decontamination in nuclear energy. / N.I. Ampelogova, Yu.M. Simanovsky et al. - M.: Energoizdat, 1982, p.135 (the closest analogue).
4. ГОСТ 27212-87. Источники ионизирующего излучения радионуклидные закрытые. Общие технические требования. 4. GOST 27212-87. Closed radionuclide sources of ionizing radiation. General technical requirements.
5. Зимон А.Д. Дезактивация. М.: Атомиздат, 1975, с.133-140. 5. Zimon A.D. Deactivation. M .: Atomizdat, 1975, p.133-140.
6. Седов В.М., Константинов Е.А., Филиппов Е.М. Использование перекиси водорода для растворения оксалатных отложений, образующихся при дезактивации энергетических установок щавелевокислыми растворами. - В кн.: Исследования по химии, технологии и применению радиоактивных веществ. - Л.: ЛТИ им.Ленсовета, 1978, с.65-75. 6. Sedov V.M., Konstantinov E.A., Filippov E.M. The use of hydrogen peroxide to dissolve oxalate deposits formed during the deactivation of power plants with oxalic acid solutions. - In the book: Studies in chemistry, technology and the use of radioactive substances. - L .: LTI named after Lensovet, 1978, p. 65-75.
7. Ма Б. М. Материалы ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1987, с.81-83. 7. Ma B. M. Materials of nuclear power plants. M .: Energoatomizdat, 1987, p. 81-83.
8. Кикоин А.К., Кикоин И.К. Молекулярная физика. М., 1976. 8. Kikoin A.K., Kikoin I.K. Molecular physics. M., 1976.
9. Морозова И. К, Громова А.И., Герасимов В.В., Кучеряев и др. Вынос и отложения продуктов коррозии реакторных материалов. М.: Атомиздат, 1975, с. 35-36. 9. Morozova I. K, Gromova AI, Gerasimov VV, Kucheryaev and others. Removal and deposition of corrosion products of reactor materials. M .: Atomizdat, 1975, p. 35-36.
10. ОСТ 95 864-81. Источники ионизирующего излучения радионуклидные закрытые. Радиометрические методы контроля герметичности и уровня радиоактивного загрязнения. 10. OST 95 864-81. Closed radionuclide sources of ionizing radiation. Radiometric methods for monitoring the tightness and level of radioactive contamination.
11. Ядерная технология. /Шведов В. П., Седов В.М., Рыбальченко И.Л., Власов И.Н.; под общ. ред. И.Д.Морохова. М.: Атомиздат, 1979, с.305-306. 11. Nuclear technology. / Shvedov V.P., Sedov V.M., Rybalchenko I.L., Vlasov I.N .; under the general. ed. I.D. Morokhov. M .: Atomizdat, 1979, p. 305-306.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001107754/06A RU2196363C2 (en) | 2001-03-22 | 2001-03-22 | Method for decontaminating gamma-ray source capsules |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001107754/06A RU2196363C2 (en) | 2001-03-22 | 2001-03-22 | Method for decontaminating gamma-ray source capsules |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2196363C2 true RU2196363C2 (en) | 2003-01-10 |
Family
ID=20247486
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001107754/06A RU2196363C2 (en) | 2001-03-22 | 2001-03-22 | Method for decontaminating gamma-ray source capsules |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2196363C2 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2008044959A1 (en) * | 2006-10-10 | 2008-04-17 | Obshchestvo S Ogranichennoj Otvetstvennost'yu Nauchno-Proizvodstvennaya Firma 'bercut' | Method for managing additional services in mobile telecommunications networks |
| US8357316B2 (en) | 2009-09-28 | 2013-01-22 | Munro Iii John J | Gamma radiation source |
| RU2552522C1 (en) * | 2014-03-24 | 2015-06-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Ульяновский государственный университет" | Method for deactivating capsule with ionising radiation source |
-
2001
- 2001-03-22 RU RU2001107754/06A patent/RU2196363C2/en not_active IP Right Cessation
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2008044959A1 (en) * | 2006-10-10 | 2008-04-17 | Obshchestvo S Ogranichennoj Otvetstvennost'yu Nauchno-Proizvodstvennaya Firma 'bercut' | Method for managing additional services in mobile telecommunications networks |
| US8357316B2 (en) | 2009-09-28 | 2013-01-22 | Munro Iii John J | Gamma radiation source |
| US8679377B2 (en) | 2009-09-28 | 2014-03-25 | John J. Munro, III | Gamma radiation source |
| RU2552522C1 (en) * | 2014-03-24 | 2015-06-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Ульяновский государственный университет" | Method for deactivating capsule with ionising radiation source |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5584706B2 (en) | Method for decontamination of radioactively contaminated surfaces | |
| EP0046029B1 (en) | An application technique for the descaling of surfaces | |
| EP1220233B1 (en) | Chemical decontamination method | |
| JPS61501338A (en) | Decontamination method for pressurized water reactors | |
| CA3003488C (en) | Method of decontaminating metal surfaces in a heavy water cooled and moderated nuclear reactor | |
| RU2196363C2 (en) | Method for decontaminating gamma-ray source capsules | |
| KR102272949B1 (en) | Method of decontamination of metal surface in cooling system of nuclear reactor | |
| GB2064852A (en) | Decontaminating reagents for radioactive systems | |
| JP2004170278A (en) | Chemical decontamination method and system for radioactive chemical | |
| CA1230806A (en) | Ceric acid decontamination of nuclear reactors | |
| US5724668A (en) | Method for decontamination of nuclear plant components | |
| EP0164988B1 (en) | Method of decontaminating metal surfaces | |
| TW200937449A (en) | Chemical enhancement of ultrasonic fuel cleaning | |
| US4913849A (en) | Process for pretreatment of chromium-rich oxide surfaces prior to decontamination | |
| JP4125953B2 (en) | Surface treatment agent and method for metal waste generated in a nuclear power plant and chemical grinding apparatus | |
| US2981643A (en) | Process for descaling and decontaminating metals | |
| RU2460160C1 (en) | Cleaning and deactivation method of reactor plant equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier | |
| JPH0699193A (en) | Chemical decontamination | |
| JP2967026B2 (en) | Separation method of radionuclide from spent ion exchange resin | |
| JP6937348B2 (en) | How to decontaminate metal surfaces with a reactor cooling system | |
| RU2212073C2 (en) | Compound for chemical decontamination of stainless steel surfaces | |
| Johnson et al. | Candidate reagents for activity reduction in BWR and PWR primary systems | |
| Kuznetsov et al. | Liquid Deactivation of Equipment Units in Solutions with Complexing Agents by Electrochemical and Combined Process Intensification | |
| RU2552522C1 (en) | Method for deactivating capsule with ionising radiation source | |
| Neef et al. | Ultrasonic Methods of Decontaminating Ratskin Contaminated with Yttrium-91 and Plutonium-239 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20050323 |