RU2694817C1 - Method of monitoring integrity of safety barriers during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor - Google Patents

Method of monitoring integrity of safety barriers during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2694817C1
RU2694817C1 RU2018143956A RU2018143956A RU2694817C1 RU 2694817 C1 RU2694817 C1 RU 2694817C1 RU 2018143956 A RU2018143956 A RU 2018143956A RU 2018143956 A RU2018143956 A RU 2018143956A RU 2694817 C1 RU2694817 C1 RU 2694817C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
neutron
safety barriers
inspection
channels
uranium
Prior art date
Application number
RU2018143956A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Алексей Вячеславович Леонов
Даниил Валентинович Жирников
Дмитрий Олегович Чубреев
Евгений Владимирович Беспала
Original Assignee
Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк")
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") filed Critical Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк")
Priority to RU2018143956A priority Critical patent/RU2694817C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2694817C1 publication Critical patent/RU2694817C1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01V—GEOPHYSICS; GRAVITATIONAL MEASUREMENTS; DETECTING MASSES OR OBJECTS; TAGS
    • G01V5/00—Prospecting or detecting by the use of ionising radiation, e.g. of natural or induced radioactivity
    • G01V5/20—Detecting prohibited goods, e.g. weapons, explosives, hazardous substances, contraband or smuggled objects
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01V—GEOPHYSICS; GRAVITATIONAL MEASUREMENTS; DETECTING MASSES OR OBJECTS; TAGS
    • G01V5/00—Prospecting or detecting by the use of ionising radiation, e.g. of natural or induced radioactivity
    • G01V5/20—Detecting prohibited goods, e.g. weapons, explosives, hazardous substances, contraband or smuggled objects
    • G01V5/22—Active interrogation, i.e. by irradiating objects or goods using external radiation sources, e.g. using gamma rays or cosmic rays
    • G01V5/223—Mixed interrogation beams, e.g. using more than one type of radiation beam

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Geophysics (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)

Abstract

FIELD: physics.
SUBSTANCE: invention relates to the technology of reconnaissance or detection using neutron radiation. Method to control integrity of safety barriers includes installation of inspection channels in the form of casing pipes in the number of at least three in places for logging, registration of the background spectrum, performance of pulsed neutron-neutron logging. Prior to creating safety barriers, pipes of side ionisation chambers are built up to a mark corresponding to the upper part of the waste disposal point; inspection channels are installed with height corresponding to the height of metal structures. Neutron detector is selected, which is successively placed into lateral ionization chambers and inspection channels and background neutron radiation is measured along the entire length of the channels. Collimated neutron source is introduced into the lateral ionization chamber and a neutron detector is placed in the inspection channel in parallel. Simultaneously lowering the source and the neutron detector, scanning the selected area of the barrier material and determining the place of formation of cavities and cracks in the barrier material from the value of attenuation of the neutron flux.
EFFECT: invention makes it possible to determine the location and size of cavities in clay-containing safety barriers.
1 cl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к технологии разведки или обнаружения с использованием нейтронного излучения и может быть использовано для определения местонахождения и размера трещин и полостей в барьерах безопасности, создаваемых при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов, без нарушения их целостности.The invention relates to the technology of exploration or detection using neutron radiation and can be used to determine the location and size of cracks and cavities in the safety barriers created during the decommissioning of uranium-graphite reactors, without violating their integrity.

Известны прямые модели для анализа подземных формаций с помощью измерения гамма-излучения [RU 2464593, МПК G01V 5/12, опубл. 20.10.2012], выбранные в качестве аналога. По указанному способу для определения свойств формации генерируют гамма-излучение с использованием источника гамма-излучения, установленного на измерительном инструменте, расположенном в скважине. Обнаруживают гамма-излучение с использованием одного или более детекторов гамма-излучения, установленных на измерительном инструменте. Рассчитывают отклик измерительного инструмента в соответствии с одним или более свойствами формации во множестве пространственных местоположений относительно измерительного инструмента с использованием прямой модели, которая допускает нелинейные отношения между одним или более свойствами во множестве пространственных местоположений и соответствующим откликом измерительного инструмента. При этом одно или более свойств, по меньшей мере, для некоторых из множества пространственных местоположений формации оценивают в соответствии с обнаруженным гамма-излучением.Known direct models for the analysis of underground formations by measuring gamma radiation [RU 2464593, IPC G01V 5/12, publ. 10/20/2012], selected as an analogue. According to this method, to determine the properties of the formation, gamma radiation is generated using a gamma-radiation source installed on a measuring tool located in the well. Gamma radiation is detected using one or more gamma-ray detectors mounted on a measuring instrument. The response of the measuring tool is calculated according to one or more properties of the formation at a plurality of spatial locations relative to the measuring tool using a direct model that allows non-linear relationships between one or more properties at a plurality of spatial locations and the corresponding response of the measuring tool. Here, one or more properties, at least for some of the plurality of spatial locations of the formation, are estimated in accordance with the detected gamma radiation.

Недостатки этого способа:The disadvantages of this method are:

- необходимость проведения калибровки детекторов гамма-излучения при каждом измерении, что существенно снижает производительность;- the need to calibrate gamma radiation detectors for each measurement, which significantly reduces performance;

- сложность в интерпретации получаемых данных, вследствие большого количества возможных ядерных реакций с участием гамма-излучения, что приводит к увеличению погрешности измерений.- difficulty in interpreting the data obtained, due to the large number of possible nuclear reactions involving gamma radiation, which leads to an increase in measurement error.

Известны способы и композиции для определения геометрии трещины в подземных пластах [RU 2412225, МПК C09K 8/80, Е21В 43/267, опубл. 20.02.2011], выбранные в качестве аналога. По указанному способу в трещину в пласте помещают расклинивающий агент или рабочую жидкость, которые содержат чувствительный к радиации материал. При этом чувствительный к радиации материал является нерадиоактивным до тех пор, пока не будет подвергнут бомбардировке нейтронами во время проведения единственного каротажного прохода. Облучают чувствительный к радиации материал нейтронами после его размещения в трещине в пласте. Измеряют гамма-излучение, испускаемое чувствительным к радиации материалом, с получением пиковой радиации, излучаемой чувствительным к радиации материалом. Измеряют фоновую радиацию во время проведения единственного каротажного прохода, затем вычитают фоновую радиацию из указанной радиации пиковой энергии. Определяют высоту трещины в пласте по разности между фоновой радиацией и радиацией пиковой энергии.Known methods and compositions for determining the geometry of cracks in subterranean formations [RU 2412225, IPC C09K 8/80, EV 43/267, publ. 20.02.2011], selected as an analogue. According to this method, a proppant or working fluid that contains a radiation-sensitive material is placed in a fracture in the formation. In this case, the radiation-sensitive material is non-radioactive until it is bombarded with neutrons during a single logging pass. A radiation sensitive material is irradiated with neutrons after it is placed in a fracture in the formation. Gamma radiation emitted by a radiation-sensitive material is measured, with peak radiation emitted by a radiation-sensitive material. The background radiation is measured during a single logging pass, then the background radiation is subtracted from the specified peak energy radiation. Determine the height of the crack in the reservoir by the difference between background radiation and radiation of peak energy.

Известный способ имеет следующие недостатки:The known method has the following disadvantages:

- для проведения процесса определения геометрии трещины требуется использование дополнительного расклинивающего агента или рабочей жидкости, которые содержат чувствительный к радиации материал. Это приводит к увеличению себестоимости и снижает эффективность способа;- for the process of determining the geometry of the crack requires the use of additional proppant or working fluid that contain radiation-sensitive material. This leads to an increase in cost and reduces the efficiency of the method;

- при размещении источника нейтронов в самой трещине нарушается ее начальная форма, что приводит к сложности определения ее геометрии.- when placing a neutron source in the crack itself, its initial form is disturbed, which makes it difficult to determine its geometry.

Известен способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора [RU 2579822, МПК G01V 5/12, опубл. 10.04.2016], выбранный в качестве прототипа. По указанному способу предварительно при создании внутренних барьеров безопасности устанавливают инспекционные каналы в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения гамма-каротажа в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструктивных особенностей уран-графитового реактора. Регистрируют фоновый гамма-спектр. Определяют места просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций с течением времени с помощью специального малогабаритного зондирующего устройства, состоящего из генератора нейтронов, системы детекторов для регистрации гамма-излучения и тепловых нейтронов, защитного корпуса. Затем проводят импульсный нейтрон-нейтронный каротаж в соответствующих реперных точках для обнаружения полостей в местах усадки глиносодержащей засыпки. Одновременно проводят импульсный нейтронный гамма-каротаж для определения влагосодержания в используемых барьерных материалахThere is a method of controlling the stability of the internal safety barriers at the point of conservation of the uranium-graphite reactor [RU 2579822, IPC G01V 5/12, publ. 04/10/2016], selected as a prototype. According to this method, at the time of creating internal safety barriers, inspection channels are installed in the form of casing pipes in an amount of not less than three in places for gamma-ray logging at fixed points selected according to the individual design features of the uranium-graphite reactor. The background gamma spectrum is recorded. Determine the places of subsidence of radioactive in-core structures over time using a special compact probe device consisting of a neutron generator, a system of detectors for recording gamma radiation and thermal neutrons, and a protective housing. Then, pulsed neutron-neutron logging is carried out in the corresponding reference points for the detection of cavities at shrinkage sites of the clay-containing backfill. At the same time, pulsed neutron gamma logging is carried out to determine the moisture content in the used barrier materials.

Указанный способ имеет недостатки:This method has disadvantages:

- невозможно определить местонахождение образовавшиеся в барьерном материале полости вследствие использования одномодульной системы, состоящей одновременно из генератора излучения и детектора, которая позволяет судить лишь о ее наличии;- it is impossible to determine the location of the cavities formed in the barrier material due to the use of a single-module system consisting simultaneously of a radiation generator and a detector, which allows to judge only about its presence;

- низкая эффективность нейтрон-нейтронного каротажа с использованием одномодульной системы, поскольку необходимо, чтобы нейтроны отражались от ядер атомов воздуха, находящегося в полости, под углом 180°С для их детектирования;- low efficiency of neutron-neutron logging using a single-module system, since it is necessary that neutrons are reflected from the nuclei of air atoms in the cavity at an angle of 180 ° C for their detection;

- использование каротажного зонда, состоящего одновременно из генератора нейтронов, коллиматора и детектора, приводит к существенному увеличению его размеров, что затрудняет его перемещение в инспекционных каналах.- the use of a logging probe, consisting simultaneously of the neutron generator, collimator and detector, leads to a significant increase in its size, which makes it difficult to move in the inspection channels.

Техническим результатом изобретения является определение местонахождения и размера полостей в глиносодержащих барьерах безопасности, создаваемых при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов, без нарушения их целостности.The technical result of the invention is to determine the location and size of cavities in clay-containing safety barriers created during the decommissioning of uranium-graphite reactors, without compromising their integrity.

Предложенный способ включает предварительную установку инспекционных каналов в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения каротажа в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструкционных особенностей уран-графитового реактора, регистрацию фонового спектра, проведение импульсного нейтрон-нейтронного каротажа в соответствующих реперных точках для обнаружения полостей в местах усадки глиносодержащей засыпки. Согласно изобретению предварительно до создания барьеров безопасности наращивают трубы боковых ионизационных камер до отметки, соответствующей верхней части создаваемого пункта захоронения отходов. В случае отсутствия устанавливают инспекционные каналы в баки боковой биологической защиты высотой, соответствующей высоте металлоконструкций. После создания барьеров безопасности и выводе реактора из эксплуатации выбирают детектор нейтронов, который поочередно помещают в боковые ионизационные камеры и инспекционные каналы в баках боковой биологической защиты. Измеряют фоновое нейтронное излучение по всей длине каналов. В боковую ионизационную камеру вводят заколлимированный источник нейтронов, параллельно в инспекционный канал, расположенный в баке боковой биологической защиты, размещают детектор нейтронов. Одновременно опуская источник и детектор нейтронов, сканируют выбранную область барьерного материла в пункте захоронения уран-графитового реактора. Повторяют сканирование в каждом инспекционном канале. По величине ослабления потока нейтронного излучения определяют места образования полостей и трещин в барьерном материале, а также их границы.The proposed method includes the pre-installation of inspection channels in the form of casing in an amount of not less than three in places for conducting logging at reference points selected based on individual design features of the uranium-graphite reactor, recording the background spectrum, conducting pulsed neutron-neutron logging at the corresponding reference points for the detection of cavities in places of shrinkage of clay-containing backfill. According to the invention, prior to the creation of safety barriers, the pipes of the side ionization chambers are expanded to the mark corresponding to the upper part of the waste disposal facility being created. In case of absence, the inspection channels are installed in the side biological protection tanks with a height corresponding to the height of the metal structures. After the creation of safety barriers and the decommissioning of the reactor, a neutron detector is selected, which is alternately placed in the side ionization chambers and inspection channels in the biological side protection tanks. Measure the background neutron radiation along the entire length of the channels. A collimated neutron source is introduced into the side ionization chamber, and a neutron detector is placed in parallel to the inspection channel located in the side biological protection tank. Simultaneously lowering the source and the neutron detector, scan the selected area of the barrier material at the disposal point of the uranium-graphite reactor. Repeat the scan in each inspection channel. The magnitude of the attenuation of the neutron radiation flux determines the places of formation of cavities and cracks in the barrier material, as well as their boundaries.

Технический результат достигают за счет того, что в качестве инспекционных каналов используют имеющиеся трубы, выполняющие роль боковых ионизационных камер при эксплуатации ядерного реактора, и технологические трубы в боковых металлоконструкциях (баках боковой биологической защиты). Трубы в баках боковой биологической защиты устанавливают выводе из эксплуатации уран-графитового реактора. После создания барьеров безопасности и выводе реактора из эксплуатации, например, по варианту «захоронение на месте» выбирают детектор нейтронов, размеры которого позволяют свободно перемещаться в трубах, расположенных в баках боковой биологической защиты. Проводят сканирование каждой трубы с целью измерения фонового нейтронного излучение, источником которого могут быть просыпи ядерного топлива, находящегося в графитовой кладке или на прилегающих металлоконструкциях. В случае необходимости фон измеряют в боковых ионизационных камерах. Затем в выбранную трубу боковой ионизационной камеры вводят заколлимированный источник нейтронов и параллельно ему в трубу, расположенную в баках боковой биологической защиты, помещают детектор нейтронов. Коллиматор в источнике нейтронов используют для уменьшения телесного угла разлета нейтронов и фокусирования в реперных точках на детектор нейтронов. Путем одновременного опускания источника нейтронов и детектора сканируют выбранную область реакторного пространства, в которой необходимо оценить целостность барьеров безопасности. По изменению величины нейтронного потока после вычитания фонового излучения выявляют места образования полостей и трещин в барьерном материале, границы которых определяют путем перемещения источника нейтронов в горизонтальном направлении и по высоте боковой ионизационной камеры. Изменение величины нейтронного потока обусловлено ослаблением нейтронного потока вследствие рассеяния нейтронов на ядрах кислорода, азота и водорода, находящегося в полостях и трещинах.The technical result is achieved due to the fact that as the inspection channels use the existing pipes, which act as side ionization chambers during the operation of a nuclear reactor, and process pipes in the side metal structures (side biological protection tanks). The pipes in the side biological protection tanks establish the decommissioning of the uranium-graphite reactor. After the creation of safety barriers and the decommissioning of the reactor, for example, a neutron detector is selected according to the option “burial in place”, the dimensions of which allow free movement in pipes located in the tanks of the side biological protection. Each tube is scanned in order to measure the background neutron radiation, the source of which may be spills of nuclear fuel located in a graphite stack or on adjacent metal structures. If necessary, the background is measured in side ionization chambers. Then in a selected tube of the lateral ionization chamber a collimated neutron source is introduced and a neutron detector is placed parallel to it in a tube located in the tanks of the lateral biological protection. The collimator in the neutron source is used to reduce the solid angle of the neutron spread and focus at the reference points on the neutron detector. By simultaneously lowering the neutron source and the detector, a selected area of the reactor space is scanned, in which the integrity of the safety barriers needs to be assessed. By changing the magnitude of the neutron flux after subtracting the background radiation, they identify the places of formation of cavities and cracks in the barrier material, whose boundaries are determined by moving the neutron source in the horizontal direction and along the height of the side ionization chamber. The change in the magnitude of the neutron flux is due to the weakening of the neutron flux due to neutron scattering on the nuclei of oxygen, nitrogen and hydrogen, which is in cavities and cracks.

На фиг. 1 представлено расположение каналов для осуществления контроля целостности барьеров безопасности.FIG. 1 shows the location of channels for monitoring the integrity of security barriers.

На фиг. 2 показана схема контроля целостности барьеров безопасности при выводе из эксплуатации уран-графитового реактора.FIG. 2 shows a scheme for monitoring the integrity of safety barriers during the decommissioning of a uranium-graphite reactor.

Графитовая кладка 1 вместе с отражателем нейтронов выводимого из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора стянута сборных металлическим кожухом 2 (фиг. 1). Баки боковой биологической защиты (боковые металлоконструкции) 3, являющиеся несущей конструкций реактора и выполненные из блоков коробчатого сечения, смонтированы на бетонном основании шахты реактора. При выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора баки боковой биологической защиты 3, а также пространство между ними и кожухом 2, засыпаются глиносодержащим барьерным материалов 4, например, с применением способов по патентам RU 2580817 C1 или RU 2534228 С1. Через верхние металлоконструкции под пол центрального зала из каждого отсека баков боковой биологической защиты 3 выведены инспекционные каналы 5, представляющие собой трубы из нержавеющей стали, запаянные снизу. Между баками боковой биологической защиты 3 и кожухом 2 по всему периметру расположены трубы боковых ионизационных камер 6, нижний торец которых заглушен и фиксируется в конусной стойке.The graphite stack 1, together with the neutron reflector of the decommissioned uranium-graphite nuclear reactor, has been assembled with a metal casing 2 (Fig. 1). Side biological protection tanks (side metal structures) 3, which are the supporting structures of the reactor and are made of box-section units, are mounted on the concrete base of the reactor shaft. When decommissioning a uranium-graphite nuclear reactor, the side biological protection tanks 3, as well as the space between them and the housing 2, are filled with clay-containing barrier materials 4, for example, using methods according to patents RU 2580817 C1 or RU 2534228 C1. Through the upper metal structures under the floor of the central hall, from each compartment of the side biological protection tanks 3, the inspection channels 5, which are stainless steel pipes, are sealed from below. Between the tanks of the side biological protection 3 and the casing 2 along the entire perimeter there are pipes of the side ionization chambers 6, the lower end of which is plugged and fixed in a conical rack.

В боковую ионизационную камеру 6 помещен заколлимированный источник нейтронов 7 (фиг. 2). Параллельно заколлимированному источнику нейтронов 7 в инспекционном канале 5, расположенном в баке боковой биологической защиты 3, размещен детектор нейтронов 8. Оборудование для управления источником нейтронов и регистрации нейтронного потока 6 расположено в верхней части уран-графитового ядерного реактора.A collimated neutron source 7 (Fig. 2) is placed in the side ionization chamber 6. A neutron detector 8 is located in an inspection channel 5 located in the lateral biological protection tank 3 in parallel to a capped neutron source 7. The equipment for controlling the neutron source and recording the neutron flux 6 is located in the upper part of the uranium-graphite nuclear reactor.

Способ осуществляется следующим образом.The method is as follows.

При выводе из эксплуатации уран-графитового реактора по варианту, который предполагает создание искусственных барьеров безопасности в баках боковой биологической защиты 3 и пространстве между ними и кожухом 2 с графитовой кладкой 1, наращивают инспекционные каналы 5 и трубы боковых ионизационных камер 6 (в случае необходимости). При отсутствии таких труб создают проходки в соответствующих местах и устанавливают их.When decommissioning, the uranium-graphite reactor, which implies the creation of artificial safety barriers in the lateral biological protection tanks 3 and the space between them and the graphite housing 2, increases the inspection channels 5 and the tubes of the side ionization chambers 6 (if necessary) . In the absence of such pipes create penetrations in the appropriate places and install them.

После создания искусственных глиносодержащих барьеров безопасности 4, обеспечивающих надежную изоляцию радиоактивных отходов в месте размещения уран-графитового реактора, выбирают детектор нейтронов 8. При необходимости может быть выбрано два детектора 8: быстрых и медленных нейтронов. Тип детектора нейтронов 8 определяется количеством просыпей ядерного топлива внутри графитовой кладке 1 уран-графитового реактора. Выбранный детектор нейтронов 8 поочередно помещают в боковые ионизационные камеры 6 и инспекционные каналы 5 в баках боковой биологической защиты 4. Измеряют фоновое нейтронное излучение, которое обусловлено просыпями ядерного топлива в графитовой кладке 1, по всей длине труб.After creating artificial clay-containing safety barriers 4, which provide reliable isolation of radioactive waste at the location of the uranium-graphite reactor, a neutron detector 8 is selected. If necessary, two detectors 8 can be selected: fast and slow neutrons. The type of neutron detector 8 is determined by the amount of nuclear fuel spills inside the graphite stack of a uranium-graphite reactor. The selected neutron detector 8 is alternately placed in the side ionization chambers 6 and inspection channels 5 in the biological side protection tanks 4. Background neutron radiation, which is caused by nuclear fuel spills in the graphite stack 1, is measured.

После регистрации и записи фонового нейтронного излучения в произвольную боковую ионизационную камеру 6 вводят заколлимированый источник нейтронов 7, в качестве которого может быть образец с радиоактивным изотопов или генератор нейтронов. Параллельно в инспекционный канал 5, установленный в одном из баков боковой биологической защиты 3, размещают детектор нейтронов 8. В случае, если в качестве источника нейтронов 7 выбирают генератор, то предварительно переводят его в режим генерации. Одновременно опуская источник 7 и детектор нейтронов 8, сканируют выбранную область барьерного материла 4. Сканирование повторяют в каждом инспекционном канале 5.After registration and recording of the background neutron radiation, a collimated neutron source 7 is introduced into an arbitrary side ionization chamber 6, which can be a sample with radioactive isotopes or a neutron generator. In parallel, the neutron detector 8 is placed in the inspection channel 5 installed in one of the side biological protection tanks 3. If a generator is chosen as the source of neutrons 7, then it is transferred to the generation mode. At the same time, omitting the source 7 and the neutron detector 8, scan the selected area of the barrier material 4. The scan is repeated in each inspection channel 5.

Процесс сканирования может быть проведен при различных местоположениях источника нейтронов 7 и детектора 8. Например, детектор 8 и источник 7 нейтронов могут одновременно располагаться в боковых ионизационных камерах 6 или инспекционных каналах 5.The scanning process can be carried out at different locations of the neutron source 7 and detector 8. For example, the detector 8 and the neutron source 7 can simultaneously be located in the side ionization chambers 6 or inspection channels 5.

После сканирования всех инспекционных каналов 5 и боковых ионизационных камер 6 определяют места образования полостей и трещин в барьерном материале 4, а также их границы. Способ повторяют периодически в установленной последовательности для отслеживания изменения геометрии и размеров трещин в барьерном материале 4.After scanning all the inspection channels 5 and side ionization chambers 6, they determine the places of formation of cavities and cracks in the barrier material 4, as well as their boundaries. The method is repeated periodically in the prescribed sequence to track changes in the geometry and size of cracks in the barrier material 4.

Пример осуществления изобретения приведен ниже.An example implementation of the invention is given below.

При выводе из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов по варианту «захоронение на месте», в баки боковой биологической защиты 4, представляющие из себя полые боковые металлоконструкции, устанавливали инспекционные каналы из нержавеющей стали диаметром 108 мм с запаянным нижним торцов в количестве не менее 12 штук. Боковые ионизационные камеры 6, выполненные из стали, диаметром не более 135 мм в количестве не менее 28 штук наращивали по высоте на величину ~1000 мм относительно верхних металлоконструкций.During the decommissioning of industrial uranium-graphite nuclear reactors according to the option “burial in place”, lateral biological protection tanks 4, which are hollow side metal constructions, installed inspection channels made of stainless steel with a diameter of 108 mm and soldered lower ends in an amount of not less than 12 pieces Side ionization chambers 6 made of steel with a diameter of not more than 135 mm in the amount of not less than 28 pieces were increased in height by an amount of ~ 1000 mm relative to the upper metalwork.

В пункте размещения промышленного уран-графитового реактора создавали искусственные барьеры безопасности 4. В качестве барьерного материала использовали сухие смеси на основе глинистых пород после предварительного измельчения (помола). Содержание илистой фракции в барьерах составляло от 18 до 28% масс., тонкопылеватой фракции - от 34 до 50% масс. Значительная часть породы состояла из тонко дисперсного материала катионобменной емкостью больше 30 мг-экв./100 г породы.At the location of the industrial uranium-graphite reactor, artificial safety barriers 4 were created. Dry mixtures based on clay rocks after preliminary grinding (grinding) were used as the barrier material. The content of the clay fraction in the barriers ranged from 18 to 28 wt.%, Fine-silt fraction - from 34 to 50 wt.%. A significant part of the rock consisted of a finely dispersed material with a cation-exchange capacity of more than 30 mEq./100 g of rock.

После создания искусственных глиносодержащих барьеров безопасности 4, отвечающих противомиграционным и противофильтрационным свойствам, выбирали детекторы 8: СНМ БДБН-002П для регистрации быстрых нейтронов и СНМ БДТН-002П для регистрации тепловых нейтронов. Датчик СНМ БДБН-002П позволял проводить сканирование при плотности потока быстрых нейтронов от 100 до 105 см-2⋅с-1, а СНМ БДТН-002П при плотности потока тепловых нейтронов 10 до 105 см-2⋅с-1. Выбранный детектор нейтронов 8 поочередно помещали в боковые ионизационные камеры 6 и инспекционные каналы 5 в баках боковой биологической защиты 4. Сканирование проводили в реперных точках с шагом 100 мм от верхней части трубы. Измеряли фоновое нейтронное излучение по всей длине инспекционных каналов 5 и боковых ионизационных камер 6.After creating artificial clay-containing safety barriers 4, which correspond to anti-migration and anti-filtration properties, detectors 8 were chosen: SNM BDBN-002P for registration of fast neutrons and SNM BDTN-002P for registration of thermal neutrons. The SNM BDBN-002P sensor allowed scanning with a fast neutron flux density of 100 to 10 5 cm -2 ⋅s -1 , and SNM BDTN-002P with a thermal neutron flux density of 10 to 10 5 cm -2 ⋅s -1 . The selected neutron detector 8 was alternately placed in the side ionization chambers 6 and inspection channels 5 in the side biological protection tanks 4. Scanning was performed at reference points with a step of 100 mm from the top of the pipe. Measured background neutron radiation along the entire length of the inspection channels 5 and side ionization chambers 6.

Регистрировали и записывали в память ЭВМ 9, значения фонового нейтронного излучения. Затем в произвольную боковую ионизационную камеру 6 вводили заколлимированый источник нейтронов 7. В качестве коллиматора использовали свинец толщиной 7 мм, источником нейтронов 7 служил импульсный генератор МФНГ-601 с газонаполненной ускорительной нейтронной трубкой АРЕВ-40, способной генерировать импульсный поток нейтронов с частотой (50-20000) имп/с и энергией порядка 14 МэВ. Также проводили исследования с Pu-Ве и 252Cf источниками нейтронов 7.Recorded and recorded in the computer memory 9, the values of the background neutron radiation. Then, a collimated neutron source 7 was introduced into an arbitrary side ionization chamber 6. Lead 7 mm thick was used as a collimator, a neutron generator MFNG-601 with an AREV-40 gas-filled accelerator neutron tube capable of generating a pulsed neutron flux with a frequency (50 20000) imp / s and energy of about 14 MeV. Studies were also conducted with Pu-Be and 252 Cf neutron sources 7.

Параллельно в инспекционный канал 5, установленный напротив выбранного бака боковой биологической защиты 3, размещали детектор нейтронов 8 (СНМ БДБН-002П). Источник нейтронов 7 переводили в режим генерации. Одновременно опуская источник 7 в режиме генерации нейтронов и детектор 8, останавливаясь на каждой реперной отметке и набирая спектр в течение не менее 10 минут. Сканирование осуществляли в каждом инспекционном канале 5 и боковой ионизационной камере 6. Последовательность операций по сканированию инспекционных каналов 5 и боковых ионизационных камер 6 повторяли с использованием детектора СНМ БДТН-002П.In parallel, the neutron detector 8 (SNM BDBN-002P) was placed in the inspection channel 5, installed opposite the selected lateral biological protection tank 3. The neutron source 7 was transferred to the generation mode. Simultaneously lowering the source 7 in the mode of neutron generation and the detector 8, stopping at each reference point and gaining spectrum for at least 10 minutes. Scanning was performed in each inspection channel 5 and side ionization chamber 6. The sequence of operations for scanning the inspection channels 5 and side ionization chambers 6 was repeated using the SNM BDTN-002P detector.

Полученные данные после вычитания фонового нейтронного потока с соответствующих реперных точках принимали за исходное значение. Способ повторяли через 5, 14, 30, 60, 90, 365 дней с целью отслеживания изменений геометрии и размеров трещин в барьерном материале 4.After subtracting the background neutron flux from the corresponding reference points, the obtained data were taken as the initial value. The method was repeated after 5, 14, 30, 60, 90, 365 days in order to track changes in the geometry and size of cracks in the barrier material 4.

Claims (2)

1. Способ контроля целостности барьеров безопасности при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора, включающий предварительную установку инспекционных каналов в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения каротажа в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструкционных особенностей уран-графитового реактора, регистрацию фонового спектра, проведение импульсного нейтрон-нейтронного каротажа в соответствующих реперных точках для обнаружения полостей в местах усадки глиносодержащей засыпки, отличающийся тем, что предварительно до создания барьеров безопасности наращивают трубы боковых ионизационных камер до отметки, соответствующей верхней части пункта захоронения отходов, и устанавливают инспекционные каналы в баки боковой биологической защиты высотой, соответствующей высоте металлоконструкций, затем после создания барьеров безопасности и вывода реактора из эксплуатации выбирают детектор нейтронов, который поочередно помещают в боковые ионизационные камеры и инспекционные каналы и измеряют фоновое нейтронное излучение по всей длине каналов, после чего в боковую ионизационную камеру вводят заколлимированный источник нейтронов и параллельно в инспекционный канал размещают детектор нейтронов, затем одновременно опуская источник и детектор нейтронов, сканируют выбранную область барьерного материла и по величине ослабления потока нейтронного излучения определяют места образования полостей и трещин в барьерном материале, а также их границы, сканирование повторяют в каждом инспекционном канале и боковой ионизационной камере.1. The method of monitoring the integrity of safety barriers during the decommissioning of a uranium-graphite nuclear reactor, including the pre-installation of inspection channels in the form of casing in an amount of not less than three in places for conducting logging at reference points selected according to individual design features of the uranium-graphite reactor , recording of the background spectrum, conducting pulsed neutron-neutron logging in the corresponding reference points for the detection of cavities in shrinkage sites of clay-containing backfill, characterized in that prior to the creation of safety barriers, the tubes of the side ionization chambers are increased to the mark corresponding to the upper part of the waste disposal point, and inspection channels are installed in the side protection tanks with a height corresponding to the height of the steel structures, then after the creation of safety barriers and the removal of the reactor A neutron detector is selected from operation, which is alternately placed in side ionization chambers and inspection channels and the background neutron is measured. X-ray radiation along the entire length of the channels, after which a collimated neutron source is introduced into the lateral ionization chamber and a neutron detector is placed in the inspection channel simultaneously, then lowering the source and the neutron detector simultaneously, scan the selected area of the barrier material and determine the formation of cavities according to the amount of neutron radiation attenuation and cracks in the barrier material, as well as their boundaries, scanning is repeated in each inspection channel and side ionization chamber. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве источника нейтронов используют генератор нейтронов, способный генерировать импульсный поток нейтронов с частотой (50-20000) имп./с и энергией порядка 14 МэВ.2. A method according to claim 1, characterized in that a neutron generator capable of generating a pulsed neutron stream with a frequency of (50-20000) pulses per second and an energy of about 14 MeV is used as a neutron source.
RU2018143956A 2018-12-11 2018-12-11 Method of monitoring integrity of safety barriers during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor RU2694817C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018143956A RU2694817C1 (en) 2018-12-11 2018-12-11 Method of monitoring integrity of safety barriers during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018143956A RU2694817C1 (en) 2018-12-11 2018-12-11 Method of monitoring integrity of safety barriers during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2694817C1 true RU2694817C1 (en) 2019-07-17

Family

ID=67309190

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2018143956A RU2694817C1 (en) 2018-12-11 2018-12-11 Method of monitoring integrity of safety barriers during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2694817C1 (en)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2190888C2 (en) * 2000-09-28 2002-10-10 Владимир Федотович Русинов Transducer for checking energy release in nuclear reactor fuel assembly
EP1591787A2 (en) * 2004-04-27 2005-11-02 Hitachi, Ltd. Apparatus and method for evaluating subterranean environments
US20100105975A1 (en) * 2008-10-12 2010-04-29 James Russell Baird Nuclear Assisted Hydrocarbon Production Method
RU2579822C1 (en) * 2015-02-05 2016-04-10 Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов Method of monitoring stability of internal safety barriers at storage point of uranium-graphite reactor
RU2649656C1 (en) * 2017-06-29 2018-04-05 Российская Федерация, от лица которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Method of nuclear fuel fragments detecting and parameters determining in the stopped uranium graphite reactor stack

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2190888C2 (en) * 2000-09-28 2002-10-10 Владимир Федотович Русинов Transducer for checking energy release in nuclear reactor fuel assembly
EP1591787A2 (en) * 2004-04-27 2005-11-02 Hitachi, Ltd. Apparatus and method for evaluating subterranean environments
US20100105975A1 (en) * 2008-10-12 2010-04-29 James Russell Baird Nuclear Assisted Hydrocarbon Production Method
RU2579822C1 (en) * 2015-02-05 2016-04-10 Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов Method of monitoring stability of internal safety barriers at storage point of uranium-graphite reactor
RU2649656C1 (en) * 2017-06-29 2018-04-05 Российская Федерация, от лица которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Method of nuclear fuel fragments detecting and parameters determining in the stopped uranium graphite reactor stack

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Bonomi et al. Applications of cosmic-ray muons
Zhang et al. Muography and its potential applications to mining and rock engineering
Patrick Spent fuel test-climax: An evaluation of the technical feasibility of geologic storage of spent nuclear fuel in granite
Alexandrov et al. Muon radiography method for fundamental and applied research
RU2579822C1 (en) Method of monitoring stability of internal safety barriers at storage point of uranium-graphite reactor
Hebel Genesis and equilibrium of natural lithospheric radioxenon and its influence on subsurface noble gas samples for CTBT on-site inspections
Alrowaili Nature of radon, radium, exhalation and uranium concentration from construction materials used in Al Jouf city, Saudi Arabia
Elsheikh Monte Carlo modelling of a neutron-induced gamma-ray sensor for landmine or explosive detection
Rhodes Muon tomography: looking inside dangerous places
RU2694817C1 (en) Method of monitoring integrity of safety barriers during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor
Li et al. Numerical analysis of neutron moisture probe measurements
Zhang et al. Radon release from underground strata to the surface and uniaxial compressive test of rock samples
Meigh et al. Gamma-ray and neutron methods of measuring soil density and moisture
Klingsberg Status of Technology for Isolating High-level Radioactive Wastes in Geologic Repositories: Draft
RU2649656C1 (en) Method of nuclear fuel fragments detecting and parameters determining in the stopped uranium graphite reactor stack
Pagano et al. Civil and Industrial Applications of Muography
Burnett et al. Investigating the detection of underground nuclear explosions by radon displacement
US3291997A (en) Method and apparatus for tracing fluid flow through porous media
Testoni et al. Tracer use for the protection of water resources in nuclear sites
Ward et al. Calibration of a neutron hydroprobe for moisture measurements in small-diameter steel-cased boreholes
RU2822538C1 (en) System for detecting nuclear fuel fragments in graphite units of nuclear reactor and determining their parameters
RU2262724C2 (en) Method for detection of nuclear materials in a soil and a muck-up for method development
Vo Design and experimental testing of components for the replacement of dangerous radiological sources in geological studies
Watson et al. Results of modeling and experimental measurements for the design of a neutron surface moisture measurement sensor
Seo et al. Study on the Applicability of Muography Exploration Technology in Underground Space Development