ИСТИНА

В настоящее время в мире окончательно остановлены либо выводятся из эксплуатации 186 ядерных энергетических реакторов, 150 установок ядерного топливного цикла, 560 исследовательских реакторов и критических сборок. Общее количество отходов отходов различных материалов при выводе из эксплуатации реактора может достигать сотен тысяч тонн. В процессе эксплуатации реактора под воздействием облучения нейтронами активируются конструкционные материалы, возможно осаждение радиоактивных продуктов коррозии и продуктов деления на поверхности оборудования технологических контуров и ограждающих строительных конструкций помещений. Никель является важным химическим элементом в конструкционных материалах из нержавеющей стали. Естественный никель содержится в составе нержавеющих сталей, которые в большом количестве применяются в конструкциях реакторов. Для изготовления отдельных элементов корпусов реакторов выплавляются слитки массой в несколько сотен тонн. Содержание никеля в сталях, используемых в конструкционных материалах, составляет, в среднем, не менее 8% от общей массы, однако оно может достигать и 20, и 30 процентов. На фоне общей массы конструкционных материалов масса никеля может достигать нескольких сотен тонн. При работе любого реактора в никельсодержащих материалах образуются долгоживущие радиоактивные изотопы 59Ni (T1/2 = 7,6 × 10^4 лет) и 63Ni (T1/2 = 100 лет) в результате (n, γ) -реакций. По всем теоретическим оценкам вклад активности 63Ni в общую активность конструкционных материалов после длительной эксплуатации реактора должен быть значительным. Также составной частью любой ядерной установки является многокомпонентная биологическая защита. Основное назначение биологической защиты реактора – замедление быстрых нейтронов и поглощение замедлившихся и медленных нейтронов, а также поглощение всех видов гамма-излучения как в активной зоне реактора, его технологическом оборудовании, так и в самой защите, для обеспечения безопасных условий работы обслуживающего персонала и исследователей, занятых экспериментами на установке. Однако, при работе любого реактора в материалах биологической защиты в результате (n, γ)-реакций нарабатывается кальций-41 с периодом полураспада 10^5 лет, который распадается 100-процентным электронным захватом. Эти радионуклиды распадаются без испускания гамма-излучения. Поэтому их регистрация - довольно непростая задача. Мы предлагаем использовать фотоактивационный метод для определения активности долгоживущих радионуклидов никеля относительно активности кобальта-60. Кобальт всегда присутствует в качестве примеси в никельсодержащих сталях. 60Сo (T1/2 = 5,27 года) образуется одновременно с радионуклидами никеля в конструкционных материалах АЭС за счет (n, γ)-реакций. Он распадается с испусканием легко обнаруживаемых, с помощью методов прикладной гамма-спектрометрии, гамма-квантов. Выходы активностей 60Co и 59,63Ni пропорциональны количеству атомов, сечениям (n, γ)-реакций и нейтронному потоку. Для определения отношения активностей 60Со/63Ni необходимо определить количество атомов Сo и Ni в исходных конструкционных материалах. Для определения соотношения атомов Сo/Ni предлагается использовать фотоактивационный метод и выходы (γ, n)-реакций на кобальте и никеле. Аналогично для определения активности кальция-41 мы предлагаем использовать фотоактивационный метод и выходы (γ, p)-реакций на кальции и железе, которое присутствует в бетонах и железобетонах. Для реализации предложенных методов будут исследованы выходы (γ, n) и (γ, р)-реакций на естественных мишенях кобальта, никеля, кальция и железа, а также обогащенных мишенях. При апробации предложенных методов будут облучены образцы конструкционных материалов энергоблока АЭС, снятой с эксплуатации. Определение радионуклидного состава облученных образцов будет проводится неразрушающими разработанными способами, а для контроля точности - традиционными радиохимическими методами.

At present, 186 nuclear power reactors, 150 nuclear fuel cycle facilities, 560 research reactors, and critical assemblies have been permanently shut down or decommissioned in the world. The total amount of waste of various materials during the reactor decommissioning can reach hundreds of thousands of tons. In addition, structural materials are activated during the reactor operation under the influence of neutron irradiation. Moreover, radioactive corrosion products and fission products may precipitate on the surface of equipment of technological circuits and enclosing building structures of premises. Nickel is an essential chemical element in stainless steel construction materials. Natural nickel is found in stainless steel, widely used in reactor designs. Ingots with a mass of several hundred tons are melted to manufacture individual elements of the reactor vessels. The nickel content in steels used in structural materials is, on average, at least 8% of the total mass, but it can reach 20 and 30 percent. Thus, against the background of the total volume of structural materials, the nickel mass can reach several hundred tons. During the operation of any reactor in nickel-containing materials, long-lived radioactive isotopes 59Ni (T1/2 = 7.6×10^4 years) and 63Ni (T1/2 = 100 years) are formed as a result of (n, γ)-reactions. According to all theoretical estimates, the contribution of the 63Ni activity to the total activity of structural materials after the long-term operation of the reactor should be significant. Also, an integral part of any nuclear installation is multicomponent biological protection. The main purpose of the biological protection of the reactor is to slow down fast neutrons and absorb slowed down and slow neutrons. As well as the physical protection should absorb all types of gamma radiation both in the reactor core and near the technological equipment to ensure safe working conditions for maintenance personnel. However, calcium-41 is produced with a half-life of 10^5 years in biological protection materials due to (n, γ)-reactions during the operation of any reactor. It decays by 100% electron capture. These radionuclides decay without emitting gamma radiation. Therefore, registering them is a rather tricky task. We propose to use the photoactivation method to determine the activity of long-lived nickel radionuclides relative to the activity of cobalt-60. Cobalt is always present as an impurity in nickel-containing steels. 60Сo (T1 / 2 = 5.27 years) is formed simultaneously with nickel radionuclides in NPP structural materials due to (n, γ) -reactions. It decays with the emission of easily detectable gamma quanta using the methods of applied gamma spectrometry. The yields of 60Co and 59.63Ni activities are proportional to the number of atoms, cross-sections of (n, γ) -reactions, and the neutron flux. It is necessary to determine the number of Сo and Ni atoms to measure the 60Со/63Ni activity in the initial structural materials. To determine Co/Ni atoms' ratio, we propose using the photoactivation method and the yields of (γ, n) -reactions on cobalt and nickel. Similarly, to determine the activity of calcium-41, we propose to use the photoactivation method and the yields of (γ, p) -reactions on calcium and iron, which are present in concrete and reinforced concrete. The yields of (γ, n) and (γ, p)-reactions on natural targets of cobalt, nickel, calcium, and iron, as well as enriched targets, will be investigated to implement the proposed methods. Samples of structural materials of a decommissioned NPP power unit will be irradiated for testing the proposed methods. Non-destructive developed methods will be used for the determination of the radionuclide composition of the NPP structural materials irradiated samples. And some NPP structural materials irradiated samples will be studied by traditional radiochemical methods.

Будет разработан фотоактивационный метод определения активности долгоживущих изотопов никеля, 59Ni (T1/2 = 7,6×10^4 лет) и 63Ni (T1/2 = 100 лет) в образцах конструкционных материалов АЭС и фотоактивационный метод определения активности долгоживущего изотопа кальция-41 (T1/2 = 10^5 лет) в материалах биологической защиты реактора. Общее количество отходов различных материалов при выводе из эксплуатации реактора может достигать сотен тысяч тонн. Радиоактивные материалы, образующиеся при снятии реактора с эксплуатации, имеют существенные отличия от радиоактивных отходов, образующихся при нормальной эксплуатации: новая массовая и изотопная структура радиоактивных материалов, возникшая за счет активации конструкционных и строительных материалов; наличие радионуклидов с очень большими периодами полураспадов; присутствие значительного количества бета- и рентгеновских излучателей; наличие большой доли материалов, активность которых предполагает возможность их неограниченного повторного использования. Для последующей переработки этих материалов необходимо провести тщательную оценку активности долгоживущих радионуклидов. Никель является важным химическим элементом в конструкционных материалах из нержавеющей стали. Естественный никель содержится в составе нержавеющих сталей, которые в большом количестве применяются в конструкциях реакторов. Содержание никеля в сталях, используемых в конструкционных материалах, составляет, в среднем, не менее 8% от общей массы, однако оно может достигать и 20, и 30 процентов. На фоне общей массы конструкционных материалов масса никеля может достигать нескольких сотен тонн. Так как 59Ni распадается электронным захватом, а 63Ni является чистым бета-излучателем, проводить их измерения гамма-спектрометрическими методами невозможно, а радиохимическими способами - очень дорого и сложно, так как крайне затруднительно отделить наработанные изотопы от исходной матрицы естественного никеля. Также составной частью любой ядерной установки является многокомпонентная биологическая защита. Однако, за время эксплуатации реактора в материалах биологической защиты в результате (n, γ)-реакций нарабатывается кальций-41 с периодом полураспада 10^5 лет, который распадается 100-процентным электронным захватом. Аналогично для определения активности кальция-41 мы предлагаем использовать фотоактивационный метод и выходы (γ, p)-реакций на кальции и железе, которое присутствует в бетонах и железобетонах. Предлагаемые методы позволят с высокой точностью определять активность долгоживущих изотопов никеля и кальция в образцах конструкционных материалов АЭС, значительно удешевят стоимость измерения образцов и существенно сократит время обработки результатов по сравнению с традиционными исследованиями. Также будут получены и уточнены экспериментальные данные о выходах (γ, n) и (γ, р)-реакций на изотопах кобальта, никеля, кальция и железа.

Разработан фотоактивационный метод определения активности 10Be в образцах конструкционных материалов АЭС. В конструкционных материалах АЭС после эксплуатации реактора обнаруживается высокотоксичный 10Be с периодом полураспада T1/2 = 1,6х10^6 лет. 10Be распадается только за счет эмиссии электронов. Предлагаемый метод включает определение концентраций 9Be и 10B и последующий пересчет активности 10Be, образующейся в реакциях 9Be(n, γ)10Be и 10B(n, p)10Be. Количество 9Be и 10B определяется после облучения образцов на ускорителе электронов с использованием реакций 9Be(γ, 2n)7Be, 10B(γ, p2n)7Be. Погрешность расчета методики составляет около 15–20%; чувствительность составляет 1 Бк/г. Разработаны неразрушающие методы определения изотопов плутония и стронция-90 в горячих частицах. Предлагаемые методы основаны на измерении характеристического рентгеновского излучения, сопровождающего распад этих радионуклидов. Для горячих частиц аварийного происхождения АЭС пределы погрешности предлагаемого метода составляют 10–15% для горячих частиц (образцов) с активностью более 100 Бк и 15–20% для горячих частиц (образцов) с активностью менее 100 Бк. Для частиц взрывного происхождения точность определения составляет 10–15% для активности более 5 Бк и 20–30% для активности 0,1–5 Бк. Точность предложенного метода определения 90Sr в образцах с его удельным содержанием более 10^4 Бк/образец составляет 5%, при ~ 100 Бк/образец его содержание составляет 15–20%. Стоимость измерения и время обработки значительно сокращаются по сравнению с традиционными исследованиями. Разработаны спектроскопические методы измерения активности радиостронция. Спектроскопический метод, основанный на измерении спектров электронов, учитывает физико-химическое состояние исследуемых объектов и нестабильность работы электронных систем в полевых условиях. Метод позволяет проводить исследования концентрации 90Sr и 137Cs в различных объектах при изменении соотношения 137Cs/90Sr от 1 до 100 с погрешностью не хуже 20 %.