Содержание к диссертации
Введение
Глава 1 Исследование радиационной стойкости компаундов для иммобилизации твердых и жидких РАО .
1.1 Методики исследования 36
1.2 Результаты исследования компаунда "Атомик" и его составляющих 50
1.3 Создание полимерминеральной матрицы на основе компаунда "Атомик" 91
1.3.1 Термомеханические испытания 93
1.3.2 Физико-механические испытания 99
Глава 2 Захоронение реакторного графита
2.1 Методики исследования
2.1.1 Оценка степени радиоактивного загрязнения графита из кладок реакторов типа РБМК 105
2.1.2 Определение величины выщелачивания активности радионуклидов из не законсервированных и законсервированных образцов реакторного графита 106
2.2 Характеристика реакторного графита на примере кернов из графитовой кладки, блоков графитовой колонны
2.2.1 Оценка удельной активности облученных образцов графита на примере кернов и графитовых блоков кладок реактора РБМК 107
2.2.2 Эксперимент на выщелачивание с образцами облученного графита из графитовой колонны 113
2.2.3 Расчет скоростей выхода 137Cs из образца реакторного графита 117
2.2.4 Исследование кинетики радиационного газовыделения из реакторного графита при гамма-облучении в вакууме и на воздухе .117
2.2.5 Хроматографический анализ газообразных продуктов, выходящих из облученного реакторного графита при
дополнительном гамма-облучении 124.
2.2.6 Исследование кинетики изменения веса реакторного графита при гамма-облучении на воздухе и в азоте 127
Глава 3 Особенности консервации поверхностей металлических изделий покрытиями на основе компаунда "атомик".
3.1 Методики исследования 133
3.2 Результаты исследования адгезионной прочности полимерных покрытий на основе компаунда "Атомик" к металлической Поверхности 135
Глава 4 Применение полимерминеральной матрицы для консервации жидких РАО
4.1 Особенности состава полимерминеральной матрицы для консервации жидких РАО 143
4.1.1 Влияние воды в составе полимерминеральной матрицы и водной среды при ее получении, отверждении и облучении на эксплуатационные свойства 144
4.2 Использование полимерминеральной матрицы для консервации сорбента радионуклидов "Микотон" во влажном состоянии 149
4.3 Консервация ЖРО в полимерминеральную матрицу 151
4.4 Использование клеев на основе полимерминеральной матрицы для ремонтных работ в хранилище отработанного ядерного топлива 158.
Глава 5 Возможность создания новых компаундов на основе смолы эд-20, и отвердителеи Л-19, ПЭПА, МФДА и ФА для консервации РАО .
5-1. Термомеханические испытания 165
5-2. Радиационное газовыделение 178
Основные выводы 182
Литература
- Создание полимерминеральной матрицы на основе компаунда "Атомик"
- Характеристика реакторного графита на примере кернов из графитовой кладки, блоков графитовой колонны
- Результаты исследования адгезионной прочности полимерных покрытий на основе компаунда "Атомик" к металлической Поверхности
- Использование полимерминеральной матрицы для консервации сорбента радионуклидов "Микотон" во влажном состоянии
Введение к работе
Актуальность проблемы. Долговременная и гарантированная изоляция радиоактивных отходов (РЛО) от биосферы является весьма важной проблемой, от решения которой зависит экологическая обстановка в районе их захоронения. Среди задач, до сих пор не получивших окончательною решения, следует выделить разработку промышленных методов отверждения различных типов РАО в целях получения механически, химически и радиационно-стойких композиций.
При выполнении настоящей работы основное внимание было уделено вопросам консервации реакторного графита, изделий из металла, водно-солевых концентратов, полученных при переработке среднеактивных и низкоактивных отходов (САО и НАО), шламов после фильтрации и химической обработки растворов, отработавших сорбентов радионуклидов из водных растворов. Одним из широко используемых способов консервации САО и НАО является битумирование. К достоинствам этого процесса относятся непроницаемость, пластичность, достаточная химическая инертность, невысокая стоимость. Однако сравнительно низкая теплопроводность битумных продуктов заставляет уменьшать объемную активность поступающих на битумирование отходов, а горючесть этого материала ограничивает включение нитрит-нитратных отходов и требует учитывать возможность пожаров и взрывов.
В последнее время особое внимание уделяется разработке процессов, в которых битум заменяют искусственными полимерами. Метод полимеризации оказался достаточно удобным для фиксации отработанных сорбентов радионуклидов. Для его осуществления возможно использование аппаратурного оформления, подобного при битумировании.
Наиболее простым способом отверждения радиоактивных отходов является заключение их в цементы. Процесс цементирования привлекает простотой аппаратурных решений и низкой стоимостью Однако значительная пористость отвержденных таким образом РАО приводит к вымыванию радионуклидов, что ограничивает возможность применения цементирования для :;с!:се"са"!::: РАО.
Для усовершенствования метода цементирования в мировой практике предложены варианты изменения неорганической матрицы и цементов до-
бавкой различных глин, имплантированием полимерными материалами. Несмотря на ряд предложенных и практически осуществляемых способов консервации радиоактивных отходов с использованием полимеров, работы в этом направлении не нашли своего окончательного решения.
Наиболее приемлемой с технической точки зрения является полимер-минеральная матрица (ПММ) на основе эпоксидного компаунда холодного отверждения "Атомик", выпускаемого ЗАО «ЭШТЦ ЭПИТАЛ» по ТУ 2257-998-18826195-01 (низкая стоимость, доступность, простота аппаратурного оформления). Однако прямое применение "Атомик" для консервации деталей из реакторного графита и металлов на воздухе и в водной среде, а также водно-солевых РАО и сорбентов радионуклидов во влажном состоянии затруднено (или невозможно) по техническим соображениям.
Цель работы. Целью настоящей работы являлось создание рецептур радиационностойких полимерминеральных консервантов, определение их радиационной стойкости и разработка способов консервации САО и НАО.
Для достижения этой цели были решены следующие задачи:
разработаны методики исследования эксплуатационных свойств и радиационной стойкости полимерных консервантов;
разработаны методики исследования радиационной стойкости и радиоактивной загрязненности объектов, подлежащих консервации (на примере реакторного графита);
исследовано влияние на радиационную стойкость и эксплуатационные свойства компаунда "Атомик" содержания отвердителя, минеральных наполнителей, модифицирующих добавок, условий отверждения и эксплуатации;
исследованы компаунды, предложенные в качестве консервантов РАО, на реальных радиоактивно-загрязненных твердых (реакторный графит) РАО и солевых концентратах от переработки РАО.
Научная новизна и практическая значимость работы.
1. Впервые в РФ проведены радиационные испытания компаунда "'Атомик" в широком диапазоне доз гамма-облучения (до дозы 30000 Мрад), что соответствует времени хранения 500-1000 лет для РАО средней активности. Установлено, что ком па>нд "Атомик":
- является высокорадиационностойким материалом,
определены диапазоны доз облучения, в которых улучшаются эксплуатационные свойства при воздействии гамма-облучения;
введение в компаунд "Атомик" наполнителей (маршалит, сажа) не ухудшает, а в ряде случаев улучшает его эксплуатационные свойства (увеличивает прочность, уменьшает радиационное газовыделеиие, термическую и радиационную усадку).
2. Впервые исследовано влияние минеральных и технологических до
бавок к компаунду "Атомик" и показана возможность его модифицирования с
целью создания полимерминеральной матрицы (ПММ) для консервации ра
диоактивных отходов. Получены экспериментальные зависимости влияния
содержания указанных добавок, температуры и времени отверждения, дозы
облучения, внешней среды на важнейшие эксплуатационные характеристики
ПММ - модуль упругости, предел текучести, прочность при сжатии и темпе
ратура стеклования.
На основании результатов исследований предложены рецептуры ПММ и технология ее применения, которая может быть рекомендована:
для консервации реакторных графитовых колец (в сухой и влажной среде); металлических поверхностей и объектов, находящихся в воде, подвергающихся воздействию гамма-облучения;
водно-солевых радиоактивных концентратов и сорбентов радионуклидов из водных растворов, находящихся во влажном состоянии;
определены составы компаундов, предназначенных для проведения работ по бетонированию в воде (в том числе -затопленных реакторных отсеков атомных подводных лодок).
-
Показана возможность использования ПММ для создания на поверхностях металлических изделий, загрязненных радионуклидами, радиаци-онностойких консервирующих пленочных покрытий. Покрытия могут наноситься на поверхность на воздухе и в воде.
-
Разработаны рецептуры приготовления ПММ и методики для консервации графитов, водно-солевых жидких радиоактивных отходов (ЖРО), отработанных сорбентов солевых растворов; имеется положительный опыт их применения в РНЦ "Курчатовский институт". По результатам исследований получен патент на изобретение.
Основные положения, выносимые на защиту.
-
Результаты исследования эксплуатационных свойств и радиационной стойкости компаунда "Атомик".
-
Создание полимерминеральной матрицы для захоронения РАО и исследование ее радиационных характеристик.
3 Методы консервации твердых (графит, металлы) (ТРО) и жидких радиоактивных отходов (ТРО и ЖРО).
Объем и структура работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, выводов и библиографии. Работа изложена на 139 стр., включая 23 рисунка и 18 таблиц.
Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы докладывались на следующих международных конференциях и семинарах: Technical Committee Meeting on the Investigation of the Irradiation Stability of Graphite and Supplied Compound in the Process of Graphite Core RBMK-Reactor Decommissiong, Manchester, United Kingdom, 1999; Всероссийский семинар «Разработка технологии захоронения графитовых блоков кладки реактора РБМК после вывода его из эксплуатации», г. Сосновый бор, 2001 г.; Всероссийская конференция союза материаловедческих обществ России «Новые функцональные материалы и экология», г. Звенигород, 2002 г.; 4 Международная конференция «Разработка материала покрытия и технологии ремонта облицовки бассейна выдержки отработавшегося ядерного топлива АЭС», г. Москва, 2004 г.
Публикации. По теме диссертации опубликовано 8 работ, включая 4 работы в рецензируемых ВАК журналах и патент на изобретение № 2295787 от 20 марта 2007.
Создание полимерминеральной матрицы на основе компаунда "Атомик"
Матрица предназначена для обеспечения минимального перемещения заключенных в ней радионуклидов. Гидроизоляция служит для исключения протекания коррозионных процессов в матрице. Строительная конструкция должна обеспечивать сохранение целостности гидроизоляции при воздействии на нее внешних сил [18].
Проблема надежного обращения с твердыми и жидкими радиоактивными отходами (РАО) до настоящего времени еще не нашла своего оптимального решения. Вследствие этого, несмотря на множество предложенных и практически реализуемых способов консервации и захоронения таких отходов, работы в этом направлении продолжаются. На сегодняшний день ни одна из стран еще не перешла к использованию технологий, позволяющих полностью решить проблему консервации РАО. В большинстве стран они просто складируются в ожидании решения этой проблемы.
В настоящее время в большинстве стран при обработке радиоактивных отходов широко используются различные варианты цементирования. Английские исследователи провели исследования металлических контейнеров по их коррозионной стойкости и показали [20] , что при высоких значениях рН затвердевающей цементной среды возможна электрохимическая (гальваническая) коррозия при контакте радиоактивного графита (если он загружен в нержавеющий контейнер) и нержавеющей сталью, что может ускорить разрушение стали.
В России цементирование радиоактивных отходов осуществляется в соответствии с требованиями ГОСТ Р 51883-2002 (Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования). Процесс твердения, например портланд-цемента, в основном определяется гидратацией силикатов, алюмосиликатов, алюминатов и алюмоферритов кальция [22]. Для консервации радиоактивных отходов используется технология цементирования с помощью жидких цементных растворов, приготовленных по специальным рецептам, что позволяет обеспечить иммобилизацию радиоактивных материалов, находящихся в твердом виде. Как правило , твердые отходы помещаются в контейнеры. Затем в этот контейнер заливается жидкий цементный раствор, где он и схватывается. Этот процесс используется, например, для консервации отходов среднего уровня активности в небольших бочках из под нефтепродуктов и в 500 литровых контейнерах [22].
Различные технологии цементирования используются также при консервации жидких радиоактивных отходов. Важным для кондиционирования жидких радиоактивных отходов является способность цемента связывать воду. При проведении работ по цементированию отходов весьма актуальной проблемой является предотвращение биоповреждения отвержденных материалов. Микробиологический фактор коррозии обусловлен поселением и развитием на поверхности зацементированных отходов микроорганизмов, выделяющих в процессе жизнедеятельности (метаболизма) метан, углекислоту, серный ангидрид, хлорсодержащие компоненты, серную кислоту и другие химические вещества, снижающие прочностные характеристики цементного камня. Кроме воздействия бактерий, разрушение бетонов усугубляется сезонными колебаниями температуры, которые способствуют образованию в теле цементного монолита пустот и полостей, а значит, и проникновению поверхностных вод внутрь компаунда. Для предотвращения указанных явлений в технологии цементирования радиоактивных отходов применяют биоцидные полимерные добавки[23].
Однако отвержденным цементным составам, используемым в качестве консервантов радиоактивных отходов, присущ ряд недостатков, определяющих их эксплуатационные характеристики в условиях радиационного воздействия [24]. При облучении происходит разрушение гидратных связей в отвержденных цементных составах, сопровождающееся уменьшением их прочности и выделением газообразных продуктов радиолиза - водорода и кислорода.
Отрицательным свойством бетонов, используемых в качестве консервантов радиоактивных отходов, является и то, что они, по- сути, дела пористые материалы. Определение пористости бетонов, рассмотрено в работе [25].
В сентябре 2006 г. МАГАТЭ впервые посвятило специальную публикацию [26] исключительно по проблеме управления радиоактивным графитом, образующимся в виде отходов при выводе из эксплуатации ядерных реакторов. Общее количество графита, подлежащее переработке в процессе снятия АЭС с эксплуатации, составит порядка 20000 т. В реакторах АЭС графит применяется в качестве материала кладки, в исследовательских реакторах его применение более разнообразно. В конструкциях опытных и исследовательских реакторов используется примерно 2000 т графита.
Масса графитовых втулок близка к массе графитовых кладок. Время облучения втулок примерно в 10 раз меньше, чем графитовых кладок, поэтому и загрязнённость их ниже [27]. По экспертной оценке масса такого вида облученного графита составляет не менее 10000 тонн. Извлеченные втулки хранятся в приреакторных и пристанционных хранилищах и условия их хранения в ряде
случаев не соответствуют современным требованиям безопасности. Решение данной задачи является приоритетной и требует разработки приемлемых технологий кондиционирования втулочного облученного графита и реконструкции действующих хранилищ применительно к проблеме его длительного хранения с учетом требований НП-012-99. Оценка запасов радионуклидов в кладке может служить для выработки решений по обращению с отработанным графитом и выбору технологии его утилизации.
Характеристика реакторного графита на примере кернов из графитовой кладки, блоков графитовой колонны
Испытания на сжатие образцов проведено при скорости нагружения 0,1 мм/мин. Испытания на разрыв образцов отвержденного при комнатной температуре компаунда состава 100-40-25 (наполнитель- сажа) в виде гантелей (диаметр 5 мм, длина рабочей части 40 мм) ,исходных и облученных дозой 2700 мрад проведено при скорости растяжения 0,2 мм /мин. Установлено, что прочность при растяжении равна соответственно 170+10 и. 230+10 кг/см, деформация разрушения соответственно 4,0+0,3 и 3,2+0,3%. В работах [101,102] радиационная стойкость компаунда "Атомик" была оценена по результатам физико-механических испытаний этого материала на сжатие при комнатной температуре.
Проведенные на образцах компаунда "Атомик" состава 100-38-0 исследования показали, что с ростом дозы облучения пределы прочности, текучести и модуль упругости возрастают. Исследования проводились на образцах отвержденных при температуре 20 С в течение 5 месяцев (включая время облучения). Облучение образцов проведено до дозы 3600 Мрад на воздухе при 30 С Результаты испытаний приведены в табл.А на стр. 66 Испытания образцов этого материала отвержденных при комнатной температуре показали, что время отверждения является существенным параметром влияющим на прочностные свойства. Поэтому для оценки радиационного эффекта необходимо было исключить протекающий во времени процесс термического отверждения. Для этого облучение образцов исследуемых материалов проводилось спустя 1 год после их получения, когда процессы термического отверждения при комнатной температуре стабилизировались. Облучение до дозы 3600 Мрад происходило при средней мощности дозы облучения 200 рад/сек в течение 200 суток.
С момента пролучения образцов до их испытания на прочность прошло 2 года.
Испытания образцов на сжатие проведены спустя 2 года после их получения. Условия получения, отверждения и облучения указаны в подписи к рисунку. Из деформационных кривых определены значения предела текучести, прочности и модуль упругости. При испытаниях на сжатие образцы компаунда "Атомик" подвергались деформации не более чем на 15%. Ввиду пластичности компаунда разрушение образцов не происходило. Результаты деформационных испытаний на сжатие компаунда "Атомик", не содержащего дополнительных технологических добавок, показывают, что в этом материале при гамма-облучении протекают процессы радиационного сшивания, которые проявляется в росте с дозой облучения предела текучести, прочности и модуля упругости. Характерной особенностью этого материала является пластический (не хрупкий) характер его деформации.
Было установлено, что временной фактор отверждения имеет большое значение, с ним связаны физико-механические характеристики, обусловливающие эксплуатационные свойства. Сравнение экспериментальных данных, полученных через 5 месяцев и через 2 года после получения образцов, свидетельствует о том, что в компаунде "Атомик" при температуре 20 С процессы химического сшивания происходят в течение длительного времени. Прочность необлученного компаунда состава 100-38-0 через 5 месяцев после его получения составляла 420 кг/см2, а спустя 2 года — 670 кг/см"". После облучения этого компаунда дозой 3600 Мрад значении прочности для указанных интервалов времени отверждения были соответственно равны 780 и 1100 кг/см2 . Приведенные данные свидетельствуют о том, что время отверждения является фактором существенно влияющим на прочностные свойства компаунда "Атомик". Оценивать влияние различных технологических и внешних факторов на эксплуатационные свойства компаундов можно только в том случае, если принят во внимание интервал времени от их изготовления до измерения эксплуатационных свойств.
Сравнение дозовых зависимостей предела прочности для составов 100-38-0 и 100-50-0 компаунда "Атомик" (см.табл.А) показывает, что они практически не отличаются. Однако по модулю упругости отличие в исходном состоянии и при малых дозах довольно существенно. Модуль упругости компаунда 100-50-0 почти в два раза больше модуля упругости компаунда 100-38-0 (см. табл. А). С ростом дозы облучения это различие уменьшается; при дозе 2000 Мрад становится минимальным.
Результаты исследования адгезионной прочности полимерных покрытий на основе компаунда "Атомик" к металлической Поверхности
Анализируя приведенные в таблице данные, можно сделать вывод, что величина изменения веса образцов зависит от их состава (наличия или отсутствия наполнителя маршалит), удельной поверхности образцов, вида дезактивирующего раствора, количества циклов обработки.
При обработке исходных и облученных дозой 2700 Мрад образцов дезактивирующим раствором №1 не было замечено выпадение в осадок фрагментов образцов, в то время как при обработке дезактивирующим раствором №2, особенно после промывки образцов водным раствором, содержащим КОН и КМ11О4, наблюдалось образование в растворе небольшого количества осадка.
Из этих фактов следует, что увеличение веса образцов при обработке дезактивирующим раствором №1 обусловлено только поглощением раствора, а при обработке дезактивирующим раствором №2, изменение веса обусловлено как поглощением раствора, так и потерей незначительной доли образца (и выпадением ее в осадок) в результате сильного окисления щелочным раствором перманганата калия. Данные о потери веса образцов после сушки их при 80 С приведены в таблице №1.2(14). Из анализа данных таблицы следует, что с увеличением удельной поверхности образцов, в большей степени происходит увеличение их веса за счет поглощения дезактивирующих растворов и потеря веса после трехкратной обработки дезактивирующими растворами №1 и №2. Образцы, содержащие наполнитель маршалит характеризовались меньшей степенью увеличения веса.
Таблица 1.2(14). Результаты испытания образцов компаунда "Атомик" весовым методом при обработке дезактивирующими растворами.
№ Состав компаунда Дозаоблуч.Мрад. Вид образца Начальный вес, г. Отноше ниеповерхи ости к весусм2/г Увеличение веса образца (%) после 1,2иЗ циклов обработки дезактивирующим раствором №1 Изменен ие веса образца после сушки (24 час) при 20С Увеличение веса образца(%)после 1, 2 иЗ цикловобработкидедез активирующимраствором №2 Изменениевесаобразца(%) послесушки(72час)при20С. Умень-шениевесаобразца (%)послесушки(72 час) при80С Умень-шение весаобразца (%) послесушки(168 час)при80С 8,1?ю-1 Примечание. Знак минус (-) показывает, что на данном этапе исследований вес образца меньше исходного значения. Облучение образцов дозой 2700 Мрад незначительно повлияло на изменение их веса по сравнению с необлученными образцами той же удельной поверхности.
После окончания испытаний образцы сохранили целостность, дефектов, и изменения линейных размеров (при точности измерительного инструмента (0,1 мм) не обнаружено.
Исследование вязкости компаунда "Атомик" Выпускаемый ЗАО "ЭНПЦ ЭПИТАЛ компаунд холодного отверждения"Атомик" (ТУ 2257-998-18826195-01) состоит из двух составляющих—смоляная часть и отвердитель, при смешивании их образуется твердый полимер. Смоляная часть состоит из диановой смолы ЭД-20 (90%), алифатической смолы и модификатора—эфира дикарбоновой кислоты. Отвердитель включает в себя смолу Л-19 с добавками салициловой кислоты, бензилового спирта и фурфурола.
Приведенные в предыдущих главах результаты исследования (теплостойкость, механическая прочность) радиационной стойкости отвержденных образцов компаунда "Атомик", полученных после смешивания смоляной части с отвердителем показали, что при облучении в этом материале преобладают процессы радиационного сшивания. Исследования изменения вязкости исходных и облученных образцов (среда —воздух, мощность дозы облучения 240 рад/сек) смоляной части и отвердителя компаунда "Атомик", показали, что вязкость их растет при увеличении дозы облучении. Этот эффект следует связывать с преобладанием в процессов радиационного сшивания над процессами радиационной деструкции. В результате радиационного сшивания между молекулами образуются поперечные связи, что приводит к возникновению макромолекул большего молекулярного веса (см. рис. 1-2(11) и 1-2(13) [68]. При исследовании вязкости смоляной части и отвердителя компаунда"Атомик" до и после облучения было установлено, что вязкость их в исследованном диапазоне температур от 20 до 50 С существенно зависит от температуры измерения (см. рис. 1-2(10), 1-2(12). Наиболее резко этот эффект уменьшения вязкости с ростом температуры проявляется в диапазоне температур от 20 до 30 С, причем, чем больше доза облучения, тем этот эффект выражен в большей степени. Из экспериментальных зависимостей изменения вязкости компонентов компаунда "Атомик" с температурой были получены зависимости изменения вязкости исследуемых жидкостей от дозы облучения (см. рис. 1-2(11) и 1-2(13)) для температур измерения вязкости 20, 30, 40, 50 С, которые имеют линейный характер в диапазоне доз до 1000 Мрад. Для этих зависимостей характерно, что с ростом температуры дозовый коэффициент изменения вязкости dfydR (R доза облучения) с увеличением температуры от 20 до 30 С резко уменьшается.
В патенте Р.Ф. 1575726 Ушаков Г.П., Лобанов Н.С Способ дозиметрии ионизирующих излучений. Заявка №4490247/25 от (22) 06.10.88 БИ № 17 II 99 с 436 5G01R 29/22, эффект изменения вязкости эпоксидиановой смолы ЭД-20, дибутилфталата или их смесей с дозой облучения использован для определения поглощенной дозы облучении [103].
Предложенный дозиметр представляет собой ампулу с дозиметрической жидкостью. Доза облучения дозиметрической жидкости, содержащейся в ампуле дозиметра, определяется из градуировочной кривой зависимости изменения относительной вязкости от дозы облучения.
При температурах измерения 40,50 С эффект роста вязкости исследованных жидкостей с дозой облучения выражен довольно слабо. По-видимому это явление связано с тем, что при повьппении температуры молекулы смолы (ЭД-20, Л-19) переходят в свернутое (глобулярное состояние) и разветвленность их и увеличенные размеры вследствие радиационного
Использование полимерминеральной матрицы для консервации сорбента радионуклидов "Микотон" во влажном состоянии
В результате испытания в вакууме реакторного графита на газовыделение можно сделать вывод, что гамма-облучение стимулирует десорбцию газообразных продуктов с пористой поверхности образца (см. участки ВГ, ЗЖ приведенной на рис.2.2(3) кинетической кривой изменения давления).
Прекращение облучения сопровождается адсорбцией десорбированных газов на поверхность открытых пор образца (см. участок ДЕ).
Гамма-облучение образца значительно увеличивало скорость газовыделения. Так, на участке кривой ГД она больше чем на участке БВ в 10-11 раз, [52,20]. Выделение из графита газообразных продуктов с постоянной скоростью в свободный объем ампулы возможно связано с радиацонной десорбцией их из закрытых пор. Можно предположить, что происходит также радиолиз углеводородных газов или воды попавшей на графит в результате аварий в канале и сорбированной в его порах .
При исследовании радиационно-стимулированного газовыделения из образцов облученного графита методом хроматографического анализа установлено, что основным продуктом радиационного газовыделения из реакторного графита является водород, но присутствуют и азот (N2), угарный газ (СО), кислород (Ог) и углекислый газ (С02). Радиационно-химический выход газов из исследованного графита составляет 8 Ю-10 см3/г рад., [52].
После вывода из эксплуатации реактора РБМК, согласно одному из вариантов его дальнейшего сохранения , предлагается графитовую кладку не разбирать и не проводить продувку азотно-гелиевой смесью, т.е. она будет находиться в воздушной среде в условиях гамма-облучения. В связи с этим были проведены исследования радиационного газовыделния из реакторного графита в воздушной среде. Испытания проводились по той же методике, что и при исследовании радиационного газовыделения в вакууме. Отличие состояло в том, что ампульное устройство с образцом перед началом испытаний было заполнено воздухом при атмосферном давлении. При этих исследованиях использовались также образцы графита из блоков графитовой колонны (блок №3), усредненная доза облучения для которого составляла 6 10 н/см сек. Результаты испытаний представлены на рис.2.2(4). Там же приведены условия облучения, мощность дозы гамма-облучения 270 рад/сек, температура испытания — комнатная
Из сравнения приведенных на рис. 2.2(3) и 2.2(4) графических зависимостей изменения давления в ампульных устройствах с исследуемыми образцами при гамма-облучении следует, что кинетика радиационного газовыделения из облученного в реакторе графита при испытаниях в вакууме и воздушной среде существенно отличается . В вакууме при гамма-облучении наблюдается непрерывный рост давления с ростом дозы облучения. В воздушной среде начало гамма-облучения образцов графита приводит, как и при испытаниях в вакууме, сначала к резкому росту давления, но при дальнейшем облучении, в отличие от испытаний в вакууме, происходит непрерывное уменьшение давления газообразных продуктов в ампуле, которое при дозе -1000 Мрад сменяется ростом газового давления. При проведении подобных испытаний необлученного в реакторе графита, падение давления (после резкого возрастания его в начале облучения) происходило со значительно меньшей интенсивностью . Минимальная величина давления соответствовала дозе —3500 Мрад, после чего наблюдался рост давления.
Следует отметить, что приведенные на рис. 2.2(4) кинетические кривые являются результатами длительных радиационных испытаний графитовых образцов на газовыделение . Испытания проводились соответственно 2,5 года (кривая 1) и 7 месяцев (кривая 2).
В процессе исследования при гамма-облучении кинетики изменения давления в ампульных устройствах с образцами реакторного графита (исходного и облученного в реакторе) газовый анализ не проводился. Поэтому о причинах, обусловливающих характер кинетических кривых можно сделать только предположение, исходя из сведений радиационной химии. Резкое повышение давления в ампульных устройствах в начале облучения (участки АБі - кр.1 и АБ2 - кр.2), по-видимому связано с радиационно-стимулированной десорбцией газов с поверхности и с открытых пор графита при воздействии энергии гамма-излучения.
Падение давления в ампульных устройствах может быть связано с тем, что при гамма-облучении графита в воздушной среде происходят два конкурирующих процесса: радиационное газовыделение, обусловленное радиационно-деструктивными процессами углеводородных продуктов ( содержащихся в графите) и молекул воды (адсорбированных графитом при мокрых авариях) , которое приводит к росту давления в ампульном устройстве, и радиационное окисление этих продуктов кислородом воздуха, приводящее к падению давления газа.
