CN112655056A - 核反应堆结构元件的去污方法 - Google Patents

核反应堆结构元件的去污方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及核工程。一种净化核反应堆结构元件的方法，包括用低温等离子体处理核反应堆结构元件，同时供应化学惰性气体流。将电极施加到结构元件的表面上的选定区域，在用作阴极的结构元件的表面和用作阳极的电极之间点燃等离子体放电，并且选择对溅射阴极表面有效的放电工作参数。阴极被溅射。将电极和用于从放电区去除化学惰性气体的气体管道冷却到足以使溅射的原子沉积在电极和管道表面的温度。一旦阴极表面被溅射到给定深度，电极被移动到新选择的处理区域，并且重复该方法的操作，直到待净化的结构元件的整个表面被完全处理。本发明使得显著降低被处理的发电厂结构的放射性和减少产生的放射性废物的量成为可能。

Description

核反应堆结构元件的去污方法
本发明涉及核技术领域，可用于核电站放射性结构元件的去污和安全处理，尤其，进行反应堆辐照石墨和与冷却剂接触的金属结构的表面去污。
已知几种反应堆辐照石墨的处理方法(例如，参见专利RU 2546981、RU 2212074、EP1771865、US 9040014)，其中，反应堆石墨在惰性介质中的热处理，然后在氧化性或还原性气态介质中的热处理，并释放出放射性同位素的气态化合物，并随后将其加以液体或固体形式结合。例如，专利RU 2212074所述的方法，即在温度450℃至530℃，在加热空气吹洗下，从反应堆辐照石墨中分离出碳14C同位素的氧化物，之后将其受过化学键合。该方法的缺点在于：由于石墨的高导热率(深层也受过加热)，此外，由于热效应对石墨表面具有非局部的性能，因此无法保障石墨主要是表面性的净化(深度范围可达几微米)。另一个不足之处是碳14C氧化物和其他放射性同位素以挥发性形式的产生，这需要它们的随后化学键合，并增加液体和固体放射性废物的容积。此外，已知处理方法的不足之处包括初步拆卸和研磨具有最初高放射性水平的核电站石墨块和结构元件，使员工的辐射安全条件变坏并增加工作繁重程度。
已知两种将反应堆石墨经过研磨、同起反应性试剂混合并在惰性气氛中进行高温合成、在形成固体残余物而不释放气体废物的热处理方法(例如，专利RF 2065220、RF2192057)。该方法包括石墨研磨，并将钛和/或铝、二氧化钛和/或二氧化硅添加到研磨料中。接着，将混合物放入填满惰性气体的反应堆中，并在没有火焰的情况下引发燃烧反应。根据俄罗斯专利RU 2065220，合成的热产物在燃烧过程中或混合物燃烧后做过压实，然后将其运输进行埋存处置。该方法有下列缺点：需预先拆卸和研磨具有高放射性水平的核电站结构元件和石墨块体，将放射性二氧化碳14C不可避免地排除到大气中，以及在烧结过程中通过高温合成，且没有选择性去除放射性同位素浓度最高的机制的情况下，增加已形成的放射性废物的容积。这种因素使员工的辐射安全条件变坏，增加工作繁荣程度，并且最终无法以紧凑的形式取得放射性废物。
已知一种废石墨等离子体处理方法，例如，根据专利RU 2435241，依照该方法，将放射性石墨层装载到炉中，并在氧化环境中以等离子体加速器产生的等离子体点燃。接着，关闭等离子体加速器，将破碎的被放射性污染的金属结构装入炉中，进行熔化，同时将碳溶解在金属中，然后将熔渣熔剂放入运输容器中进行固体化及随后的特殊埋藏处埋。该方法的缺点包括金属熔体以被放射性同位素不可避免的沾染，且失去其进一步使用的可能性，以及当从熔炉中除去熔融气体时释放放射性同位素(尤其是二氧化碳14C)。
根据专利RU 2580818，石墨等离子体处理方法包括将其研磨成级分，随后将其作为消耗电极放置等离子体化学反应堆中，之后在低温等离子体中用氧化剂蒸发。，分散相中的反应产物以灼烧残渣的形式将被沉积到等离子体化学反应堆壁上。从反应堆中取出气态反应产物，将碳氧化物转移到液体相中并运输进一步的处置。固体灼烧残渣从等离子体化学反应堆中取出来进行进一步的处置。该方法的缺点是等离子体化学反应堆壁上形成的放射性灼烧残渣取出的费时费力，并且缺乏去除放射性同位素最高浓度的污染物的筛选机制。
最接近提议的方法是一种根据专利2603015作为原型的技术解决方案。已知净化铀-石墨反应堆辐照石墨套管的方法包括其加热、以气体处理、将杂质转移到气相中、冷却碳材料，同时该过程持续到石墨套管的全部蒸发。作为原型的已知方法有下列的缺点：需将放射性结构元件分解并运输到等离子体化学室中，使员工的辐射安全条件变坏，增加工作繁荣程度。该作为原型方法的另一个缺陷是缺乏选择性去除放射性同位素最高浓度的污染物的机制。
所提出的方法旨在解决创造一种去污核反应堆结构元件的技术，即主要在运行中受过放射性同位素沾染的，通过核电站辐照结构元件和石墨砌体的表面等离子体溅射，用于将这种放射性核素同周围的原子一起从表面上射出，将其沉积在冷却的集极面积上，然后同集极面积一起取出。
本发明所提议的技术结果在于，对受放射性同位素污染最严重的核电站结构元件和石墨砌体的表面进行等离子体溅射时，可大量降低核电站结构被处理元件的放射性，此外，沉积和相应减少所产生的放射性废物的容量。
指定的技术结果由下列步骤达到的：去污核反应堆结构元件的方法包括：在供应化学惰性气体流时，用低温等离子体处理核反应堆结构元件，根据所提议的解决方案，向结构元件表面上的选定位点带动电极，在作为阴极连接的结构元件的表面与作为阳极连接的电极的表面之间点燃等离子体放电，选择对溅射阴极有效的放电操作参数，阴极的溅射，电极和从放电区去除化学惰性气体的气体管道被冷却至足以使溅射的原子沉积在电极和管道表面上的温度，阴极溅射预定的深度后，将电极迁移至新选择的处理区，重复该方法的操作，直到完全去污结构元件的整个表面为止。
主要将核反应堆辐照石墨砌体的表面用于去污的结构元件。
此外，核反应堆第一回路的内表面以及其管道和冷却剂循环***都可用于结构元件。
氩气或氮气主要用于化学惰性气体。
电极可以由铜、铝、铝合金、难熔金属或钽制成
在提议的方法中，电极和从等离子体放电区排除化学惰性气体的气体管道的冷却，可通过液态或具有给定入口温度值的气态制冷剂的强制循环进行。
在提议的方法中，沿着从等离子体放电区中排除化学惰性气体和溅射出来的原子的气体管道的长度主要创建这样温度分布，使蒸发温度不同的溅射出来的原子将在管道的不同部分冷凝。
电极表面的形状主要选择为与被处理结构的表面的形状相似，使得电极和被处理元件之间的间隙在整个表面上是恒定的。
在提议的方法中，作为放电的工作参数，将近大气压或更低的压力主要选择为提供的惰性气体的压力。
在提议的方法中，将电极与表面之间的间隙主要设置为放电的工作参数，以便在惰性气体的工作压力下不超过100个电子平均自由程。
在所提议的方法中，作为放电的工作参数，将电极与表面之间的等离子体放电电压可设置在300至1000伏特范围内。
在提议的方法中，作为放电的工作参数，将等离子体放电电流密度可设置在0.1-1A/cm2的范围内。
在提议的方法中，将等离子体放电的脉冲周期模式可选择为放电的工作参数，且脉冲持续时间及其占空比可按照溅射原子质量迁移到阳极的过程的效率、在考虑到电极的冷却速率而测定。
足以沉积溅射原子的电极和管道的表面温度，主要选择为等于沉积原子饱和蒸气压0.01-10Pa的温度。
阴极的溅射深度主要按照核反应堆结构元件表面上的位点处理后的残余放射性水平控制。
因此，为了实现指定的任务，在所提议的方法中，当供应化学惰性气体流时，用低温等离子体来处理核反应堆结构元件，而与原型所不同，在提议的技术解决中，向处理结构元件的选定位点带动电极，把作为阴极的结构元件的表面与作为阳极的电极的表面之间点燃等离子体放电，选择放电参数以有效地阴极溅射，电极和从放电区去除化学惰性气体的气体管道被冷却至足以使溅射的同位素沉积在电极和管道表面上的温度，阴极溅射到设置的深度后，将电极迁移至新选择的处理位点，然后重复该方法的操作，直到完全处理好结构元件的整个去污表面为止。
溅射出来的表面原子和放射性同位素以质量转移模式沉积在冷却电极的表面上。通过形成具有控制轰击离子能量的等离子体近表面阴极层，可保证具有任何几何形状和任何元素组成的表面溅射。这样可以在核电站全部拆卸以前在其位置上进行去污：操纵器上的等离子体源沿着反应堆第一回路的所有内表面以及石墨砌体的表面依次逐步移动，在这种情况下，富含同位素的表面原子被转移到冷却金属(由铜或铝制成的)电极的表面。具有高活性沉积物集中的电极定期取出，并可以紧凑地埋存或用作高度浓缩的所需同位素(尤其是14C)的浓缩物，用于医学领域。所提议的方法仅需电力及提供惰性气体(氩气)，进行其再循环即可。该方法使得维修或最终拆卸和处置之前预先降低所有反应堆结构的活性，并在放射性化学去污的竞争方法下避免产生大量液态放射性废物，此外，获得大量有用的同位素。
申请保护的发明通过以下图形材料说明。
图1简要表示石墨核反应堆堆芯垂直截面的一部分，以及在中子与氮原子发生碰撞时，14C扩散之后，沉淀和沉积在石墨砌体上的碳14C同位素形成示意图。
图2简要表示冷却剂将放射性同位素从堆芯转移，并把其沉积在反应堆第一回路结构元件表面上的示意图。
图3为说明等离子体源装置整体视图的截面图，为了便于理解，未显示电源、气体供应管道和电压线。
图4为概述等离子体表面处理设备的主要元件的框图。
下述本发明具体实施例说明一些特定的实施方案，并非唯一可能的方案，也不限制要求保护的发明的整体性，而是清楚地显示通过本发明的实质性总特征来实现要求保护的技术结果的可能性。
已知在核电站运行时，堆芯中产生的放射性核素进入冷却剂，因其循环而被转移到并沉积在反应堆第一回路金属结构的内表面上(例如，水-水动力反应堆型(VVER))。另外，在石墨反应堆(例如，大功率管式反应堆型(RBMK))中，在中子轰击吹过石墨砌体的气态氮时会形成14C放射性核素。表面上的这种污染物无法深入到核电厂的金属结构中，因此，最好通过收集和清除表面上累积的放射性核素启动全部或部分净化。提议的核电厂结构元件(第一回路元件的内表面和反应堆辐照石墨的外表面，是燃料组合中放射性最高的外表面)的等离子体去污方法基于惰性气体等离子体中表面原子的离子溅射法，以及在可替换的基板上收集溅射原子，并随后进行取出和处置。
实施该方法的示例之一是净化反应堆辐照石墨的放射性核素14C,60Со,134Cs,137Cs等，其中14C同位素的活性最高，其半衰期为5730年，并且在运行期间大量生产。导致形成14C碳同位素的主要反应是中子捕获截面为1.8Barn的14N(n，p)14C的反应，该反应进行在用于吹扫石墨砌体的氦氮混合物中。用石墨砌体中的13C同位素(石墨中13C同位素的分数为0.011)进行中子捕获13C(n，γ)14C，以及通过中子捕获12C(n，γ)13C和13C(n，γ)14C的两个连续过程而形成14C横截面为0.004Barn和0.0015Barn(参见[1])对14C同位素产生的贡献明显较小。在略高于大气压的压力下用氮氦混合物吹扫反应堆空间和石墨砌体，石墨砌体中心的温度约为500℃。在这些条件下，气体混合物的浓度约为1019cm-3，氦气与氮气的比率为6/4，氮气的浓度为0.4·1019cm-3，反应堆运行30年后的中子通量(总通量)为1022中子/cm2。30年内的以14N(n，p)14C中子捕获为结果，充满气体混合物1cm3空间中生产的14C碳浓度以下列公式计算：
[14C]＝[N2]·σ(14N(n,p)14C)·[Φn] (1)
式中σ(14N(n,p)14C)为中子捕获截面，[N2]是氮浓度，[Φn]是中子通量，累积浓度[14C]的值为～0.7·1017cm-3。
同样，通过两个中子捕获过程12C(n，γ)13C和13C(n，γ)14C的结果而在1cm3石墨砌体中产生的14C碳的浓度以下列公式确定：
[13C]＝[12C]·σ(12C(n,γ)13C)·[Φn], (2а)
[14C]＝[13C]·σ(13C(n,γ)14C)·[Φn], (2b)
[14C],[13C]和[12C]是14,13и和12碳同位素的浓度。
根据公式(2a)和(2b)，石墨砌体一立方厘米中的碳同位素的累积浓度-[13C]＝4·1018cm-3，[14C]＝4.8·1013cm-3。
图1简要表示碳14C在气相形成和在表面上沉积的机理。氮原子1在填满反应堆空间的氮氦混合物中与中子2碰撞，作为反应(1)的结果转化为碳同位素14C-3，并沉积在带有燃料组件的围绕工艺通道6的石墨块4、石墨环5的表面上。垂直箭头(从下到上)表示向反应堆空间供应冷却砌体的氮-氦混合物的方向。石墨砌体块的表面与带有燃料组件的技术通道之间的间隙约为1毫米(这是气体层在表面上面的厚度)。如果在1cm2砌体表面积内堕落7·1015cm-3 14C原子，则横截面为25x25x60cm的石墨块的整个表面的富集度为5·1019 14C原子，这比运行中的中子轰击14C同位素高于石墨的体积富集一个数量级。此外，由于气态氮在形成石墨表面层的石墨烯层之间的渗透和插层，并随后在中子轰击过程中将插层的氮原子转化为14C，石墨砌体受到14C同位素的额外表面污染。实验[2-3]也是证实以碳同位素14C进行反应堆石墨砌体表面的表面富集。因此，在溅射过程中，构成厚度约为0.1-1μm的石墨表面层的原子的等离子体质量转移到冷却的基板上，可降低标准石墨块的14C总活性10倍或更多。
提议的方法还可用于去除反应堆第一回路中的放射性污染物(特别是VVER或RBMK型)，这是由于在冷却剂循环期间活性同位素以不溶性沉淀物的形式沉积在第一回路的内表面上而产生的。在冷却剂的放射性污染原因中有下列：中子辐射冷却剂杂质、腐蚀过程中产生的结构材料的氧化物，并破坏燃料组件的密封性，其结果是放射性元素进入冷却剂。冷却液转移放射性同位素及其沉积在反应堆第一回路元件表面的示意图如图2所示。在反应堆8的燃料组件区域中形成最高浓度的放射性同位素7(用星号表示)。后来，由于冷却剂的循环(虚线箭头所示循环方向)，这种放射性核素通过蒸汽分离器、主循环泵10、涡轮11、发电机12、冷凝器13、进料泵14被散发，这样污染第一回路元件的表面。为了完整起见，图2所示第二冷却回路向溢水道15的水流方向和来自储水箱16的水流方向。沉积在表面上的放射性核素不能深入地渗透到结构元件和管道中，因为它们由高强度不锈钢制成，因此，基于等离子体溅射污染物沉积表面层的去污方法是有效的。
因此，可以得出结论，提议的核电在站结构元件和石墨砌体的去污方法将在去除高活性表面污染后使核电厂结构元件的放射性降低一个数量级或更多，这样，该方法可降低处理剩余放射性废物的成本及其处置规章制度。
该方法以下列方式实施的。
供应化学惰性气体流时，使用低温等离子体对核反应堆的结构元件进行处理，该化学惰性气体流通过气体总管从处理区中排除。与被溅射原子不发生化学反应的化学惰性气体的氩气或氮气主要用于化学惰性气体。
结构元件的被去污的表面选择为阴极，电极为阳极。被去污的结构元件可为核反应堆辐照石墨砌体的表面、核反应堆第一回路的内表面以及其管道和冷却剂循环***。
向结构元件所选定的位点带动电极，在电极和结构元件的表面之间点燃等离子体放电，并溅射阴极表面。同时，根据阴极的有效溅射条件选择放电的工作参数。为了确保阴极表面的有效溅射，一系列相互不依赖的指标选择为工作参数，所供应的惰性气体的压力选择为大气压或以下，电极与表面之间的间隙大小，这样选择使其在惰性气体的工作压力下不超过100个电子平均自由程的长度，还将电极和表面之间的等离子放电电压设置在300至1000伏特，等离子体放电电流密度则在0.1-1A/cm2的范围内。在所提议的方法中，等离子体放电的脉冲周期模式可选择为放电的工作参数，而脉冲持续时间及其占空比可以根据溅射原子向阳极的质量转移过程的生产率并在考虑到电极冷却速率确定。
电极可以由铜、铝或铝合金以及难熔金属或钽制成。如果用难熔金属制成的电极来实施本发明，可保持电极温度足够高，以便在电极表面上冷凝挥发性较小的溅射原子，而挥发性较大的-在排除化学惰性气体的气体管道表面上。
电极表面的形状主要相同待处理结构表面的形状，使得电极和工件之间的间隙在整个表面上是恒定的。
在用低温等离子体放电进行表面处理的过程中，溅射出同位素，由此通过冷却所带动的电极和气体管道，在其表面上沉积溅射的同位素。就是将阴极溅射至预定的深度之后，将电极和从放电区域排除化学惰性气体的气体管道冷却至足以使溅射的原子沉积在电极和管道表面上的温度。
之后，将电极移动到新选择的处理位点，并直到完全处理好结构元件的整个表面为止，重复该方法的操作。
在提议的方法中，电极和从等离子体放电区排除化学惰性气体的气体管道是可以通过给定入口温度的液态或气态制冷剂的强制循环冷却，同时，沿着从等离子体放电区中排除化学惰性气体和溅射出来的原子的气体管道的长度产生这样的温度分布，使具有不同蒸发温度的溅射出来的原子将在管道的不同部分凝结。
电极和管道表面的温度主要选择等于沉积原子的饱和蒸气压为0.01-10Pa的温度。
阴极溅射深度以处理核反应堆结构元件表面上的位点后的残余放射性水平控制。
图3显示了用于实现等离子表面溅射、收集和去除放射性核素的设备总体视图。在处理过的表面，即阴极(K)，和带正电的冷却用铜(或铝)制成的电极，即阳极(A)，之间点燃放电。将惰性气体(氩气、氙气、氦气、氖气)沿方向17送入(A)和(K)之间的放电间隙。通过电极(A)和电极(K)之间施加电压而发生辉光放电，在放电中产生的快速电子18与惰性气体19的原子碰撞并产生惰性气体20的带正电的离子。图3右侧所示电位V分布于放电间隙d的长。由于等离子体放电空间结构已知的自组织，需指出在阴极附近形成明显的电压跳变(阴极压降)。在该场中获取能量的化学惰性气体20的离子，射出阴极材料(K)的原子21，同时从阴极引起二次电子18发射。由于产生带有可轰击离子能量的等离子体阴极界面层，可提供具有任何几何形状和任何元素组成的，且控制的表面溅射。从阴极材料(K)中引出的中性原子21注入强制冷却的电极(A)，并沉积在其表面上。因此，当化学惰性气体放入放电间隙中、点燃放电，且将溅射产物21排除时，进行溅射，此时它们沉积在冷却的电极(A)上。作为化学惰性气体最好使用氩气，因为它是较便宜并且具有必要的电物理性质，还可以使用氮气。
照射石墨表面的处理最好在氩气等离子体介质中以P～0.1atm的压力进行，而处理表面与冷却电极间的距离d设置为～2mm。根据已知的描述取决于电场强度的各种放电产生条件的帕邢曲线，处理过的表面和用于点燃氩气中放电的电极之间的电压值须至少为100V。在～600V的放电电压下，用氩离子溅射石墨系数约为K＝0.1[4]。表征在给定的离子电流密度下每单位时间去除的材料层的厚度的阴极材料溅射速率Vp为：
Vp＝K·j·Mc/e·Na·ρ (3)
式中e为电子电荷，C；ρ为材料的密度，g/cm3；j为离子电流密度，A/cm2；Mc为物质原子的质量(碳)，g/mol；Na为Avogadro数，mol-1，或Vp＝h/t–溅射速率，式中,h为去除材料厚度，cm，t为溅射时间，sec。
在氩气气氛中溅射原子从处理过的表面从阴极扩散到基板(阳极)，在我们的情况下，扩散由拉普拉斯方程描述，阴极和阳极具有边界条件：
Δn(x)＝0； dn(x)/dx＝-F/D x＝0； n(d)＝0 (4)
方程中n(x)为处理过的表面(阴极)的溅射原子的浓度，F为离开阴极的溅射原子的通量密度，D为惰性气体介质中溅射原子的扩散系数，x＝0和x＝d分别为阴极和集极面积(阳极)表面的坐标。方程(4)的解决为下列函数：
n(x)＝F·(d-x)/D (5)
显示从阴极到阳极的溅射原子浓度呈线性下降，离开阴极的溅射原子的通量密度沿两者之间的整个间隙长度不变，等于到达集极面积的原子的通量密度。
取决于阴极温度和轰击离子的能量，可以控制原子在阴极表面上的行为动力学，且当从处理过的表面去除原子的主要过程是以下过程之一：离子溅射、化学反应或热脱附，可实现对阴极表面作用的各种方案。
根据污染物的性质和核电站结构元件的类型，点燃放电的最佳实验条件在很宽的范围内变化：化学惰性气体或工作混合物(Ar、Xe、Kr、N2等)的压力和组成、工作电极与被处理表面之间的距离、施加的电压值、放电中的电流密度。根据溅射表面的状态以及输入到等离子体中所需的能量沉淀，可以以固定或脉冲周期模式点燃放电，在这种情况下，脉冲的周期和持续时间可以在很宽的范围内变化，以便实现放电间隙中的最佳气体温度。如有必要，可通过强制循环具有给定入口温度的液态或气态制冷剂(例如水或液态氮蒸气)来冷却从等离子体放电区排除化学惰性气体的电极和气体管道。
此外，为了有选择地分离各种化学元素的放射性同位素，以便随后用于其有用性能，可以沿着从等离子体放电区域中排除化学惰性气体和溅射原子的气体管道的长度产生这样温度分布是具有不同蒸发温度的不同化学元素的溅射原子将在管道的不同部分凝结。已知给定类型的原子的沉积和逆向蒸发速度以该物质的饱和蒸气压而定，所以电极表面的温度或用来沉积色核定溅射原子的管道一部分可以选择在所沉积的原子的饱和蒸气压范围内，例如0.01-10Pa。假如有必要在电极上主要沉积低挥发性原子(例如碳和同位素14C)，且为了通过等离子或附加加热源的能量可以保持电极温度足够高(例如2000℃)，以便不是在电极表面上而是在去除化学惰性气体的更冷的管道一部分凝结更挥发性溅射原子(Co，Cs等)，电极由难熔金属(例如钽Ta)制成。
接着，这些具有所选择的包含所需同位素的化学元素的沉积原子的管道部分被分离，并且可以用作所选择的同位素的来源。这样，例如，在去污核电厂元件的放射性污染时，可以选择性获得同位素14C，40Co，41Ca，137Sr，137Cs。装在操纵器上尺寸为10×10cm的等离子体源逐步移动，并覆盖反应堆第一回路表面的所有点以及石墨砌体的整个表面，同时，浓缩的同位素的表面原子被转移到冷却的集极面积(阳极)和排除气体管道的表面。附加操纵器也可以配备辐射探测器，以监测处理过的表面的去污程度。
图4所示基于所提议的方法，并用于表面处理的装置流程图。放电模块22及其参数通过计算机23远程控制，放电点燃参数通过电源装置24、钥匙25和电流表26设置和控制。带有高活性污泥的电极定期取出，既有紧凑地处置，也可以将其以所需同位素浓缩(比如，14C)的高浓缩物使用，以便在医学方面有益的使用。
本发明实施例之一是氩气中以压力P～0.1atm点燃直流电等离子体放电，集极面积(阳极)安装在去污石墨表面上方距离为2mm。点燃放电所需的放电间隙内的工作电压设置在300-1000V的范围内，然后将其调节到放电稳定和达到所需电流密度必要的最佳值。能量在100-500eV(通过阴极等离子体层后的离子能量)范围内的以氩离子溅射石墨系数为0.03-0.1[4]。在离子电流密度为j＝1A/cm2，以氩离子进行碳溅射的速率将为0.75·10- 5cm/s，1μm厚度石墨层的溅射时间为12s。石墨块表面污染的厚度，由于将14C从氮-氦混合物沉积到表面上，且石墨近表层内的插层式氮转化为14C，不超过1μm。因此，为得使以面积为100cm2的等离子电极，等离子体处理尺寸为25x25x60 cm的石墨模块的表面，表面积为7250cm2，深度为1μm，大约需要1000sec。RBMK反应堆的石墨砌体总表面积约为1.4·108cm2，处理RBMK反应堆整个石墨砌体的1μm厚度表面层的总时间(基于提议的方法同时使用10个装置)约为2·106s，即大约1个月。
本发明另一个实施例是在氩气中在压力P～0.1atm下点燃直流电等离子体放电，集极面积(阳极)安装在由刚(铁)制成的去污表面上方距离为2mm。放电间隙上的工作电压由电源装置设置在400-600V的范围内。用氩离子在能量100–500eV范围内溅射铁原子的系数为0.2–1.0[4]。在离子电流密度j＝1A/cm2时，用氩离子溅射铁速率将为7·10-5cm/s，而是从反应堆第一回路结构元件的选定位置溅射一层有1μm厚的沉积杂质的钢层所需时间大约为1.3s。
本发明第三个实施例是在氩气中在压力P～0.1atm下点燃直流电等离子体放电，集极面积(阳极)安装在由不锈钢制成的去污表面上方距离为2mm。放电间隙上的工作电压由电源装置设置在400-600V的范围内。用氩离子在能量100–500eV范围内溅射铬原子的系数为0.12–0.6[4]。在离子电流密度j＝1A/cm2时，用氩离子溅射铁速率将为4·10-5cm/s，而是从反应堆第一回路结构元件的选定位置溅射一层有1μm厚的沉积杂质的钢层所需时间大约为2s。
本发明第四个实施例是在氩气中点燃直流电等离子体放电，集极面积(阳极)安装在去污石墨表面上方距离为2mm。放电间隙上的工作电压由电源装置设置在400-600V的范围内。用氩离子N+在能量100–500eV范围内溅射碳原子的系数为0.2–0.5[6]，用氩离子N2 +在能量150eV溅射碳原子的系数为0.5，这比氩离子的溅射系数高一个数量级[7]。在N2 +离子多数的条件下，溅射和材料转移到集极面积的速度以及去污效率均增加一个数量级。
此外，反应堆第一回路结构的受污染表面包含许多放射性核素，这种核素可选择性地收集，以便后续有益地使用，例如，用于生产放射性同位素能源、防火安全传感器，且在核医学应用以及作为同位素示踪剂。尤其是，通过集极面积的温度控制(改变对等离子体间隙的能量沉淀和相应的电极加热)、沿着排除惰性气体的气体管道的温度分布，可以在惰性气体(氩气、氙气)中从受污染的表面溅射出来的各种放射性原子进行选择性分离。
例如，如果通过等离子体的能量将电极及其附近的排除管道部分的温度维持大约在2200°K，那么碳原子只会沉积在这个区域中，包括同位素14C，其他原子将沿着排除气体管道同加热的惰性气体会继续流动。随着气流沿着排除管道流动，惰性气体和由其传输的溅射原子将冷却下来。在排除气体，气体温度达到1700°K量级的气体管道一部分，Co原子将开始从流中沉淀，包括60Co同位素在内。(根据各种元素[5]的饱和蒸气压的数据，在1700°K的温度下钙Co的饱和蒸气的密度为10-1Pa)。接着，在冷却至720°K的温度后，从处理过的表面溅射出来的41Ca同位素将沿着气体管道沉积(半衰期为1.3·105年，反应堆石墨的比活为4.3·102Bq/g)，其他较高挥发性放射性原子将保持气态，并继续沿着排除气体管道流动。后来，随着气流的冷却，在排除气体管道一部分的温度约为350°K时，从处理过的表面溅射出来的铯及其同位素137Cs(半衰期30年，反应堆石墨中的比活9·102Bq/g)将开始冷凝(在这种温度下，铯饱和蒸气密度为10-1Pa)。积累溅射出来的原子之后，排除气体管道卸开为几个带有选择性隔离的同位素的部分，可用于其预期的目的。
从所提议的发明的工业适用性角度来看，为了实现所提议的方式，使用建设性已知和大量生产的电子电源装置、电子元件、气体配件和控制设备。
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Claims (19)

1.核反应堆结构元件的去污方法，包括在供应化学惰性气体流时，用低温等离子体处理核反应堆的结构元件，其特征在于，向处理结构元件的选定位点带动电极，把作为阴极的结构元件的表面与作为阳极电极的表面之间点燃等离子体放电，选择放电参数以有效地溅射阴极表面，溅射登记，电极和从放电区去除化学惰性气体的气体管道被冷却至足以使溅射的同位素沉积在电极和管道表面上的温度，阴极溅射到设置的深度后，将电极移至新选择的处理位点，然后重复该方法的操作，直到完全处理好结构元件的整个去污表面为止。
2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，将去污结构元件用作为核反应堆辐射石墨砌体的表面。
3.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，将结构元件用作为核反应堆第一回路的内部表面，以及其放入的管道和冷却液循环***。
4.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，将化学惰性气体用作为氩气。
5.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，将化学惰性气体用作为氮气。
6.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，电极由铜制成。
7.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，电极由铝或铝合金制成。
8.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，电极由难熔金属制成。
9.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，电极由钽制成。
10.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，通过液态或具有给定入口温度的气态制冷剂的强制循环进行电极和从等离子体放电区排除化学惰性气体的气体管道的冷却。
11.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，从等离子体放电区中排除化学惰性气体和溅射出来的原子的气体管道，沿着其长度创建这样温度分布，使蒸发温度不同的溅射出来的原子在管道的不同部分冷凝。
12.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，足以沉积溅射原子的电极和管道的表面温度，选择为等于沉积原子的饱和蒸气压0.01-10Pa的温度。
13.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，电极表面的形状选择为与被处理结构的表面的形状相似，使得电极和被处理元件之间的间隙在整个表面上是恒定的。
14.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，作为放电的工作参数，将近大气压或更低的压力主要选择为提供的惰性气体的压力。
15.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，将电极与表面之间的间隙主要设置为放电的工作参数，以便在惰性气体的工作压力下，其不超过100个电子平均自由程。
16.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，作为放电的工作参数，将电极与表面之间的等离子体放电的电压设置在300至1000伏特范围内。
17.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，作为放电的工作参数，将等离子体放电电流密度设置在0.1-1A/cm2的范围内。
18.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，将等离子体放电的脉冲周期模式选择为放电的工作参数，且脉冲持续时间及其占空比按照溅射原子迁移到阳极的过程的性能、在考虑到电极的冷却速率而测定。
19.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，阴极表面溅射深度在处理反应堆结构元件表面之后根据残余放射性水平控制。
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