Разработка и апробация методики временного хранения отвержденных радиоактивных отходов атомных станций тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Росновский Сергей Викторович

• Росновский Сергей Викторович
• кандидат наук
• 2022

Оглавление диссертации кандидат наук Росновский Сергей Викторович

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ ПЕРЕРАБОТКИ, КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ И ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

1.1. Проектная схема обращения с радиоактивными отходами на блоках 1-5 НВАЭС до модернизации

1.2. Совершенствование национальной нормативной базы в области обеспечения безопасности при обращении с радиоактивными отходами

1.3. Технологии кондиционирования и хранения РАО, применяемые в мировой практике

1.4. Требования отечественных нормативных документов к обеспечению безопасности при обращении с отвержденными РАО

1.5. Технология кондиционирования отвержденных РАО с использованием контейнеров НЗК-150-1,5П

1.6. Применение методологии ALARA для анализа вариантов временного хранения упаковок НЗК на площадке

1.7. Выводы по главе

ГЛАВА 2. МЕТОДИКА КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ И ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ ОТВЕРЖДЕННЫХ РАО НОВОВОРОНЕЖСКОЙ АЭС. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ НА МЕСТНОСТИ ВОКРУГ АНГАРОВ. ИЗМЕРЕНИЯ АВТИВНОСТИ РАО В КОНТЕЙНЕРАХ IN SITU

2.1. Основы расчета радиационной защиты при традиционных способах временного хранения РАО. Использование программного комплекса БРИЗ для прогнозирования радиационных полей, создаваемых упаковками НЗК40

2.2. Основные технологические приемы формирования упаковки НЗК на Нововоронежской АЭС. Прием асимметричной загрузки в НЗК первичных упаковок

2.3. Оценка влияния Sky-Shine-эффекта в формирование гамма-полей на местности при хранении НЗК в ангарах

2.4. Алгоритм принятия решений о месте размещения контейнеров в ангаре63

2.5. Методика оценки мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения на местности вокруг хранилища ангарного типа

2.6. Методика измерений активности контейнеров in situ с применением полупроводникового гамма-спектрометра

2.7. Выводы по главе

ГЛАВА 3. АЛГОРИТМЫ УПРАВЛЕНИЯ ВРЕМЕННЫМ ХРАНИЛИЩЕМ РАО. ПРОГРАММНОЕ СРЕДСТВО ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ ХРАНИЛИЩЕМ

3.1. Основные алгоритмы, реализуемые при моделировании

3.2. Программное обеспечение для управления работой хранилища и оптимизации перемещений радиационных упаковок

3.3. Выводы по главе

ГЛАВА 4. ПРАКТИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ПРИМЕНЕНИЯ МЕТОДИКИ КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ ОТВЕРЖДЕННЫХ РАО

4.1. Оценка величин тепловыделения, обусловленного радиоактивным распадом нуклидов в радиоактивных отходах при хранении в ангарах

4.2. Методика анализа результатов радиационного обследования первичных упаковок и выявления признаков технологических нарушений при их заполнении

4.3. Выводы по главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и апробация методики временного хранения отвержденных радиоактивных отходов атомных станций»

ВВЕДЕНИЕ

Эксплуатации объектов атомной энергетики, включая атомные электростанции (АЭС), неизбежно сопровождается образованием радиоактивных отходов (РАО). Обращение с РАО включает в себя сбор, сортировку, переработку, временное хранение и кондиционирование (приведение в соответствие с требованиями, предъявляемыми для окончательного захоронения) и должно проводиться в соответствии с требованиями отечественных нормативных документов и международных стандартов [8], [9], [53], [56], [58].

Одной из технологий переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), принятых в мировой атомной энергетике, является упаривание ЖРО до солевого концентрата с последующим затариванием в металлические контейнеры, используемые в качестве первичной упаковки для временного хранения. Последующее временное хранение отвержденных отходов на площадке АЭС до перевода РАО в кондиционированное состояние и их передачи на захоронение Национальному оператору сопровождается дополнительными затратами, связанными с необходимостью обеспечения сохранности отходов и радиационной защиты персонала и населения.

Традиционно для обеспечения временного хранения отвержденных РАО на площадке АЭС используются капитальные хранилища с массивными инженерными конструкциями, стоимость сооружения которых может составлять сотни миллионов рублей. В то же время, оптимизация затрат при временном хранении отвержденных РАО может быть достигнута за счет применения легких хранилищ ангарного типа. При этом безопасность хранения, включая радиационную защиту персонала, населения и окружающей среды, безусловно обеспечивается за счет применения специальных организационно-технических решений.

Таким образом, поиск экономически эффективного, минимально затратного по времени и трудозатратам способа отверждения и временного

хранения РАО на площадке АЭС является актуальной научной и практической задачей.

Ратификация в 2005 году нашей страной Конвенции МАГАТЭ «О безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами», а также принятие Федерального закона [99] с принципиальным решением об организации Единой Государственной Системы обращения с РАО (ЕГС РАО) обусловили потребность в активизации научной деятельности по поиску технологий безопасного обращения с радиоактивными отходами, включая стадию их временного хранения на площадке предприятия.

Поиском научно-технических решений в данной области занимаются научные коллективы ИБРАЭ РАН (И.И. Линге, С.С. Уткин и др.), Геофизического центра РАН (Морозов В.Н., Татаринов В.Н., Кафтан В.И. и др.), АО «ВНИИАЭС» (Е.А. Иванов, Д.А. Шаров, И.И. Корнеев и др.) и т.д.

Однако проводимые вышеуказанными коллективами научные исследования в основном направлены на разработку и оптимизацию процессов переработки, кондиционирования и захоронения РАО. Этап временного хранения кондиционированных РАО на площадке предприятий атомной отрасли до отправки на окончательное захоронение исследованиями фактически не охвачен, хотя на практике именно данный этап жизненного цикла РАО может длиться десятилетиями и определяет существенную часть затрат на обеспечение требований безопасности.

Таким образом, актуальность диссертационного исследования обусловлена необходимостью повышения уровня радиационной безопасности и оптимизации затрат при обращении с отвержденными РАО на этапе временного хранения.

Работа выполнена в ФГБОУ «ВГТУ» в рамках научного направления «Комплексные проблемы техносферной безопасности».

Целью диссертационного исследования является разработка методики кондиционирования и временного хранения отвержденных РАО,

образовавшихся в результате эксплуатации энергоблоков Нововоронежской АЭС, обеспечивающих безопасность при временном хранении, минимизацию затрат и передачу РАО на окончательное захоронение без дополнительных технологических операций.

Задачи исследования. Для достижения цели в диссертационной работе необходимо решить следующие задачи:

- выполнить анализ существующих способов кондиционирования и временного хранения РАО;

- оценить масштаб и причины возможных нарушений технологических процессов при эксплуатации извлекаемых из хранилищ металлических контейнеров с РАО, наработанными в 1980-х 1990-х гг.;

- разработать методику кондиционирования и временного хранения отвержденных РАО, обеспечивающих передачу РАО на окончательное захоронение без дополнительных технологических операций и необоснованных затрат;

- разработать методику прогнозирования радиационной обстановки вокруг хранилищ при временном хранении РАО;

- разработать методику измерений активности и радионуклидного состава РАО без вскрытия контейнеров и проботобора, с использованием аналитических методов;

- разработка специального программного комплекса расчета оптимальной загрузки временного хранилища контейнеров, обеспечивающей минимизацию радиационных полей на прилегающей территории;

- апробировать разработанную методику в условиях промышленной эксплуатации хранилища РАО на НВ АЭС.

Объект исследования: процессы кондиционирования и временного хранения отвержденных РАО.

Предмет исследования: динамика формирования радиационных полей, обеспечение радиационной безопасности при обращении с отвержденными

РАО в процессе временного хранения на площадке предприятия до отправки на окончательное захоронение.

Методы исследования. В качестве теоретической, методологической основы данного диссертационного исследования использовались существующие методы ядерной физики, математического моделирования, компьютерного проектирования, объектно-ориентрованного

программирования.

Тематика работы соответствует пунктам паспорта специальности 05.14.03: п.1 «Моделирование нейтронно-физических, химических, тепловых, гидравлических и механических процессов, создание программных комплексов, обеспечивающих расчетное обоснование облика и безопасного функционирования объектов ядерной техники»; п.3 «Разработка методов расчета технологических процессов в объектах ядерной техники с целью оптимизации их характеристик, повышения надежности оборудования и систем»; п.6 «Разработка методов обоснования безопасности и экологической приемлемости технологий и объектов ядерной техники».

Научная новизна. В диссертационной работе впервые получены следующие результаты, характеризующиеся научной новизной:

- методика прогнозирования радиационной обстановки вокруг хранилищ при временном хранении РАО;

- методика измерений активности и радионуклидного состава РАО без вскрытия контейнеров и пробоотбора, с использованием аналитических методов;

- способ временного хранения отвержденных отходов на площадке предприятия, характеризующийся использованием контейнеров НЗК и легких неотапливаемых хранилищ ангарного типа;

- математическая модель для оценки радиационной обстановки на местности в зависимости от средней величины амбиентного эквивалента дозы (МД) гамма-излучения на поверхности радиационных упаковок (контейнеров НЗК), размещаемых в ангаре;

-алгоритм оптимизации дозовых полей вокруг ангара при варьировании расположения упаковок, размещаемых в хранилище;

- программный комплекс для расчета оптимальной загрузки временного хранилища контейнеров с минимизацией радиационных полей на прилегающей территории.

- закономерности распределения амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения по высоте стальных контейнеров типа ЗП551, А2201, наработанных на НВАЭС в 1980-х гг., позволяющие идентифицировать технологические нарушения при заполнении контейнеров расплавленным солевым продуктом установки глубокого упаривания (УГУ).

Практическая значимость работы. Результаты, полученные в процессе исследований, обеспечивают возможность организации временного безопасного хранения отвержденных отходов на площадке АЭС с использованием контейнеров типа НЗК и легких неотапливаемых хранилищ ангарного типа. Разработанные в настоящей работе модели и методики позволяют проводить оценку радиационной обстановки на местности. По результатам выполненных работ в 2014 году оформлен патент на изобретение «Способ временного хранения радиоактивных отходов» № 2530538 (правообладатель - АО «Концерн Росэнергоатом», авторы изобретения -Поваров В.П., Щукин А.П., Наливайко Е.М., Прытков А.Н., Росновский С.В.).

На защиту выносятся следующие научные положения:

1. Методика оценки радиационной обстановки на местности при размещении радиационных упаковок в хранилищах ангарного типа;

2. Методика измерений радиационных характеристик РАО в контейнерах прямоугольной и цилиндрической формы в полевых условиях (без пробоотбора и лабораторных измерений);

3. Алгоритм загрузки ангаров с применением специального программного обеспечения;

4. Методика оценки соблюдения технологических процессов заполнения металлических контейнеров при заполнении солевым продуктом УГУ,

наработанных на НВАЭС в 1980-х гг., на основе анализа статистического распределения контейнеров по величине амбиентного эквивалента дозы.

Реализация результатов работы. Теоретические и практические результаты исследований, реализованные в виде методики обеспечения радиационной безопасности обращения с радиоактивными отходами, внедрены на Нововоронежской АЭС. В настоящее время данная методика внедряется на других предприятиях ГК «Росатом».

Апробация работы. Основные положения диссертационной работы докладывались на конференциях: «Ярмарка инновационных проектов в области обращения с РАО и ОЯТ, вывода из эксплуатации и экологической реабилитации радиационно-опасных объектов «АТОМЭКО-2008» (Москва, 2008), 8-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2013), Международная научно-техническая конференция «Полувековое обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом» (Нововоронеж, 2014), II Международная научно-практическая конференция «Виртуальное моделирование, прототипирование и промышленный дизайн» (Тамбов, 2016), XV международная научно-методическая конференция «Информатика: проблемы, методология, технологии материалы» (Воронеж, 2015), XVII международная научно-методическая конференция «Информатика: проблемы, методология, технологии материалы» (Воронеж, 2017), XVIII международная научно-методическая конференция «Информатика: проблемы, методология, технологии материалы» (Воронеж, 2018), Международная научно-техническая конференция «55 лет безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР в России и за рубежом» (Нововоронеж, 2019).

Личный вклад. В диссертации представлены теоретические результаты, полученные автором или в соавторстве под его непосредственным руководством и участии.

Публикации. По теме диссертации оформлены 14 публикаций, отражающих основные положения исследования, в том числе 3 публикации в

изданиях, рекомендованных ВАК, 3 публикации в изданиях, входящих в индекс цитирования Scopus.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка сокращений и условных наименований и списка литературы. Основной текст содержит 127 страниц, 55 рисунков и 23 таблицы. Список библиографических источников включает 110 наименований.

ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ ПЕРЕРАБОТКИ, КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ И ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

1.1. Проектная схема обращения с радиоактивными отходами на блоках 15 НВАЭС до модернизации

При эксплуатации атомных электростанций образуются как твердые, так и жидкие радиоактивные отходы. Для АЭС с реакторами ВВЭР характерно образование РАО следующих основных групп (Таблица 1.1): Таблица 1.1 - Коды РАО АЭС с ВВЭР в государственной системе учета и контроля РВ и РАО

Морфология РАО Код РАО в СГУК

низкоактивные СИЗ, фильтроматериалы, обтирочные материалы и т.д. 2141075

среднеактивные СИЗ, фильтроматериалы, обтирочные материалы и т.д. 2241075

высокоактивные СИЗ, фильтроматериалы, обтирочные материалы и т.д. 2341075

низкоактивные металлические отходы смешанного состава (цветной, черный металл, металлическая стружка и т.д.) 2142059

высокоактивные отходы смешанного состава (например, фильтры ТУУзО - нержавеющая сталь, стекловолокно) 2342099

низкоактивный пластикат 2141073

низкоактивные строительные отходы (бетон) 2142093

низкоактивная теплоизоляция 2142063

солевой продукт УГУ (отвержденные ЖРО) 2242067

Отработанные ЗРИ 2152081

Среднеактивный кубовый остаток выпарных аппаратов 1242034

Среднеактивные отработанные ионообменные смолы 1242032

В общем виде этапы обращения с радиоактивными отходами на АЭС показаны на Рисунке 1.1.

Рисунок 1.1 - Основные этапы обращения с РАО на АЭС

На заре российской атомной энергетики была принята концепция долговременного хранения РАО на площадках АЭС, при которой утилизацию отходов предполагалось осуществлять на этапе вывода энергоблоков из эксплуатации [5]. Установки переработки РАО проектами энергоблоков, построенных в 1960 - 1970-х гг., не предусматривались. Применение указанного подхода привело к накоплению на площадках АЭС значительного количества непереработанных ЖРО и ТРО и исчерпанию свободных объемов хранилищ РАО.

При проектировании российских АЭС при выборе способа переработки образующихся дебалансных вод предпочтение было переработке методом упаривания на выпарных аппаратах. Образующийся при работе выпарных аппаратов кубовый остаток имеет солесодержание до 400 г/л и собирается на хранение в емкостях кубового остатка (ЕКО). Хранение кубового остатка в ЕКО связано с необходимостью обеспечения герметичности емкостей, предотвращения выпадения в осадок кристаллогидратов и т.д.

В целом, до 1991 года на предприятиях атомной отрасли СССР обращение с РАО не представляло собой законченной системы, что зачастую приводило к накоплению на площадках предприятий значительных объемов некондиционированных РАО. Очевидно, что решение проблемы «ядерного наследия», включая утилизацию РАО, образованных на начальном этапе развития атомной отрасли, являлось одной из важнейших задач, без решения которой дальнейшее развитие отрасли было невозможно.

Нововоронежская АЭС, старейшая АЭС России, в конце 1980-х гг. одной из первых столкнулась с проблемой исчерпания свободных объемов в емкостях

кубового остатка. В целях решения назревшей проблематики переработки накопленных жидких РАО, на НВАЭС в 1985 - 1994 гг. были введены в эксплуатацию пять установок глубокого упаривания, посредством которых стало возможно производить отверждение ЖРО до солесодержания 2000 г/л. Образующийся солевой продукт затаривается в 200-литровые контейнеры типа ЗП551, А2201. После охлаждения происходит кристаллизация солевого продукта с переходом в твердое состояние. (содержание влаги в связанном виде до 10 %).

Контейнер А2201 и его более ранний аналог ЗП551 (Рисунок 1.2 а), б) представляют собой 200-литровую металлическую емкость с узкой заливной горловиной, закрывающейся металлической пробкой. Толщина контейнера по обечайке - 4 мм, по донцам - 6 мм.

Рисунок 1.2 - Контейнер А2201: а) габаритные размеры; б) вид контейнеров А2201 в биозащите

В 1986 - 2008 гг. на НВАЭС в результате работы УГУ были переработаны существенные объемы ЖРО с образованием более 7000 контейнеров ЗП551, А2201. Указанные контейнеры размещались на хранение: -в ХТРО № 8 - в 1986 - 1993 гг.; -в ХТРО № 17 - в 1995 - 1996 гг.; -в ХТРО № 18 - в 1998 - 1999 гг.

-в ХТРО № 20 - в 2004 - 2010 гг.

Однако затаривание отвержденных ЖРО в контейнеры А2201, ЗП551 не может считаться окончательным, поскольку установленный конструкторской документацией срок службы контейнеров (15 лет) не позволяет обеспечить безопасность отходов в условиях окончательного захоронения. Кроме того, МД гамма-излучения от контейнеров А2201, ЗП551 может существенно превышать допустимые пределы, установленные НД для контейнеров с РАО (2,0 мЗв/ч вплотную от контейнера, 0,1 мЗв/ч на расстоянии 2 м). Этим обусловлена необходимость кондиционирования указанных РАО, т.е. дополнительной операции, позволяющей перевести их в форму, пригодную для окончательного захоронения.

Однако принятие решения о способе дальнейшего обращения с отвержденными РАО затормозилось в связи с отсутствием необходимой нормативной базы. Потребовалось более 20 лет, чтобы на государственном уровне были приняты необходимые решения, определяющие стратегию обращения с радиоактивными отходами и допустимые способы обращения с ними.

1.2. Совершенствование национальной нормативной базы в области обеспечения безопасности при обращении с радиоактивными отходами

В 1995 году был принят основной нормативный правовой акт, регулирующий взаимоотношения всех органов власти, юридических и физических лиц при осуществлении работ с источниками ионизирующих излучений и ядерными материалами - Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» № 170-ФЗ от 21.1.1995 г. [38], [41], [98]

С принятием вышеуказанного нормативного правового акта начала формироваться система нормативных документов в области использования атомной энергии, в том числе федеральных норм и правил, регулирующих безопасность при обращении с РАО, и требований по их учету, в формировании

которых ведущую роль стали играть органы регулирования безопасности и органы управления использованием атомной энергии.

Федеральный закон № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами...», принятый в 2011 году впервые в истории России и СССР определил единую государственную политику в области обращения с РАО, соответствующую мировому уровню развития атомной энергетики Закон № 190-ФЗ определил требований к обращению с ранее накопленными и вновь образующимися РАО, а также требования к их постоянной изоляции -захоронению. Выход ФЗ №190 позволил создать единую государственную систему обращения с РАО (ЕГС РАО). Было введено разделение радиоактивных отходов на особые и удаляемые. При этом впервые четко определена государственная политика в области обращения с РАО, а именно: все удаляемые отходы должны быть извлечены, переработаны, подготовлены для целей захоронения (кондиционированы) и переданы на захоронение (такие РАО классифицируются по способу захоронения).

Впервые в законе № 190-ФЗ было сформулировано требование о необходимости учреждения специально созданного органа - Национального оператора по обращению с РАО.

Национальный оператор - это юридическое лицо, уполномоченное осуществлять деятельность по захоронению радиоактивных отходов и несущее ответственность за обеспечение безопасного захоронения РАО.

Также в Федеральном законе № 190-ФЗ были определены вопросы финансирования подготовки РАО к захоронению, для чего все радиоактивные отходы были разделены (классифицированы по их собственности) на:

- федеральные (накопленные) - образованные до ввода в действие закона № 190-ФЗ;

-собственные - образованные предприятиями после выхода Федерального закона № 190-ФЗ.

Разделение на виды собственности отходов предусматривает раздельное финансирование работ по их переработке и подготовке для целей захоронения.

в соответствии с «Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности» ОСПОРБ-99/2010 (с изменением № 1), которыми определены критерии отнесения отходов к радиоактивным. Классификация РАО по уровню удельной активности приведена в (Таблице 1.2.) Таблица 1.2 - Классификация радиоактивных отходов по уровню удельной

активности

Категория отходов Удельная активность, кБк/кг

Тритий бета- излучающие радионуклиды (исключая тритий) альфа- излучающие радионуклиды (исключая трансурановые) Трансурановые радионуклиды

Твердые отходы

Очень низкоактивные До 107 До 103 До 102 До 101

Низкоактивные От 107 до 108 От 103 до 104 От 102 до 103 От 101 до 102

Среднеактивные От 108 до 1011 От 104 до 10' От 103 до 106 От 102 до 105

Высокоактивные Более 1011 Более 10 Более 106 Более 105

Жидкие отходы

Низкоактивные До 104 До 103 До 102 До 101

Среднеактивные От 104 до 108 От 103 до 10' От 102 до 106 От 101 до 105

Высокоактивные Более 108 Более 10' Более 106 Более 105

Требования к категоризации РАО были детализированы постановлением Правительства РФ от 19.10.2012 г. № 1069.

С учетом различной морфологии РАО, к ним предъявляются различные требования по безопасности при обращении. Требования по безопасному обращению приведены в нормативных документах, принимаемых Ростехнадзором и проходящим государственную регистрацию в Минюсте в установленном порядке.

Система федеральных норм и правил является основой правового поля в области обращения с РАО и основывается на требованиях [66], [10], [79], [80], [49], [37].

В соответствии с вышеуказанными документами, при обращении с РАО выделяются следующие этапы:

-сбор;

-переработка;

-временное хранение;

-кондиционирование (перевод в форму, пригодную для окончательного захоронения);

-захоронение.

В нормативных документах Ростехнадзора приведены требования, обеспечивающие безопасность обращения с РАО на всех этапах, при этом основными можно назвать следующие положения:

-запрет на совместное использование оборудования, оснастки и т.д. для обращения с радиоактивными и нерадиоактивными отходами, раздельный их сбор;

-раздельный сбор и обращение с РАО различных морфологий и удельной активности;

-осуществление выдержки РАО перед переработкой для распада короткоживущих нуклидов с целью уменьшения воздействия ионизирующего излучения на персонал;

-нормирование образования радиоактивных отходов с целью сокращения их объемов;

-требования к переработке радиоактивных отходов (как к самому процессу переработки, так и к конечному продукту);

-введение ограничений различного характера по радиационным параметрам РАО с целью уменьшения воздействия на персонал и население;

-требования к контейнерам, местам сбора и хранения РАО, требования к обоснованию безопасности на всех этапах обращения с радиоактивными отходами.

Особо принципиальной является необходимость приведения РАО перед захоронением в соответствие с требованиями [37].

1.3. Технологии кондиционирования и хранения РАО, применяемые в мировой практике

В связи с отсутствием опыта кондиционирования больших объемов отвержденных РАО на предприятиях атомной отрасли России, Нововоронежской АЭС пришлось самостоятельно разрабатывать указанную технологию, основываясь на опыте зарубежных стран [30].

Проектная схема переработки дебаласных вод методом упаривания, предусмотренная проектной документацией блоков 1-5 НВАЭС изначально не является оптимальной и не применяется на зарубежных АЭС. В мировой практике одной из основных технологий является очистка дебалансных вод различными методами (динамическое и/или статическое фильтрование, ионоселективная сорбция и т.д.) с последующим отверждением шламов очистных установок (например, методом цементирования). Концентрированные отвержденные РАО затариваются в контейнеры, предназначенные для окончательной изоляции (захоронения) на специальных объектах (Final Disposial) [31].

Так, на АЭС «Олкиллуото» (Финляндия) дебалансные воды перерабатываются центрифужным методом с предварительной обработкой ионоселективными сорбентами (Рисунок 1.3). Проходя последовательно декантер и центрифугу, трапная вода очищается до высокой степени чистоты (до 5 Бк/л). Осушенный радиоактивный шлам, фактически не содержащий влаги, цементируется собирается в 200-литровых бочках, после чего размещается в железобетонные контейнеры, пригодные для окончательного захоронения.

Рисунок 1.3 - Технологическая схема очистки трапной воды на АЭС «Олкиллуото» с использованием декантера и центрифуги

Для целей хранения, транспортирования и захоронения в мировой практике используются различные контейнеры, которые играют ключевую роль, начиная с хранения непереработанных отходов и кончая захоронением кондиционированных отходов. Самые общие требования к контейнерам, предназначенным для хранения и захоронения РАО, разработаны МАГАТЭ в начале 1980-х гг.

В практике обращения с РАО низкого и среднего уровня активности в зарубежных странах наибольшее распространение получили металлические, а в последнее время железобетонные контейнеры, причем последние рассматриваются как невозвратные защитные контейнеры, пригодные для длительного хранения и захоронения РАО. Это обусловлено высокими защитными свойствами бетона.

Измеренные коэффициенты диффузии некоторых радионуклидов в

12 14 2

различных бетонах имеют достаточно низкие значения (10- - 10- м /с), что говорит о высоких защитных свойствах бетона.

13 2

Так, по расчетам, при D = 10- м/с цезий не выйдет за пределы стенок контейнера толщиной 220 мм за время его полного распада (> 300 лет).

В ряде стран (Франция, Германия, Швеция и др.) для упаковки радиоактивных отходов разработаны и используются железобетонные контейнеры, различающиеся габаритами, толщиной стенок, свойствами бетона

и способом армирования. Существенных успехов в разработке контейнеров для радиоактивных отходов достигла французская компания COGEMA, разработав и внедрив в производство высокопрочные контейнеры из фибробетона (Рисунок 1.4), которые в 1990 г. были аттестованы Национальным агентством по обращению с ядерными отходами (ANDRA) и изготовляются в промышленном масштабе фирмой SOGEFIBRE на специализированном заводе в местности Валонь (Нормандия). По своим механическим и изолирующим характеристикам они полностью отвечают требованиям безопасности французского регулирующего органа ANDRA.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Росновский Сергей Викторович, 2022 год

- У

ПСечение Р1 Зашита

Проекции

®мд через | сГ| лет | о | сут. Время в лет: сут V О Доза через лет сут.

за | лет сут.

Нуклиды Активность Удельная активность Мощность поглощенной дозы Мощность эффективной дозы

Бк Ки Бк/кг V Ки/см3 V В+ нГр/ч - в- нГр/ч В+ пЗв/ч V в- нЗв/ч V

1 Сэ-137 2,35е+10 6,35е-01 5,14е+07 3,26е-06

1 2,35е+10 6,35е-01 5,14е+07 3,2 бе-06 1 1 1

1

3

Рисунок 2.5 - Геометрическая проекция расположения бочек Н1 и Нг и бетонной защиты в программе БРИЗ

Результаты расчетов мощности амбиентного эквивалента дозы проведены на разных расстояниях от поверхности НЗК и представлены для двух радионуклидов и 60Со) в Таблице 2.2.

Таблица 2.2 - Результаты расчетов мощности амбиентного эквивалента дозы от НЗК при плотности бетона (2,35 г/см ) с бочками в положении Н1 и Нг при явлении экранирования для радионуклида и 60Со

Расстояние (м) Мощность амбиентного эквивалента дозы (мЗв/час)

137С8 Со

0 5,65Е-06 1,67Е-04

0,10 5,30Е-06 1,54Е-04

0,25 4,79Е-06 1,35Е-04

0,50 3,92Е-06 1,08Е-04

0,75 3,25Е-06 8,71Е-05

1 2,69Е-06 7,10Е-05

1,5 1,90Е-06 4,91Е-05

2 1,40Е-06 3,58Е-05

2,5 1,07Е-06 2,71Е-05

Соответствующие графики зависимостей полученных результатов от расстояния от контейнера показаны на Рисунке 2.6.

Рисунок 2.6 - График результатов расчетов суммарной мощности амбиентного эквивалента дозы с учетом экранирования для радионуклидов 13"^ и 60Со

Суммарные результаты расчета мощности амбиентного эквивалента дозы

137

только от двух бочек с равномерно заполненным Cs и при наличии дополнительной бетонной защиты на разных расстояниях от поверхности

контейнера показаны в таблице 10. Сравнение результатов показывает, что для

137

радионуклида Cs рассчитанные мощности амбиентного эквивалента дозы с учетом возможного экранирования передними бочками примерно на четыре порядка величины (в 104 раз) ниже, чем без учета экранирования. Таблица 2.3 - Результаты расчетов суммарной мощности амбиентного эквивалента дозы от НЗК при плотности бетона (2,35 г/см ) без экранировки и с экранировкой для радионуклида 137Cs

Расстояние (м) Мощности амбиентного Мощность амбиентного

эквивалента эквивалента

дозы (мЗв/час) дозы (мЗв/час)

без экранировки с экранированием

0 0,098 1,13E-05

0,10 0,0950 1,06E-05

0,25 0,0782 9,58E-06

0,50 0,0580 7,84E-06

0,75 0,0444 6,50E-06

1 0,0350 5,38E-06

1,5 0,0232 3,80E-06

2 0,0164 2,80E-06

2,5 0,0122 2,14E-06

Суммарные результаты расчета мощности амбиентного эквивалента дозы только от двух бочек с равномерно заполненным 60Co и при наличии дополнительной бетонной защиты на разных расстояниях от поверхности контейнера показаны в Таблице 2.4. Сравнение результатов показывает, что для радионуклида 60Co рассчитанные мощности амбиентного эквивалента дозы с учетом возможного экранирования передними бочками аналогично примерно на четыре порядка величины (в 104 раз) ниже, чем без учета экранирования.

Таблица 2.4 -Результаты расчетов суммарной мощности амбиентного эквивалента дозы от поверхности НЗК при плотности бетона (2,35 г/см ) без экранировки и с экранировкой для радионуклида 60Co

Плотность бетона 2,35 г/см3 2,35 г/см3

Расстояние (м) Суммарные мощности амбиентного эквивалента Мощность амбиентного эквивалента дозы (мЗв/час)

дозы (мЗв/час)

0 0,288 3,34Е-04

0,10 0,248 3,08Е-04

0,25 0,204 2,70Е-04

0,50 0,150 2,16Е-04

0,75 0,114 1,74Е-04

1 0,090 1,42Е-04

1,5 0,060 9,82Е-05

2 0,042 7,16Е-05

2,5 0,032 5,42Е-05

Проведенное расчетное сравнение для обоих радионуклидов указывает на существенное влияние сплошного экранирования с толщиной защиты, эквивалентной размерам самой бочки, на дозовые нагрузки по оси контейнера на любом расстоянии от НЗК. Представляет интерес сначала попробовать оценить значение этого влияния при изменении толщины сплошной защиты. С указанной целью были проведены расчеты суммарной мощности амбиентного эквивалента дозы от поверхности НЗК при изменении толщины защитной стенки сплошной экранировки в диапазоне 10^50 см для обоих исследуемых радионуклидов и 60Со. В Таблице 2.5 приведены результаты расчетов

137

суммарной мощности амбиентного эквивалента дозы для Cs.

Таблица 2.5 - Результаты расчетов суммарной мощности амбиентного

эквивалента дозы (мЗв/час) от поверхности НЗК при плотности бетона (2,35

3 137

г/см ) при изменении толщины материала экранировки для радионуклида Cs

^^\Толщина(см) Расстояние(м)^\^ 50 40 30 20 10

0 4,16Е-05 2,22Е-04 1,18Е-03 5,62Е-03 2,60Е-02

0,10 3,86Е-05 2,06Е-04 1,04Е-03 5,04Е-03 2,30Е-02

0,25 3,44Е-05 1,80Е-04 8,94Е-04 4,28Е-03 1,91Е-02

0,50 2,80Е-05 1,44Е-04 7,04Е-04 3,30Е-03 1,45Е-02

0,75 2,30Е-05 1,06Е-04 5,60Е-04 2,58Е-03 1,12Е-02

1,00 1,89Е-05 9,50Е-05 4,52Е-04 2,08Е-03 8,94Е-03

1,50 1,32Е-05 6,56Е-05 3,10Е-04 1,41Е-03 6,00Е-03

2,00 9,66Е-06 4,78Е-05 2,24Е-04 10,1Е-03 4,28Е-03

2,50 7,36Е-06 3,62Е-05 1,69Е-04 7,60Е-04 3,20Е-03

3,00 5,76Е-06 2,82Е-05 1,31Е-04 5,90Е-04 2,48Е-03

На Рисунке 2.7 представлен график полученных результатов.

§1,О0Е-О5

О'

1,ООЕ-О6

0,00 0,10 0,25 0,50 0,75 1,00 1,50 2,00 2,50 3,00

Расстояние, jw

Рисунок 2.7 - Суммарная мощность амбиентного эквивалента дозы от

137

поверхности НЗК при изменении толщины бетонной защиты для Cs

Соответствующие результаты влияния толщины сплошной защиты и их графическое отображение для 60Со представлены в Таблице 2.6 и на Рисунке 2.8.

Таблица 2.6 - Результаты расчетов суммарной мощности амбиентного эквивалента дозы (мЗв/час) от поверхности НЗК при плотности бетона (2,35 г/см3) при изменении толщины материала экранировки для радионуклида 60Со

^^--^Толщина(см) Расстояние(м)\....^ 50 40 30 20 10

0 8,56E-04 2,94E-03 9,82E-03 3,18E-02 9,88E-02

0,10 7,84E-04 2,66E-03 8,78E-03 2,82E-02 8,72E-02

0,25 6,82E-04 2,34E-03 7,48E-03 2,38E-02 7,38E-02

0,50 5,60E-04 1,79E-03 5,66E-03 1,80E-02 5,36E-02

0,75 4,34E-04 1,42E-03 4,52E-03 1,39E-02 4,14E-02

1,00 3,52E-04 1,14E-03 3,64E-03 1,14E-02 3,28E-02

1,50 2,42E-04 7,82E-04 2,46E-03 7,52E-03 2,18E-02

2,00 1,76E-04 5,66E-04 1,77E-03 5,38E-03 1,56E-02

2,50 1,32E-04 4,26E-04 1,32E-03 4,02E-03 1,17E-02

3,00 1,04E-04 3,32E-04 1,04E-03 3,12E-03 9,02E-03

= 1.00Е-05 В- ~

Г?1.00Е-06

0,00 0,10 0,25 0,50 0,75 1,00 1,50 2,00 2,50 3,00

Расстояние, лг

Рисунок 2.8. Суммарная мощность амбиентного эквивалента дозы от поверхности НЗК

при изменении толщины материала для 60Со

В работе [104] оценены дозовые поля, создаваемые в направлении вверх по направлению крышки контейнера. Очевидно, что экранировки воздействия от любой бочки другими бочками в этих условиях наблюдаться практически не будет. Оценка проводилась посредством программного комплекса БРИЗ. В Таблицах 2.7, 2.8 представлены результаты соответствующих расчетов

137

мощности амбиентного эквивалента дозы от одной и от четырех бочек для Cs и для 60Со. На Рисунке 2.9 полученные результаты показаны графически.

Таблица 2.7 - Результаты расчетов мощности амбиентного эквивалента дозы (мЗв/час) от поверхности крышки НЗК при плотности бетона (2,35 г/см ) на разных расстояниях от контейнера для радионуклида

Плотность бетона 2,35 г/см3 2,35 г/см3

Расстояние (м) Мощность амбиентного эквивалента дозы (мЗв/час) Суммарные мощности амбиентного эквивалента дозы (мЗв/час)

0 0,292 1,168

0,10 0,274 1,096

0,25 0,237 0,948

0,50 0,177 0,708

0,75 0,132 0,528

1 0,100 0,400

1,5 0,0616 0,246

2 0,0412 0,165

2,5 0,0293 0,117

Таблица 2.8 - Результаты расчетов мощности амбиентного эквивалента дозы (мЗв/час) от поверхности крышки НЗК при плотности бетона (2,35 г/см3) на разных расстояниях от контейнера для радионуклида 60Со

Плотность бетона 2,35 г/см3 2,35 г/см3

Расстояние (м) Мощность амбиентного эквивалента дозы (мЗв/час) Суммарные мощности амбиентного эквивалента дозы (мЗв/час)

0 0,875 3,500

0,10 0,793 3,172

0,25 0,659 2,636

0,50 0,475 1,900

0,75 0,346 1,384

1 0,260 1,040

1,5 0,159 0,636

2 0,106 0,424

Рисунок 2.9 - Суммарные мощности амбиентного эквивалента дозы от

поверхности крышки НЗК при изменении расстояния для радионуклидов Cs и 60Со

2.2. Основные технологические приемы формирования упаковки НЗК на Нововоронежской АЭС. Прием асимметричной загрузки в НЗК первичных упаковок

Хранение контейнеров типа НЗК в хранилищах ангарного типа, в соответствии с технической документацией, осуществляется штабелями. При этом при формировании упаковки межбочечное пространство внутри контейнера НЗК подлежит заполнению буферным материалом. В качестве буферного материала может применяться бетон, либо - для удешевления процесса - песчаная засыпка. В случае применения песка нижняя часть контейнера НЗК все равно подлежит заполнению бетоном, что обеспечивает дистанционирование бочек в НЗК на постоянном расстоянии друг от друга.

Плотность солевого продукта в первичных упаковках, плотность песчаной засыпки и плотность бетона приблизительно равны - около 2,0 г/см3. Это обеспечивает эффективную самоэкранировку контейнеров при хранении в ангаре. Из классических работ [33] известно, что при бетонном экране толщиной 142 см и энергии излучения 1 МэВ кратность ослабления составляет порядка 107. Таким образом, для формирования дозовых полей вокруг ангара определяющим является только периферийный ряд контейнеров. Поэтому компоновка бочек внутри НЗК и компоновка контейнеров НЗК в периферийном ряду являются определяющими факторами, оказывающими основное влияние на формирование дозовых полей вокруг ангара. Размещение контейнеров типа ЗП551, А2201 в контейнерах НЗК осуществлялось в соответствии с требованиями заводской документации. Первичные упаковки в металлических контейнерах-бочках размещались в призматические бетонные контейнеры типа НЗК-150-1,5П с заполнением свободного пространства веществом, ослабляющим ионизирующее излучение (песок, бетон и т.д.) с последующей

герметизацией крышки контейнера специальной саморасширяющейся смесью [85]. Принципиально новым и ключевым решением было использование предложенного специалистами Нововоронежской АЭС приема асимметричной загрузки контейнера НЗК-150-1,5П [47]. При этом защита от ионизирующего излучения достигается специализированной методикой размещения отходов внутри вторичной упаковки и схемой размещения данных упаковок в хранилище. Минимизация МЭД от контейнера НЗК обеспечивалась за счет:

-ослабления гамма-излучения в стенке контейнера. При толщине бетонной стенки 150 мм коэффициент ослабления гамма-излучения для контейнеров с радионуклидным составом, характерным для АЭС с ВВЭР и времени выдержки более 30 лет (80 % - Cs-137, 20 % - Со-60), составляет ~ 3^4;

-размещения контейнеров ЗП551 со смещением в сторону одного из углов НЗК и заполнения свободного пространства дополнительным поглотителем с плотностью ~ 2,1 г/см (Рисунок 2.10) Указанный способ размещения (прием ассиметричной загрузки) позволил получить дополнительное ослабление гамма-излучения от двух боковых стенок с кратностью ослабления до 4.

Рисунок 2.10 - Прием асимметричной загрузки контейнера НЗК

Вышеуказанный прием позволяет существенно снизить МЭД от отдельных граней НЗК (за счет усиления неравномерности распределения МЭД от граней) (Рисунок 2.11). Из Рисунка 2.11 следует, что МД гамма-излучения распределяется вокруг вторичной упаковки (железобетонного контейнера НЗК) имеет форму четырехлепестковой диаграммы с лепестками существенно разной интенсивности. Таким образом, появляется возможность управлять параметрами радиационной обстановки на местности, формируя определенную

расстановку в периферийных рядах хранилища. Бетонные контейнеры располагаются на бетонированной площадке выше уровня земли. Сверху хранилище закрывается легкой металлической конструкцией (ангаром), защищающей содержимого от атмосферных явлений, при этом радиационная защита посредством данной конструкции незначительна. Размещение контейнеров НЗК в хранилище производится таким образом, чтобы грани контейнеров с максимальными радиационными характеристиками размещались по направлению к внутренней части ангара, с минимальными радиационными характеристиками - по направлению к периферии ангара (Рисунок 2.12). На Рисунке 2.12 показан пример компоновки упаковок РАО в хранилище ангарного типа.

Рисунок 2.11 - Диаграмма направленности гамма-излучения от заполненного контейнера НЗК с асимметричной загрузкой

Рисунок 2.12 - Схема ориентации граней внешних контейнеров с асимметричной загрузкой при размещении в периферийном ряду хранилища

С целью минимизации затрат на хранение РАО при условии безусловного обеспечения безопасности хранения в течение не менее 50 лет Нововоронежской АЭС с привлечением разработчика контейнеров НЗК (ОАО «345 механический завод») была разработана конструкция легких хранилищ ангарного типа.

Сооружение хранилищ осуществлялось в соответствии с разработанной проектно-конструкторской документацией, в т.ч.:

-пояснительная записка к рабочей документации № 210013.0952341.50005.601 КЖ П1;

-проект № 210013.0952341.50005.601 КЖ 01. Фундаментная плита; -проект № 210013.0952341.50005.601 КЖ 02. Полы; -проекты №№ КО 687.00.00.00.000, КО 688.00.00.00.000. Металлическое сборное сооружение наземной части специализированного холодного хранилища для контейнеров НЗК-150-1,5П.

При конструировании хранилищ ангарного типа были реализованы следующие решения:

а) применение металлических конструкций стен общепромышленного производства с железобетонной фундаментной плитой, выдерживающей нагрузку при хранении штабеля высотой до 4-х контейнеров НЗК;

б) отсутствие защитных конструкций из бетона, свинца и т.д. Непревышение допустимых значений мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения на промплощадке и в санитарно-защитной зоне обеспечивается за счет организационных мероприятий. Ослабление гамма-излучения от радиоактивных отходов обеспечивается поглощением в стенках НЗК, а также самопоглощением в солевом продукте, выполняющем роль как излучателя, так и поглотителя;

в) естественная вентиляция ангаров;

г) отсутствие стационарных грузоподъемных механизмов. Транспортно-технологические операции с контейнерами осуществляются посредством автопогрузчика;

е) отсутствие искусственного освещения;

ж) отсутствие стационарных систем радиационного контроля. Радиационный контроль обеспечивается переносными дозиметрическими приборами.

По указанному проекту в 2004 - 2006 гг. на спецпункте НВАЭС были сооружены два хранилища ангарного типа (расширяемая часть ХТРО № 8 -ХТРО №№ 8/1, 8/2 (Рисунок 2.13)).

Рисунок 2.13 - Внешний вид хранилища ангарного типа для хранения РАО в контейнерах НЗК (ХТРО № 8/2)

За счет принятых решений, при безусловном обеспечении требований по безопасности хранения РАО, стоимость сооружения ангаров для хранения НЗК была беспрецедентно снижена и составила порядка 39 млн. руб. (в ценах 2008 года), включая проведение ПИР, ПНР, СМР.

В 2010 году концерном «Росэнергоатом» было принято «Решение № АЭС Р-34к(04-03)2010 о сроках и порядке перетаривания (переупаковки) кондиционированных радиоактивных отходов, хранящихся на АЭС в первичных упаковках (бочках) со сроками службы менее 50 лет», утв. Первым заместителем Генерального директора ОАО «Концерн «Росэнергоатом» В.А. Асмоловым 28.01.2010 г.

Указанным «Решением...» опыт Нововоронежской АЭС по использованию контейнеров НЗК и хранилищ ангарного типа для кондиционирования отвержденных РАО был распространен на другие АЭС концерна.

При операциях с НЗК посредством автопогрузчика излучение от верхней крышки влияния на работника не оказывает - это подтверждено натурными измерениями. При хранении НЗК в ангаре излучение от верхней крышки контейнера также не оказывает влияния на радиационную обстановку на прилегающей территории. На крышу ангара в процессе эксплуатации доступ исключен, а радиационные поля в воздушном пространстве не нормируются, поскольку над территорией АЭС полеты летательных аппаратов запрещены.

2.3. Оценка влияния Sky-Shine-эффекта в формирование гамма-полей на местности при хранении НЗК в ангарах

В связи с отсутствием с тем, что внутри сформированных упаковок НЗК

слой поглотителя поверх первичных упаковок с солевым продуктом может быть существенно тоньше поглотителя в боковом направлении, должен быть рассмотрен вопрос о влиянии гамма-излучения, отраженного от атмосферы, на формирование уровня амбиентного эквивалента дозы на местности.

Вопрос о возможности зеркального отражения у-лучей на практике долгое время вообще не ставился, так как длина волны, соответствующая у-диапазону, много меньше межатомного расстояния, так что среда уже не может рассматриваться, как непрерывная [106]. В этом случае прохождение у-квантов через вещество должно рассматриваться в рамках взаимодействия фотонов с отдельными атомами, которое допускает возможность зеркального отражения и в у-диапазоне. Действительно, при малых углах скольжения 10-3 - 10-6 рад

3 7

основным механизмом упругого рассеяния у-квантов с энергиями EY ~ 10 - 10 эВ является рэлеевское рассеяние на связанных электронах атомов среды, сечение которого ой ~ (0/2) [107].

Если у-квант испытал отражение от электронной оболочки атома, находящегося на поверхности, то он должен передать электрону импульс, равный изменению импульса у-кванта Ар = 2psm© ~ ~ 2р© и, соответственно, энергию Ар2 /2т = 2р2©2 /т.

При достаточно малых углах © эта энергия окажется меньше минимальной энергии возбуждения валентного электрона, т.е. передачи энергии электрону вообще не произойдёт и соударение будет упругим. В этом случае у-квант будет взаимодействовать с коллективом атомов, расположенных в поверхностном слое, рассеяние будет когерентным и вторичные волны, образованные разными атомами, будут усиливать друг друга под углом отражения, равным углу падения. Толщину области взаимодействия можно оценить из соотношения неопределённостей Гейзенберга. Она составляет сотни ангстрем. С учётом малого угла падения продольные размеры области этого взаимодействия составляют тысячи ангстрем. Это значительно превышает величину межатомного расстояния так, что колебания и неоднородности электронной плотности в поверхностном слое усредняются по всему объёму взаимодействия и слабо влияют на отражённую волну. Требования к шероховатости поверхности отражателя также сводятся к тому, чтобы их величины были меньше толщины области взаимодействия, причём величина шероховатостей влияет на коэффициент отражения у-квантов.

В соответствии с [106], энергетическая зависимость коэффициента отражения гамма-квантов имеет вид, показанный на Рисунке 2.14.

-0.3

500 1500 2т 25(10 ММ) 35(0 4М0

'Знерпы. К">В

Рисунок 2.14 - Энергетическая зависимость коэффициента отражения гамма-квантов

Как можно видеть, доля отраженного излучения для областей энергий гамма-линий нуклидов, определяющих активность солевого продукта (Со-60, Cs-137), находится в пределах 2-3 % от исходного потока гамма-квантов.

Для оценки вклада скай-шайн эффекта в формирование уровня амбиентного эквивалента дозы на местности воспользуемся графическим представлением (Рисунок 2.15).

Рисунок 2.15 - Схема для оценки вклада скай-шайн-эффекта в формирование гамма-полей на местности

Как можно видеть из схемы:

-при формировании гамма-полей на местности участвует отраженное излучение, формируемое только верхним контейнером в штабеле;

- для точек расположенных к стене ангара ближе, чем высота штабеля (1,375 м * 4 = 5,5 м), вклад скай-шайн эффекта в формирование полей на местности незначителен в силу ослабления отраженного потока гамма-квантов в материале контейнеров;

-наиболее критической с точки зрения радиационной обстановки является точка, расположенная на расстоянии, равном высоте штабеля (5,5 м). Для указанной точки вклад скай-шайн эффекта может быть оценен следующим образом.

В рассматриваемой точке расстояние до верхнего контейнера оставляет 5,5 * ^2 = 7,75 м. Как уже было сказано, коэффициент отражения для гамма-квантов, формируемых отходами данного радионуклидного состава, может быть принят равным 0,025. Пусть все четыре контейнера в вертикальном штабеле имеют одинаковую активность и нуклидный состав. Интенсивность потока гамма-квантов от нижнего НЗК в периферийном направлении примем равной 1. Интенсивность потока гамма-квантов от верхней крышки верхнего контейнера примем равной 10-кратному значению от этой величины.

Результаты оценки вклада в формирование гамма-полей на местности от контейнеров каждого ряда и за счет скай-шайн-эффекта приведены в Таблице 2.9.

Таблица 2.9 - Оценка вклада в формирование гамма-полей на местности от

контейнеров и за счет скай-шайн-эффекта

1 контейн ер 2 контейн ер 3 контейн ер 4 контейн ер Скай-шайн эффек т

Относительная интенсивность гамма-квантов исходная 1 1 1 1 10

Расстояние от геометрического центра до точки измерений, м 5,5 5,66 6,12 6,83 7,75

Относительный коэффициент ослабления расстоянием 1 1,059 1,238 1,542 1,985

Коэффициент ослабления за счет отражения - - - - 40

Относительная интенсивность гамма-квантов в точке измерений 1 0,944 0,807 0,648 0,125

Вклад в формирование уровня амбиентного эквивалента дозы, % 28,4 26,7 22,9 18,4 3,6

Таким образом, вклад скай-шайн эффекта в формировании гамма-поля в

точке, расположенной на расстоянии 5,5 м от штабеля, можно оценить в 3,6 %. Следовательно, данный эффект не оказывает существенного влияния на точность прогнозирования радиационной обстановки на местности.

2.4. Алгоритм принятия решений о месте размещения контейнеров в ангаре

При вводе хранилищ ангарного типа в опытную эксплуатацию была принята методика для оценки возможности его заполнения на основании определения допустимых значений мощности амбиентного эквивалента дозы. Основной алгоритм принятия решения о размещении вторичного контейнера показан на Рисунке 2.16 [73].

ко р р е ктноет ь вход н ык ^-

данных

расчет средней мощности дозы партии вторичных контейнеров

I

+ ~

моделирование предварительной установки

вторичных бетонных контейнеров в хранилище

т -

Рисунок 2.16 - Алгоритм принятия решений о размещении вторичного контейнера

В алгоритме принятия решения требуются следующие входные данные по контейнерам внешней упаковки: номер контейнера (уникальный ГО); мощность амбиентного эквивалента дозы от контейнера. Обязательным этапом является проверка корректности и непротиворечивости параметров входных данных. На данном этапе проверяются идентификаторы контейнеров и введенные значения мощности амбиентного эквивалента дозы. Для дальнейшей классификации контейнеров по мощности излучения необходимо вычислить усредненной значение по всем контейнерам поступившей партии. Разбиение входной партии бетонных контейнеров на классы осуществляется исходя из мощности амбиентного эквивалента дозы на основании значения, вычисленного на предыдущем этапе, а так же на основании параметров, установленных в хранилище. В разрезе представленного алгоритма

рассматривается три группы активности контейнера (не соответствует общепринятым классификациям): -слабоактивный; -среднеактивный; -высокоактивный.

На основании соответствия определенному классу в дальнейшем принимается решение о предварительной расстановке контейнеров и последующем изменении параметров радиационной обстановки вокруг хранилища. При размещении новой партии прошедших классификацию контейнеров принятие решения о позиционировании контейнеров производится по следующим правилам:

-установка слабоактивных контейнеров осуществляется в периферийных рядах хранилища, так как доза излучения от этого класса контейнеров минимальна;

-контейнеры с максимальной активностью необходимо установить в центральной части хранилища. При этом важно соблюсти правило направления стенки с нанесенным на ней знаком радиационной опасности: установить контейнер стенкой с минимальной мощностью амбиентного эквивалента дозы в сторону периферийного ряда, так как установка контейнера любой другой стороной приведет к увеличению влияния излучения на стенки хранилища.

-контейнеры средней активности устанавливаются между периферийными рядами и центральной зоной с высокоактивными контейнерами. При наличии низкоактивных контейнеров, не использованных при построении биологической защиты в периферийных рядах, они также могут размещаться во внутренних рядах хранилища.

На Рисунке 2.17 приведена примерная схема размещения контейнеров в хранилище согласно предложенному алгоритму.

Рисунок 2.17 - Принцип размещения контейнеров НЗК в хранилище ангарного типа

Цифрами 1, 2 и 3 обозначены зоны активности — слабоактивные контейнеры в периферийных рядах, активные в центральной зоне и НЗК средней активности соответственно. Желтым цветом обозначен знак радиационной опасности, нанесенный на стенку контейнера с минимальным значением мощности амбиентного эквивалента дозы.

После оценки радиационной обстановки, необходимо выполнить корректировку размещения контейнеров, установленных на предварительном этапе согласно классификации. На этапе корректировки переставляются необходимые контейнеры с целью минимизации излучения за пределами ангара. По результатам выполняется сохранение в базу данных основных параметров для каждого контейнера. В целях оптимизации использования полезного объема ХТРО № 8/1, № 8/2 с учетом ограничений, накладываемых габаритами автопогрузчика, были разработаны схемы размещения контейнеров НЗК в ХТРО № 8/1, № 8/2 (Рисунок 2.18) [93].

1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1

1 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 1

1 2 4 4 4 1 1

3 3 3 3 3 3 3 3 3

1 2 4 4 4

3 3 3 3 3 3 3 3 3

1 2 4 4 4

3 3 3 3 3 3 3 3 3

1 2 4 4 4

3 3 3 3 3 3 3 3 3

1 2 4 4 4

3 3 3 3 3 3 3 3 3

1 2 4 4 4

1 2 4 4 4 2 2 2 2 2 2 2 2 2 1

1 1 5 5 5 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1

1 - расстановка контейнеров НЗК с низкоактивными ТРО по периферии хранилища

2 - создание второго периферийного ряда из контейнеров НЗК с высокоактивными ТРО

3, 4 - заполнение контейнерами НЗК с ТРО произвольной активности внутренней части хранилища

5 - установка контейнеров НЗК с низкоактивными ТРО у входа, через который производилось заполнение хранилища

Рисунок 2.18 - Схема и последовательность расстановки контейнеров НЗК в ХТРО № 8/2

2.5. Методика оценки мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения на местности вокруг хранилища ангарного типа

Временные хранилища ангарного типа НВАЭС расположены на территории спецпункта НВАЭС. Спецпункт расположен в санитарно-защитной зоне (СЗЗ) Нововоронежской АЭС. Территория спецпункта огорожена, что не допускает случайного облучения населения. В соответствии с требованиями «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности» ОСПОРБ-99/2010, допустимый уровень мощности дозы гамма-излучения в СЗЗ составляет 1,2 мкЗв/ч [102].

В целях обеспечения радиационной безопасности персонала территория спецпункта технически и организационно разделена на зону свободного режима и зону возможного загрязнения. Доступ персонала в зону возможного загрязнения осуществляется через санпропускник и дисциплинарный барьер с обеспечением радиационного контроля в процессе проведения работ.

Время нахождения персонала НВАЭС на территории зоны возможного загрязнения не превышает предела, установленного ОСПОРБ-99/2010 для

помещений постоянного пребывания персонала группы А в зоне контролируемого доступа (1700 ч/год). В соответствии с ОСПОРБ-99/2010, допустимый уровень МД при выполнении указанных условий не должен превышать 6,0 мкЗв/ч.

Таким образом, задача обеспечения радиационной безопасности при хранении кондиционированных РАО сводится к нахождению таких условий, при которых МЭД гамма-излучения не превысит: -6,0 мкЗв/ч в точках 1, 3, 4, 5 (Рисунок 2.19); -1,2 мкЗв/ч в точке 2 (Рисунок 2.19).

Рисунок 2.19 - Контрольные точки для оценки радиационной обстановки на спецпункте НВАЭС при эксплуатации ХТРО № 8/1, № 8/2

Точка 2 (ближайшая к ангару точка санитарно-защитной зоны, в которой значение МД, как очевидно, максимально) расположена на расстоянии 17 м от стены ангара.

Исходя из консервативных соображений:

-оценка радиационной обстановки в СЗЗ производилась не для точки 2, а для точки 2', расположенной на расстоянии 12 м от стены ангара;

-расчет допустимой величины МЭД от поверхности стены ангара и грани контейнера НЗК производились исходя из условия обеспечения непревышения МЭД в точке 2' величины 1,0 мкЗв/ч (вместо 1,2 мкЗв/ч, допустимых по требованиям нормативных документов).

Модель для расчета величины МЭД от стенки ангара. Аналитическая зависимость МЭД в точке от расстояния до стены ангара, оси симметрии НЗК

При оценке радиационной обстановки, создаваемой контейнерами НЗК, принималось во внимание то, что подавляющий вклад в суммарную МЭД за пределами ангара вносят контейнеры НЗК, расположенные на периферии ангара. Периферийные контейнеры, представляя собой поглотитель толщиной более 1,5 м, полностью нивелируют вклад в МЭД от контейнеров НЗК, расположенных во втором и последующих рядах.

Очевидно также, что наибольшее значение МЭД будет наблюдаться вдоль перпендикуляра, исходящего из центра грани ангара (МЭД в точке 1 на Рисунке 2.20 будет выше, чем в точках 2 и 3 на том же рисунке).

Для расчета значения МЭД, создаваемой контейнерами НЗК на территории спецпункта и за его пределами, представим наружний ряд контейнеров в виде участка поверхности сферического излучателя с некоторым радиусом Rэкв (Рисунок 2.20) [75].

Рисунок 2.20 - Модель для оценки мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения на местности

Тогда мощность амбиентного эквивалента дозы на заданном расстоянии от центра стены выразится следующей зависимостью:

D = Л/^экв)2 + Dф , (12)

где D - мощность амбиентного эквивалента дозы в данной точке от контролируемой стены ангара, мкЗв/ч;

Rэкв - эквивалентный радиус сферического источника, вычисляемый экспериментально;

А - константа, характеризующая мощность амбиентного эквивалента дозы излучения источника, приведенную к его центру (определяется экспериментально);

х - расстояние от стены ангара до рассматриваемой точки, м; Dф - фоновое значение амбиентного эквивалента дозы в месте производства измерений, мкЗв/ч.

На основании результатов измерений мощности амбиентного эквивалента дозы на различных расстояниях от центра стены ХТРО № 8/2, имевшей 75% готовности (по состоянию на 10.09.2008 г.), были определены расчетные константы А и Rэкв , в результате чего выражение (21) приобрело вид: D = 3,6*Do /(х + 20,3)2 + 0,13 [мкЗв/ч], (13)

где А = 3,6*D0 ,

D0 - средняя мощность амбиентного эквивалента дозы на поверхности стены ангара ХТРО № 8/2 по данным дозиметрического контроля; Dф = 0,13 мкЗв/ч.

Сравнительный анализ данных расчета и эксперимента приведен на Рисунке 2.21.

Рисунок 2.21 - Экспериментальная и аналитическая зависимости МЭД в точке от расстояния до стены ангара

Для выработки критерия по сопоставлению средней мощности амбиентного эквивалента дозы от наружней стены хранилища со средней

мощностью амбиентного эквивалента дозы от грани НЗК, обращенной в сторону наружней стены и расположенной на некотором среднем удалении от нее, была использована экспериментально выявленная зависимость:

D = 1,28^0 /х2 + 0,13 [мкЗв/ч], (14)

где D - мощность амбиентного эквивалента дозы на расстоянии х от контейнера НЗК, мкЗв/ч;

D0 - мощность амбиентного эквивалента дозы от поверхности выбранной грани контейнера по данным дозиметрического контроля, мкЗв/ч;

х - расстояние от рассматриваемой точки до центральной (вертикальной) оси симметрии контейнера, отсчитываемое по перпендикуляру, м; Dф = 0,13 мкЗв/ч.

Сравнительный анализ данных расчета и эксперимента приведен на Рисунке 2.22. Зависимость выполняется для расстояний от 1,5 м от центральной оси симметрии контейнера и далее.

Зависимость мощности дозы от расстояния до оси симметрии контейнера НЗК-1.5П.

800 ■ 750 -700 -650 ■

»г

600 ■ V —

500 • А

450 400 350 г —

X

300 250 200 150 100 500

... -

—

0 1 2 3 4 5 6 7 8 Э 10 11 12 13 14 16

расстояние, м

| • Эксперимент -Расчет^

Рисунок 2.22 - Экспериментальная и аналитическая зависимости МД в точке от расстояния до оси симметрии контейнера НЗК-150-1,5П

Так, на 10.09.2008 г. среднее значение МД от граней контейнеров, обращенных в сторону ограждения спецпункта, составила 2,19 мкЗв/ч. Среднее расстояние от стены ангара до граней периферийного ряда контейнеров НЗК составило 0,7 м, что соответствует среднему расстоянию 1,6 м до оси симметрии контейнеров НЗК. Оценочное значение МЭД на стене ангара, рассчитанное в соответствии с (23), составило 1,23 мкЗв/ч. Реальные измерения

показали среднее значение МЭД вплотную к стене хранилища, равное 1,17 мкЗв/ч, что не превышает погрешности расчета. Таким образом, средняя МД на стене ангара за счет удаления на расстояние 0,7 м от контейнеров НЗК снизилась по отношению к средней МД от контейнера в 1,8 раза.

В соответствии с той же формулой (23), МД в районе ограждения спецпункта (на расстоянии 17 м от стены ангара) при вышеуказанных условиях (средняя МЭД от НЗК ~2,19 мкЗв/ч) не должна была превысить 0,5 мкЗв/ч, что также было подтверждено данными измерений.

Для обеспечения непревышения МД на территории спецпункта величины 6,0 мкЗв/ч средняя МЭД от грани НЗК, обращенной к стене ангара, не должна превышать:

6,0 * 1,8 = 10,8 мкЗв/ч.

Произведенный в соответствии с (22) расчет допустимой средней МД на поверхности стены ангара при условии непревышения уровня 1,0 мкЗв/ч в точке 2' составил величину 3,3 мкЗ/ч.

Однако при установлении контрольного уровня величины МЭД от поверхности стены ангара была принята во внимание суммарная ошибка оценки мощности амбиентного эквивалента дозы, которая складывается из погрешности методики расчета (до 8 %) и точности приборов дозиметрического контроля (ошибка до 30 %) [96]. Таким образом, суммарная неопределенность оценки мощности амбиентного эквивалента дозы составляет величину (8 + 302)0,5 = 31 %.

Таким образом, контрольный уровень величины МЭД на поверхности стены ангара исходя из условия непревышения МЭД в точке 2' величины 1,0 мкЗв/ч, составил:

3,3/1,31 < 2,5 мкЗв/ч.

Для обеспечения указанного условия средняя МЭД от граней НЗК, обращенных в сторону ограждения спецпункта, не должна превышать:

2,5 * 1,8 = 4,5 мкЗв/ч.

На основе выполненных оценок, Нововоронежской АЭС было принято «Техническое решение об установлении контрольных уровней мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на территории зоны возможного загрязнения спецпункта НВАЭС», согласованное органами ФМБА России.

В качестве контрольных уровней МД при эксплуатации хранилищ ангарного типа было приняты следующие значения, исходя из правил радиационной безопасности и внутренних инструкций НВАЭС:

-6.0 мкГр/ч - в зоне контролируемого доступа;

-1.2 мкГр/ч - на границе санитарно-защитной зоны.

При оценке радиационной обстановки учитывается факт, что излучение за пределами хранилища формируется преимущественно контейнерами, расположенными во внешнем ряду.

Излучение от контейнеров во внутренних рядах в практически значимых величинах не проникает через внешний ряд контейнеров. Таким образом, внешний ряд контейнеров изолирует ионизирующее излучение от контейнеров, находящихся во внутренних рядах хранилища (самоэкранировка радиационных упаковок).

В соответствии с Dф, для непревышения мощности амбиентного эквивалента дозы на внешней поверхности ограждения специализированного пункта величины 1,0 мкЗв/ч, средняя мощность амбиентного эквивалента дозы от граней контейнеров, обращенных в сторону ограждения, не должна превышать 4,5 мкЗв/ч. Для непревышения мощности амбиентного эквивалента дозы на территории специализированного пункта величины 6,0 мкЗв/ч, средняя мощность амбиентного эквивалента дозы от граней контейнеров, обращенных к стене ангара, не должна превышать 10,8 мкЗв/ч.

Для перехода к значению допустимой величины удельной активности отходов в периферийном ряде, воспользуемся моделью сферического источника с активностью, распределенной по поверхности сферы (Рисунок 2.23) [33].

Рисунок 2.23 - Модель для расчета мощности амбиентного эквивалента дозы от сферического источника с активностью, равномерно распределенной по поверхности сферы

Для указанного источника величина поверхностной активности связана с мощностью амбиентного эквивалента дозы соотношением:

(15),

откуда

(16).

Для слоя контейнеров, обращенного в сторону ограждения специализированного пункта, R = г +17 = 37,3 м, допустимая К = 1 мкЗв/ч.

Для слоев контейнеров, обращенных в сторону специализированного пункта, R = г + 1 = 22,3 м, допустимая К = 6 мкЗв/ч.

Тогда из соотношения (14) имеем значение удельной поверхностной активности на единицу площади поверхности контейнера:

-А, = 2,22*106 Бк/м2 - для ряда, обращенного в сторону ограждения; -А = 3,16*106 Бк/м2 - для ряда, обращенного в сторону зоны возможного загрязнения.

При площади грани контейнера, равной 2,27 м2, имеем среднюю

допустимую активность одной единицы:

-Анзк = 5,04*106 Бк - для ряда, обращенного в сторону ограждения спецпункта;

-Анзк = 7,17*106 Бк - для ряда, обращенного в сторону зоны возможного загрязнения.

Указанные расчеты проведены без учета ослабления гамма-излучения в стенке внешнего контейнера, а также дополнительном ослабляющем слое песка между стенками внешнего и внутренних контейнеров. Общая толщина указанного защитного слоя составляет порядка 40 мм при средней плотности 2 г/см . Коэффициент ослабления указанным экраном гамма-излучения с Е=1 МэВ, составляет порядка 30.

Таким образом, итоговое значение средней допустимой активности

одного внешнего составляет:

\8

Анзк = 1,512* 108 Бк - для ряда, обращенного в сторону ограждения;

8

- Анзк = 2,151*108 Бк - для ряда, обращенного в сторону зоны возможного загрязнения [74].

В целях экспериментальной проверки установленных контрольных уровней была снята картограмма МЭД на расстоянии 14 м от стены ангара в двух случаях:

-при 75 %-ном заполнении периферийного ряда контейнерами НЗК со средней МЭД от граней, обращенных в сторону ограждения спецпункта, не превышающей 4,5 мкЗв/ч (Рисунок 2.24);

-при 100 %-ном заполнении периферийного ряда контейнерами НЗК с тем же ограничением по МЭД (Рисунок 2.25).

Рисунок 2.24 - Расположение контейнеров НЗК в ХТРО №8/2 на 10.09.2008 г.

ь,

¡А ч/ ш

Рисунок 2.25 - Расположение контейнеров НЗК в ХТРО №8/2 на 24.09.2008 г.

Анализ результатов радиационного контроля, проведенного 10.09.2008 г. и 24.09.2008 г., приведен на Рисунке 2.26.

Рисунок 2.26 - Анализ картограммы МД на расстоянии 14 м от стены ангара (по состоянию на 10.09.2008 г. и 24.09.2008 г.)

Из Рисунка 2.26 видно, что при периферийном ряде, неполностью заполненном слабоактивными НЗК, МЭД на расстоянии 14 м от ангара могла превышать 1,0 мкЗв/ч за счет прострела от НЗК с ТРО высокой активности.

При периферийном ряде, полностью заполненном НЗК со слабой активностью (см. на Рисунке 2.26 картограмму по состоянию на 24.09.2008 г.), МЭД в контролируемой точке снизилась ниже 0,7 мкЗв/ч. При этом на картограмме наблюдается два максимума:

-один соответствует центру стены ангара, где в силу суперпозиции уровень МЭД максимален;

-другой обусловлен «прострелом» через боковую стену ангара гамма-излучения от НЗК с ТРО высокой активности.

Таким образом, результаты эксперимента подтвердили расчетные значения контрольных уровней гамма-излучения от стены ангара и от стенки контейнера НЗК.

В 2009 - 2010 гг., при дальнейшем заполнении периферийных рядов контейнерами НЗК, была подтверждена правильность выполненной оценки радиационной обстановки. МЭД от стен ангаров, измеренная вплотную, при полностью заполненном хранилище не превысила уровня, установленного нормативными документами для обслуживаемых помещений зоны контролируемого доступами (6,0 мЗв/ч). МЭД за пределами территории спецпункта не превысила допустимой величины для санитарно-защитной зоны радиационно-опасного объекта (1,2 мЗв/ч).

2.6. Методика измерений активности контейнеров in situ с применением полупроводникового гамма-спектрометра

На момент проведения исследования отсутствовали программно-аппаратные комплексы, позволяющие осуществлять измерения активности, радионуклидного состава РАО в контейнере без разрушения упаковки (in situ) [14]. При этом требования безопасности при обращении с РАО обуславливают необходимость минимизировать применения разрушающих методов измерений. Необходимо было разработать и метрологически аттестовать в установленном порядке методику выполнения измерений РАО in situ, использующую результаты измерений активности, радионуклидного состава посредством гамма-спектрометра, откалиброванного в геометрии «точечный источник» либо иной стандартной геометрии.

Для измерения активности ТРО, затаренных в контейнеры типа НЗК-150-1,5П, Нововоронежской АЭС совместно с АО «ВНИИАЭС» была разработана специальная методика выполнения измерений, которая прошла метрологическую аттестацию в органах Росстандарта («Методика контроля активности твердых отходов в контейнерах прямоугольной формы» МВК № 3.3.13-08) [35]. Авторами методики, в соответствии с паспортом, являются И.В. Пырков, Д.Ф. Рау, А.С. Коротков. Работа проводилась под непосредственным руководством специалистов Нововоронесжкой АЭС (В.Н. Синицын, С.В. Росновский, Е.М. Наливайко, к.т.н. А.П .Щукин).

Методика прошла успешное опробование и доработана по результатам опытной эксплуатации.

Методика основана на применении специально разработанного программного средства «Satellite 2.2» и может применяться к контейнерам различных типоразмеров, с различной толщиной и материалом стенок, а также при различном морфологическом составе и плотности РАО, размешенных в контейнерах.

Методика позволяет производить измерения активности отходов в контейнерах прямоугольной формы без пробоотбора, с применением расчетных методов..

Методика основана на применении программного средства «Satellite 2.2» и может применяться к контейнерам различных типоразмеров, с различной толщиной и материалом стенок.

Паспортные границы активности отходов, для которых применима методика - от 100 до 10 кБк/кг. В соответствии с методикой определяются суммарная и удельная активности и парциальные активности долгоживущих радионуклидов в контейнере, направляемом на хранение или захоронение. Методика может использоваться при инвентаризации отходов на АЭС.

Объектом контроля являются сортированные твердые отходы от эксплуатации энергоблоков НВ АЭС, размещенные прямоугольных контейнерах типа НЗК-150-1,5П и других типов. Методика не предполагает

выполнения каких-либо операций, изменяющих физическое состояние отходов, но предусматривает предварительную сортировку ТРО по их физическим характеристикам:

-содержащие бумагу, ветошь, теплоизоляцию, куски дерева, СИЗ; -содержащие строительные отходы (куски кирпичей, штукатурки, бетона);

-содержащие металлические отходы в виде стружки, мелких деталей и обрезков труб;

-содержащие солевой плав после глубокого упаривания ЖРО [103]. Результатом контроля являются установленные с нормированной неопределенностью значения парциальных активностей радионуклидов в партии твердых отходов, а также удельной суммарной активности ТРО и суммарной активности отходов в контейнере, которые заносят в паспорт на партию ТРО, поступающую на хранение.

Методика учитывает, что контролируемые отходы могут содержать радионуклиды 13^, 13^, 60Со, 54Мп, 51Сг, 59Ре и 957г, однако позволяет определять активности и других радионуклидов с известной энергией гамма-квантов.

С целью получения требуемых данных об удельной активности ТРО предварительно измеряется их масса.

Методика рассчитана на применение следующих средств измерений: -полупроводниковый гамма-спектрометр; -весы технические или динамометр; -дальномер (линейка).

Применяемый гамма-спектрометр должен быть снабжен аттестованной методикой выполнения измерений, позволяющей осуществлять измерения активности объектов в геометрии «точечный источник» на заданной расстоянии.

Эффективность регистрации фотонов в пиках полного поглощения энергии определяется в рамках аттестации спектрометра для рабочего

диапазона 0,1 - 3,0 МэВ с помощью точечных образцовых источников. Суммарная неопределенность аттестованных значений эффективности во всем диапазоне энергии (основная погрешность спектрометра) не должна превышать 15% (Р = 0,95) [72].

Разрешение спектрометра по линии Со-60 должно быть не более 3 кэВ; Предполагается, что число каналов анализатора полупроводникового гамма-спектрометра должно быть не менее 1024. Для обеспечения необходимого качества измерений относительная эффективность регистрации гамма-квантов детектора с кристаллом из чистого германия или Ge(Li) должна быть не менее 30%

Методика основана на регистрации гамма-излучения от протяженного источника и измерении парциальных активностей радионуклидов в источнике с использованием гамма-спектрометра высокого разрешения.

Методика предусматривает сортировку отходов перед их размещением в контейнере и выбор геометрии измерения, что обеспечивает возможность введения расчетных поправок к эффективности спектрометра, измеренной в геометрии точечного источника при аттестации спектрометрической установки.

В связи в выходом Приказа Минпромторга России от 15.12.2015 № 4091, вышеуказанная методика была актуализирована с изменением названия и переаттестована в установленном порядке (Свидетельство об аттестации «Методики контроля твердых отходов в контейнерах прямоугольной формы МВК 3.3.13-17» № 465-КА^И.311243-2017/450.033-636).

МВК 3.3.13-17 позволяет определять значения удельной активности радионуклидов в партии РАО, размещенной в прямоугольном контейнере, а также суммарной активности и удельной суммарной активности отходов в контейнере. Методика обеспечивает измерение удельной активности радионуклидов в ТРО в диапазоне от 102 до 1012 Бк/кг с расширенной неопределенностью не более 65% (при уровне доверия Р=0,95).

Методика обеспечивает измерение активности и удельной активности радионуклидов 13^, 60Со, 54Мп и других, распад которых

сопровождается гамма-излучением с энергией более 100 кэВ. Перечисленные радионуклиды для солевого плава Нововоронежской АЭС являются определяющими при отнесении к одному из классов РАО. С целью определения удельной активности РАО необходимо предварительно обеспечить измерение массы радиоактивных отходов.

Измерения выполняются в четырех контрольных точках, расположенных в геометрических центрах каждой из боковых поверхностей контейнера на фиксированном расстоянии блока детектирования до поверхности упаковки с РАО. При использовании стационарно-расположенных полупроводниковых детекторов Нововоронежской АЭС (спектрометры энергии гамма-излучения полупроводниковые типа «Гамма - 1П») для проведения измерений применяется поворотная платформа (АУДВ.788-1214.00.00.00.00). Необходимым условием при выборе расстояния детектора от контейнера является полное попадание контейнера в область обзора используемого коллиматора.

Для случая размещения твердых радиоактивных отходов различной морфологии (сжигаемые отходы, теплоизоляция, металлические отходы, строительные отходы, контейнеры с солевым плавом и т.д.) важное значение имеет корректная сортировка радиоактивных отходов, размещаемых в контейнеры, т.к. методика предусматривает, что измеряемая упаковка заполняется отходами со сходными физическими характеристиками для выполнения критерия гомогенности. Размещение в одном контейнере НЗК радиоактивных отходов различных морфологических групп может существенно влиять на качество выполняемых измерений.

Фиксация геометрии измерения для каждого отсортированного вида отходов и фиксация характеристик различных контейнеров обеспечивают возможность градуировки путем введения расчетных поправок к эффективности регистрации гамма-излучения спектрометром, установленной при поверке или градуировке спектрометрической установки для геометрии точечного источника. Расчет поправок к эффективности регистрации для

измерения активности протяженных источников различных геометрий выполняют с помощью расчетной программы Satellite, которая является неотъемлемой частью методики.

Программное средство Satellite позволяет рассчитывать геометрические коэффициенты (поправки на эффективность регистрации) к.

В качестве коэффициента к для энергии E; j-го радионуклида используется отношение плотностей потока гамма-квантов с энергией, соответствующей пику полного поглощения энергии анализируемого радионуклида, от точечного источника (стандартная геометрия) и протяженного источника - упаковки с РАО (измерительная геометрия):

Рт (е)

K Роб (Е)

(17)

Рт (Ei) = , (18)

рб(Ег) = iffA (Xzy) ■ в~ц1{E)di(x,y,z)-МЕ)-...-M"(Ei)d-(x,y,z) ■ dxdydz (19) ° г JJJ 4nr (x, z, y) ' v '

х, y, z

где <рт (Е1) - плотность потока гамма-излучения с энергией , испускаемого 7-ым радионуклидом точечного источника, в точке детектирования, с-1м"2;

Фоб (Е1) - плотность потока гамма-излучения с энергией Ei, испускаемого 7-ым радионуклидом объемного источника (РАО в контейнере), в точке детектирования;

А7 (х, 2, у) - удельная активность 7-го радионуклида в точке с координатами (х, у, 2) в источнике;

Цу - квантовый выход на распад для гамма-квантов с энергией Ei 7-го радионуклида;

г - расстояние от точечного источника до детектора, задаваемое при определении стандартной эффективности регистрации в точечной геометрии, м;

r(x, z, y) - расстояние от точки (x, y ,z) до точки детектирования; ¡лп (Ег) - линейный коэффициент ослабления излучения с энергией Ei в материале п;

dn (x,y, z) - толщина слоя материала п, через который проходит излучение по направлению от точки (x, y, z) к детектору;

K ц - геометрический коэффициент (поправка на конфигурацию измерений) [12].

Активность анализируемого радионуклида в упаковке определяется по формуле:

A N • K

Aj =—E~)- , (20)

(Ei) -Щ

где Nj - измеренная скорость счета импульсов в г-ом энергетическом интервале от j-го радионуклида (для расчетов используется наибольшая Ny. из всех зарегистрированных пиков полного поглощения;

—j (Ег) - стандартная эффективность регистрации спектрометром излучения

j-го радионуклида с энергией Ег (определяется при поверке в калибровочной процедуре с применением эталона активности в геометрии точечного источника).

Расчеты выполняются с помощью компьютерной программы «Satellite 2.2». Поправки рассчитываются с учетом:

- реальных геометрических характеристик используемого ППД;