Содержание к диссертации
Введение
1 Реактор AM как источник излучений и фактор воздействия на внешнюю среду 13
1.1 Конструкция реактора 13
1.2 Эксплуатация реактора и его состояние на момент окончательного останова 16
1.3 Источники продуктов активации и деления 20
1.4 Допустимые выбросы и сбросы радиоактивных веществ во внешнюю среду 21
1.5 Радиационное воздействие ИР AM на окружающую среду 23
1.5.1 Газоаэрозольные выбросы при нормальной работе ИР AM 24
1.5.2 Газоаэрозольные выбросы при проектных авариях 26
1.5.3 Об инциденте сброса радиоактивных вод в реку Протву в 1989 году 27
1.5.4 Аварийный сброс радиоактивных вод в случае прорыва магистрали от ИР AM до здания спецводоочистки 29
1.6 Облучаемость персонала 29
2 Концепция и основные положения вывода из эксплуатации ИР AM 35
2.1 История вопроса: подготовка исходных данных для разработки проекта вывода из эксплуатации ИР AM 35
2.2 Концепция вывода ИР AM из эксплуатации и другая регламентирующая документация 36
3 Оценка количества и активности РАО, образованных в результате разделки ОТВС 44
3.1 Технология разделки ОТВС на ИР AM 44
3.2 Предпосылки для расчетов 47
3.3 Вычисление средних плотностей потока тепловых нейтронов для графитовых и стальных РАО 48
3.4 Основные реакции образования и радиационные характеристики продуктов активации в графите и стали 53
3.5 Схема расчетов активностей продуктов активации 57
3.6 Элементный состав конструкционных материалов ТВС ИР AM 59
3.6.1 Микропримеси в стали 12XI8H10T 59
3.6.2 Микропримеси в графите 61
3.7 Механизм оценки утечки трития из графита 66
3.8 Продукты деления в графите 68
3.9 Результаты расчетов количества и активности РАО, образованных в результате разделки ОТВС 71
3.10 Оценка количества просыпей ЯТ, попавших в хранилище РАО, образованных в результате разделки ОТВС 7S
4 Радиационные характеристики конструкционных материалов в шахте реактора 79
4.1 Подготовка исходных данных 79
4.2 Результаты расчетов. Интегральные характеристики материалов (графит, сталь, чугун,бетон, свинец) 81
4.3 Просыпи ЯТ в кладке реактора 90
4.3.1 Оценка количества ЯТ в кладке при работе ИР AM на мощности 90
4.3.2 Оценка количества ЯТ в кладке после разгрузки ИР AM от ОТВС 94
5 Локализация высокоактивных отходов и конструкций ИР AM 96
5.1 Реакторное пространство 96
5.1.1 Предложения по локализации РП 96
5.1.2 Состояние систем реактора на этапе подготовки его к выводу из эксплуатациии 97
5.1.3 Состояние реактора после выгрузки ТВС 100
5.1.4 Анализ радиационных последствий гипотетической аварии с выбросом графитовой пыли на этапе длительного хранения 100
5.2 Хранилище РАО, образованных после разделки ОТВС 105
5.2.1 Предложения по локализации 105
5.2.2 Радиационная обстановка в коридоре, смежном с хранилищем РАО 106
Заключение 110
Список литературы 112
- Допустимые выбросы и сбросы радиоактивных веществ во внешнюю среду
- Концепция вывода ИР AM из эксплуатации и другая регламентирующая документация
- Основные реакции образования и радиационные характеристики продуктов активации в графите и стали
- Результаты расчетов. Интегральные характеристики материалов (графит, сталь, чугун,бетон, свинец)
Введение к работе
'32J 7
Актуальность работы
К 2010 г. в России и ближнем зарубежье должны быть выведены из эксплуатации такие водо-графитовые реакторы как AM Первой в мире АЭС, АМБ-100 и АМБ-200 первой очереди Белоярской АЭС, ЭГП-6 Билибинской АЭС, РБМК-1000 Ленинградской, Смоленской, Курской, Игналинской, Чернобыльской АЭС, промышленные и исследовательские реакторы, в которых в качестве замедлителя применен графит (-50 тыс.т).
В результате длительного воздействия нейтронов при эксплуатации этих реакторов в графите и других реакторных материалах накапливается значительная активность, обусловленная такими радионуклидами, как 3Н, |4С, 60Со, '' Ni, 41Са и др. с периодами полураспада от нескольких лет до сотен тысяч лет.
В ближайшее десятилетие в России с учетом экономических, технических и социальных факторов реальным вариантом вывода из эксплуатации (ВЭ) водо-графитовых реакторов является вариант с отложенным демонтажом, в соответствии с которым реактор вместе с графитовой кладкой консервируется в собственной шахте на срок около 100 лет.
Для прогнозирования радиационного воздействия материалов, находящихся в шахте реактора в период длительного сохранения и при их последующем демонтаже, получение информации по нуклидному составу является важной и актуальной задачей.
Следует отметить, что часть графитового замедлителя в виде втулок технологических каналов и ОТВС в процессе эксплуатации извлекались из реакторов и находятся теперь либо в приреакторных могильниках в реакторных зданиях, либо во временных хранилищах на территориях промплощадок. Оценка нуклидного состава и активности втулочного графита также является актуальной задачей.
Решение этих задач для каждого конкретного водо-графитовош »
реактора, в том числе и для реактора Первой АЭС (далее в тексте - ИР AM t^H.
исследовательский реактор «Атом Мирный»), будет вносить вклад в реше^иЪ^
главной задачи - обеспечения радиационной безопасности (РБ) при ВЭ вей»*
графитовых реакторов. j о gtf
ЦІ Цель работы - получение исходных данных для оценки радиационный $
характеристик реакторных материалов и радиоактивных отходов при вьїводе
из эксплуатации реактора Первой в мире АЭС и выполнение этих оценки. ,
Основные задачи исследования
* Экспериментальное получение величин концентраций
микропримесей в реакторных материалах.
Разработка и реализация расчётной схемы для оценки долгоживущей активности радиоактивных отходов,накопленных в хранилище ИР AM после разделки ОТВС.
Оценка активности реакторных материалов, находящихся в шахте реактора (графит, сталь 12Х18Н10Т, Ст.З, чугун, бетон, свинец), для
прогнозирования их воздействия на окружающую среду в процессе длительного сохранения ИР AM под наблюдением, а также для планирования и осуществления мер по обращению с этими материалами на завершающем этапе ВЭ ИР AM.
Научная новизна
Получены данные по комплексному радиационному обследованию ИРАМ.
Разработана схема расчета накопленной активности графитовых втулок и стальных трубок, попадающих во временное хранилище РАО после разделки ОТВС на Первой АЭС.
Практическая значимость
Выполненные исследования по обоснованию и обеспечению радиационной и ядерной безопасности при ВЭ ИР AM были использованы при разработке:
проекта вывода из эксплуатации ИР AM;
эскизного проекта локализации реакторного пространства ИР AM и технического проекта локализации хранилища РАО, образующихся после разделки ОТВС.
Результаты работы могут быть использованы при разработке базы данных по выводу из эксплуатации ИР AM.
Расчетная схема оценки нуклидного состава РАО, поступающих после разделки ОТВС Первой АЭС во временное приреакторное хранилище, может быть использована для аналогичных расчетов для втулочного графита, находящегося во временных хранилищах промышленных уран-графитовых реакторов.
Опыт подготовки к ВЭ ИР AM может быть использован при ВЭ других ядерных установок.
Основные предложения и результаты, выносимые на защиту
-
Полученные исходные данные для расчётов долгоживущей активности РАО и конструкционных и защитных материалов ИР AM.
-
Разработанная схема оценки активности ТРО во временном хранилище отходов ИР AM после разделки ОТВС и полученные результаты.
-
Предложение по герметизации ячеек реактора при помощи верхних частей разделанных ОТВС.
Публикации
По теме диссертации опубликованы две статьи в журнале «Известия высших учебных заведений.Ядерная энергетика» и шесть печатных работ в трудах Российских научных конференций, V Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 1998 г. и Отраслевого научно-технического семинара «Очистка газовых сред на предприятиях с ядерными технологиями», Обнинск, 2003 (два доклада).
Структура и объём диссертации
Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка использованной литературы. Работа изложена на 118 страницах текста, содержит 16 рисунков, 58 таблиц.
Допустимые выбросы и сбросы радиоактивных веществ во внешнюю среду
В июле 1989 года опытная эколого-геохимическая партия Калужского филиала ВНИИГеоинформсистем при проведении гамма-съёмки бассейнов рек в районе Первой АЭС обнаружила в месте сброса промстоков ФЭИ и ниже по течению реки Протвы повышенный уровень мощности дозы гамма-излучения от донных отложений русла реки Протвы до 400 мкР/час (4 мкЗв/час). Характер отложений - точечный, размеры отдельных «пятен» (ямы, заливы и т.д.), сосредоточенные у берегов в полосе шириной 1,5-3 м, составили от единиц до сотен квадратных метров. Максимальная удельная активность проб в аномалиях была обусловлена радионуклидами цезия: ,34Cs - 7,810-8 Ки/кг (2,9 кБк/кг); 137Cs - 1,6-10"8 Ки/кг (0,6 кБк/кг).
По результатам спектрометрических измерений было установлено [15], что сброс произошёл из ИР AM при периодической доливке воды в бассейн выдержки для отработавших ТВС (ёмкость 11, объемом 277 м3) через линию перелива, которая была врезана в верхней части ёмкости и выходила со здания ИР AM в колодец промканализации. В бассейне выдержки кроме ОТВС хранились чехлы и остатки электрогенерирующих каналов, рабочим телом которых являлся стабильный mCs , при активации которого образуется i34Cs.
По-видимому, перелив воды в ёмкости 11 проходил с небольшим расходом и за счет разбавления в коллекторе не сказывался существенно на УА воды в промстоках и своевременно не был обнаружен отделом радиационной безопасности и охраны окружающей среды ФЭИ.
Переполнение ёмкости произошло из-за отсутствия индикатора верхнего уровня. Для исключения подобных сбросов бассейны выдержки (ёмкость 11 и подобная ей ёмкость 9) были переведены в «сухой» режим эксплуатации (без воды), и было организовано регулярное обследование колодцев промышленной канализации (еженедельно) переносными дозиметрическими приборами. После предварительных измерений и установления источника загрязнения реки бьша проведена детальное измерение мощности дозы гамма-излучения непосредственно в придонном слое по всему руслу реки Протвы до места впадения её в реку Оку ( 90км). Как и следовало ожидать, наибольшее загрязнение русла как по мощности дозы гамма-излучения - (15-5-300) мкР/час, так и по площади (1450 м2) было обнаружено на первых 300 м ниже выпуска промстоков ФЭИ (т. 103). Ширина загрязнения ила составила 4-7 м. Далее, вплоть до впадения Протвы в Оку, было обнаружено ещё 65 локальных «пятен» загрязнений с мощностью дозы гамма-излучения в придонном слое от 30 до 55 мкР/час общей площадью -500 м , из которых лишь 5 имели протяжённый характер, от 1 до 3 метров шириной; остальные имели точечный характер. Содержание радионуклидов цезия в пробах донных отложений, отобранных в различных точках, на протяжении 33 км, вниз по течению реки, находилось в пределах, приведенных в таблице 6. Для контроля радионуклидов в животном мире водоёма был проведен отлов рыбы. Измеренное содержание 13+Cs (10 9 Ки/кг (37 Бк/кг)) и mCs (3-Ю"10 Ки/кг (11 Бк/кг)) в рыбе было ниже допустимых уровней, установленных «Временными допустимыми нормами №129-252-1988» - 5-Ю10 Ки/кг (18,5 Бк/кг). Проведенные обследования близлежащих к реке садовых обществ, а также всех берегов вдоль реки не обнаружили превышения фоновых уровней гамма-излучения. В овощах, отобранных из близлежащих к реке садовых участков, содержание изотопов цезия доходило до 10 Ки/кг (370 Бк/кг) при допустимом уровне -2-10 Ки/кг (740 Бк/кг). Расчетная оценка величин активностей радионуклидов 134Cs и 137Cs, поступивших в реку с промстоками, составила 50 - 300 мКи (1,8 -11 ТБк). В процессе детального обследования русла реки проводилась его очистка. Ил и песок удалялись в специально обустроенные на берегу реки отстойники и в дальнейшем были вывезены на пункт захоронения радиоактивных отходов ФЭИ, а отстойники после их окончательного дозиметрического контроля, когда уровень гамма-излучения не превышал 10-20 мкР/час (естественный фон), рекультивировались. С самого начала обнаружения повышенного содержания радионуклидов цезия в донных отложениях р. Протвы информация об этом была опубликована в городской газете, в которой сообщалось об уровнях загрязнения, степени опасности и принимаемых мерах по очистке донных отложений. По мере выполнения работ, не реже одного раза в месяц, подробная информация публиковалась в местной прессе» вплоть до окончания работ по очистке русла реки. Таким образом, благодаря своевременному информационному обеспечению, удалось избежать негативных реакций со стороны населения и общественных организаций. Сбросы условно-чистых вод в промканализацию из ИР AM (и далее а реку Протву) - незначительны (не более 50м3/год, при суммарном сбросе с установок ФЭИ -5000м /год), и УА в сбросах выше контрольных уровней - исключены. Рассмотрена возможная аварийная ситуация, связанная с разгерметизацией трубопровода спецканализации от ИР AM до здания СВО. Принято, что УА воды, передавливаемой на здание СВО, по наиболее долгоживущим радионуклидам равна установленной максимально допустимой - 3,7-104 кБк/кг: I3TCs - 2,2-104 кБк/кг; Sr -1,5-104 кБк/кг. Количество единовременно передавливаемой воды - 2,5 м . В результате этой аварии максимальная активность радионуклидов, попавших в грунт, составит 2,5 Ки (9,3-10ю Бк). Несмотря на то, что поступление радионуклидов в окружающую среду в этом случае окажется выше, чем было в 1989 году, попадание при этом радионуклидов в реку путём их миграции с грунтовыми водами может быть исключено путём изымания и последующего захоронения загрязненного пролившейся водой грунта на ПЗРО ФЭИ. Таким образом, последствия аварии с разгерметизацией трубопровода спецканализации для окружающей среды — менее ущербны, чем при инциденте со сбросом радионуклидов в промканализацию в 1989 году. В работе Первой АЭС можно выделить несколько периодов. 1954 год. В ходе физического и энергетического пусков реактора был выявлен ряд существенных дефектов. Основные - это многочисленные течи воды топливных каналов и каналов СУЗ в раскаленную до -600С графитовую кладку. На устранение этих дефектов потребовалась остановка реактора на 3 месяца (до 25.10.1954 г.). Действующими в СССР до 1962 года нормативами была установлена предельно допустимая доза (ПДД) внешнего облучения персонала равная 15 рентген (150 мЗв) в год. В 1954 году ПДД была превышена у троих сотрудников ИР AM (397,6; 226,4; 515,8 мЗв). Средняя доза облучения составила 40,2 мЗв. 1955-1957 гг. В эти годы продолжалась доработка приборов и оборудования установки. Начато использование реактора AM в исследовательских целях. Было одно превышение ПДД (340 мЗв). Средняя доза облучения составила 21,2 мЗв. 1958-1970 гг. В первоначальный проект Первой АЭС в этот период было внесено большое количество дополнений, связанных с сооружением уникальных экспериментальных петель («сверхвысокого давления», «с кипением водного теплоносителя», «с перегревом пара», «для исследования электрогенерирующих сборок», «жидкостного регулирования мощности», «с естественной циркуляцией теплоносителя»). Было два случая превышения ПДД (1962 г. - 74,1 мЗв; 1963 г. -60,3 мЗв). Средняя доза облучения составила 9 мЗв.
Концепция вывода ИР AM из эксплуатации и другая регламентирующая документация
Учет просыпеи ЯТ в могильник ПС проводился по результатам осмотра твэлов после разделки ОТВС с помощью бинокулярной лупы 7 кратного увеличения. При этом делались следующие консервативные предположения: при извлечении аварийных ОТВС просыпи ЯДМ в кладку реактора отсутствуют, а все потери ЯДМ происходят при разделке ОТВС, и все эти потери попадают в могильник ГК; при толщине кольцевого слоя топлива в твэлах - 2,3 мм при частичном осыпании (выкрашивании) топлива при обнаруженных изъязвлениях, трещинах в оболочках твэлов происходит потеря топлива на глубину- 1 мм; площадь дефектов принималось равной максимальной из всех обнаруженных (-30 ммхб мм). При отсутстии топлива на некоторой длине твэла принималось, что масса просыпавшегося топлива - пропорциональна этой длине. Длина твэла - 1700 мм; масса урана в твэле 3170 г. Оцененное количество U в виде просыпеи в могильнике ГК по состоянию на 21.03.2005 г. не превышает 210 г. В 2000 году в рамках разработки проекта ВЭ ИР AM сотрудниками ГНЦ РФ-ФЭИ Суворовым A.IL и Мухамадеевым Р.И. с ипользованнем исходных данных, полученных автором, были выполнены расчёты долгоживущей активности конструкционных материалов шахты реактора AM. Эти материалы вошли составной частью в работу [71]. Результаты этих расчётов с уточнениями и последующей обработкой представлены в этой главе.
Хронологически первым объектом КИРО ИР AM оказался могильник ГК (см. раздел 3). Значительная часть исходных данных для расчётов УА РАО в могильнике (графит, сталь 12Х18Н10Т), была использована с консервативным подходом в аналогичных расчётах УА конструкционных материалов, находящихся в шахте реактора.
Анализируя данные по содержанию микропримесей в реакторном графите, Рэ [57, 58, 60, 62], можно отметить, что данные по кобальту находятся на уровне предела обнаружения используемых методов. Скорее всего, для их определения не использовался активационный метод с последующим использованием гамма-спектрометра с полупроводниковым детектором высокого разрешения, позволяющим определять содержание кобальта в зависимости от условий облучения (плотности потока нейтронов, времени облучения) на уровне- 10"9— 10"".
Разброс значений УА Со в 19 пробах (см. табл. 19), отобранных из графитовых блоков в районе активной зоны, довольно велик; (1,3- 260) кБк/г; средняя УА равна І 30 кБк/г, а содержание кобальта, вычисленное по этому значению, равно 5,4-ЮЛ Это значение и принято в расчётах УА графита. Содержание остальньїх элементов в графите кладки принято таким же, как и для втулочного графита. В таблице 27 приведено сопоставление принятых для ИР AM данных с аналогичными данными для других реакторов (российские промышленные реакторы И-1 и ЭИ-2 и английские газоохлаждаемые графитовые реакторы MAGNOX и AGR).
Как видно из таблицы 27, по примеси кобальта, по существу определяющей величину необходимого срока выдержки кладки до возможности ее демонтажа, ИР AM занимает промежуточное положение среди других реакторов. Содержание примеси европия - одного порядка с другими реакторами.
Экспериментальные исследования, направленные на инвентаризацию активности конструкций реактора AM, проводились в 1998-99 гг по Контракту ГНЦ РФ-ФЭИ с МАГАТЭ в рамках Программы координированных исследований по проблеме вывода из эксплуатации исследовательских реакторов [20,21]. Химическому анализу на содержание Ni, Со, Ag, Nb были подвергнуты образцы конструкций ББЗ из Ст.З, на содержание Со, Fe, Eu - образец строительного бетона из монтажного пространства, на содержание Со -образец стали из чехла ОТ6С. С использованием активационного анализа определялось содержание микропримесей в свинце марки С-4.
Ранее, в 1989 году, были отобраны пробы из верхней чугунной плиты (стружка) и бетона из монтажного пространства, и произведен их активационный анализ для определения содержания кобальта и европия [19].
В таблицах 28-32 приведены значения микропримесей элементов в конструкционных материалах шахты реактора AM, существенных при расчёте долгоживущей наведенной активности. Наряду с литературными данными, в таблицах приведены результаты вышеперечисленных анализов ( отмечены результаты, полученные автором [19]).
Основные реакции образования и радиационные характеристики продуктов активации в графите и стали
Задачей локализации реакторного пространства является предотвращение миграции в окружающую среду радиоактивных нуклидов, накопленных в графитовой кладке. Сохранение кладки под наблюдением необходимо для снижения радиоактивности графита и металлоконструкций реактора, чтобы при их демонтаже в дальнейшем упростить технологию проведения работ, существенно снизив трудо - и дозозатраты.
После окончательного останова, к 09.08.2002 г., из реактора извлечены все ТВС, после чего в кладке осталось 125 пустых ячеек. Пустые ячейки кладки, кроме ремонтной зоны, были очищены прошивкой и ершом. С помощью системы вакуумироваяия были очищены стаканы от графитовой пыли. Радиометрический контроль, проведенный в процессе очистки ячеек, указал на отсутствие просыпей топлива.
Очистка ячеек ремонтной зоны (05-10; 06-11; 07-10; 07-12; 08-09; 08-11; 08-13) не проводилась, т.к. они были очищены в период 1998-1999 г.г., и с того времени замечаний по эксплуатации ТВС в данных ячейках (течи воды, увеличкние газовой активности) не было. Для укрепления графитовой кладки в 30 ячеек установлены обсадные трубы диаметром 65 мм и длиной 6200 мм, и герметизация этих 30 ячеек осуществлена короткими пробками. Герметизация остальных 95 ячеек осуществлена длинными пробками.
В качестве герметизирующих пробок автором предложено использовать головки ТВС (остающиеся после разделки верхние части ОТВС - см. раздел 3.1 и рисунок 2) [84]. У длинных пробок для предотвращения выпадения из стального чехла (063x0,8 мм - рисунок2, поз. 11) стальных (16шт, =76 мм - рисунок2, поз.1) и графитовых (9шт, =150 мм -рисунок 2, поз. 12) втулок на нижней торцевой части головки ТВС периферийные трубки приварены к чехлу; все штуцеры (два водяных (рисунок 2, поз. 6) и газовый (рисунок 2, поз.7)) - герметично заварены.
Короткая пробка - обрезана (см. рисунок 2, рез ПІ-Ш) на длине -200 мм от нижней плоскости фланца ТВС. В короткой пробке - заварены только водяные штуцеры.
Технология крепления пробок - такая же, как и для штатных ТВС. Каждая пробка закреплена с помощью двух болтов (Ml2) на фланцах труб-стояков, смонтированных на верхней плите реактора, и уплотнена с помощью медной прокладки и подмотки выше и ниже прокладки асбестового шнура, обмазанного свинцовым глётом, разведённым на глицерине. При длительном хранении реакторного пространства под наблюдением газовые штуцеры коротких пробок могут использоваться для отбора проб газовой среды из реакторного пространства, а также при необходимости для подачи в кладку азота или другого газа.
На рисунках 14 и 15 представлены конструктивное исполнение герметизации ячеек реактора короткими и длинными пробками (рисунок 14) и картограмма размещения обсадных труб по реакторному пространству (рис.15). 5.1,2 Состояние систем реактора на этапе подготовки к ВЭ
Система первого контура находится в работоспособном состоянии. Для обеспечения возможности организации циркуляции по 1 контуру (в случае проведения дезактивации первого контура) на входных и выходных трактах установлены перемычки.
Ионизационные камеры извлечены из камерных каналов ББЗ, и из канала пусковых камер в яч. 00-08 в отражателе. Стержни СУЗ отсоединены от сервоприводов, находятся в штатных каналах СУЗ.
Каналы СУЗ (22 шт.) со стержнями находятся в штатных ячейках кладки. Каналы СУЗ были отключены от системы СУЗ-IV в 1999 г. («сухой» СУЗ). Змеевик охлаждения нижней плиты отключен от системы охлаждения СУЗ-IV. Теплоноситель из системы охлаждения СУЗ-IV сдренирован.
Змеевик охлаждения бетонного основания отключен от системы охлаждения промконтура, теплоноситель сдренирован.
Сохранена возможность подачи газа в ячейки кладки реактора, в которых установлены обсадные трубы (30 шт.). На остальных импульсных линиях установлены заглушки.
Система локализации «мокрой» аварии отключена от реакторного пространства задвижками. Вода из бака локализации сдренирована.
Гидрозатворы дренажей из реактора и системы локализации «мокрой» аварии отсечены от реакторного пространства задвижками, вода из них сдренирована.
ББЗ сохранены заполнеными водой, с обеспечением контроля уровня, химсостава, радиоактивности воды, согласно регламенту. Охлаждение ББЗ (техвода) отключено. В процессе осуществления локализации РП змеевики охлаждения воды, заполнявшей ББЗ во время эксплуатации реактора, предусматривается демонтировать. Пересекающие бак различные трубы и проходки будут сохранены внутри ББЗ и обрезаны с наружной его стороны с герметичной заваркой образующихся отверстий.
Вода из системы охлаждения облучательных каналов, расположенных в ячейках 07-06; 08-13; 09-20; 11-08 (петля «Молибден»), сдренирована.
Результаты расчетов. Интегральные характеристики материалов (графит, сталь, чугун,бетон, свинец)
Мощность дозы гамма-излучения, зафиксированная в 1993 году в коридоре 31, до развала террикона напротив проема (т. 6) составляла 15 мГр/час, на срезе проема (т. 1,2,3,7) не превышала 40 мГр/час, а внутри проема (т. 5) достигала 800 мГр/час. После развала террикона мощность дозы гамма-излучения на срезе проема (т. 1,2,3) снизилась приблизительно в четыре раза до 7-14 мГр/час.
Под потолком помещения 31 проходят два воздуховода вентсистем В-4 (диаметром 250 мм, воздуховод проходит через бетонную стену из помещения 12) и В-2 (диаметром 495 мм, воздуховод проходит через бетонную стену из емкостей 9, 10, 11) (см. рисунок 16). 10.06.2002 г. были измерены мощности доз у-излучения на различных расстояниях от начала помещения 31 (от поворота из помещения 27) на трёх уровнях по высоте: уровень «А» — на высоте 2,3 м от пола и на расстоянии - 1 м от стены помещения 12; уровень «Б» — на расстоянии 10 см от низа воздуховода В-4; уровень «В» - на расстоянии 10 см от поверхности воздуховода В-2, на высоте 3,8 м от пола коридора 31 и на расстоянии 1,2 м от стены помещения 12. Анализируя результаты, представленные в таблице 58, можно сделать вывод, что радиационная обстановка в помещении 31 обусловлена, в основном, у-излучением от воздуховода В-4 (мощность дозы от воздуховода В-2 на уровне «В» не превышает 0,04 мГр/с). Рекомендуется после окончания работ по разделке ОТВС демонтировать «грязные» воздуховоды вентсистемы В-4, проходящие в помещениях 31 и 6, и заменить их новыми воздуховодами. Проведены сравнения эффективности защиты проема, выполненной из обычного бетона и воды. Для средней энергии у-квантов Со (Еу = 1,25МэВ), определяющего радиационную обстановку за стеной могильника ГК, линейный коэффициент ослабления ц составляет [88]: - для воды ц=0,0641 см"1; - для обычного бетона ц=0,132см . При толщине защиты равной 1 м для факторов накопления В имеет место соотношение: В (М=13,2) 2В (М=6,41). Таким образом, коэффициент ослабления (К ) обычного бетона превышает коэффициент ослабления воды приблизительно в 500 раз. Заполнение выемного бака обычным бетоном приведет к снижению мощности дозы у-излучения до 61 нГр/ч, т.е. до величины, находящейся на уровне флуктуации естественного фона, составляющего (100- 200) нГр/ч. 1. Выполнена оценка радиационного воздействие ИР AM на окружающую среду. Показано, что за все время эксплуатации ИР AM оно находилось и находится на уровнях в пределах погрешности от воздействия естественных источников. Дозы облучения населения от газоаэрозольных выбросов на этапе подготовки ИР AM к выводу из экспуатции определяются долгоживущими аэрозолями и не превышают 10 нЗв/год. 2. Выполнен анализ облучаемости персонала ИР AM за 50 - летний срок его эксплуатации. Показано, что за исключением периодов общей продолжительностью 10 лет, когда выполнялись неординарные работы с установлением повышенных разрешенных доз облучения по нарядам допускам, и как следствие контрольный уровень годовой дозы для персонала ИР AJM увеличивался до значений, существенно превосходящих установленные в то время значения в институте, распределение доз облучения персонала ИР AM является логарифмически нормальным со среднегеометрическим стандартным отклонением т»2,2, при средней дозе облучения персонала D=(4,5±0,5) мЗв/год. В исключительные годы она достигала, а в первые 4 года и превосходила 10 мЗв/год. 3. Подготовлена часть необходимых исходных данных, касающихся прежде всего радиационных характеристик материалов и оборудования ИР AM для разработки технического задания на проект вывода Первой АЭС из эксплуатации. При непосредственном участии автора разработаны основные положения концепции вывода из эксплуатации ИР AM, принципиальной программы вывода из эксгшуатции ИР AM и других регламентирующих документов по выводу ИР AM из эксплуатации. 4. Получены экспериментальные данные по содержанию микропримесей в конструкционных материалах ИР AM: реакторном графите, стали 12Х18Н9Т, Ст. 3, чугуне, свинце С- 4, бетоне (обычном и тяжелом), которые использованы в расчетах долгоживущей активности РАО и реакторных материалов 5. Разработана схема расчетов активностей продуктов активации и деления в стальных и графитовых отходах, образуемых после разделки ОТВС и хранящихся во временном хранилище РАО - могильнике горячей камеры по разделке ОТВС, и приведены результаты этих расчётов. Всего после окончательной разделки ОТВС (на 12.2005 г.) в могильнике горячей камеры будет находиться - 32,6 т стальных (8,1 т) и графитовых (24,5 т) РАО суммарной активностью 2,65 -1014 Бк. Приведенная схема расчетов ативностей продуктов активации и деления в графитовых втулках ОТВС ИР AM может быть применима для аналогичных расчетов для втулочного графита промышленных уран-графитовых реакторов. 6. Вычислены величины суммарных активностей нуклидов, скомпонованных по различным конструкционным материалам шахты реактора. Активность реакторных материалов, находящихся в шахте реактора, на конец 2005 года составит 1,33-1016 Бк (292 т); из них: графит- 1,96-1013 Бк (64,6 т). Суммарный керма-эквивалент реакторных материалов, в основном, будет обусловлен wCo (металл, тяжелый бетон) и I37Cs (графит). За 70 лет он уменьшится более, чем в 4000 раз, что снизит потребность использования дистанционных манипуляторов при демонтаже графитовой кладки и металлических и бетонных конструкций шахты реактора на заключительном этапе вывода ИР AM из эксплуатации. 7. Предложен способ герметизации реакторного пространства с помощью верхних частей разделанных ОТВС. 8. Получены исходные данные, на основе которых выполнен анализ радиационных последствий гипотетической аварии с выбросом графитовой пыли на этапе длительного хранения. Показано, что даже при такой аварии максимальная эффективная доза за пределами промплощадки за первый год после неё не превысит предел дозы для населения (1 мЗв/год).
