Глава 18. Снятие с эксплуатации

Глава 18. Снятие с эксплуатации

18.1. Концепция снятия с эксплуатации

Описывать предполагаемую концепцию и последовательность действий при снятии с эксплуатации блока АС и обеспечение радиационной безопасности при осуществлении этих действий.

Должно быть показано, каким образом предполагается обеспечивать радиационную безопасность персонала, населения и защиту окружающей среды (после удаления ЯТ) на стадиях консервации (хранения под наблюдением), на стадии захоронения (ограниченного использования площадки) и на стадии ликвидации блока (неограниченного использования площадки). Должны проводиться следующие мероприятия: разработка программы снятия с эксплуатации не позднее, чем за пять лет до истечения проектного срока службы блока АС; проведение комплексного обследования, включая радиационное обследование блока АС; подготовка отчета по обоснованию безопасности при снятии с эксплуатации блока АС.

Необходимо показывать, каким образом на всех этапах снятия с эксплуатации обеспечиваются: получение минимальных количеств (объемов) РАО и снижение дозовых нагрузок на персонал и население в соответствии с принципом ALARA, каким образом достигается снижение поступления радиоактивных продуктов в окружающую среду до минимально возможного уровня.

18.2. Источники излучений

Для обеспечения радиационной безопасности при снятии с эксплуатации, а также для уменьшения количества РАО следует представлять содержание химических элементов (основных, дополнительных и на уровне следов от до массовых %) в материалах ВКУ, корпуса реактора (стали углеродистые и специальные), бетонов (обычных или специальных) защит, других строительных конструкций. При этом следует иметь в виду, что основное количество РАО, образующихся при демонтаже оборудования и защитно-строительных конструкций и дезактивации оборудования и помещений, а также доза ионизирующего излучения, получаемая персоналом при демонтаже этих компонентов и при хранении и захоронении РАО, определяется в основном долгоживущими радионуклидами, содержащимися на уровне следов. Периоды полураспада этих радионуклидов составляют от нескольких до сотен тысяч лет. К ним относятся: тритий; углерод-14; железо-55,59; хром-51; марганец-54,56; кобальт-58,60; никель-59,63; цинк-65; молибден-93; ниобий-94; технеций-99; серебро-108 т; европий-152,154 и др. Для бетонов (обычных и специальных), кроме выше указанных радионуклидов, определенный вклад дают хлор-36, кальций-41, барий-133, самарий-151 и некоторые другие.

Необходимо приводить результаты анализа двух возможных вариантов снижения количества радионуклидов в стальных конструкциях из-за поглощения нейтронов в материалах РУ:

1. Замена в используемых в реакторостроении сплавов с высоким содержанием кобальта сплавами с низким его содержанием или сплавами без кобальта.

2. Уменьшение содержания кобальта, серебра, ниобия и никеля в конструкционных материалах.

Следует анализировать вопрос об ограничении или полном исключении использования в защитно-строительных конструкциях (радиационных защитах) серпентинитов, хромитов, магнетитов из-за высокого содержания в них кобальта и железа и давать обоснование их применению.

Для уменьшения наведенной нейтронами активности бетонов расход портландцемента в них должен быть минимально возможным. Уменьшение его расхода может быть достигнуто при использовании специальных добавок при приготовлении бетонной смеси защитных и строительных конструкций. Должны приводиться данные, доказывающие, что ущерб радиационной безопасности от применения портландцемента сведен к минимуму.

Следует анализировать вопрос о содержании лития в материалах защитно-строительных околореакторных конструкций, поскольку он является источником трития после поглощения нейтронов. Тритий, как правило, содержится в наибольшем количестве по сравнению с другими радионуклидами в материалах этих конструкций. Введение добавок, содержащих элементы с большим сечением поглощения нейтронов различных энергетических групп, с малыми периодами полураспада образующихся радионуклидов, или с малым выходом ионизирующих излучений из них, или с низкими энергиями излучений, уменьшает радиационные последствия активации нейтронами.

Необходимо приводить данные расчетов (оценки) активности материалов оборудования и защитно-строительных конструкций, а также поля излучений от этих компонентов, оценки общего количества РАО и их изотопного состава, а также определять объемы материалов неограниченного (повторного) использования, идущих на утилизацию. Расчеты должны выполняться для энергий активирующих нейтронов в пределах всего реакторного спектра с разбивкой его на группы, соответствующие группам предварительных расчетов плотностей нейтронных потоков. Полученные расчетные данные об активации нейтронами оборудования и защитно-строительных конструкций, а также мощностей доз от них должны включать зависимости их от времени после останова реактора блока АС. Для расчетов следует использовать аттестованные программы расчета.

На основании опыта снятия с эксплуатации аналогичных блоков и проведения их радиационных обследований следует давать примерные оценки загрязнения оборудования, защитно-строительных конструкций и помещений блока АС радионуклидами натрий-22, калий-40, марганец-54, кобальт-57,58,60, цинк-65, стронций-90, цирконий-95, ниобий-95, рутений- 106+родий-106, серебро-110m, цезий-134,137, церий-144 и др.

На основании предполагаемых технологий резки и разрушения металлов, материалов и данных о конкретном оборудовании, используемом для этих целей, должны даваться оценки количества и дисперсного состава аэрозолей, которые будут образовываться в процессе проведения работ по демонтажу оборудования и конструкций.

18.3. Радиационный контроль

На основании анализа источников ионизирующих излучений и характеристик аэрозолей следует формировать требования к объему радиометрического (спектрометрического) и дозиметрического контроля. Необходимо показывать, что предлагаемая система радиационного контроля удовлетворяет представленным ниже требованиям и будет работоспособной после остановки блока АС в течение всего периода снятия его с эксплуатации.

1. Следует показывать, что система контроля может обеспечить следующие измерения:

активности материалов (слабо-, средне- и высокоактивные) и величины мощностей доз гамма-излучения в помещениях в диапазоне от 0 до 100 Р/ч;

мощности доз гамма-излучения отдельных узлов ВКУ, корпуса реактора и т.д. и их фрагментов при демонтаже, сортировке и транспортных работах до 1000 Р/ч (внутри ВКУ -100000 Р/ч);

поверхностной бета-загрязненности оборудования и помещений от 0 до 100000 бета-частиц/ ;

удельной объемной активности аэрозолей в воздухе в диапазоне концентраций от до Ки/л;

удельной объемной активности аэрозолей в вентиляционной трубе в диапазоне от до Ки/л.

Диапазон измеряемых энергий гамма-квантов (фотонов) должен находиться в пределах от 0,015 до 3 МэВ.

2. Необходимо показывать, что внешняя дозиметрия обеспечит контроль за поступлением в окружающую среду следующих групп радионуклидов, образующихся при проведении работ по снятию с эксплуатации:

группа с периодом полураспада менее 10 лет: кальций-45, хром-51, марганец-54, железо-55,59, кобальт-60, цинк-65, серебро-110m, цезий-134, европий-154;

группа с периодом полураспада 10-100 лет: тритий, никель-63, цезий-137, европий-152;

группа с периодом полураспада более 100 лет: углерод-14, хлор-36, кальций-41, никель-59, ниобий-94, иод-129.

18.4. Материалы неограниченного (повторного) использования

Следует приводить перечень материалов неограниченного использования, т.е. такие материалы, содержание радионуклидов в которых находится ниже определенной нормы. По данным МАГАТЭ (нормы России пока отсутствуют), это содержание составляет 100-1000 Бк/кг ( Ки/кг), причем естественный фон при их использовании повышается всего на 1-10%.

В ООБ АС должны приводиться данные расчетов и оценок количества материалов неограниченного использования, которые могут быть получены при снятии с эксплуатации. В ряде случаев определение количества таких материалов можно выполнять на основе данных, полученных при радиационном обследовании.

Необходимо показывать, каким образом в проекте реализуются требования, предъявляемые к выходному радиационному контролю материалов, возвращаемых в народное хозяйство без ограничений на дальнейшее использование.

18.5. Мероприятия, системы и оборудование для снятия с эксплуатации

Следует показывать, каким образом учтены в проекте требования по защитно-строительным конструкциям, выполнение которых облегчает их демонтаж, и давать анализ их эффективности. Эти требования включают следующее.

1. Выполнение фрагментов защитно-строительных конструкций с геометрическими размерами, позволяющими разделять активированную нейтронами часть защитной конструкции по уровням наведенной активности (высокая, средняя и низкая), а также на части для ограниченного и неограниченного использования.

2. Выполнение радиационной защиты технологического радиоактивного оборудования (первый контур и др.) в модульном варианте, обеспечивая при этом все прочностные характеристики защитной конструкции.

3. Организацию модульного варианта защитной конструкции, предусматривающего возможность разделения ее на зоны с загрязненностью РВ и без загрязненности.

4. Использование специальных герметизирующих покрытий, однослойных или двух-, трехслойных для уменьшения загрязнения радионуклидами бетонных конструкций, а также подбором составляющих бетона для уменьшения глубины проникновения радионуклидов в бетон с учетом минимальной сорбционной способности этих радионуклидов.

5. Организацию выдвигаемых панелей в перекрытиях и стенах для образования монтажных проемов, облегчающих доступ к радиоактивному оборудованию и его демонтаж. Возможность размещать защитные передвижные экраны (теневая защита) для уменьшения дозовых нагрузок персонала при демонтажных работах.

Должен рассматриваться вопрос организации специальных помещений, используемых для дезактивации радиоактивного оборудования, его разделки, кондиционирования отходов и обращения с материалами неограниченного использования (цементирование, переплавка и др.).

При работах с высокоактивным оборудованием и РАО следует предусматривать использование робототехники и манипуляторов, а также возможность транспортирования этого оборудования и РАО (проемы, пути и др.).

Следует определять, достаточна ли производительность штатных вентиляционных систем энергоблока для проведения демонтажных работ в полном объеме или потребуются дополнительные вентиляционные системы. Следует обращать внимание на зависимость дисперсности аэрозолей от используемых видов технологий демонтажа, так как размеры аэрозольных частиц определяют выбор фильтров и иных защитных барьеров.

Следует рассматривать мероприятия по обеспечению радиационной безопасности при рекультивации промплощадки АС (методы дезактивации почвы или фиксации загрязнений: смыв водой, снятие верхнего слоя, соскреб почвы и сбор в кучи и др.).