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), эт