автореферат диссертации по энергетическому, металлургическому и химическому машиностроению, 05.04.11, диссертация на тему:Материалы и конструкции радиационной защиты реакторов и технологического оборудования в проблеме снятия с эксплуатации ядерных энергетических установок

ВСЕРОССИЙСКИЙ НА^ДО-ИССЩОБАТЕЛЬСКИЙ И ПРОШШЮ-КОШТРУКТОРСКИЯ АТОМНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО МАШИНОСТРОЕНИЯ

ЕНГОВАТОВ Игорь Анатольевич

МАТЕРИАЛЫ И КОНСТРУКЦИИ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРОВ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ В ПРОБЛШЕ СНЯТИЯ С ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕР1Щ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Специальность: 05.04.11 - Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности

( ВНИИАМ )

УД{ 621.039.586

На правах рукописи

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва 1996 г.

Работа выполнена в Московском Государственном Строительном Университете (МГСУ) на кафедре "Строительства ядерных установок

Научный консультант: доктор технических наук

Б.К.Былкин

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

В.В.Воскобойников доктор физико-математических наук, профессор Е.С.Матусевич, доктор физико-математических наук, профессор Э.ЕЛетров Ведущая организация: Научно-технический центр по ядерной и

радиационной безопасности Госатомнадзора РФ (ШЦ НРБ ТЩ РФ) Защита состоится Ф ШСи/Ь^ё 1996 г. в ауд. 416 в

<05 о

часов на заседании специализированного совета при Всероссийском научно-исследовательском и яроектно-конструкторском институте Атомного энергетического машиностроения по адресу: 125171,Москва ул. Космонавта Волкова, д. 6а.

Отзывн на автореферат в двух экземплярах, заверенные печатью учреждения, просим направлять по адресу: 125171 Москва, ул. Кос-ыанавта Волкова, д. 6а, Ученый совет ВНШАМ.

С диссертацией можно ознакомиться в "библиотеке института. Автореферат разослан " ОмХЛЬ"у1 1996 г. Ученый секретарь специализированного совета ^^ .

кандидат технических наук /р Е.К.Безруков

- 3 -

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА. РАБОТЫ.

Актуальность работы. Широкомасштабные исследования, связанные со снятием с эксплуатации стационарных и транспортных ядерных энергетических установок (ЯЭУ) различного назначения, начаты в индустриальных странах мира в начале 70-годов.

По состоянию на '1995 г. более 200 ЯЭУ в 17 странах мира сняты или находятся в стадии снятия с эксплуатации (СЭ).

В России такие работы начаты с большим опозданием, тем не менее в настоящее время накоплены и обобщены достаточные обьдмя . информации, позволяющие приступить к практическому решению данной проблемы.

Учитывая сложившееся отрицательное отношение населения к атомной энергетике ("Чернобыльский синдром"), её развитие будет определяться положительным решением трех важнейших задач:

1. Созданием реакторов нового поколения повышенной безопасности.

2. Обеспечением безопасности при обработке, транспортировке и хранении радиоактивных отходов (РАО).

3. Максимально безопасным для персонала, населения и окружающей среды процессом СЭ ЯЭУ после завершения срока их службы.

Решение последних двух задач предполагает уже на этаяах проектирования и эксплуатации глубокую проработку всего комплекса вопросов, связанных с будущим СЭ.

При СЭ ЯЭУ возникает ряд специфических проблем, присущих объектам использующим ядерную технологию. К ним относятся радиоактивное загрязнение и активация части оборудования, боксов, защитных конструкций ЯЭУ, так называемая остаточная радиоактивность.

Среди многообразия вопросов, связанных с наличием остаточной радиоактивности, важнув роль играют материалы и конструкции радиа-

- 4 -

ционной защиты реактора и основного технологического оборудования. В результате активации и радиоактивного загрязнения на момент СЭ в зданиях ЯЭУ образуется огромное количество РАО, достигающих десятки и тысячи тонн, больщую часть которых составляют элементы радиоактивного оборудования, железобетон радиационной защиты, облицовочные материалы и др. Такие большие объемы отходов создают серьёзную проблему их оценки, классификации, удаления и захоронения. Кроме того, часть этих отходов может быть включена в повторное использование, что даст возможность компенсировать затраты на СЭ, достигающие сотни миллионов долларов США на единичную ЯЭУ.

Поэтому комплексное решение проблемы СЭ включает в качестве одного из важнейших разделов вопросы остаточной радиоактивности защитных материалов и конструкций реактора и технологического, оборудования ЯЭУ, Причем необходимо решить две взаимосвязанные задачи:

1. СЭ действующих ЯЭУ, выполненных по старым проектам.

2. Обоснование общих подходов, критериев, требований и рекомендаций к выбору конструкционных и защитных материалов и к проектированию технологического оборудования и радиационной защиты реакторов ЯЭУ нового поколения с учетом этапа их будущего СЭ.

Настоящая работа является составной частью комплекса НИОКР в рамках целевых НШ: ШТП - "Безопасность населения и народохозяй-ственных объектов с учетом риска возникновения природных и техногенных катастроф", ОШП 1988-1995 г.г. "Консервация и захоронение оборудования и строительных конструкций АС, отработавших расчетный срок службы", ГНГП "Экологически чистые АЭС нового поколения", НШ "Ядерная энергетика повышенной безопасности".

Цельь работы состояла в разработке методологии и научных положений комплексного подхода к учету этапа снятия с эксплуатации дл.с

материалов и конструкций радиационной защиты реактора и технологического оборудования, обеспечивающего безопасность персонала, населения и окружающей среды, уменьшения объёмов РАО и снижение дозовых затрат на этапе СЭ действующих и проектируемых ЯЭУ, а также научного обоснования разработки нормативно-технической базы по обеспечению безопасности при СЭ.

Научная новизна работы заключается в том, что в ней впервые разработаны научные основы и методология учета этапа СЭ для материалов и конструкций радиационной защиты и оборудования проектируемых и находящихся в стадии выведения из-эксплуатации ЯЭУ. Разработаны и экспериментально аппробированы методики комплексного исследования остаточной радиоактивности конструкционных и защитных материалов в зданиях ЯЭУ. Получена новая оригинальная информация по активации и радиоактивному загрязнению на этапе СЭ, являющаяся исходной базой для разработки НГД по безопасности и повторному использованию материалов со снятых с эксплуатации ЯЭУ. Сформулированы критерии выбора малоактивируемых конструкционных и защитных материалов, а также рациональных конструктивных решений защиты с учетом этапа СЭ.

Практическал ценность работы состоит в использовании разработанных методов и средств в практике проектных, научно-исследовательских и эксплуатационных организаций при проектировании новых и СЭ действующих ЯЭУ, а также при разработке НТД в области проектирования, эксплуатации и СЭ.

Полученные результаты использованы для разработки методологии создания баз данных по СЭ, которые необходимо иметь на каждой ЯЭУ, что позволит выбрать безопасный и экономичный вариант СЭ.

На основании полученных данных разработаны рекомендации и

предложения по применению малоактивируемых конструкционных и за-

............ ., ... ,г..

- 6 -

У

щитных материалов, рациональных конструктивных решений залиты реактора и основного технологического оборудования, методов уменьшения радиоактивной загрязненности, а также требования к паспорту на химический состав материалов оборудования и защиты.

Совокупность научных результатов, положений и рекомендаций диссертации, направленных на уменьшение отрицательного влияния остаточной радиоактивности конструкционных и защитных материалов как действующих, так и вновь проектируемых ЯЭУ, может быть квалифицирована как решение крупной научно-технической проблемы, имеющей важное народохозяйственное значение, а также как новое направление при создании экологически безопасных ЯЭУ.

Личное участие автора. Полученные результаты являются итогом многолетних исследований, осуществляемых на кафедре Строительства ядерных установок №ГСУ, а также проводимых совместно с сотрудниками ряда других организаций (МИШ, ВНИЙАЭС, НТД ЯРВ ГАН РФ.ОИЯИ, ВНИИАМ, НИКИЭТ, ОИАЭ, РЩ "КИ", БАХ, КАЭС, Арм.АЭС, НВАХ, ЗАЭС).

.На всех этапах работы автор самостоятельно формулировал стратегию и конкретные задачи исследования, осуществлял научное руководство и принимал непосредственное участие в проведении исследований, разработке программ, обработке и анализе результатов, выпуске отчетов и подготовке докладов, в аппробировании и внедрении результатов исследований.

На защиту выносятся:

- Основные положения и методология учета остаточной радиоактивности конструкционных и защитных материалов действующих и проектируемых ЯЭУ с учетом этапа СЭ.

- Активационные характеристики основных конструкционных и защитных материалов, а также влияние специальных добавок на уровни на-веленной активности.

~ Рекомендации по определению химического состава конструкцион-

ных и защитных материалов с учетом допустимого содержания микропримесей, определяющих долгоживущую наведенную активность.

- Принципы проведения комплексного радиационного обследования на остановленных ЯЭУ и расчетно-экспериментальная информация по обследованию ЯЭУ с различными типами реакторов.

- Комплекс методик по исследованию остаточной радиоактивности защитных и конструкционных материалов на снятых с эксплуатации ЯЭУ.

- Рекомендации по применению малоактивируемых конструкционных и защитных материалов для вновь проектируемых ЯЭУ.

- Методология, структура и содержание баз данных по остаточной радиоактивности материалов оборудования и защитных конструкций при СЭ ЯЭУ.

- Научно-техническое обеспечение разработки нормативной документации в области снятия с эксплуатации ЯЭУ.

Аппробация рабогы.Основные результаты работы доложены и обсуждены на: Всесоюзных научно-технических конференциях по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок (1985,1989 и 1994 г.г.), на ежегодных научных конференциях Ядерного Общества (1992, 1993, 1995 г.г.), на межотраслевом семинаре "Атомно-во-дородная энергетика и технология", на ежегодных совещаниях международной рабочей группы по СЭ при МХО Интератомэнерго (1994 и 1995 г.г.) и др.

Результаты исследований внедрены:

1. В сфере науки- в виде 29 публикаций и 50 отчетов по 42 хоздоговорным и госбюджетным темам.

2. При разработке проектов отечественных НТД по СЭ ЯЭУ различного назначения.

3. При организации и проведении комплексного радиационного обследования на БАЭС, Арм.АЭС, НВАЭС, КА.ЭС, ЗАХ.

Структура диссертации. Диссертация состоит из следующих разделов: Введения, 5 глав, Заключения и Выводов, Списка использованных источников из ш наименований и Приложений. Общий объем диссертации, вкдючая Я рисунков и ()0 таблиц, составляет 5<?(?стра-ниц

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ.

I. ПРОБЛЕМ ОСТАТОЧНОЙ РАДИОАКТИВНОСТИ КОНСТРУКЦИОННЫХ И ЗАЩИТНЫХ МАТЕРИАЛОВ РЕАКТОРА И ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУ^ ДОВАНИЯ ЯЭУ НА ЭТАПЕ СНЯТИЯ С ЭКСПЛУАТАЦИИ. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЯ.

В настоящее время в мире эксплуатируется около 400 АЭС и приблизительно 270 исследовательских и промышленных реакторов различного назначения, более сотни из которых проработало свыше 20 лет.

Жизненный цикл ЯЭУ включает три этапа: 1-проектирование и строительство, 2-эксплуатация и 3-снятие с эксплуатации.

К концу срока службы ЯЭУ должна быть выведена из эксплуатации и переведена в ядерно-безопасное состояние. Выбор стратегии СЭ осуществляется с учетом многофакторного анализа, вкдвчавщего научные, экономические, экологические и социальные аспекты.

Все основные варианты СЭ предусматривают конечной целью либо полный демонтаж ЯЭУ (до "зеленой лужайки"), либо длительную консервацию, либо реконструкцию или использование по новому назначению.

При СЭ ЯЭУ возникает ряд специфических проблем объектов, использующих ядерную технологию. К ним относятся: радиоактивное загрязнение и активация (наведенная активность) части оборудования, боксов, помещений и конструкций в зданиях.

Страны имеющие развитую сеть ЯЭУ начали разработку темы СЭ с конца 60-х, начала 70-х годов. К настоящему времени накоплен достаточный опыт по различным аспектам проблемы. В России аналогичные работы начаты с опозданием на десять лет. Тем не менее, благодаря усилиям коллективов ряда организаций, таких как ВНЙИАЭС.НТЦ ЯРБ ГАН Р<8, НИКИЭТ, РНЦ "КИ", МШ, МГСУ, ВНИИАМ, ОШИ, ОИАЭ, а также при поддержке ведущих проектных и эксплуатационных организаций был ликвидирован существующий пробел и получены современные результаты по всему спектру рассматриваемых вопросов.

Среди многообразия проблем в области СЭ 'важная роль принадлежит материалам и конструкциям радиационной защиты реактора и технологического оборудования ЯЭУ.

Все комплексные исследовательские программы по СЭ ЯЭУ, проводимые в мире, включают в качестве одного из важнейших направлений полномасштабные исследования вопросов, связанных с остаточной радиоактивностью конструкционный и защитных материалов. Причем проблема решается с точки зрения СЭ действующих ЯЭУ и учета этапа СЭ проектируемых ЯЭУ нового поколения.

Важная роль конструкционных и защитных материалов в общей проблеме СЭ обусловлена четырьмя основными факторами. Во-первых, материалы оборудования и радиационной защиты дают более 80$ обь- • ема РАО при СЭ ЯЭУ. Во-вторых,работы по обследованию, дезактивации и демонтажем защитных конструкций и радиоактивного оборудования дают около 40$ вклада в ДО персонала. В-третьих, радиационная защита, выполняя функции несущих конструкций, определяет долговечность зданий ЯЭУ, снятых или находящихся в стадии длительной консервации. В-четвертых, значительные объемы железобетона и металлоконструкций, достигающие десятков и сотен тысяч тонн, образующихся в процессе демонтажа зданий ЯЭУ, можно вернуть в повторное ис-

пользование. В противном случае возникают значительные проблемы с захоронением огромного количества низкоактивных отходов.

Критический анализ информации по этой проблеме позволяет сделать следующие обобщенные выводы:,

1. Разработка стратегии СЭ ЯЭУ является комплексной проблемой, имеющей научно-технические, социальные и экономические аспекты. Ключевыми моментами при СЭ как действующих, так и вновь проектируемых ЯЭУ являются минимизация объемов РАО, ДЗ и экономичность работ.

Комплексные исследования в данной области ведутся по следующим направлениям:

- исследования остаточной радиоактивности на остановленных ЯЭУ;

- исследования активационных характеристик конструкционных и защитных материалов ( бетоны, их составляющие, различные типы сталей) ;

- разработка вариантов рациональных конструктивных решений, выбор малоактивируемых материалов оборудования и защиты;

- исследования в области устойчивости и долговечности зданий ЯЭУ.

2."В процессе эксплуатации значительная часть защитных материалов и оборудования в зданиях ЯЭУ становятся радиоактивными за счет активации нейтронами и загрязнения продуктами коррозии и деления. Суммарная активность загрязненных и активированных конструкционных и защитных материалов по абсолютной величине уступает только активности корпуса реактора и внутрикорлусных систем. Основными видами РАО являются металл и железобетон, болеё 90% которого можно рассматривать в качестве низкоактивных отходов.

3. Наличие радиоактивного загрязнения и наведенной активности материалов, конструкций и оборудования приводят к тому, что обследование ЯЭУ, дезактивация и демонтажные работы будут осуществляться в радиационно опасных условиях. Мощность дозы фотонного излучения

может достигать десятков и сотен мкР/с. Доза облучения за счет остаточной радиоактивности определяется в основном гамма-излучением. В ряде случаев при прямом контакте демонтажного персонала с радиоактивными материалами оборудования и защиты при оценке дозы облучения необходимо учитывать вклад бета и альфа-излучений.

4. Основным источником радиоактивного загрязнения помещений, защитных конструкций и оборудования является технологический контур ЯЭУ. Уровни радиоактивного загрязнения определяются в основном продуктами коррозии и деления в результате поломок, протечек, газообразных и аэрозольных выбросов и т.д;',

5. Наведенная активность конструкционных и защитных материалов определяется химическими элементами с содержанием их в исходных

» гу

компанентах на уровне 10 - 10" % по массе ( на уровне "следов").

6. Поскольку железобетон ( основной материал радиационной защиты) представляет собой сложный композиционный материал, его суммарная наведенная активность будет слагаться из активности составляющих: заполнителей, вяжущего, арматуры, воды.

7. Выбор материалов оборудования и защиты, а также её конструктивные решения для действующих ЯЭУ осуществлялся без учета этапа СЭ. В использованных материалах не определялось содержание следовых элементов, а защита конструктивно выполнена как правило в монолитном варианте. Эти факты не позволяют без предварительных исследований прогнозировать дозовые затраты демонтажного персонала, классифицировать РАО по уровням активности, уменьшить их объемы, разделить материалы на активные и неактивные, последние из которых могут быть включены в повторное использование.

8. Существующие в РФ НТД, регламентирующие СЭ ЯЭУ, в количественном и в качественном отношении не отвечают уровню современного состояния в данной области.

9. Существует настоятельная необходимость и подтвержденная результатами исследований возможность комплексного решения вопросов СЭ ЯЭУ с учетом радиационно-экологических, социальных и экономических факторов.

Основными направлениями исследований в данной области являются:

- уменьшение уровней наведенной активности защитных конструкций и оборудования путем подбора ыалоактивируемых материалов, специальных добавок и конструктивных решений защитных экранов;

- применение эффективных защитных покрытий и облицовок для железобетонных конструкций, препятствующих глубинному проникновению радиоуклидов в тело защиты;

- рациональные конструктивные решения защиты, выполняемой в модульном варианте;

- комплексные исследования процессов активации и радиоактивного загрязнения на снятых с эксплуатации ЯЭУ;

Необходимо отметить, что результаты проведенных за рубежом исследований по активации конструкционных и защитных материалов как правило не могут быть непосредственно использованы для решения аналогичных задач для конкретных отечественных ЯЭУ.

Исходя из вышеизложенного, для достижения поставленной и сформулированной выше цели необходимо выполнить цикл расчетно-экспериментальных исследований и решить ряд принципиальных научно-технических задач, включающих:

1. Критический анализ существующих проектных решений защиты ЯЭУ и выбора материалов, используемых для оборудования и защитных конструкций.

2. Разработку стратегии и концепции исследований остаточной радиоактивности в зданиях ЯЭУ.

3. Проведение комплексного исследования остаточной радиоактивности в зданиях ЯЭУ по разработанным оригинальным методикам.

4. Проведение расчетно-зкспериментальных и теоретических исследований по активации основных конструкционных и защитных материалов, позволяющих получить информацию по концентрациям элементов, определяющих наведенную активность, идентифицировать радионуклиды и изучить компонентно-энергетический состав и дозовые характеристики излучения.

5. Разработку принципиальной структуры и наполнение конкретным содержанием базы данных по радиоактивному загрязнению помещений и оборудования в зданиях ЯЭУ.

6. Использование результатов расчетно-зкспериментальных исследований для создания базы данных по активации материалов оборудования и радиационной защиты и требований к паспорту на их химический состав.

7. Использование результатов исследований в качестве научной базы для разработки проектов НТД по выбору и применению малоактивируе-мых материалов и рациональных защитных конструкций, проведению радиационного обследования, сбору и представлению информации для выработки стратегии и осуществления этапа СЭ действующих и проектируемых ЯЭУ безопасным и экономичным способами с учетом повтор-го использования сталей и бетонов.

Основные направления исследований, их взаимосвязь и ожидаемые результаты показаны в виде блок-схемы на рис.1.

2. РАСЧЕТЮ-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬШЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАДИОАКИВНОЙ ЗАГРЯЗНЕННОСТИ СНЯТЫХ С ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯЭУ.

Разработка конкретной стратегии СЭ базируется на анализе всесторонней информации о состоянии блока ЯЭУ. Одним из важнейших

Рис Л. Основные направления НИОКР в области конструкционных и защитных материалов при СЭ ЯЭУ.

факторов, определяющих стратегию СЭ, является радиационный, который обусловлен наличием радиоактивного загрязнения части боксов, помещений и оборудования.

Загрязненные материалы, конструкции и оборудование определяют объемы РАО на момент СЭ. Всесторонняя информация о радиоактивном загрязнении в зданиях ЯЭУ может быть получена только в результате комплексного радиационного обследования (КРО).

2.1. Для проведения комплексного исследования остаточной радиоактивности материалов, конструкций и оборудования необходим пакет методик по расчетно-экспериментальному исследованию полей излучения и факторов, определяющих их формирование. Данный пакет включает:

- методику мониторинга радиационной защиты и оборудования;

- методику отбора и исследования проб и кернов от загрязненных защитных конструкций;

- методику определения глубины-диффузии радиоактивных.веществ в бетонные защитные конструкции;

- методику прогнозирования радиационной обстановки в боксах и помещениях зданий ЯЭУ, объемов РАО и ДЗ персонала;

- форму представления результатов.

Основные положения данных методик следующие. 2.1.1. Мониторинг включает:

1. Измерение пространственных распределений мощности дозы фотонного излучения за счет радиоактивного загрязнения материалов и конструкций защиты, а также технологического оборудования.

2. Измерение плотности потока бета-излучения с поверхности оборудования и защиты.

3. Построение картограмм дозовых полей.

4. Выделений радиационно-опасных зон в помещениях и боксах.

2.1.2. Методика отбора и исследования проб и кернов:

1. На основании изучения картограмм дозовых полей в зонах с различными уровнями радиоактивного загрязнения проводится послойный отбор проб материалов защитных конструкций. Например, пластикат, краска, штукатурка, поверхностный слой бетона.

2. В определенных местах с помощью сверлильной установки берутся керны бетона из защитных конструкций.

3. После необходимой подготовки и обработки образцов, методами полупроводниковой спектрометрии проводят идентификацию радионуклидов, определяющих радиоактивность материалов.

2.1.3. Методика определения глубины диффузии радиоактивных веществ в бетонные защитные конструкции:

1. Отобранные в выбранных местах послойные образцы и бетонные керны проходят специальную обработку для последующих измерений. Выбирается геометрическая форма образца и его масса. Керн разрезается на таблетки с помощью специального устройства. Минимальный диаметр таблетки определяется размером фракции крупного заполнителя.

2. Далее проводятся дозиметрические и спектрометрические измерения, . которые позволяют определить глубинное проникновение радионуклидов в материалы защиты, провести их идентификацию и определение удельной активности.

2.1.4. Методика прогнозирования радиационной обстановки, объемов . РАО и да персонала:

1. Анализ картограмм дозовых полей и ралионуклидного состава образцов проб и кернов.

2. Экстраполяция расчетными методами значений удельной активности и глубины диффузии радиоактивных веществ на объемы помещений.

3. Расчетное прогнозирование спада активности загрязненных матери-

алов и изменения радиационной обстановки в зданиях ЯЭУ.

4. Классификация материалов по уровням активности и экстраполяция данных на объемы РАО.

5, Анализ состава и продолжительности работ для расчетного прогнозирования ДЗ, исходя из уровней остаточной радиоактивности.

2.1.5. Форма и представление результатов:

1. Результаты измерений заносятся в накопительную ведомость, в которой фиксируются: номер помещения, эскиз помещения (бокса), схема отбора проб и кернов, таблицы значений мощности дозы и др.

2. После обработки полученная информация аккумулируется в базе данных по СЭ, в блоке- остаточная радиоактивность конструкционных и защитных материалов.

2.2. Результаты исследования остаточной радиоактивности ЯЭУ.

Исследования остаточной радиоактивности на остановленных блоках БАЭС, Арм.АЭС, ИВАХ и во время ППР на КАЭС, ЗАЭС и БиАЭС проводились в соответствии с общим методическим подходом изложенным выше. Специфика каждого блока вносила определенные коррективы в процесс исследования. В то же время, анализ полученных результатов позволил сделать вывод об универсальности предложенного подхода. Полученные результаты и..выявленные общие закономерности являются основой для разработки баз данных по радиоактивному загрязнению материалов и оборудования.

2.2.1. Измерения мощности дозы проводились в специально организованной сетке точек детектирования. Шаг точек детектирования варьировался исходя из степени деформации пространственного распределения мощности дозы, уровня мощности дозы, наличия в боксе технологического оборудования и составлял в большинстве случаев 1.0-3.0 м. в горизонтальной и 1.5 м в вертикальной плоскостях. Точки детекти»

г

рования фиксировались на плане конкретного помещения с указанием

имеющегося оборудования и соответствующих точек детектирования вблизи последнего. Иллюстрацией служит Рис.2.

Анализ экспериментальных данных показывает, что распределения мощности дозы носят неравномерный характер как в пределах одного помещения, так и на блоках в целом.

В качестве примера на рис.3 приведено распределение мощности дозы в одном из помещений 2-ого блока Арм.АЭС, полученное путем интерполяции экспериментальных данных с помощью специально разработанной программы для ПЭВМ.

Проведенные исследования показали, что абсолютные значения мощности дозы для всех ЯЭУ изменяются в очень широких пределах: от десятых долей до десятков и сотен мкР/с.

Полученные данные позволяют строить картограммы дозовых полей в боксах и помещениях остановленных блоков ЯЭУ. Пример такой картограммы приведен на рис.4.

Анализ картограмм дозовых полей является предпосылкой для проведения измерений плотности потока бета-излучения от загрязненных защитных конструкций. Измерения плотности потока бета-излучения показали качественную корреляцию с картограммами дозовых полей. Распределения плотности потока бета-излучения также носит неравномерный характер, а абсолютные значения изменяются в пределах

л

•от единиц до тысяч бета-частиц/см .мин. В то же время в ряде боксов возникает ситуация, когда мощность дозы фотонного излучения незначительна, а плотность потока бета-излучения превосходит допустимые значения.

Обобщенные данные по измеренным значениям мощности дозы фотонного излучения и плотности потока бета-излучения в боксах и на оборудовании остановленных блоков БАЭС и Арм.АЗС, а также КАЭС, БиАЭС и ЗАЭС во время ППР представлены в таблице I.

Рис.2 фрагмент плана помещений с расположением оборудования и точек детектирования на 1-ом блоке Ары .АХ ( «-точки детектирования, Л - места отбора проб)

Рис. 3 Распределение мощности дозы фотонного

излучения в помещении АЮ6/2 Ары .АЭС

0.00 0.7Г 1,5 0 2.14 3.00 ЗЛ5" 5.2? б. 00 6.1? 7-М 8.25 9.00

О.ОО 0.75" 1.50 2.2Т 3.0() 3.15" 4.50 <5.00 6.75 7-50 Я.2!Г 9.00

Рис.4. Картограмма дозных полей в помещении БОО1/2 Арм.АЭС

Таблица I. ■

Диапазоны изменения мощности дозы фотонного и плотности потока бета-излучений на АЭС с реакторами различных типов.

--------г-----------------Т---------

I I

АХ, | Помещения ! Мощность дозы | Плотность потока

типы ре- ! ' фотонного из- I бета-излучения,

акторов ' ' лучения, мкР/с ! ^ част./см^.мин.

БАХ, Реакторное 1-й блок А1яБ—100 отделение 0.1 - 300 I - 1200

Локально -1900 Локально-72000

Арм.АХ, Реакторное 1-ый блок

ВВЭР-440 отделение 0.1 - 60 I - 5000

П-ой блок

0.1-40 I - 3000

Локально -400 Локально-40000

КАХ, ШЩ 0.1 - 100

РЕМК-1000

БиАХ Боксы деаз- 1-82 раторов и сепараторов

ЗАХ, Спецкорпус '0.1 - 12 ВВЭР-ЮОО

Результаты исследования полей излучения позволяют классици-ровать помещения в зданиях ЙЭУ по степени радиационной опасности для персонала, определить границы зон повышенного радиоактивного загрязнения в пределах блока и конкретного помещения. Кроме того, такие данные являются исходной информацией для проведения детальных исследований остаточной радиоактивности конструкционных и защитных материалов.

*

2.2.2. В соответствии с данными о распределениях мощности дозы и плотности потока излучений в боксах ЯЭУ проводился послойный отбор проб материалов защитных конструкций в следующем порядке:

а) стены помещений - краска, бетон;

б) полы помещений - пластикат, цементная стяжка, бетон;

В основном пробы отбирались в местах с повышенным фоном. Проведенные спектрометрические измерения проб показали, что основными гамма-излучающими нуклидами в загрязненных материалах являются: 137С* , 134С5 , 60Со, и54Ма.

Для расчетов парциальной удельной активности радионуклидов и суммарной удельной активности загрязненных материалов использовался расчетно-экспериментальный метод с использованием эталонных и образцовых источников. Некоторые обобщенные результаты представлены в таблице 2.

Таблица 2.

Суммарная удельная активность загрязненных материалов.

АЭС 1 Помещения, материал 1 Удельная активность, Бк/г, 1 1 ( Бк/см2)

Арм.АХ Реакторное отделение,

спецкорпус

краска 0.1 - 7000

пластикат С 0.1 - 1000)

стяжка 0.1 3000

бетон 0.1.- 4000

БАХ Реакторное отделение краска пластикат бетон

I - 333000 ( 0.1 - 120 ) 20 - 350000

- 23 -

Данные измерений показали, что уровень радиоактивного загрязнения материалов неоднороден и в основном носит локальный характер даже в пределах одного помещения.

2.2.3. При исследовании глубины диффузии радиоактивных веществ в

бетонные защитные конструкции выполнялись следующие работы: выс-*

верливание кернов, их обработка,' спектрометрические измерения, измерения плотности потока бета-излучения.

Результаты исследований кернов бетонной защиты показывают, что активность загрязненного бетона определяется в основном радионуклидом 137С. . Значимыми нуклидами являются также и Со. В качестве характерного примера на рис.5 приведено распределение активности нуклидов по толщине одного из бетонных кернов, взятого из помещения реакторного отделения Арм.АЭС.

Анализ результатов измерений проведенных на ЯЭУ с различными типами реакторов показывает, что удельная активность загрязненного

о

бетона, как правило, не превосходит величин п.10 Бк/г. Более 80% активности'сосредоточено на первых 2-5 мм поверхностного слоя. Интенсивность бета-излучения с поверхности бетона может достигать

о

2000 бета-частиц/см .мин. Тем не менее толщина радиоактивного слоя бетона может достигать 50 мм и более.

2.2.4. Результаты комплексного исследования остаточной радиоактивности оборудования и помещений остановленных блоков АЭС позволяют получить большой объем прогнозных оценок, необходимых для выработки стратегии СЭ конкретного блока АЭС.

Например, данные о нуклидноы составе и удельной активности позволяют рассчитывать спад во времени активность загрязненных материалов, а следовательно, и изменение радиационной обстановки. На рис.6 приведены расчетные данные спада активности загрязненных защитных конструкций в боксах реакторного отделения Арм.АЭС. Рас-

> ы

Й ^

О О

к »

к м

СЕ)

ч

О)

Я. >>

10

/

Ч^С*

Со\

■ •

16 24 АО 48

Толщина, мы

56

Рис. 5. Распределение активности по толщине бетонного керна

Рис.5. Спад удельной активности в загрязненых защитных конструкциях бокса на Арм.АЗС.

четы показывают, что радиационная обстановка в ближайшие десяти-

Г07 СА

летия будет определяться излучением С5 и Со. Причем для достижения регламентированного значения удельной активности, при которой материал не считается РАО, потребуется десятки и сотни лет.

Информация об остаточной радиоактивности помещений и оборудования является базовой для определения объема, глубины и методов дезактивации или демонтажа конструкций и оборудования. Кроме того позволяет определить объемы РАО, прогнозировать ДЗ при выполнении всего комплекса работ по СЭ.

Вся получаемая при таких комплексных исследованиях информация должна быть сведена в базу данных по радиоактивному загрязнению помещений и оборудования.

3. РАСЧЕТЮ-ЭКСПЕРШЕНТАЛЬШЕ ИССЛЕДОВАНИЯ НАВЕЩЕННОЙ АКТИВНОСТИ КОНСТРУКЦИОННЫХ И ЗАЩИТНЫХ МАТЕРИАЛОВ.

Наведенная активность (активация) конструкционных и защитных материалов представляет собой важный радиационный фактор, который необходимо учитывать на различных этапах жизненного цикла ЯЭУ.

К активируемый элементам в здании ЯЭУ относятся: внутрикор-пусные системы и корпус реактора, подводящие и отводящие коллекторы, несущие и опрные металлоконструкции, "сухая" защита (для реакторов типа ВВЭР), железобетонная шахта реактора (толщиной 2-3 метра), теплоизоляция, облицовки, арматура.

Основными показателями, определяющими защитные и активацион-ные характеристики железобетона и металлов являются матричные, примесные и "следовые" элементы , т.е. детальный химический состав. Конструкционные и защитные материалы могут значительно отличаться по своему химсоставу и виду исходных компонент. Это приводит к большому разбросу активационных характеристик изделий из

железобетона и металлов в зависимости от технологии производства, географии месторождений сырья и т.д.

Исходя из вышеизложенного, для исследования активационных характеристик конструкционных и защитных материалов ЯЭУ были выбраны образцы, охватывающие весь спектр используемых и перспективных материалов, включающих заполнители бетонов, вяжущие, сырьевые материалы, различные марки углеродистых и легированных сталей, бетоны различных химических составов, неметаллическая арматура и др. В отдельную группу выделены бетоны, отобранные от реальных конструкций радиационной защиты энергоблоков БА.ЗС,'НВАЭС и Арм.АЭС.

3.1. В исходных компонентах конструкционных и защитных материалов присутствуют практически все элементы периодической системы. При облучении нейтронами на избтопах этих элементов образуются радионуклиды с различными периодами полураспада. Учесть влияние различных элементов на активационную способность конструкционных и защитных материалов является важнейшей задачей в данной проблеме.

С этой целью были проведены расчетно-теоретические исследования,". включающие анализ схем распада радионуклидов, образующихся под действием нейтронов различных энергетических групп практически на всех элементах периодической системы, сечений соответствующих реакций, распространенности элементов в земной коре и содержание изотопов в смеси.

Было рассмотрено более 100 радионуклидов и отобраны для анализа 47, образующихся на 36 элементах, содержащихся в земной коре.

Следующим этапом исследований явился расчет удельной активности нуклидов после облучения в течении 30 лет (срок службы ЯЭУ) единичным потоком нейтронов при различных временах выдержки. Изменение активности нуклидов рассматривалось в трех временных диа-

пазонах:

1) - от I года до 25 лет ( этот диапазон является наиболее вероятным для проведения работ по СЭ).

2) - от 25 до 100 лет ( этот диапазон учитывает длительную консервацию остановленных .блоков ЯЭУ).

3} - от 100 до 1000 лет ( диапазон учитывает процесс хранения РАО и рециклирование материалов в повторное использование).

На рис.7 приведены графики изменения удельной активности нуклидов для времени выдержки от I до 25 лет ("а") и от 25 до 100 лет ("б"). Анализ данных позволяет установить, что определяющими нуклидами в 1-ом диапазоне являются: ^Ре, ^Са, , , 134Сз , б0Со, 182Га, б3//,' , 151Бт, , 36С2.

Во 2-ом временном диапазоне определяющими нуклидами являются: 152Еи , 154Еи , 60Со, 55Ге, 1515т, 63Ш , «Са, 36^ . Вклад бОСо> ■^Ец и ^Ре становится пренебрежимо малым после 50 лет выдержки. В 3-ем временном диапазоне определяющими нуклидами будут: ^Са, . Основной вклад в суммарную удельную активность будет вносить ^Са.

Следует подчеркнуть, что относительный вклад радионуклидов в 1 суммарную активность конструкционных и защитных материалов будет изменяться в зависимости от конкретного используемого состава, поскольку в расчетах учитывалась усредненная распространенность химических элементов в земной коре.

Рассмотренный подход и результаты расчетно-георетических исследований позволяют:

а) -выявить наиболее важные с точки зрения активации элементы, входящие в качестве основных, примесных и "следовых" в состав конструкционных и защитных материалов;

/

б) - определить парциальные вклады нуклидов на различных этапах СЭ

"б"

"а"

( демонтаж, обработка, транспортировка и хранение РАО), а также для определения возможности повторного использования; в) - обоснованно выбрать необходимое и достаточное число контролируемых элеиенгов, важных с точки зрения активации.

Кроме того, расчетно-теоретические исследования являются обоснованием проведения детализированных экспериментальных исследований, которые проводились по двум направлениям:

1)- исследования образцов материалов, отобранных от реальных конструкций ЯЭУ;

2)- исследования материалов ( бетонов, их составляющих, сталей, специальных добавок и др. ) из основных месторождений и основных заводов-изготовителей конструкций и изделий для ЯЭУ.

3.2. Анализ методов исследования концентраций примесных и "следовых" элементов, входящих в состав основных конструкционных и защитных материалов показал, что наиболее эффективным является , метод инструментального нейгронно-активационного анализа (ИННА), обеспечивающий высокую чуствительность и приемлемую погрешность измерений. Отдельные ограниченные исследования проведены с помощью рентгено.-спектрального флуоресцентного анализа (РСФА), метода атомной абсорбционной спектрометрии и метода изотопного разбавления. • .

Исследования выбранных материалов проводились в ЛН$ ОИШ. Образцы облучались в канале реактора ЙБР-2 в течении 7-11 суток. Плотность потока тепловых, резонансных и быстрых нейтронов в канале составляла 1.1.Ю12, 0.23.1012 и 1.4.Ю12 н.см^.с"1, соответственно.

г'

В измеренных после 180-200 дней выдержки облученных образцах материалов были идентифицированы следующие радионуклиды: - в бетонах', гранитах, габбро, известняках и портландцементах -

- 30 -

152Е(,, 154Еи , б0Со, 134С£ , 46 Б с, 182Та, 54МП , 59 Ге;

- в гематите и магнетите - , 5 с, Ге;

- в глинах - 46 5с, 60Со, 59 Ке, 182Га, 152Еи , 154Ец , 134Сз и 54Мп;

- в сталях - 54Ма , 59 Гв, 51Сг , 60Со.

Полученные экспериментальные данные полностью подтверждают результаты проведенных расчетно-теоретических исследований.

После обработки на ЭВМ аппаратурных спектров облученных образцов были получены концентрации элементов, образующих долгожи-вущие радионуклиды. В таблице'.З представлены некоторые характерные результаты.

Анализ полученных данных показал, что разброс концентраций примесных и "следовых" элементов весьма значителен не только между различными группами материалов ( до 2-х порядков), но и внутри них ( до порядка).

Для определения концентрации химических элементов, обуславливающих образование долгоживущих радионуклидов в материалах защиты остановленных АХ, были взяты керны бетонов из конструкций шахты реакторов на БАХ и Арм.АХ, а также образцы серпентиниго-вого бетона из блоков экранирования зоны патрубков реактора 1-ого блока НВАХ. Керны отбирались с внешней ( чистой) стороны шахты реакторов. На блоках Арм.АХ керны отбирались на разных отметках по высоте шахты.

■ При проведении ИННА образцы бетонов были разделены на фракции: крупный заполнитель, цементный раствор, дробь. В результате исследований получены значения концентраций таких химических элементов как кобальт, европий, железо, скандий и цинк. Данные для материалов защиты Арм.АХ и БАХ также приведены в таблице 3.

Сравнение данных анализа образцов бетонов показывает сущест-

Таблица 3.

Концентрации элементов в конструкционных и зщцитных материалах НЭУ. Т

Материал

Т

Месторождение !

Кон:

центраци.

я элемента, масс.% х 10"^

{Ей { Со { С3 { Та } Бс }Ге,%}Са,%} } ЫЬ { се { С г } ¿Ь }

Гранит Урал 3.95 0.44 1.85 0.79 0.19 0.95 1.5 2.70 1.00 1.00 - - '

Гранит Запорожье . 0.85 5.00 2.90 0.84 5.53 5.34 1.5 2.00 1.00. 10.0 - -

Базальт Ровно 0.20 55.8 0.01 0.02 1.92 9.58 - - - - - -

Базальт Армения 3.40 26.0 - - - 4.70 - - - - - -

Известняк Украина 1.73 19.1 0.70 0.02 1.74 0.19 38.4 - - - - -

Известняк Заволжье 1 0.05 0.31 0.05 0.08 0.22 0.07 - - - - ' - -

Мрамор Кавказ 0.13 0.87 - 1.40 0.16 - 0.10 1.00 10.0 - -

Мрамор Грузия 0.28 3.67 - - 2.70 0.45 - - - - - -

Серпентинит Урал 0.01 97.7 0.17 0.02 19.5 5.35 - - - - - -

Серпентинит Кавказ 0.01 91.5 0.28 0.02 15.1 3.64 - - - - - -

Портландце- Белгород 2.04 11.6 1.87 0.31 4.67 1.36 45.2 13.6 - 10.0 - -

мента Украина 4.10 57.6 3.70 0.55 8.80 3.20 49.6 - - 10.0 - -

Высокоглино-

земистый Москва 0.20 1.30 0.02 0.02 0.34 0.22 16.9 - - - -

Сталь 35ГС - 30.6 — - - 100 - - - - 0.23 . 26.2

Сталь 25X2 - 120 - - - 100 - - - - 0.23 41.4

Сталь СТ5 - 71.3 — - - 100 - - - - 0.22 3.70

Дробь - 49.0 - - - 100 - - - - - -

Бетоны: БАЭС 0.20 II .0 - - 10.0 5.1 - - - - -

Арм.АЭС ( I ) 0.30 77.0 - - - 58.2 - - - - - -

со м

»•'I«.илл!» -5а-- И Л-5-1 «г!!? /'•• ь-'-Л' ^ t•;Z¡¿J -г-* ^ £-># '>л ^Л» - «-.к- .-.'.'4-. к '.¿.у у • ¿к*/« ¿и^А-^а^.

существенное различие химических составов защитных бетонов, в том числе и для одной АХ. Так например, концентрации европия и кобальта отличаются для блоков Арм.АЭС в 3 и 1.5 раза, соответственно ( данные по 2-му блоку в таблице 3 не приведены).

3.3. Экспериментальные исследования активированных образцов конструкционных и защитных материалов включали комплекс спектрометрических и дозиметрических измерений.

Проведенные измерения позволили оценить 'вклад бета-излучения в дозовые характеристики активированных материалов, определить парциальные удельные активности нуклидов и соотношение интенсивности гамма и бета-излучений.

3.3.1. В качестве критерия оценки вклада бета-излучения в суммарную дозу была принята величина отношения плотностей потока гамма и бета-излучений, при которых создаются эквивалентные допустимые дозы. Если отношение плотностей потока гамма и бета-излучений будет менее 1000, тогда расчет суммарной дозы необходимо проводить с учетом вклада бета-излучения.

С помощью одноканального анализатора импульсов МС-428В были проведены исследования с разнообразными сырьевыми, конструкционными и защитными материалами. Некоторые данные приведены в табл.4.

Таблица 4.

Интенсивность гамма и бета-излучений активированных материалов.

Материал ! Интенсивность, °'сьГ.с " см .с 1------------ I Отношение,

Цементы 1280-83000 7 - 162 12 - 1630

Заполнители 3078-12017 9 - 316 28 - 124

Другие 400 - 4200 24 - 110 5 - 42

- 33 -

Результаты экспериментальных исследований позволяют сделать лвод о необходимости учета вклада бета-излучения в суммарную до-у для большинства активированных материалов. .3.2. Экспериментальное определение парциальной активности в обученных образцах и измерение дозовых характеристик проводились с элью подтверждения возможности использования расчетных методов сследования активационных характеристик широкого круга конструк-ионных и защитных материалов.

Результаты можно проиллюстрировать на примере исследования блученных в канале водяного замедлителя реактора ИБР-2 образцов етона.

Спектральный анализ показал, что основными гамма-излучающими уклидами, определяющими наведенную активность бетонов, являются

, 154Еи , 60Со и . Методами полупроводниковой спект-

♦

ометрии были определены парциальные активности, которые затем равнивались с расчетными данными, полученными исходя из концент-аций элементов, значений потоков нейтронов, сечений активации и р. Соответствующие данные приведены в таблице 5.

„~ Таблица 5.

с

Активность нуклидов в бетоне, Бк.10 .

Эксперимент 4.6 4.2 0.8 0.12

Расчет 5.1 4.7 1.1 0.16

Расхождение расчетных и экспериментальных данных не превы-аает 15%, что позволяет использовать экспериментально определен-ше концентрации элементов, спектрально-энергетический состав и зеличины потоков нейтронов для надежного прогнозирования активное-

ти конструкций и оборудования расчетными методами.

3.4. Расчетные исследования проводились с помощью инженерных методик и, частично, с помощью расчетного комплекса, разработанно го Кудрявцевой A.B.

Были выполнены многочисленные расчеты наведенной активности конструкционных и защитных материалов: бетонов и их составляющих, элементов оборудования и защитных конструкций реактора типа ВВЭР, арматуры и облицовок. Проведены также расчетные исследования по оценке влияния добавок элементов, имеющих большие сечения захвата тепловых нейтронов, на дозовые и активационные характеристики материалов и конструкций. Расчеты проводились при единичном потоке нейтронов, с временем облучения до 30 лет и временах выдержки от 0 до 1000 лет.

Результаты расчетов иллюстрируются приведенными ниже примерами.

На рис.8 приведены данные по изменению удельной активности заполнителей бетонов и вяжущих. На рис.9 приведены зависимости удельной активности бетонов от вида используемых заполнителей.

Расчетами показано, что наведенная активность исследуемых материалов определяется в основном следующими нуклидами:

тер Т54

- гранит, габбро, диорит - , En ;

- известняк, песчанник - 152Ец , 154Ец , б0Со и I34Cs ;

P\Ci

- серпентинит, хромит, гематит, магнетит'- Со:,

- портландцемент - , и

Разброс в удельной активности в различные временные интервалы достигает порядков по величине. В количественном отношении наименее активируемыми заполнителями являются известняки. Обращает внимание низкая удельная активность гематита, которая определяется в основном Наибольшей удельной активностью обладают бе-

-4 10

ЬЗ 1X1

л

Е-< О

0 X а ¡5

м

01

м аз X д ч

(И

С* >»

10

-& 10

10

? -

9 Л ^ г

!0

юг

Iо3

ю

Время выдержки,-дни—

Рис. 8. Изменение удельной активности заполнителей и вяжущих защитных бетонов: 1-хромит, 2-магнетит, 3-серпентинит, 4-портландцемент, 5-гранит, 6-гематит, 7-песчанник, 8-известняк.

\о

~5 10

10

\ \ ч

V X ' \ \ \

5 ' 10 2? Время выдержки, лет

Рис. 9. Зависимость удельной активности бетонов от вида используемых заполнителей: 1-2 - бетоны на серпентините, 3-4 - на граните, 5-6 -на известняке.

тоны на серпентините и граните, наименьшей - на известняке и высо-коглиноземистоы цементе.

Одним из способов уменьшения активации материалов и конструкций является целенаправленное уменьшение потока тепловых и резонансных нейтронов падающих на них. С этой целью в конструкцию защиты следует добавлять в качестве микродобавок элементы, обладающие большим сечением поглощения тепловых и резонансных нейтронов.

Такими элементами являются В , бс1 » Сс1, , а радионуклиды, образующиеся на этих элементах, имеют периоды полураспада в диапазоне от нескольких минут до нескольких десятков дней.

Проведенные расчеты показали, что введение в состав защитных материалов перечисленных выше элементов, приводит к увеличению

удельной активности в начальный момент после прекращения облуче-

♦

ния. Через 1-3 года удельная активность экспоненциально уменьшается за счет распада короткоживущих радионуклидов. После 10 лет вццержки активность бетонной защиты с добавками элементов на 1-2 порядка ниже, чем у исходного материала без добавок.

Для оценки влияния различных составов защитных материалов на активацию конструкций реальных ЯЭУ и определения геометрических параметров активированных частей были проведены расчеты активации шахты реактора ВВЭР-440 для двух составов бетонов:

1)- бетон с заполнителем из базальта, аналогичный бетону шахты реактора 1-ого блока Арм.АЭС;

2) - рекомендованный бетон (состав разработан в МГСУ) с заполнителем на известняке. ,

Данные по прохождению нейтронов спектра деления через композиционные материалы реактора получены с использованием программы ЯК/БМ

Результаты расчетов показали, что определяющими нуклидами

- 37 -

рассматриваемых бетонов являются: для 1-ого -

для 2-ого - 55Ге , 152Ец , 41Са, 154Е к и

, 60Со, 154Ец

55 ре ^ 152,

Ей , 41Са,

Ю,

Со.

Используя два критерия удельной активности 0.37 и 3.7 Бк/г, лри которых материал может иметь ограниченное или неограниченное ювторное использование, были определены толщины конструкции шахты реактора, а также времена выдержки после останова для дости-кения соответствующих значений. Данные представлены в таблице 6.,

Таблица 6.

Толщина слоя и время выдержки при которых- удельная активность бетонов достигает регламентируемых величин.

Расстояние от ' Регламентируемая ' Необходимое время выдержки

внутренней

удельная актив

поверхности,см.' ность, Бк/г

~ ' 1-ый, на ! 2-ой, на

!

базальте

известняке

10

70

0.37 3.7

0.37

3.7

55 лет 20 лет

II лег О

Всегда выше б лет

I год О

Реальная конструкция защиты реактора состоит из бетона, про-шзанного металлической арматурой и облицованного металлом, т.е. федставляет железобетонную сборку. Для оценки влияния армирования и облицовок на активационные и дозовые характеристики была шбрана следующая геометрия задачи: на внутреннюю поверхность ци-пшдра из железобетона падает поток нейтронов реакторного спект-)а, имеющий косинусоидальное распределение. Сборка представляет :обой "сэндвич" из семи слоев ( металлическая облицовка, серпенти-[итовый бетон, арматура, металлическая сетка, бетон, арматура, бе-'он, облицовка) общей толщиной 72.5 см. В такой геометрии рассчитаны мощность дозы и объемная активность.

: - 38 -

Анализ полученных данных показал, что .суммарная активность

СП

и мощность дозы определяется радионуклидом Со, образующимся по реакции радиационного захвата на примеси кобальта в серпентинито-вом бетоне. Влияние арматуры и облицовок для таких конструкций незначительно.

4. АНАЛИЗ ДАННЫХ РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ОСТАТОЧНОЙ РАДИОАКТИВНОСТИ МАТЕРИАЛОВ И КОНСТРУКЦИЙ СНЯТЫХ С ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯЭУ.

Большой объем информации, полученный при исследовании остаточной радиоактивности на ЯЭУ, потребовал её тщательного анализа ,с точки зрения двух важных задач проблемы СЭ:

1. Как использовать полученную информацию при СЭ действующих ЯЭУ, построенных по старым проектам? «

2. Как использовать полученную информацию при проектировании и строительстве новых ЯЭУ?

4.1. Экспериментальная информация о радиоактивной загрязненности и радиационной обстановке на остановленных энергоблоках была получена на ЯЭУ с различными типами реакторов, в основных технологических помещениях радиоактивного контура. Для исследований были выбраны помещения как свободные от радиоактивного оборудования, так и при наличии последнего. Это позволяет с одной стороны однозначно предположить корреляционную зависимость мощности дозы фотонного излучения от степени радиоактивного загрязнения защитных конструкций и , с другой стороны, оценить влияние радиоактивного оборудования на радиационную обстановку. Кроме того, для исследования были выбраны коридоры обслуживания по которым проходят основные маршруты движения персонала и перемещения фрагментов радиоактивного оборудования и конструкций.

- 39 -

Полученные экспериментальные данные о пространственных рас-феделениях мощности дозы позволяют выделить три характерных тит распределений:

Е. Неоднородные распределения в коридорах и боксах. Абсолютные значения мощности дозы могут изменяться в пределах 2-х порядков, что обусловлено локальными участками радиоактивного загрязнения. Гакие градиенты наблюдаются как по гамма, так и по бета-загрязненности.

2. Относительно однородные распределения. Абсолютные значения мощности дозы имеют небольшие отклонения от средних ( в 2-3 раза), что обусловлено равномерным распределением радиоактивности.

3. Боксы и помещения радиационная обстановка в которых определяется наличием в них радиоактивного оборудования. В таких помещениях характер и абсолютные значения мощности дозы могут изменять-

♦

ся в процессе проведения демонтажа и удаления из них оборудования, что потребует повторного радиационного обследования.

Полученные данные о характере и процессах формирования полей излучения на остановленных ЯЭУ позволили детально проанализировать процесс глубинного загрязнения материалов и конструкций, а также эффективность защитных-и герметизирующих покрытий бетона.

Прежде всего отметим, что при наличии неповрежденных защитных покрытий (краска, эпоксидный слой, пластикаг) основная активность сосредоточена в поверхностных слоях. Послойные измерения удельной активности типа - краска-бетон для стен и -пластикат- 1 ' цементная стяжка- бетон для полов, показывают, что активность краски и эпоксидных покрытий в сотни и тысячи раз превосходят активность защищаемого ими бетона. Аналогичная картина наблюдается и для полов, где соотношение активности может составлять 1000:10:1, соответственно для пластиката, цементной стяжки и бетона.

• - 40 -

Послойное определение удельной активности пластиката показывает, что существенного диффундирования нуклидов по глубине не наблюдается. Таким образом, в результате сорбции радиоактивной загрязненности на герметизирующих покрытиях, расположенный под ними бетон: остается относительно чистым. Однако все эти рассужде-.. ния относятся к случаю неповрежденных покрытий.

Количественная информация о полях излучения на остановленных ЯЭУ за счет остаточной радиоактивности материалов и оборудования, позволяет разработать систему организационных мероприятий, напрв-ленных на снижение ДЗ персонала при проведении всего комплекса работ по СЭ. К этим мероприятиям прежде всего относятся: I) дополнительное внутреннее санитарное зонирование с выделением зон и грг ниц зон с повышенным радиоактивным загрязнением, 2) оптимальный выбор рабочего места персонала при проведении демонтажных работ, 3) оптимальные маршруты движения персонала, 4) система ограничи-. тельных знаков и предупреждений.

Полученные данные также дают возможность оценить объемы РАО 1 и классифицировать их по уровням активности. Наиболее активными будут материалы лакокрасочных и эпоксидных покрытий, часть пластиката и цементной стяжки полов в боксах и помещениях.

Результаты исследования распределения удельной активности в кернах из бетона позволяют сделать обоснованное предположение о принципиальной возможности повторного использования основных объемов железобетонных защитных конструкций.

Важный вывод из анализа результатов состоит в том, что прове дение несложных дезактивационных работ и снятие тонкого слоя лако красочных покрытий позволит значительно улучшить радиационную обе тановку и снизить мощности дозы в десятки и сотни раз. Все это позволяет как планировать, гак и снижать ДЗ персонала при проведе

нии работ по СЭ ЯЭУ.

4.2, Для расчета уровней наведенной активности оборудования и конструкций в приреакторном пространстве необходимо знание химического состава и концентрации элементов на изотопах которых образуются долгоживущие радионуклиды. В проектных данных микроэлементный состав конструкционных' и защитных материалов отсутствует, что не позволяет выполнять детальные расчеты активации. Кроме того, существует вероятность различия лректного состава от реально использованного. Например, по данным технической документации

в шахте реактора Арм.АЭС с огм. -0.0 ы до отм. -2.7 м использовало .... , ,

ся бетон объемной массой 3.65 г/см на базальте с засыпкой из металлической дроби. Выше отм. 0.0 м применялся бетон на базальте

о

объемной массой 2.35 г/см . Результаты исследований показали отличие реального химического состава бетонов от требований проекта. Кроме того было "установлено отличие химсостава в образцах взятых на различных отметках. Так различие содержания кобальта и европия достигает 2-3 раз.

Анализ результатов позволяет сделать вывод о небходимости экспериментального исследования химического состава бетонов всех действующих и снятых с эксплуатации ЯЭУ, причем образцы проб следует отбирать на разных отметках по высоте шахты реактора.

4.3. Проведенные расчетно-теоретические исследования позво-лилиопределить основные элементы, являющиеся наиболее опасными с точки зрения активации. Экспериментальные исследования основных, конструкционных и защитных материалов ориентировались на определение концентрации таких элементов и соответствующих долгоживу-щих радионуклидов.

Важной характеристикой долгоживущих радионуклидов является компонентно-энергетический состав излучения. По этому признаку

наиболее важные радионуклиды подразделены на 2 группы.

К первой группе относятся нуклиды, имеющие в качестве домин] руицего гамма-излучение. Такие нуклиды представляют наибольшую р; диационную опасность для персонала, населения и окружающей среды К ним относятся - 152Еи , 154Ец , 134Сз , 60Со.

Ко второй группе относятся нуклиды, определяющим видом излу. чения которых являются бета-частицы, электроны Оже и характериси ческое излучение. Эти нуклиды не создают значительной мощности дозы, но как правило определяют активность материалов и особенно опасны для населения и окружающей среды при хранении РАО и услов> 1 но ограниченном повторном использовании конструкционных и защитных материалов. К этой группе относятся 55 Ге , 45Са, 63А/1 , 3Н, 41са, ^сг., 39АГ , 14С.

Данные ИННА по концентрациям элементов,в различных видах ис

*

ходных компонент защитных и конструкционных материалов-,показывают, что отношение максимального значения к минимальному составля ет, например, по Со-550, • Ец-440, Ре-800, Сз-300, К-50, А// ¿-30. Причем для некоторых видов сырьевых материалов концентрация таких элементов ниже, чем усредненное значение для земной коры. В то же время для большинства материалов в качестве нижнего предела содержания важных активационных элементов может быть принято именно среднее содержание в земной коре.

Все эти факты указывают на возможность снижения активации оборудования и конструкций защиты, путем целенаправленного выбор наименее активируемых компонент и сырья для сталей и железобетон

4.4. Одной из задач, решаемых в данной работе, является пр ведение анализа проектной документации и проектных решений выпол нения защитных конструкций, эксплуатируемых в сложных радиационных условиях. В качестве примера рассмотрим такую сложную защит-

ую конструкцию как шахта реактора.

На АЭС с ВВЭР-440 шахта реактора окружена кольцевой железо-етонной защитой, сложной конфигурации, переменной толщины, выпол-енной в монолитном варианте. Проектная документация на железобе-он содержит общие требования соответствующих СНИП. В то же время икаких специальных требований к химическому составу микроприме-ей бетона, заполнителей, вяжущих, используемых сталей не предъяв-яется. Для АХ с ВВЭР "сухая" защита реактора выполнена из серпен-инитового бетона, являющегося одним из наиболее активируемых бе-онов.

Монолитный способ возведения шахты реактора с точки зрения СЭ вляется нерациональным, гак как значительно усложняет демонтаж и е позволяет разделить бетон на активный и неактивный. Конструк-

ивные решения не предусматривают возможность снижения потоков ней*

ронов на важнейшие узлы и детали в приреакторном пространстве.

Обьейщ-планировочные решения боксов с оборудованием, матери-ы герметизирующих покрытий, составы бетонов и сталей не являются остаточно эффективными на этапе СЭ ("мертвые" углы и застойные , оны, сорбционная способность, снимаемость и заменяемость покры-ий И т.д.).

Суммируя вышесказанное, можно сделать вывод о том, что объем-о-планировочные и конструктивные решения важнейших узлов и дета-ей в зданиях ЯЭУ, выбор конструкционных и защитных материалов, обя-ательно должны проводиться с учетом требований к этапу СЭ.

4.5. Результаты исследования остаточной радиоактивности на нятых с эксплуатации ЯЭУ позволяют более тщательно и аргументиро-анно проанализировать различные варианты СЭ ЯЭУ.

Основными вариантами СЭ являются: I) немедленный демонтаж; ) демонтаж после определенного срока выдержки; 3) длительная кон-

сервация установки, заключенной в укрытие, препятствующее выход} радиоактивных веществ в окружающую среду; 4) демонтаж радлоактш ного оборудования, дезактивация зданий и использование их по новому назначению; 5) реконструкция ЯЭУ.

За рубежом в основном приняты 1-ый, 2-ой и 4-ый варианты. Это объясняется многими причинами: возвращается в использование земля, на срок СЭ задействована созданная инфроструктура и трудовые резервы, сводится к минимуму ущерб для окружающей среды, возможно частичное возмещение материальных затрат за счет повто] ного использования оборудования, металла и особенно бетона.

Длительная консервация (.3-ий вариант), несмотря на его кажущуюся простоту и безопасность, обладает наибольшим числом арг; ментов, по которым его можно отклонить. Прежде всего ЯЭУ будет представлять в течении длительного времени ^сотни лет) предприя тие, которое требует постоянного обслуживающего персонала. На этом предприятии должен осуществляться определенный технологиче кий режим, включая периодический ремонт конструкций укрытия. Да; проектирование строительных конструкций укрытия вызывает значительные проблемы, прежде всего с точки зрения сохранения долгов ности, устойчивости и работоспособности в течении длительного п риода. Вместе с тем полной безопасности для населения и окружаю щей среды такой вариант не обеспечивает (катастрофы, естественн разрушение конструкций под действием климатических и радиационн условий, вероятность террористических актов и др.). С экономиче кой точки зрения такой вариант требует значительных дополнитель ньгх' долговременных затрат.

Таким образом, предпочтительными являются все же варианты полного демонтажа и реконструкции.

| I

- 45 -

5.МЕТОДЫ И СРЕДСТВА УЧЕТА ЭТАПА СНЯТИЯ С ЭКСПЛУАТАЦИИ ДЕЙСТВУЮЩИХ И ПРОЕКТИРУЕМЫХ ЙЭУ.

Результаты проведенных исследований и их анализ подтвержда-необходимость подготовки к этапу СЭ уже на стадии проектирова-[ и продолжения на стадии эксплуатации.

Полученные данные явились научным обоснованием и предпосылкой фаботки методов и средств учета этапа снятия ЯЭУ с эксплуата-

I.

5.1. Разработка стратегии СЭ конкретного блока ЯЭУ базирк.ет-на анализе большого количества разнообразной информации, отра-ощей радиационно-экологические, научно-технические, законода-иьные, экономические и другие вопросы. Сбор, систематизация и ализ таких данных представляет трудоемкую и в настоящее время годически необеспеченную задачу.

На наш взгляд, такая информация должна быть сведена в единую зу данных по СЭ ЯЭУ, которая в свою очередь должна состоять из рии ориентированных блоков, функционально связанных между собой.

Одним из ключевых блоков общей базы данных являются банки иных по радиоактивному загрязнению и наведенной активности конс-укционных и защитных материалов. Структурная блок-схема базы иных приведена на рис.10.

"Д" Н£Н 11011

БАНК ДАННЫХ ПО БАНК данных ПО СПРАВОЧНО-ИН$ОН<!АЦИОННАЯ

РАДИОАКТИВНОМУ <- НАВЕЩЕННОЙ БАЗА ДАННЫХ

ЗАГРЯЗНЕНИЮ АКТИВНОСТИ

сследовагельский лок Физический блок Материало- ведческий блок История ЯЭУ Проект по СЭ

Ф ^Аналитический блок /

Рис.10. Структурная блок-огека базы данных.

; '.-46 -

База данных должна состоять из трех укрупненных блоков: банка данных по радиоактивному загрязнению -"А", банка данных по наведенной активности -".В" и независимой справочно-информационной базы данных -"С", функционально связанной с блоками "А" и "В". Блок "С" имеет самостоятельное значение и является обязательным для общей базы данных по СЭ.

Исследовательский блок базы данных по радиоактивному загрязнению является наиболее важным и информативным. Он должен содержать следующие разделы: I) методические принципы проведения КРО и методики измерения конкретных функционалов полей излучения; 2) ко лич'ественные характеристики радиоактивного загрязнения; 3) мето-' ды обработки, анализа и формы представления результатов.

Банк данных по наведенной активности содержит два блока: физический и материаловедческий. Материаловедческий блок содержит типы и виды сырьевых материалов, используемых*для изготовления оборудования и защиты, географию месторождений и заводов-изготови телей. Наиболее важной информацией блока являются данные по элементному составу и концентрации химических элементов, определяющих долгоживущую наведенную активность конструкционных и защитных материалов. Физический блок включает необходимые данные, ядерные константы и реакции, расчетные методики определения удельной активности радионуклидов, позволяющие оценить активацию конструкционных и защитных материалов.

Справочно-информационная база данных обеспечивает Пользовате* ля как специфической информацией, относящейся к конкретному энергоблоку, так и общей информацией в области СЭ ЯЭУ.

В заключении отметим, что собранная в базе данных информация обеспечивает удобство анализа, возможность экстраполяции и интерполяции данных, вариантный выбор при принятии решений и в конеч-

- 47 -

ом итоге определяет стратегию СЭ.

5.2. Проведенные исследования позволили разработать проект ребований к комплексному радиационному обследованию остановлен-ых блоков ЯЭУ.

Подготовленные Требования устанавливают единство и унифика-,ию сбора, представления и использования информации по радиацион-:ому обследованию объектов ядерной энергетики при подготовке и роведению работ по СЭ. >

Основной целью КРО является создание базы представительной 1асчетно-экспериментальной информации по полям излучения за счет статочной радиоактивности систем, установок, материалов и конст-¡укций в зданиях ЯЭУ, необходимой для оценки количества РАО и ДЗ [емонтажного персонала.

Требования определяют общие подходы и специфику проведения РО, последовательность и порядок работ, объекты исследования и гонтролируемые радиационные параметры, методики проведения иссле-юваний и выбор аппаратуры, содержание и форму представления информации, порядок подготовки и содержание отчета о проведенных ' ^следованиях, требования к персоналу.

5.3. Необходимость минимизации уровней наведенной активности шилась предпосылкой разработки Рекомендаций по выбору малоактиви-эуемых конструкционных и защитных материалов, используемых для 1зготовления оборудования и защиты ЯЭУ, позволяющих уменьшить объемы РАО, ДЗ на персонал и население при СЭ ЯЭУ.

Рекомендации устанавливают порядок выбора материалов (составляющих) для малоактивируемых бетонов и конструкционных сталей. Порядок и методы определения концентрации примесных и "следовых" элементов, а также перечень элементов, на изотопах которых образуются цолгоживущие радионуклиды. Приемы уменьшения активации узлов и кон-

: - 48 -

струкций в приреакторном пространстве (специальные добавки, исключение ряда элементов путем замены составляющих материалов, коне труктивные приемы, разделение защиты на активируемую и неактиви-руемую).

Химический состав материалов защиты и оборудования должен быть отражен в проектных документах в форме Паспора. В Паспорте на химический состав материалов защиты и оборудования, помимо существующих на настоящий момент характеристик, должны быть отражены следующие пункты: I) подробная характеристика химического состава сырьевых материалов; 2) результаты определения концентрации примесных и следовых" элементов, образующих долгоживущие радионук . лиды; 3) месторождения сырьевых материалов и заводы-изготовители; 4) методы определения концентрации химических элементов и их погрешности. ,

♦

5.4. При конструировании радиационной защиты и выборе объемно-планировочных решений боксов с технологическим оборудованием для вновь проектируемых ЯЭУ с учетом этапа их будущего СЭ необходимо руководствоваться следующими принципами:

1) радиационная защита реактора должна выполняться в сборно-монолитном варианте, позволяющем разделять конструкцию на неактивированную и активированную;

2) толщина активированной части определяется расчетными методами для конкретной ЯЭУ, а активированную часть следует выполнять из сборно-разборных элементов;

3) сборно-разборные элементы рекомендуется выполнять с оптимальш ми геометрическими размерами, позволяющими разделять их по уровням наведенной активности ( в качестве примера на рис.II предста] лен вариант выполнения радиационной защиты реактора ВВЭР в сборж монолитном виде, причем размеры сборных элементов выбраны с учет<

(^ ю

Рис.П. Вариант выполнения радиационной защиты реактора ВВЭР в сборно-монолитном виде ( I- монолитная, не'активируьман' часть, 11- активированные блоки защиты )

. - 50 -

распределения потоков нейтронов по глубине );

4) необходимо предусмотреть размещение в активируемой части образцов-свидетелей, монтажных приспособлений и др. ;

5) рекомендуется нанесение на конструкции и узлы в приреакторноы пространстве специального слоя с элементами, имеющими большое се чение захвата тепловых и резонансных нейтронов;

6) для удобства выполнения работ на этапе СЭ в боксах с радиоакт: ным технологическим оборудованием необходимо предусмотреть возмо; ность образования монтажных проемов, выдвижных панелей, установк; передвижных защитных экранов;

7) специальные требования к покрытиям и облицовкам защитных коне рукций должны учитывать возможность уменьшения радиоактивного за: рязнения, увеличение способности к дезактивации, сьемность и зам няемость.

<

5.5. Для вариантного выбора малоактивируемых составов консг рукционных и защитных материалов были разработаны инженерные методы, позволяющие с достаточной для практики точностью рассчитыв удельную активность. Так активность конструкционных и защитных м; териалов для интервала от 5 до 25 лет рассчитывается по активное' ти 5^Ге , 152Ец , б0Со, 41Са, а для интервала от 25 до 100 лет по активности 152Еи , 41Са и 63 А/1 .

Предложенные инженерные методики позволяют также определять толщину активированного слоя конструкций," оптимизировать концент' рацию активационно опасных элементов в материалах, определять пр| дельную плотность потока нейтронов при которой материал будет сч1 таться радиоактивным отходом и оптимизировать конфигурацию реакт( активируемые узлы и элементы.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ И ВЫВОДЫ. ■ |

]

Проектные решения конструкций и выбор материалов защиты и '

эрудования действующих ЯЭУ осуществлялся без учета этапа снятия \

эксплуатации после завершения их срока службы. |

Важная роль материалов и конструкций в общей проблеме снятия |

эксплуатации потребовала разработки методологии и научных поло- |

тай комплексного подхода к учету этапа СЭ, обеспечивающих мини- !

зацию остаточной радиоактивности и, как следствие, снижение объ- ; эв РАО, ДЗ персонала и населения, а также отрицательного влияния , окружающую среду для действующих, снятых с эксплуатации и вновь

1

эектируемых ЯЭУ. '

Проведенные, на основе разработанного автором подхода и паке-оригинальных методик, детальные теоретические и расчетно-экс-риментальные исследования вопросов остаточной радиоактивности -гструкционных и защитных материалов, их радиационных характерис-{, взаимосвязи и влияния на этапе СЭ позволяют сделать следую-з обобщенные выводы.

I. Конструкционное и защитные материалы в процессе и после цельной эксплуатации ЯЭУ являются источником излучения со слож-л компонентно-энергетическим составом и объемным распределением гивности в результате загрязнения продуктами коррозии и деления зрного топлива и в результате возникновения наведенной активнос-под действием нейтронов.

1.1. Показано, что основными радионуклидами, обуславливающи-

I

радиоактивное загрязнение оборудования и защиты в зданиях сня-с с эксплуатации ЯЭУ, являются 137С5 , 60Со, 134Се , ПОт Ад ,

■п.я^у.

1.2. Установлено, что поля излучения в боксах и помещениях, в

частности распределения мощности дозы гамма-излучения и интенсивности бета-излучения, имеют неравномерный характер как в предела: одного помещения, гак и для блоков в целом:

- абсолютные значения мощности дозы гамма-излучения изменяются в диапазоне от десятых до сотен и тысяч мкР/с в локальных зонах;

- в пределах одного помещения прерышение максимальной мощности дозы над средними значениями может достигать 2-х порядков;

- интенсивность бета-излучения с поверхности защитных материалов и конструкций изменяется от фоновых значений до величины п. 10^

о

бета-частиц/см .мин., где гъ от I до 7;

-в ряде случаев загрязненность материалов и конструкций определяется только бета-активностью.

1.3. Показано, что удельная активность загрязненных материа>

лов и конструкций достигает величины И, ЛО^Вк/г, где п.от I до 3

*

Наибольшее радиоактивное загрязнение имеют облицовки, повер' хности оборудования, лакокрасочные покрытия бетонных конструкций и пластикат, причем удельная активность покрытий, например, крас ки в согни и тысячи раз превосходит удельную активность бетона.

1.4. Определено, что удельная активность загрязненного бето

на'в локальных зонах достигает величины П. ЛО^Бк/г, где Ц от I

137

до 3 и определяется в основном радионуклидом С . Значимыми нуклидами являются также ^Сь ,^Со.

Более 80% активности, как правило, сосредоточено на первых 2-5 мм бетонной конструкции. Глубинное загрязнение бетонных защитных конструкций составляет 15-25 мм, что указывает на возможность вторичного использования десятков и сотен тысяч тонн бетона в народном хозяйстве%

1^5. Учитывая, что определяющим загрязненность материалов тч7

радионуклидом является , на остановленных ЯЭУ в течении

30 - 100 лет улучшения радиационной обстановки без проведения де-зактивационных работ не произойдет.

2. Определено, что акгивационные характеристики конструкцион-1ых и защитных материалов на момент СЭ ЯЭУ обусловлены следующими элементами: Ей , Со, , Са, С£ , А/ , СБ , № , Бс , Л/Ь , К , Та 1 5т.

Са, Ре , К являются матричными элементами основного матери-1а радиационной защиты - железобетона. Остальные элементы являют- ■ зя примесными и "следовыми".

2.1. Удельная активность конструкционных и защитных материа-юв определяется при различных временах выдержки, соответствующих различным вариантам СЭ ЯЭУ, следующими радионуклидами:

Ю 25 лет - %, 55ГЙ , 45Са, , 152Ец , 154Ец', 134Сз , 182Та,

, 1515т, 85Кг , Збсе ,60Со; 1Р 100 лет - 152Еи ; б0Со, 154Еа, 55Ре , 1515т , , 41Са и 3бС£ ;

Ю 1000 лет - 41Са, 63 , 1515т, Збсе .

2.2. Показано, что для точного определения уровней наведен-:ой активности, объемов и классификации РАО, снимаемых с эксплуа-ации ЯЭУ, необходимо в каждом конкретном случае проводить экспе-иментальное определение химического состава реальных конструкци-нных и защитных материалов по концентрациям радиационно опасных лементов, на изотопах которых образуются долгоживущие радионук-иды.

2.3. Исследования активационных характеристик исходных ком-онент и сырья для изготовления оборудования и защиты показали, то разброс концентраций примесных и йледовых" элементов значите-ен не только между группами разнотипных материалов ( до 2-х~3_х

по^рядков), не только по сравнению с усредненными данными содери ния элементов в земной коре ( до 2-х порядков), но и внутри груг однотипных материалов ( до 1-ого порядка). Эти факты дают возмог ность проводить целенаправленный поиск малоактивируемых конструз ционных и защитных материалов.

2.4. Установлено, что концентрация активационно опасных эл<

I

ментов в конструкционных и защитных материалах, таких как Ей , (

_р г,

Ш , СЬ составляет 10 - 10" % по массе. Содержание Са, Ре , ^ достигает единиц и десятков процентов по массе.

2.5. Расчетами показано, что введение в материалы таких эл1 ментов как В, бс!, СА , ,ТЬ_, приводит к уменьшению суммарной 1 веденной активности защитных конструкций после 3-х лет выдержки

; на Т-2 порядка.

! 2.6. Полученные экспериментальные данные, позволяют проводи

*

| корректные оценки дозовых характеристик и уровней наведенной ак тивности любых материалов оборудования и конструкций радиационн | защиты как точными, так и упрощенными методами. | ■ 3. Предложено всю информацию, необходимую на этапе СЭ, вкл

| чая проектную документацию, историю эксплуатации ЯЭУ, а также п • лученные в ходе выполнения КРО данные по остаточной радиоактивн

ти оборудования, материалов и конструкций радиационной защиты, 4 кумудировать, хранить и систематизировать в общей базе данных п , СЭ для каждой ЯЭУ.

3 ■ Разработана структура базы данных, состоящей из нескольких

.'] модулей, ключевыми из которых являются банки данных по радиоака

I

I ному загрязнению и наведенной активности.

| 4. Результаты работы явились научным обоснованием и нашли

п

з ражение в создании ряда проектов НТД и НТД, регламентирующих вс

I росы СЭ ЯЭУ, включающих:

1 !

Требования к содержанию проекта по обеспечению радиационной бе- | зопасности при СЭ АХ;

Требования к проведению комплексного радиационного обследования остановленных блоков АЭС;

Рекомендации по выбору малоактивируемых конструкционных и защит- ■ ных материалов ЯЭУ;

Паспорт на химический состав конструкционных и защитных материалов;

Требования к конструктивным и объемно-планировочным решениям защитных экранов ЯЭУ;

Рекомендации по защите поверхностей бетонных конструкций радиационной защиты;

Обоснование создания нормативной базы по ограниченному или неограниченному вторичному использованию металла и железобетона, образующихся при демонтаже ЯЭУ.

5. Обоснована и доказана результатами проведенных исследова-ий практическая возможность:

) уменьшения в 2-100 раз уровней наведенной активности консгрук-.ионных и защитных материалов за счет выбора малоактивируемых ис-одных компонент, введения в состав материалов специальных доба-юк, исключения или уменьшения содержания активационно опасных лементов,

!) уменьшения объемов РАО ( до 50%) за счет использования малоак-;ивируемых материалов и модельного варианта защитных конструкций зеактора и оборудования,

]) снижения уровней загрязнения защитных конструкций радионуклидами за счет выбора бетонов с минимальной сорбционной способностью, ^пользования специальных многослойных покрытий, 1) сокращения ДЗ персонала в несколько раз за счет реального исполь-

зования рекомендаций по радиационному обследованию и информации

базы данных.

Основные результаты по теме диссертации опубликованы в раб*

тах:

1. Енговатов И.А. Строительные материалы и конструкции радиацио! ной защиты в проблеме прекращения эксплуатации АХ.// Вопрос) атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительсг: 1988, Вып. 2, с.47-60.

2. Енговатов И.А. Радиационная защита в проблеме снятия с экспл; атации реакторных установок. - В кн. Тезисы докладов Пятой В' союзной Научной конференции по защите от ионизирующих излуче> ний ядерно-технических установок, 19-21 сентября 1989 г., Пр< вино, МВЭ," 1989, с.9.

3. Енговатов И.А. Минимизация остаточной радиоактивности защити! материалов и конструкций при снятии АЭС с эксплуатации. - В : Рефераты 4-ой ежегодной научно-технической конференции ядерн общества "Ядерная энергия и безопасность человека, Е-93", ига июль 1993 г. Нижний Новгород, 1993 г., с. 1161-1163.

4..Енговатов И.А. Структура и содержание банка данных по радиоа тивному загрязнению и наведенной активности материалов и кон рукций радиационной защиты для этапа снятия с эксплуатации Я В кн. Тезисы докладов У1 Российской научной конференции по з щите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок, ( г. Обнинск,. 20-23 сентября 1994 г.), Т.2, с. 184-186.

5. Енговатов И.А. Анализ потенциальной опасности и предельного держания элементов, определяющих долгоживущую наведенную акт носгь в материалах защитных конструкций при снятии с эксплуа ции ЯТУ. Там же, с.190-192.

. Енговатов И.А. Структура и содержание банка данных по остаточной радиоактивности при снятии с эксплуатации АЭС. Третье заседание рабочей группы по снятию с эксплуатации АЭС, 2-6 октября 1995 г. Москва, МХО Интератомэнерго.

. Енговатов И.А. Научно-техническое обеспечение подготовки нормативной документации по снятию-с эксплуатации'АЭС. Программа TACIS . Рабочая группа "Лицензионная деятельность по снятию с эксплуатации ядерных установок" Москва, 23-27 октября 1995 г.

. Бычков Я.А., Григорьев В.А., Енговатов И.А. и др. Результаты экспериментальных исследований радиационной обстановки и эффективности биологической защиты радиоактивного оборудования 1-ого блока КАЭС. В кн.:Вторая Всесоюзная конференция по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов, 18-21 декабря, Москва, 1978, с.107.

. Бычков Я.А., Григорьев В.А., Енговатов И.А. и др. Исследование дозных полей и эффективности биологической защиты радиоактивного оборудования 1-ого блока Курской АЭС. //Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. Вып. 2(2). - ~ М. ЦНИИАТОМШШРМ, 1978, с. 55-62.

Э. Бычков Я.А., Бабошин Н.Г.Д Енговатов И.А. и др. Прогнозирование радиационной обстановки внутри бокса деаэратора и сепаратора Билибинской АЭС. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. Вып. 2. М. ЩШАТОМИШОШ. 1987. с. 3-8.

I

I. Енговатов И.А., Лавданский П.А., Стефанов Н.И. Выбор строительных материалов и конструирование защиты реакторов с учетом прекращения их эксплуатации. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. М.ЦНИИАТШНЗОРМ. 1986, Вып. 3, с. 3-8.

12. Бабошин Н.Г., Енговатов И.А., Лавданский П.А., Стефанов Н.И. Долгоживущая радиоактивность бетонов защитных конструкций реакторных установок. // Вопросы атомной науки и техники. Се рия: Проектирование и строительство. М. ЦНИИАТОШНфОШ. 1988 Вып.2, с. 105-108.

13. Беляков В.В., Енговатов И.А., Лавданский П.А., Стефанов Н.И. Исследование наведенной активности бетонов на известняковом заполнителе. В сб. рефератов, НИОКР, обзоров, переводов и де локированных рукописей. Серия ЭЛ. 1988.

14. Беляков В.В., Енговатов И.А., Лавданский П.А., Стефанов Н.И. Активация бетонов в конструкциях радиационной защиты реактор с учетом прекращения их эксплуатации. В сб. рефератов, НИОКР обзоров, переводов и депонированных рукописей, ДДР-777, Сери

. ЭЛ № 10. М. 1987.

»

15. Бабошин Н.Г., Енговатов И.А., Лавданский П.А. и др. Активаци конструкций радиационной защиты в проблеме снятия с эксплуатации АЭС. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проек-

■ ... тирование и строительство. М. ЦНИИАТОЩЩОРМ. 1990 г., Вып. : с. 43-52.

16. Дубровский В.Б., Енговатов И.А., Кудрявцева A.B. и др. Наведенная активность строительных материалов и конструкций сухо защиты реакторов типа ВВЭР при снятии их с эксплуатации. Там же. с. 89-92.

17. Бабошин Н.Г., Болбероз A.A., Беляков В.В., Енговатов И.А. и , Радиоактивность строительных материалов и защитных конструкц 1-ого блока БАЭС, снятого с эксплуатации. Там же, с. 93-97.

18. Бабошин Н.Г., Енговатов И.А., Кудрявцева A.B., Лавданский П. Стефанов Н.И. Наведенная активность строительных материалов проблеме снятия с эксплуатации АЭС. Пятая Всесоюзная научная

конференция по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов. 19-21 сентября. Протвино. И®Э. 1989. с. 4-5.

Бабошин Н.Г., Болберов A.A., Енговагов И.А., Лавданский П.А., Стефанов Н.И. Долгоживущая наведенная активность бетонов для корпусов высокого давления. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерная техника и технология. 1990 г. № 3, с. 68-70.

>. Бабошин Н.Г., Гундорина С.Ф., Енговатов И.А. и др. Исследование активации вяжущих материалов для бетонов радиационной защиты реакторных установок. Препринт ОИЯИ,- 18-90-182. I99Ö-, 19 с.

,'. Атоян В.А., Болберов A.A., Былкин Б.К., Енговатов И.А. и др. Комплексное обследование 1-ого энергоблока Армянской АХ после прекращения эксплуатации. - Атомная энергия. 1992, т. 22, вып. 4, с. 345-353.

!. Енговатов И.А., Зенкевич И.С. Принципы создания банка данных по активации материалов, используемых для конструирования радиационной защиты АЭС. - В кн.: Рефераты 1У-ой ежегодной научно-технической конференции ядерного общества , Е-93, июнь-июль 1993 г. Нижний Новгород, 1993, с. II84-II86.

i. Енговатов И.А., Машкович В.П., Морев М.Н., Цыпин С.Г. К обоснованию допустимых концентраций остаточной радиоактивности в бетонах ядерных реакторов для повторного использования. В кн.: Тезисы докладов У1 Российской научной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. ( г.Обнинск, 20-23 сентября 1994 г.), с. 187-189.

I

I. Енговатов И.А., Цыпин С.Г. Принципы проведения радиационного обследования на снятых с эксплуатации ЯТУ. В кн.: Сб. трудов У1-ой научной конференции ядерного общества, г. Киев, 1995 г.

э. Енговатов И.А., Машкович В.П., Морев Ы.Н., Цыпин С.Г. Расчет

допустимых концентраций остаточной радиоактивности в бетонах ядерных реакторов для повторного использования. - Атомная энергия.-1995, т. 78, № 3, с. I76-I8I.

26. Nazarov V.Mv Frontasyevp M.V., En^ovatoy et ait /Ictivafion studies of concrete Êindinoj aqent

' 'in^red/enis- used for nucfear radiation sft/etdlnc

' Kamercjie f V Ы\} iqSi, p.p. 7-8.

27. £n%ovaiav I.A., Kafelnixova Ñ.V., MasPwovich VP.

Radiation covd.roI volume optimization methodology "Third Ann Liât Scieniific Conference Mear Society . International. Moscow BooЦ of Qêsiroicis. S{. Peter Jur tLi-12 September 1992. p.p. 27o-2?i. 2Q._Enqovc/toy 1.4.} KaftfaiaovcfMV-, XudryavisevciА.I/, bt citt. RaJicaciive ^astzs. of He. WWER-iype React in -file Proêdem oftieir Detommissiámncj. Ibidem,p-p.5

29. BaêosûiH M.G.jEncjOVaiovIJ., kudryc/vííevQ AX et cM 'Radioactive contamination and tk induced activity shi^di mcifcriQds and constructions, in decommission (ио №PIbidem p. ''-SÏ6-SÎ8, " ' 0

СПИСОК ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ ЯЭУ - ядерная энергетическая установка СЭ - снятие с эксплуатации АХ - атомная электрическая станция РАО - радиоактивные отходы Д3 - дозовые затраты НТД - нормативно-технический документ КРО - комплексное радиационное обследование ППР - планово-предупредительный ремонт ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор РВ'лК - реактор большой мощности канальный