автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Радиационные характеристики реакторных материалов и отходов при выводе из эксплуатации реактора первой в мире АЭС

На правах рукописи

!

I

Масалов Дмитрий Петрович

РАДИАЦИОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКТОРНЫХ

МАТЕРИАЛОВ И ОТХОДОВ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ПЕРВОЙ В МИРЕ АЭС

Специальность: 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Обнинск - 2005

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации - Физико-энергетическом институте им А.ИЛейпунского

Научный руководитель:

кандидат технических наук, руководитель проблемы «Вывод из эксплуатации ЯЭУ ГПЦ РФ-ФЭИ»

КОЧЕТКОВ Лев Алексеевич

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, профессор кафедры ядерной МАТУСЕВИЧ Евгений Сергеевич

доктор технических наук, профессор, главный научный сотрудник ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ»

ПАНКРАТОВ Дмитрий Владимирович.

Ведущая организация - ФГУП «Научно-исследовательский и

конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля»

Защита состоится «_»_2005 года в __ ч_мин. на

заседании диссертационного совела Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ по адресу: 249033, г. Обнинск Калужской обл., пл Бондаренко, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Г1Щ РФ-ФЭИ. Автореферат разослан «__»_2005 года.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук

Прохоров Ю.А.

¿О06- 4-

'32* 7 ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

К 2010 г. в России и ближнем зарубежье должны быть выведены из экхплуатации такие водо-графитовые реакторы как АМ Первой в мире АЭС, АМБ-100 и АМБ-200 первой очереди Белоярской АЭС, ЭГП-6 Билибинской АЭС, РБМК-1000 Ленинградской, Смоленской, Курской, Игналинской, Чернобыльской АЭС, промышленные и исследовательские реакторы, в которых в качестве замедлителя применен графит (~50 тыс.т).

В результате длительного воздействия нейтронов при эксплуатации этих реакторов в графите и других реакторных материалах накапливается значительная активность, обусловленная такими радионуклидами, как 3Н, |4С, 60Со, б1Ы1, 41Са и др. с периодами полураспада от нескольких лет до сотен тысяч лет.

В ближайшее десятилетие в России с учетом экономических, технических и социальных факторов реальным вариантом вывода из эксплуатации (ВЭ) водо-графитовых реакторов является вариант с отложенным демонтажом, в соответствии с которым реактор вместе с графитовой кладкой консервируется в собственной шахте на срок около 100 лет.

Для прогнозирования радиационного воздействия материалов, находящихся в шахте реактора в период длительного сохранения и при их последующем демонтаже, получение информации по нуклидному составу является важной и актуальной задачей.

Следует отметить, что часть графитового замедлителя в виде втулок технологических каналов и ОТВС в процессе эксплуатации извлекались из реакторов и находятся теперь либо в приреакторных могильниках в реакторных зданиях, либо во временных хранилищах на территориях промплощадок. Оценка нуклидного состава и активности втулочного графита также является актуальной задачей.

Решение этих задач для каждого конкретного водо-графитовош___

реактора, в том числе и для реактора Первой АЭС (далее в тексте - ИР АМ -¿к. исследовательский реактор «Атом Мирный»), будет вносить вклад в реше^иЪС^ главной задачи - обеспечения радиационной безопасности (РБ) при ВЭ вс&г* -

> всЗЗк» « ¿11»

графитовых реакторов.

Цель работы - получение исходных данных для оценки радиационный $ характеристик реакторных материалов и радиоактивных отходов при вь*воде из эксплуатации реактора Первой в мире АЭС и выполнение этих оценок. |

Основные задачи исследования

* Экспериментальное получение величин концентраций микропримесей в реакторных материалах.

* Разработка и реализация расчётной схемы для оценки долгоживущей активности радиоактивных отходов,накопленных в хранилище ИР АМ после разделки ОТВС.

* Оценка активности реакторных материалов, находящихся в шахте реактора (графит, сталь 12Х18Н10Т, Ст.З, чугун, бетон, свинец), для

прогнозирования их воздействия на окружающую среду в процессе длительного сохранения ИР АМ под наблюдением, а также для планирования и осуществления мер по обращению с этими материалами на завершающем этапе ВЭ ИР АМ.

Научная новизна

* Получены данные по комплексному радиационному обследованию ИР АМ.

* Разработана схема расчета накопленной активности графитовых втулок и стальных трубок, попадающих во временное хранилище РАО после разделки ОТВС на Первой АЭС.

Практическая значимость

Выполненные исследования по обоснованию и обеспечению радиационной и ядерной безопасности при ВЭ ИР АМ были использованы при разработке:

* проекта вывода из эксплуатации ИР АМ;

* эскизного проекта локализации реакторного пространства ИР АМ и технического проекта локализации хранилища РАО, образующихся после разделки ОТВС.

Результаты работы могут быть использованы при разработке базы данных по выводу из эксплуатации ИР АМ.

Расчетная схема оценки нуклидного состава РАО, поступающих после разделки ОТВС Первой АЭС во временное приреакторное хранилище, может быть использована для аналогичных расчетов для втулочного графита, находящегося во временных хранилищах промышленных уран-графитовых реакторов.

Опыт подготовки к ВЭ ИР АМ может быть использован при ВЭ других ядерных установок.

Основные предложения и результаты, выносимые на защиту

1. Полученные исходные данные для расчётов долгоживущей активности РАО и конструкционных и защитных материалов ИР АМ.

2. Разработанная схема оценки активности ТРО во временном хранилище отходов ИР АМ после разделки ОТВС и полученные результаты.

3. Предложение по герметизации ячеек реактора при помощи верхних частей разделанных ОТВС.

Публикации

По теме диссертации опубликованы две статьи в журнале «Известия высших учебных заведений.Ядерная энергетика» и шесть печатных работ в трудах Российских научных конференций, V Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 1998 г. и Отраслевого научно-технического семинара «Очистка газовых сред на предприятиях с ядерными технологиями», Обнинск, 2003 (два доклада).

Структура и объём диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка использованной литературы. Работа изложена на 118 страницах текста, содержит 16 рисунков, 58 таблиц.

Основное содержание работы

1 Реактор и его состояние на момент окончательного останова

В главе 1 приведено краткое описание конструкций реактора и их состояние на момент окончательного останова Первой АЭС.

Реактор AM Первой АЭС представляет собой водо-графитовый реактор на тепловых нейтронах, охлаждаемый водой под давлением (рисунок 1); тепловая мощность, N„OM=30 МВт; эксплуатировался на мощности с 27 июня 1954 г. по 30 ноября 2001 г.

Описано радиационное воздействие газоаэрозольных выбросов ИР AM на окружающую среду как при нормальной работе реактора, так и при имевших место при его эксплуатации инцидентах с повышенными выбросами.

Показано, что при нормальной работе ИР AM расчетная доза от газоаэрозольных выбросов при работающем на мощности реакторе составляла в последние ~ 20 лет менее 2% от допустимой (0,2 мЗв/год) или ~ 0,3% от дозы внешнего облучения, получаемой населением от естественных источников излучений; при инцидентах - не превышала предела дозы для ограниченной части населения.

После окончательного останова ИР AM дозы облучения населения определяются выбросами ДЖА и не превышают 10 нЗв/год (1 мкбэр/год).

Представлены результаты анализа облучаемости персонала ИР AM за 50 лет. Показано, что за исключением периодов общей продолжительностью ~ 10 лет, когда выполнялись неординарные работы с установлением повышенных разрешенных доз облучения по нарядам допускам, и как следствие контрольный уровень годовой дозы для персонала ИР AM увеличивался до значений, существенно превосходящих установленные в то время значения в институте, распределение доз облучения персонала ИР AM является логарифмически нормальным со среднегеометрическим стандартным отклонением ст»2,2, при средней дозе облучения персонала D =( 4,5±0,5 ) мЗв/год. В исключительные годы она достигала, а в первые 4 года и превосходила 10 мЗв/год.

На этапе подготовки ИР AM к сохранению под наблюдением (второй этап вывода из эксплуатации ИР AM) одни из наиболее дозоёмких работ, связанные с диагностикой состояния TBC, перегрузкой и разделкой TBC будут отсутствовать. При этом, в основном, будут проводиться работы с низкоактивным и среднеактивным оборудованием, и ожидается, что средние годовые эффективные дозы на втором и заключительном (4) этапе вывода из эксплуатации ИР AM будут находиться в пределах 5-10 мЗв/год.

2 Концепция и основные положения вывода из эксплуатации ИР AM

В главе 2 изложена история подготовки данных для разработки проекта ВЭ ИР AM и основные положения «Концепции вывода из эксплуатации Первой в мире АЭС с созданием Государственного Музея

Рис. 1 .Вертикальный разрез реактора 4

атомной энергетики России», в соответствии с которой ВЭ ИР AM должен осуществляться поэтапно в следующей последовательности:

• 1 этап - подготовка к выводу из эксплуатации;

• 2 этап - подготовка к длительному сохранению под наблюдением;

локализация реактора и других высокоактивных конструкций;

• 3 этап - длительное сохранение под наблюдением;

• 4 этап - завершающий.

На этапе подготовки к выводу из эксплуатации осуществляется окончательный останов реактора AM, приведение реактора в ядерно-безопасное состояние, удаление за пределы установки отработавшего топлива штатных и экспериментальных TBC, проведение комплексного инженерного и радиационного обследования и разработка принципиальной программы и проекта вывода из эксплуатации, включая отчет по обоснованию безопасности, план-график ВЭ ИР AM и сметы необходимого финансирования.

На этапе подготовки к длительному сохранению под наблюдением должны быть осуществлены демонтажные и другие работы, необходимые для локализации реактора и других высокоактивных конструкций, систем и оборудования установки, а также дезактивация и демонтаж других систем и оборудования, не подлежащих локализации.

Локализация предполагает герметизацию реакторных конструкций в пределах бетонной шахты, а высокоактивных систем и оборудования на их штатных местах с созданием защитных барьеров в целях предотвращения возможности несанкционированного доступа лиц и распространения радионуклидов за пределы локализуемых объёмов.

Этап длительного сохранения под наблюдением предполагает длительную выдержку конструкций реактора, систем и оборудования в целях снижения радиоактивности оборудования и материалов и коллективной дозовой нагрузки на персонал при проведении завершающих работ. Предельная длительность этапа (50-100 лет) определяется остаточным ресурсом здания, конструкций защитных барьеров и локализуемых объемов.

На завершающем этапе выполняется полный демонтаж либо захоронение локализованных конструкций. Вопрос о дальнейшем использовании или демонтаже здания должен быть решен к моменту завершения этапа длительного сохранения под наблюдением.

3 Оценка количества и активности РАО, образованных в результате разделки ОТВС

В разделе 3.1 изложена технология разделки ОТВС на ИР AM. Отработавшие TBC, в соответствии с регламентом эксплуатации ИР AM, после полугодичной выдержки разделываются в горячей камере (ГК) ИР AM, находящейся над временным хранилищем РАО ( далее - могильник ГК, см. рисунок 2)

При этом:

* отрезается хвостовик (рисунок 3, рез I-I); снимаются графитовые втулки, которые падают в могильник ГК;

* вырезаются твэлы (рисунок 3, рез II-II), которые пакуются в гильзу и отправляются в хранилище ОЯТ института;

Рисунок 2 - Разрез здания ИР АМ плоскостью, проходящей через воронку из центрального зала в горячую камеру (помещение 45)

Б~Б

А-А

i*

Рисунок 3 - Конструкция ТВС реактора АМ

1 - Втулки металлические 2- Трубка центральная 4 Камера выходная

5- Штуцер для отвода охлаждающей воды

6- Штуцер для подвода охлаждающей воды

7- Штуцер для подачи азота в кладку реактора

8- Головка ТВС

11- Чехол стальной верхний 0 63x0,8

12- Втулки графитовые в стальном чехле

13- Втулки графитовые твэльные

14- Твэл

15- Чехол стальной нижний

16- Компенсатор

17- Камера распределительная

• оставшаяся центральная трубка (до реза II-II) разрезается на куски длиной ~600 мм, которые сбрасываются в хранилище РАО.

Оставшаяся верхняя часть ОТВС длиной 3350 мм (выше реза II-II) -«головка TBC» - извлекается в реакторный зал, где разрезается на две части, которые затем упаковываются в полиэтиленовую плёнку и отправляются на захоронение в цех РАО.

При разделке одной TBC образуются следующие остатки (фрагменты ОТВС), которые сбрасываются в могильник ГК:

• графитовые втулки диаметром 65 мм, L«150 мм (20 шт.) - общей массой ~ 12 кг;

• куски труб - диаметры 12x1; 15x0,6; 63х 0,8; L«600 мм и хвостовик -диаметр 63 мм, L«600 мм) из стали 12Х18Н10Т - общей массой ~4 кг.

В разделе 3.2 приведены предпосылки к расчетной схеме оценки активности РАО в могильнике ГК, которые изложены ниже.

1) Исходя из календарного времени эксплуатации ИР AM Ткалсцд=17323 суток и фактической энерговыработки T^=3650,4 эффективных суток, принято, что реактор все время работал в режиме:

TN=60 суток - на мощности Ncp;

Тс=30 суток - остановка на перегрузку и ППР, T=TN+TC =90 суток.

Ii хт Тэфф-NH0M-90

При этом Ncp=——-«9,5 МВт.

Ткаленд' 60

2) Активность нуклидов графитовых и стальных РАО, поступивших в могильник ГК после разделки всех ОТВС пропорциональна Jq>( V) • m(v)dV,

^РАО

где Vpao - объем, ограниченный

- по высоте - от нижней части TBC (h=0) до реза II-II (h=hmax) (рис. 3);

- по радиусу - от 0 до радиуса активной зоны.

3) Кампания - одинакова для всех разделанных TBC и составляет

(Т календ ~ 3,5) ■ NH3a 44-126

'камп --^-

где N„M - среднее количество ОТВС (126 шт.) и других изделий, находящихся в реакторе; Nr - итоговое количество изделий, подлежащих разделке.

4) Ежегодно в течение времени ТраздСЛ—Ткаленд tKaMn с 01.01.58 г. по 31.12.2002 г. (ТрШдел=45 лет) разделывалось 42 ОТВС, отработавших кампанию 3 года с последующей выдержкой tBM =0,5 лет.

5) В течение последующих трех лет разделывается по 50 ОТВС, хранящихся в бассейнах выдержки в течение (в среднем) ~30 лет.

Принятые упрощения вносят незначительные погрешности в вычисленные активности долгоживущих продуктов активации и деления. Причем, чем больше нуклида, тем погрешность меньше. Для б0Со погрешность из-за принятых упрощений не превышает 20%.

В разделе 3.3 вычислены средние значения плотности потока тепловых нейтронов для стальных и графитовых РАО (в формуле (1) индексы «гр» «ст» - опущены):

я

/ф(У)т(У)<Г/

(р = ^ЕАО--(1)

* |т(У)с!У ' УЧ

уРАО

где |т(У)<1У = М - масса стальных (графитовых) материалов ОТВС, V

рао

находящихся в кладке реактора, которые после разделки ОТВС

попадают в могильник ГК.

фгр=9,5-1012 т.н./(см2с);

Фс^,2-10,2Т.НУ(см2С).

При вычислении фф, ф^, были использованы:

- результаты измерений плотности потока тепловых нейтронов по высоте, выполненных с помощью медных индикаторов в ячейках реактора;

- радиальное распределение плотности потока тепловых нейтронов по центру активной зоны;

- значение максимальной плотности потока тепловых нейтронов при мощности реактора 10 МВт (тепл.), Фтах=4,4- 1013т.н./(см2-с),

- распределение масс стальных (графитовых) материалов ОТВС, находящихся в кладке реактора, которые после разделки ОТВС попадают в могильник ГК.

Активность графитовых втулок ОТВС реактора обусловлена как загрязненностью продуктами деления (в основном, 137Сб, ^Бг), так и продуктами активации углерода, азота, подпитывающего графитовую кладку в процессе работы ИР АМ на мощности, а также микропримесей, имеющихся в графите.

В разделе 3.4 приведены основные реакции активации с образованием радионуклидов с периодами полураспада более 1 года.

В разделе 3.5 приведена схема расчетов активности продуктов активации. Для двухзвенных цепочек распада, с учетом предпосылок, изложенных в разделе 3.2, удельная активность ¡-нуклида, аь, которая поступит в могильник ГК после разделки первых 42 ОТВС, вычислена по формуле:

(-Х; -Т+ои <р-Тм)п _ . ..

а. 11=ар,-1—е ' '1выгФтК; .е-^выг-^^Чп-.),^.^

где п - число членов геометрической прогрессии, п = 3 год-365сут/год/90сут »12;

»01--;, \ \ I' к >

А, -(о,| -ф-Х, -ой -ф) ст!| - сечение активации исходного изотопа;

^Пвыг - сечение выгорания исходного изотопа.

Активность, А2оо2., и удельная активность, а2002„ >- го нуклида в могильнике ГК после 45-й разделки (на 31.12.2002г.) будут равны (в (4-6) выражены в год "'):

32002;

= ZlL

45

-\--45лет 1-е 1

-Х.-1год 1-е 1

(4)

A20021 - a2002i' тст(гр) -1886, (5)

где nv (гр) - масса стали (графита) в РАО, поступающих после разделки одной TBC;

1886 - количество разделанных к 12.2002 г. ОТВС. Выражения (2) и (4) представляют собой формулы для сумм геометрических прогрессий со знаменателями e_^i'T+0i,'cp'TN, е"?-''1год, соответственно.

Активность нуклидов в последующие 3 года вычислена в соответствии с предпосылкой 5) в разделе 3.2 (с учетом (3-4)):

,_е-Л-1год е_х.30лет^

А —а Г.-Мгод ,50-45 Агооз+j a2oo2+j Le 1886~'

1-е

-А-45лет

(6)

j = 0; 1; 2.

В разделе 3.6 приведены результаты анализов содержания микропримесей в материалах TBC ИР AM (сталь 12Х18Н10Т, графит). Полученные результаты сопоставлены с результатами, полученными в разное время другими исследователями. В таблице 1 приведены использованные в работе результаты содержания микропримесей в графите для расчетов долгоживущих активационных нуклидов (звездочками отмечены результаты, полученные автором).

Элемент Со Fe Ag Ca Ni C1 N Cs Eu Li

Содержание элемента в графите, ррш 0,035 * 10 * 0,1 15 0,06* 25 100 0,01 4c 0,0065 * 0,015

В разделе 3.7 изложена методика оценки утечки трития из графита. Схема расчетов активностей продуктов активации, изложенная в разделе 3.5, применительно к тритию требует дополнений, которые изложены ниже.

Основной вклад в накопление трития в графите вносит реакция взаимодействия нейтронов с ядрами 61л. Доля примеси лития в графите может составлять (1-^5)-10~8. Первоначально фиксированный в графите тритий с течением времени, вследствие различных процессов, может попадать в окружающую среду. При эксплуатации реактора на мощности диффузия трития в графите при температурах ~800 К - незначительна (Б (1-2)-10'19 см2/с). Одним из процессов увода трития из реакторного графита может быть значительное окисление графита вследствие повышенной влажности в кладке реактора (из-за протечек труб охлаждения каналов СУЗ и «мокрых» аварий).

В таблице 2 приведены измеренные и рассчитанные значения удельных активностей 3Н в графите реактора Сибирского химкомбината И-1, нормированные на флюенс тепловых нейтронов, равный 2-1022 н/см2 и приведенные на момент окончательного останова, а также соответствующие

1 л

экспериментальные значения, полученные для графита Ханфордского реактора ОЯ.

Результаты, представленные в таблице 2, показывают существенное расхождение экспериментальных и расчетных результатов по накоплению 3Н в реакторном графите.

Таблица 2 - Измеренные и расчетные удельные активности (УА) 3Н

в реакторном графите

Реактор Эксперимент Расчет

И-1 (Томск-7) (НапйгсЗ) И-1

УА, кБк/кг 6,61 103 4,4Ы05 2,59-10б

Для устранения этого расхождения автор предлагает к параметрам увода за счет распада и выгорания прибавить постоянную увода 3Н из графита, уи_1, (аналогичную по размерности и функциональной роли в математическом описании процессов «накопления - распада радионуклидов» - постоянной радиоактивного распада).

По формулам, аналогичным (1-3) получены значения уИ-1 для реактора И-1 при содержании лития в графите Ри=10"7 уи.]=0,14 лет"1; при Рь=1,5-10"8 уи.1=0,07 лет'1.

Учитывая факт крайне неравномерного (до 2 порядков) распределения трития по блокам кладки реактора И-1, автор с консервативным запасом выполнил вычисления активности трития в реакторном и втулочном графите без учета утечки трития из графита.

В разделе 3.8 изложен подход к вычислению активностей продуктов деления в реакторном графите. Активность основных долгоживущих продуктов деления Бг и |37Сз вычислена для РАО в могильнике ГК с учетом:

• среднего значения УА '"Се в пробах, отобранных из блоков графитовой кладки реактора в 1985 г.;

• предположения, что динамика накопления 137Сб во втулках и кладке - одинакова;

90о

• установленной корреляции между удельными активностями аг и |37С5 в графите промышленных уран-графитовых реакторов (отношение находится в пределах 0,5-0,6).

В разделе 3.9 приведены результаты расчетов количества и активности РАО, образованных в результате разделки ОТВС и попавших во временное хранилище РАО - могильник ГК.

Всего после окончательной разделки ОТВС (на 12.2005 г.) в могильнике ГК будет находиться ~ 32,6 т стальных (8,1 т) и графитовых (24,5 т) РАО суммарной активностью 2,65- 10м Бк. Активность стальных (графитовых) РАО снизится за 70 лет приблизительно в 3,5 (2,8) и будет определяться в основном 63№ (|4С). Суммарный керма-эквивалент РАО в могильнике ГК снизится за 70 лет на 4 порядка и составит в 2080 году -1,1 мкГр-м /с; (для стальных РАО он будет определяться ^Со и составит 0,28 мкГр-м /с; для графитовых РАО - 137Сб и составит 0,82 мкГр-м2/с). На рисунках 4,5 приведены зависимости активностей нуклидов в графитовых и стальных РАО в могильнике ГК от времени.

А, МБк

Рисунок 4 - Активность стальных РАО в помещении 12 на конец 2002 года и последующие годы

(масса на конец 2005 года -8,1 т)

а, кбк

Рисунок-5 Активность графитовых РАО в помещении 12 на конец 2002 года и последующие годы.

(масса на конец 2005 года - 24,5 т)

4.Радиационные характеристики конструкционных материалов в шахте реактора

В главе 4 приведены интегральные радиационные характеристики конструкционных материалов в шахте реактора.

В разделе 4.1 проведено сопоставление содержания микропримесей, принятых для ИР АМ, с аналогичными данными для других реакторов (российские промышленные реакторы И-1 и ЭИ-2 и английские газоохлаждаемые графитовые реакторы МАвЫОХ и АСЯ) (см. таблицу 3).

Таблица 3 - Содержание примесей в графите различных реакторов, ррт

Элемент И-1, ЭИ-2 Ма^ох АОЯ АМ

и 0.01-0.05 0.05 0.05 0.1

N 240 10 10 100

С1 25 2 4 25

Са 15 35 25 15

Со 0.006 0.02 0.7 0.054

№ 0.2 1.0 6.0 0.06

Ай 0.26 0.001 0.001 0.1

Ей 0.002 0.004 0.005 0.0065

Бш 0.04 0.05 0.002

Как видно из таблицы 3, по примеси кобальта, по существу определяющей величину необходимого срока выдержки кладки до возможности ее демонтажа, ИР АМ занимает промежуточное положение среди других реакторов. Содержание примеси европия - одного порядка с другими реакторами.

В 1998-99 годах были выполнены экспериментальные исследования, направленные на инвентаризацию активности конструкций реактора АМ. Химическому анализу на содержание №, Со, Ag, ЫЬ были подвергнуты образцы конструкций бака биологической защиты из Стали-3, на содержание Со, Ре, Ей - образец строительного бетона из монтажного пространства, на содержание Со - образец стали 12Х18Н9Т из чехла ОТВС.

С использованием активационного анализа определялось содержание микропримесей в реакторном графите и свинце марки С-4. Ранее, в 1989 году, с использованием активационного анализа автором было определено содержание микропримесей в верхней чугунной плите (стружка) и бетоне из монтажного пространства.

В таблицах 4-8 приведены значения микропримесей элементов в конструкционных материалах шахты реактора АМ. Наряду с литературными данными, в таблицах приведены результаты вышеперечисленных анализов (* - результаты получены автором).

Таблица 4 - Результаты химических анализов проб конструкции БЕЗ (Ст. 3)

Примесь № Со | А8 №

Рэ, ррт 840 250 | < 40 < 10

Таблица 5 - Использованные в расчетах активности значения содержания микропримесей в чугуне

Примесь № Со А8 №

Рэ, ррш 5000** 340* 40 10

**- взято предельное содержание № в чугунах (ГОСТ 1412-70)

Таблица 6 - Содержание микропримесей в строительном бетоне, принятое для расчетов наведенной активности (2200 кг/м3)_

Примесь Со Ре Ей Са

Рэ, ррш 3* 13000* 0.2* 8.6+04

Таблица 7 - Содержание микропримесей в тяжелом бетоне, принятое для _расчетов активации_

Элемент Са Ре Со № Ей

Рэ, ррш 0.5+5 0.614+6 0.15+3 0.5+3 0.1

Таблица 8 - Содержание элементов в свинце С-4

Элемент Ре Ая*

Рэ, ррт 500 6*

В разделе 4.2 приведены вычисленные суммарные активности нуклидов, <ЗсуМ|, скомпонованные по различным конструкционным материалам шахты реактора. Часть результатов приведена в таблицах 9-12. В комментариях к таблицам приведены значения г^ - относительных вкладов активностей каждого ¡-нуклида в ^конструкционном элементе, <3,,, в их суммарную активность, С>сумвычисленные по формуле (7):

1^(3,/Осум, (7)

Кроме того, для каждого конструкционного материала вычислены значения активностей, просуммированных по всем нуклидам: (2Сум.=]Г(2

Удельные активности ь нуклида конструкционного элемента, ау, для каждого реакторного материала могут быть вычислены по формуле (8):

(8)

Осу*и

Таблица 9 - Суммарные активности нуклидов в графитовой кладке (46300кг)

Нуклид,! Т|/2, лет Активность нуклида, <3СУМ „ МБк

2002 г. 2005 г. 2010 г. 2080 г. 2500 г.

Зн 12,33 6,62-105 5,59-105 4,22-10* 8,25-10"1 -

|4С 5730 1,26-10' 1,26-10' 1,26-10' 1,25-10' 1,19-10'

36С1 301000 3,31-Ю5 3,3 НО* 3,31-10* 3,31-10* 3,31-10*

4,Са 103000 1,15-104 1,15-10" 1,15-10" 1,15-10" 1,14-10"

"Ре 2,7 3,15-10° 1,46-10" 4,04-10* - -

°иСо 5,27 9,80-10* 6,60-105 3,42-10* 3,43-10' -

*у№ 75000 1,44-10" 1,44-10' 1,44-102 1,44-102 1,44-10'

63 № 96 2,70-10" 2,62-10" 2,53-10" 1,52-10" 7,34-10"

'08тАй 127 1,429-103 1,41-10' 1,37-10' 9,34-10" 9,43-10'

и4Сз 2,062 6,01-10* 2,19-10* 4,08-10" - -

'*"Еи 13,33 2,01-104 1,72-10" 1,32-10" 3,47-10" -

154Еи 8,8 2,72-10" 2,15-10" 1,45-104 5,84-10' -

,55Еи 4,96 1,62-103 1,06103 5,28-10' - -

"'Св 30,17 1,95-10° 1,82-10" 1,63-10" 3,26-10* 2,10-10'

29,1 1,95-10й 1,82-10° 1,62-10" 3,05-10* 1,38-10'

С>сум, МБк 2,23-10' 1,96-10' 1,58-10' 1,35-10' 1,22-10'

Таблица 10 Суммарные активности нуклидов в тяжёлом бетоне

Нуклид, \ Тт. лет Активность нуклида, 0СЧЧ „ МБк

2002 г. 2005 г. 2010 г. 2080 г. 2500 г.

4|Са 103000 4,22-105 4,22-103 4,22-105 4,22-10' 4,21-10'

Ы)Со 5,27 2,27-108 1,53-105 7,92-10' 7,95-10' -

^е 2,7 3,25-109 1,50-10" 4,16-108 6,52-10" -

75000 3,07-104 3,07-104 3,07-10" 3,07-104 3,06-104

96 3,82-10" 3,1 А-10" 3,61-10" 2,18-10" 1,05105

ыЕи 13,33 6,29-105 5,38-10' 4,15-10' 1,09-104 -

ыЕи 8,8 2,59-104 2,04-104 1,38-104 5,55-10' -

Оом, МБк 3,48-10" 1,66-10Ч 5,00-108 2,65-10" 5,56-105

Комментарии к таблице 10

.1 Конструкционный элемент щ, кг п, /т,, х106 кг'

1 Блоки дополнительной защиты (16 шт.) 24100 0,839 34,8

2 Блоки ББЗ №№ 4,5 и 3 (2 шт.) 6960 0,162 23,2

Таблица 11 - Суммарные активности нуклидов в чугунных конструкциях (76080 кг)

Нуклид, 1ш, лет Активность нуклида, <3СУМ „ МБк

2002 г. 2005 г. 2010 г. 2080 г. 2500 г.

"°Со 5,27 2,99-106 2,01-10" 1,04-10" 1,05-104 -

"Ие 2,7 2,90-10" 1,34-109 3,72-10* 5,83 -

75000 1,47-105 1,47-10' 1,47-10' 1,47-10' 1,46-10'

96 1,87-10' 1,83-10' 1,76-107 1,06-10' 5,12-10'

20300 2,94-10" 2,94-10" 2,94-102 2,94-102 2,89-102

Ш8тАд 127 3,88-10' 3,81-10' 3,71-10' 2,53-10' 2,560

Осум, МБк 3,22-10" 1,56-10" 4,94-10" 1,08-10' 6,5810'

Комментарии к таблице 11

) Конструкционный элемент из чугуна т,, кг п, /т,, х10й кг'

1 Фундаментная плита 1170 0,449 383

2 Опорные стаканы 833 0,319 383

3 Часть тепловой колонны (ближе к активной зоне) 1000 0,174 174

Таблица 12 - Суммарные активности нуклидов в стальных конструкциях (Ст.З и стальное литье 25-4522) (98860,5 кг)

Нуклид > \ Т.'2. лет Активность нуклида, Осчм „ МБк

2002 г. 2005 г. 2010 г. 2080 г. 2500 г.

""Со 5,27 1,04-10" 7,02-106 3,64-10" 3,65-10" -

^е 2,7 1,54-10'° 7,11-10" 1,9710" 3,09-10' -

75000 1,17-104 1,17-Ю5 1,17-10' 1,17-10* 1,17-105

ы № 96 1,49-107 1,46-10' 1,40-10' 8,47-10" 4,08-10*

У4ЫЬ 20300 1,40102 1,40-10" 1,40-10" 1,39-10" 1,37-10"

1,№тА8 127 1,84-10* 1,81-10' 1,76-10-' 1,20-10" 1,21-10'

Осум, МБк 1,64-101и 7,83-10у 2,35-10У 8,62-10" 5,25-105

Комментарии к таблице 12

.1 Конструкционный элемент из Ст.З т,, кг П.1 п, /т,, х 106 кг"1

1 Кожух 3160 1,85-10"' 58,5-10'

2 Бандаж кожуха 579 3,11-10'" 5,37-10'

3 Внутренняя стенка ББЗ 10800 2,00-10"' 1,85-10'

4 Внешняя стенка ББЗ 16100 4,43-10'5 2,75-10'3

5 Остальная часть ББЗ 37600 7,73-10'2 2,09-10"4

6 Фланец опорный 1100 7,66-10'3 6,97

7 Плита нижняя 3310 2,69-10"' 8,12-10'

8 Подставка секторов бокового отражателя 1060 8,57-10"" 8,12-10'

9 Опора дополнительной бетонной защиты 1400 7,77-10"" 5,55-10'

10 Шибер селекторного канала 750 4,12-10"' 5,5-10"4

11 Шиберы горизонтальных каналов 4670 2,57-10"" 5,5-10*

12 Кольцо крепления стояков охлаждения отражателя 969 6,75-10"' 6,97

13 Обшивка «балкона» реактора 255 1,78-10"' 6,97

14 Часть тепловой колонны (дальше от активной зоны) 15600 8,58-Ю*' 5,5-10''

15 Часть тепловой колонны (ближе к активной зоне) 1390 5,11-10'" 3,67-10'

16 Трубы охлаждения фундаментной плиты 85 6,90-10' 8,12-10'

Активность реакторных материалов, находящихся в шахте реактора, на конец 2005 года составит 1,33-10!6 Бк (292 т); из них: графит- 1,96-1013 Бк (64,6 т).

Судя по результатам, приведенным на рисунке 6, значительная часть материалов в шахте реактора (сталь ~ 27т; чугун ~ Зт; тяжелый бетон с облицовкой сталью- 3 и трубками охлаждения из стали 1Х18Н9Т ~ 40 т) до 2040 г. будет относится к высокоактивным отходам.

1.е+02

2070

(О - А, ТБк; Д - Ке, сГр-м"/с).

- сталь, чугун, тяжелый бетон

(-199 т, без верхней защитной плиты)

- графит (-64,6 т).

Рисунок 6 - Активности (О) и керма-эквиваленты (Д) основных материалов в шахте реактора В разделе 4.3.1 выполнена оценка ЯТ в кладке реактора. В процессе облучения топлива наряду с выгоранием 135и происходит образование 139Ри по реакции:

238и(п,у)259 и -Е-»2" Ыр—6-4239 Ри 4,47 10*лет 23,5 мин 2,35 сут. 2,41 104лет Накопление 239Ыр в графитовой кладке описывается дифференциальным уравнением (9):

В формулах (9-15) приняты следующие обозначения: 08 (9> - сечение активации 238и (239Ри); с8 = 2,7 барн; а9 = 286 барн.

с« (^9) — сечение деления 235и (239Ри) тепловыми нейтронами;

Сс.5= 582 барн; 742 барн;

а >а - равновесные активности ~3,Ыри ¡-нуклида (продукта деления);

£,..<; (,.9, - кумулятивный выход ¡-нуклида при делении тепловыми нейтронами 235и (23чРи);

N5, Ир,, - плотность ядер 235и, 2:,8и, 239Ри в графите, соответственно, г"'.

Равновесная УА 239Ир и Ы8 определяются по формулам (10-11),

соответственно:

Для 239Ри

»„. =o.-4>-N. (10)

N,=-^ = 1,768 10"-^- (11)

' Ф Г~*т

-^ = У.Ф-Н,-(ог,+0,)ф-ЫРи. (12)

Плотность ядер 239Ри за 46 лет достигнет равновесного значения (в (12)^ = 0) и

сн

—^ = ——— = ——— * 0,0026. (13)

Ы8 ст^+сГд 742+286

Для короткоживущих продуктов деления, период полураспада которых значительно меньше времени работы реактора на мощности (60 суток), равновесные удельные активности в графите за счет деления 235и и 239Ри равны:

а1. = °У,5'Р''£/,5г$'<Р'МРи • . (14)

Учитывая формулы (11) и (12), из формулы (15) найдем:

(15)

Было выполнено облучение пробы графита из ячейки 10-01 в реакторе ИР АМ в течение 19,5 часов при ф=6*1012 т.н./(см2 с). Вычислены равновесные активности, а -'а, 239Ир и относительно короткоживущих нуклидов (|311, 91 Бг, 90Мо, 972г, 140Ва) по результатам спектрометрических измерений облученной пробы. С использованием этих вычислений получено среднее значение К5/Ы8.(15) Учитывая выражения (11,13,15), вычислены

«па

значения содержания и, и и Ри в графите ячейки 10-01. С использованием аналогичной информации для других ячеек кладки реактора получено - в кладке при работающем на мощности реакторе содержалось не более 3,5 г 235и, 500 г 238и, 1,3 г 239Ри.

В разделе 4.3.2 выполнена оценка количества ЯТ в кладке после разгрузки ИР AM от TBC. На момент начала выгрузки ОТВС из реактора в 111 ячейках находились TBC (серии 044 - 4,4% обогащения по U и серий 010 и «Ж» -10% обогащения по U).

После выгрузки всех TBC была произведена герметизация ячеек пробками - головками ОТВС. Перед герметизацией все ячейки калибровались алмазной прошивкой диаметром 65 мм и очищались «ершом» по всей высоте столба графитовых блоков кладки с последующим отсосом графитовой пыли через водяную ловушку с помощью насоса РМК-4. Ловушка представляет собой цилиндр из нержавеющей стали, на 2/3 заполненный водой, высотой ~ 1500 мм с внутренним диаметром - 200 мм и открывающимся для промывки дном.

После разгрузки реактора и чистки ячеек ловушка была извлечена из защитного контейнера для ее дезактивации, и была выполнена оценка содержания в ней ,37Cs.

Учитывая энерговыработку каждой TBC последней загрузки в реактор и время выдержки от момента извлечения ОТВС до измерения пробы из ловушки, была вычислена активность 137Cs, накопленная во всех TBC последней загрузки, которая составила (5,9±0,1)-1014 Бк. Кроме того, была выполнена оценка содержания в TBC последней загрузки делящихся материалов. В них содержалось 355,4 кг - 23SU; 24,24 кг - 235U и -0,75 кг -239Ри.

По соотношению l37Cs в топливе и в ловушке получено содержание в ловушке: 238U - 47г; 235U - 3,2г, 239Ри -0,1 г.

Исследования выхода радиоактивных газов и аэрозолей из кладки реактора Первой АЭС в 1978-1979 годах показали, что число делений в просыпях топлива в кладке, вычисленное по УА короткоживущих нуклидов не зависит от периода полураспада и составляет 1012 делений/сек при работе реактора на мощности 9МВт; при этом в реакторе происходит 9-3,1 1016 делений/сек. Учитывая загрузку реактора по 235U ~27 кг, получим, что в кладке в районе активной зоны находилось в то время -0,115 г 235U. Выброс ГРПД тогда составлял ~ 50 Ки/сутки (1,85 ТБк/сутки).

В 1987 году была выполнена полная разгрузка реактора от TBC. При этом было извлечено 30 дефектных TBC, из них 9 извлекались по частям («козлы»). После этого была проведена чистка ячеек перед постановкой в них свежих TBC, и при работе реактора на средней мощности ~6 МВт выброс ГРПД снизился до -5 Ки/сутки (185 МБк/сутки), что соответствовало содержанию 235U в кладке в районе активной зоны <0,02 г.

Поскольку технология чистки ячеек кладки реактора в 1987 и 2002годах была одинакова, и, учитывая, что в 2002 г. было извлечено всего 4 дефектных TBC («козлов» не было), оцененное значение содержания 235U в кладке в районе активной зоны, разгруженной от TBC, не превышает 0,02 г.

5 Радиационная безопасность при локализации высокоактивных отходов и конструкций ИР AM

В разделе 5.1 приведены предложения по локализации реакторного пространства. После окончательного останова, к 09.08.2002 г., из реактора извлечены все TBC; после чего в кладке осталось 125 пустых ячеек.

Для укрепления графитовой кладки в 30 ячеек установлены обсадные трубы диаметром 65 мм, длиной 6200 мм, а герметизация этих 30 ячеек

осуществлена короткими пробками. Герметизация остальных 95 ячеек осуществлена длинными пробками.

В качестве герметизирующих пробок автором предложено использовать головки TBC (остающиеся после разделки ОТВС верхние их части -см. раздел 3.1 и рис. 3), крепление которых - аналогично креплению штатных TBC

В разделе 5.1.2 изложено состояние систем реактора на этапе подготовки его к выводу из эксплуатации.

В разделе 5.1.4 рассмотрены радиационные последствия гипотетической аварии с выбросом графитовой пыли на этапе длительного хранения. Принят следующий сценарий гипотетической аварии: в результате мощной побудительной встряски шахты реактора, например, при землетрясении, сопровождающемся разрушением стен и крыши здания, наиболее рыхлая компонента графитовой кладки - графитовая паста, которая применялась для ремонта кладки реактора, переходит в пылеаэрозольное состояние и частично выбрасывается в атмосферу.

При ремонтах ячеек графитовой кладки в 1971 и 1987 годах в кладку было внесено 231 кг пасты, состоящей из графитовой крошки различных фракций (от 0,15 до 2 мм) и бакелитового лака ЛБС-1.

Используя активационный метод, автором был определен состав микропримесей в графитовой пасте, который приведен в таблице 13 (концентрации азота, лития и кальция взяты такими же, как и для реакторного графита; S - элемент в составе пасты).

Таблица 13 - Принятые для расчета последствий гипотетической аварии значения концентрации микропримесей в графитовой пасте

Примесь Рэ, рргп Примесь Рэ, ррш Примесь Рэ, ppm

Li 0,015 Fe 71 Cs 0,029

N 100 Со 0,059 Sb 0,14

С1 53 Ni 0,05 Sm 0,0013

Ca 15 Си 3 Eu 0,00052

S 4400 Zr 130 Hf 0,02

Мп 1,2 Ag 0,0068

Выполнены расчеты суммарной активности всей графитовой пасты и расчет радиационных последствий аварии. Постулативно принималось, что в атмосферу поступает 10% активности графитовой пасты. Показано, что в случае, если такая авария произошла бы спустя 3 года после окончательного останова ИР АМ (т.е. в конце 2004 года), то максимальная эффективная доза облучения за пределами промплощадки не превысила бы предел дозы для населения ( 1мЗв/год).

В разделе 5.2 приведены предложения по локализации могильника ГК Отверстие диаметром 95 мм в потолке могильника ГК так же, как и вся внутренняя поверхность этого помещения , облицованы нержавеющей сталью 12Х18Н9Т толщиной 5=1 мм. В стене, разделяющей могильник ГК и коридор (помещение 31), для доступа в могильник ГК предусмотрен

сквозной проём, в котором для защиты от излучения установлен выемной бак, заполненный водой. Выемной бак изготовлен из стали 12Х18Н9Т, толщина стенок бака - 1,5 мм. Предложено локализацию могильника ГК выполнить посредством герметизации (см. рисунок 2):

• отверстия диаметром 95 мм в потолке помещения 12 с помощью вспомогательной пробки и эпоксифуранового, радиационно-водостойкого консерванта «Р»;

• люка в стене, разделяющей могильник и помещение 31 с помощью штатного выемного бака, который необходимо заполнить вместо воды бетоном в качестве радиационной зашиты.

Консервант «Р» представляет собой твердеющий при нормальной температуре герметизирующий состав. Он обладает высокой радиационной стойкостью, является водостойким, биологически инертным, обеспечивает экологическую чистоту окружающей среды и относится к трудно сгораемым и не поддерживающим горение веществам.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ И РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Выполнена оценка радиационного воздействие ИР АМ на окружающую среду. Показано, что за все время эксплуатации ИР АМ оно находилось и находится на уровнях в пределах погрешности от воздействия естественных источников. Дозы облучения населения от газоаэрозольных выбросов на этапе подготовки ИР АМ к выводу из эксплуатации определяются долгоживущими аэрозолями, и в 2003 году они оценочно составляли 3 нЗв/год.

2. Выполнен анализ облучаемости персонала ИР АМ за 50 - летний срок его эксплуатации. Показано, что за исключением периодов общей продолжительностью ~ 10 лет, когда выполнялись неординарные работы с установлением повышенных разрешенных доз облучения по нарядам допускам, и как следствие контрольный уровень годовой дозы для персонала ИР АМ увеличивался до значений, существенно превосходящих установленные в то время значения в институте, распределение доз облучения персонала ИР АМ является логарифмически нормальным со среднегеометрическим стандартным отклонением ст«2,2, при средней дозе облучения персонала ° =(4,5+0,5) мЗв/год. В исключительные годы она достигала, а в первые 4 года и превосходила 10 мЗв/год.

3. Подготовлена часть необходимых исходных данных, касающихся прежде всего радиационных характеристик материалов и оборудования ИР АМ для разработки технического задания на проект вывода Первой АЭС из эксплуатации. При непосредственном участии автора разработаны основные положения концепции вывода из эксплуатации ИР АМ, принципиальной программы вывода из эксплуатации ИР АМ и других регламентирующих документов по выводу ИР АМ из эксплуатации.

4. Получены данные по содержанию микропримесей в конструкционных материалах ИР АМ: реакторном графите, стали 12Х18Н9Т, Ст. 3, чугуне, свинце С- 4, бетоне (обычном и тяжелом), которые использованы в расчетах долгоживущей активности РАО и реакторных материалов.

5. Разработана схема расчётов активностей продуктов активации и деления в стальных и графитовых отходах, образуемых после разделки ОТВС и хранящихся в могильнике ГК, и приведены результаты этих расчетов. Всего после окончательной разделки ОТВС (на 12.2005 г.) в могильнике ГК будет находиться - 32,6 т РАО (стальных - 8,1 т и графитовых 24,5 т) суммарной активностью 2,65-1014 Бк. Приведенная схема расчетов активностей продуктов активации и деления в графитовых втулках ОТВС ИР АМ может быть применима для аналогичных расчетов для втулочного графита ПУГР.

6. Вычислены величины суммарных активностей нуклидов, скомпонованных по различным конструкционным материалам шахты реактора. Значительная часть материалов в шахте реактора (сталь -27 т; чугун -3 т; тяжелый бетон с облицовкой Ст. 3 и трубками охлаждения из стали 1X18Н9Т -40 т) до 2040 г. будет относится к высокоактивным отходам. Суммарный керма-эквивалент реакторных материалов за 70 лет уменьшится более, чем в 4000 раз. В основном, он будет обусловлен 60Со (металл, тяжелый бетон) и '"Сб (графит) и составит (2080 г.) 13,3 мкГр-м2/с При этом уменьшится потребность использования специальных дистанционных манипуляторов при демонтаже графитовой кладки, металлических и бетонных конструкций шахты реактора на заключительном этапе ВЭ ИР АМ. Дозы облучения, рассчитанные для персонала, будут на уровне 5-10 мЗв/год, а для населения - пренебрежимо малы.

7. Предложен способ герметизации реакторного пространства с помощью головок ОТВС.

8. Получены исходные данные, на основе которых выполнен анализ радиационных последствий гипотетической аварии с выбросом графитовой пыли на этапе длительного хранения реактора. Показано, что даже при такой аварии не потребуется принятия неотложного решения об укрытии населения в начальный период радиационной аварии.

СПИСОК РАБОТ, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Activity inventory of reactor AM. Measurement of aerosol release during cutting / The First Progress Report (1997.10.01-1998.06.30) for Research Contract 9752 of IAEA: Suvorov A., Masalov D., Mukhamadeev R.. -Obninsk, Russia. - 1998

2. Revised activity inventory of reactor AM. Decontamination experiments & radxvastes Dose estimations for dismantling / The Second Progress Report (1998.11.01-1999.08.31) for Research Contract 9752 of IAEA: Suvorov A., Masalov D., Mukhamadeev R.. - Obninsk, Russia. - 1999

3. Колеватов Ю.И., Масалов Д.П., Семенов В. П. и др., Опыт использования спектрометра-дозиметра гамма-излучения «Спедог» для получения радиационного портрета Первой в мире АЭС // Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок: Материалы VII Российской научной конференции. - Обнинск, 1998. - С. 170-172

4. Масалов Д.П., Черкашин В.А., Анализ состояния радиационной "s безопасности Первой АЭС и ее соответствие требованиям НРБ-96 // Безопасность АЭС и подготовка кадров: Материалы V Международной конференции. - Обнинск: ИАТЭ, 1998. - С. 92-93

5. Масалов Д.П., Ягодкин И.В., Опыт использования УФК при выводе АЭС из эксплуатации // Очистка газовых сред на предприятиях с ядерными технологиями- Материалы отраслевого научно-технического семинара.-Обнинск, 2003

6. Масалов Д.П., Мартынов П.Н., Осипов В.П. и др., Испытания йодных фильтров при различных характеристиках очищаемой среды // Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях: Материалы VIII Российской научной конференции.-Обнинск, 2002

7. Елизаров П.Г., Масалов Д.П., Ягодкин И.В. и др., Испытания йодных фильтров в ГНЦ РФ-ФЭИ. // Очистка газовых сред на предприятиях с ядерными технологиями: Материалы отраслевого научно-технического семинара,- Обнинск, 2003

8. Ефанов А.Д., Масалов Д.П., Мартынов П.Н. и др., Разработка конструкторской документации, изготовление и испытания опытно-промышленного образца модуля фильтра пассивной системы фильтрации „' и локализации аварийных газовых выбросов // Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики: Материалы научно -технической конференции.- Москва, 2004

9. Вайзер В.И., Кочетков JI.A., Масалов Д.П., Штыфурко А.И. Анализ облучаемости персонала Первой АЭС за 50-летний срок её эксплуатации //Ядерная энергетика.-2005.-№ 2

10. Масалов Д.П. Обращение с отработанным топливом Первой в мире АЭС. Оценка количества и активности РАО, образованных в результате разделки ОТВС // Ядерная энергетика.- 2005,- № 2

Подписано к печати 18.07.2005 г. Формат 60x84 1/16. Усл.пл. 0,7. Уч.-изд.л.1,4. Тираж 35 экз. 3аказ№391 Отпечатано в ОНТИ методом прямого репродуцирования с оригинала автора. 249033, Обнинск Калужской обл.

»15 589

PHE PyccKHH cjîOHA

2006-4 13217

Условные обозначения

Введение

1 Реактор AM как источник излучений и фактор воздействия на внешнюю среду

1.1 Конструкция реактора

1.2 Эксплуатация реактора и его состояние на момент окончательного останова

1.3 Источники продуктов активации и деления

1.4 Допустимые выбросы и сбросы радиоактивных веществ во внешнюю среду

1.5 Радиационное воздействие ИР AM на окружающую среду

1.5.1 Газоаэрозольные выбросы при нормальной работе ИР AM

1.5.2 Газоаэрозольные выбросы при проектных авариях

1.5.3 Об инциденте сброса радиоактивных вод в реку Протву в 1989 году

1.5.4 Аварийный сброс радиоактивных вод в случае прорыва магистрали от

ИР AM до здания спецводоочистки

1.6 Облучаемость персонала

2 Концепция и основные положения вывода из эксплуатации ИР AM

Ф 2.1 История вопроса: подготовка исходных данных для разработки проекта вывода из эксплуатации ИР AM 35 2.2 Концепция вывода ИР AM из эксплуатации и другая регламентирующая документация

3 Оценка количества и активности РАО, образованных в результате разделки

3.1 Технология разделки ОТВС на ИР AM

3.2 Предпосылки для расчетов

3.3 Вычисление средних плотностей потока тепловых нейтронов для графитовых и стальных РАО

3.4 Основные реакции образования и радиационные характеристики продуктов активации в графите и стали

3.5 Схема расчетов активностей продуктов активации

3.6 Элементный состав конструкционных материалов TBC ИР AM

3.6.1 Микропримеси в стали 12Х18Н10Т

3.6.2 Микропримеси в графите

3.7 Механизм оценки утечки трития из графита

3.8 Продукты деления в графите

3.9 Результаты расчетов количества и активности РАО, образованных в результате разделки ОТВС

3.10 Оценка количества просыпей ЯТ, попавших в хранилище РАО, образованных в результате разделки ОТВС

4 Радиационные характеристики конструкционных материалов в шахте реактора

4.1 Подготовка исходных данных

4.2 Результаты расчетов. Интегральные характеристики материалов (графит, сталь чугун, бетон, свинец)

4.3 Просыпи ЯТ в кладке реактора

4.3.1 Оценка количества ЯТ в кладке при работе ИР AM на мощности

4.3.2 Оценка количества ЯТ в кладке после разгрузки ИР AM от ОТВС

5 Локализация высокоактивных отходов и конструкций ИР AM

5.1 Реакторное пространство

5.1.1 Предложения по локализации РП

5.1.2 Состояние систем реактора на этапе подготовки его к выводу из эксплуатациии

5.1.3 Состояние реактора после выгрузки TBC

5.1.4 Анализ радиационных последствий гипотетической аварии с выбросом графитовой пыли на этапе длительного хранения

5.2 Хранилище РАО, образованных после разделки ОТВС

5.2.1 Предложения по локализации

5.2.2 Радиационная обстановка в коридоре, смежном с хранилищем РАО

За более, чем 20- летний период вопросам ВЭ ЯЭУ было посвящено достаточно много международных и отечественных конференций, симпозиумов. Были опубликованы ряд обзоров, монографий, библиографических справочников и других публикаций по этой тематике [1-гЗ]. В них рассматривались вопросы ВЭ, основные из которых следующие:

• концептуальные, нормативные и правовые аспекты;

• практические вопросы обеспечения радиационной безопасности;

• опыт реализации различных стадий ВЭ конкретных установок ЯТЦ;

• технологии демонтажа и дезактивации;

• нуклидный состав и количество РАО;

• кондиционирование и упаковка РАО;

• экологические аспекты;

• экономические аспекты.

И, тем не менее, опыт ВЭ каждого исследовательского реактора - уникален. Поэтому автор посчитал уместным и актуальным изложить опыт подготовки к ВЭ реактора Первой в мире АЭС в настоящей работе.

Для реактора Первой в мире АЭС наступила завершающая стадия - ВЭ.

Первая в мире атомная электростанция была введена в эксплуатацию 27 июня 1954 года в городе Обнинске. Реактор Первой АЭС получил наименование "АМ" ("Атом Мирный"). С первых же дней реактор Первой АЭС стал использоваться также и как исследовательский реактор.

Основным назначением станции были исследования в поддержку проектов будущих атомных станций большой мощности, отработка технических, технологических, физических и других вопросов реакторных установок, проведение исследований и испытаний материалов и оборудования, накопление опыта эксплуатации, подготовка кадров для атомной энергетики, отработка вопросов безопасности.

Проведенные на ИР АМ испытания позволили обосновать проекты реакторов Белоярской АЭС, Билибинской АТЭЦ, ТЭС-3, ледокольных реакторов, а также реакторов космических аппаратов «Топаз». В первоначальный проект Первой АЭС внесено большое количество дополнений, связанных с сооружением уникальных экспериментальных петель («с кипением водного теплоносителя», «с перегревом пара», «для исследования электрогенерирующих сборок», «жидкостного регулирования мощности», «с естественной циркуляцией теплоносителя»).

Ф На ИР AM проводились многие пионерские исследования: полномасштабные испытания электрогенерирующих каналов, каналов Билибинской АТЭЦ при естественной циркуляции теплоносителя, каналов ACT, ресурсные испытания твэлов, исследования пусковых режимов Белоярской АЭС при кипении водного теплоносителя и перегреве пара. В облучательных каналах проводились облучения различных сортов графита, поглощающих и конструкционных материалов, мишеней для получения радионуклидов.

При эксплуатации ИР AM не обходилось и без некоторых инцидентов (например, протечки теплоносителя, разгерметизация твэлов). Однако, за весь период эксплуатации отсутствовали переоблучения персонала, а выбросы радиоактивных веществ в атмосферу были существенно ниже допустимых.

В последнее время ИР AM использовался в качестве исследовательского реактора с утилизацией вырабатываемого тепла для отопления промплощадки и города. Реактор AM эксплуатировался на мощности без малого 48 лет. За этот период он останавливался на длительное время в 1971 году для капитального ремонта и детального обследования его технического состояния. В 1987 году была осуществлена длительная остановка реактора (более 2 месяцев) для запланированной реконструкции петель прямого преобразования энергии. Последовавшая из-за хлорной коррозии под напряжением в стояночном режиме сварных швов трубок TBC массовая разгерметизация твэлов вызвала необходимость полной замены зоны реактора.

Проводимые на реакторе профилактические и ремонтные работы позволили поддерживать оборудование в работоспособном и безопасном состоянии.

11. 12. 2001 г. межведомственной комиссией было принято решение о продлении эксплуатации реакторной установки Первой АЭС до 31.12.2004г. И тем не менее, по ф экономическим соображениям Приказом Министра по атомной энергии № 132 от

13.03.2002г. «О подготовке к выводу и выводе из эксплуатации Первой в мире АЭС» было принято решение: «.1.2. Завершить эксплуатацию реактора Первой в мире АЭС на энергетических уровнях мощности и приступить к выгрузке ядерного топлива из реактора . В целях контроля процесса выгрузки топлива из реактора разрешить вывод реактора на минимально-контролируемый уровень мощности - не более 0.01% от номинальной проектной мощности реактора. После завершения выгрузки тепловыделяющих сборок из реактора в дальнейшем работу реактора ИР AM не возобновлять».

• К 09.08.2002г реактор Первой АЭС был разгружен от ОТВС, а к 23.02.2003г был разгружен от ОЯТ и один из двух бассейнов выдержки ОТВС (емкость 9).

ОТВС были разделаны, находящиеся в них твэлы упакованы в специальные контейнеры и отправлены во временное хранилище ФЭИ.

Ф В настоящее время продолжаются подготовительные работы по приведению реактора Первой АЭС в ядерно-безопасное состояние - разгрузка оставшихся экспериментальных сборок, находящихся во втором бассейне выдержки (емкости 11).

С непосредственным участием автора, являвшегося последние 20 лет начальником службы радиационной безопасности Первой АЭС, а до этого в течение 12 лет занимавшегося вопросами РБ в научном отделе, были выполнены многочисленные расчеты по обоснованию РБ как при эксплуатации ИР АМ, так и при подготовке его к выводу из эксплуатации; получен большой объём экспериментальных материалов. • Эти материалы были обобщены и упорядочены автором и вошли, наряду с дополнительными исследованиями, составной частью в разработанный проектными организациями - ГСПИ, НИКИЭТ, ОЩ НИКИМТа - проект ВЭ ИР АМ, а также в настоящую работу.

Актуальность работы

К 2010 г. в России и ближнем зарубежье должны быть выведены из эксплуатации такие водо-графитовые реакторы как АМ Первой в мире АЭС, АМБ-100 и АМБ-200 первой очереди Белоярской АЭС, ЭГП-6 Билибинсокй АЭС, РБМК-1000 Ленинградской, Смоленской, Курской, Игналинской, Чернобыльской АЭС, промышленные и исследовательские реакторы, в которых в качестве замедлителя применен графит (-50 тыс.т).

В результате длительного воздействия нейтронов при эксплуатации этих реакторов в графите и других реакторных материалах накапливается значительная активность, обусловленная такими радионуклидами, как

Са и др. с периодами полураспада от нескольких лет до сотен тысяч лет. ф В ближайшее десятилетие в России, с учетом экономических, технических и социальных факторов, реальным вариантом ВЭ водо-графитовых реакторов является вариант с отложенным демонтажом. В соответствии с этим вариантом реактор вместе с графитовой кладкой консервируется в собственной шахте на срок около 100 лет. Для прогнозирования радиационного воздействия в период длительного сохранения и при последующем демонтаже материалов, находящихся в шахте реактора, получение информации по их нуклидному составу является важной и актуальной задачей.

Следует отметить, что часть графитового замедлителя в виде втулок Ш технологических каналов и ОТВС в процессе эксплуатации извлекалась из реакторов и находится теперь либо в приреакторных могильниках реакторных зданий, либо во временных хранилищах на территориях промплощадок. Оценка нуклидного состава втулочного графита также является актуальной задачей.

Решение этих задач для каждого конкретного водо-графитового реактора, в том числе и для реактора Первой АЭС, будет вносить вклад в решение главной задачи -обеспечение радиационной безопасности при ВЭ водо-графитовых реакторов.

Цель работы - получение исходных данных для оценки радиационных характеристик реакторных материалов и радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации реактора Первой в мире АЭС и выполнение этих оценок.

Основные задачи исследования

Экспериментальное получение величин концентраций микропримесей в • реакторных материалах.

Разработка и реализация расчётной схемы для оценки долгоживущей активности радиоактивных отходов,накопленных в хранилище ИР АМ после разделки ОТВС.

Оценка активности реакторных материалов, находящихся в шахте реактора (графит, сталь 12Х18Н10Т, Ст.З, чугун, бетон, свинец), для прогнозирования их воздействия на окружающую среду в процессе длительного сохранения ИР АМ под наблюдением, а также для планирования и осуществления мер по обращению с этими материалами на завершающем этапе ВЭ ИР АМ.

Научная новизна

Получены данные по комплексному радиационному обследованию ИР АМ.

Разработана схема расчета накопленной активности графитовых втулок и стальных трубок, попадающих во временное хранилище РАО после разделки ОТВС на Первой АЭС.

Практическая значимость ф 1 Выполненные исследования по обоснованию и обеспечению радиационной и ядерной безопасности при ВЭ ИР АМ были использованы при разработке: проекта вывода из эксплуатации ИР АМ; эскизного проекта локализации реакторного пространства ИР АМ; технического проекта локализации хранилища радиоактивных отходов, образующихся после разделки ОТВС.

2 Материалы диссертации войдут составной частью в базу данных по выводу из эксплуатации ИР АМ.

3 Расчетная схема оценки нуклидного состава РАО, поступающих после разделки

ОТВС Первой АЭС во временное приреакторное хранилище, может быть использована для аналогичных расчетов для втулочного графита, находящегося во временных хранилищах промышленных уран-графитовых реакторов.

Ф 4 Опыт подготовки к ВЭ ИР АМ может быть использован при ВЭ других ядерных установок.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту

1. Полученные исходные данные для расчётов долгоживущей активности РАО и конструкционных и защитных материалов ИР АМ.

2. Разработанная схема оценки активности ТРО во временном хранилище отходов ИР АМ после разделки ОТВС и полученные результаты.

Апробация работы

• Апробация диссертации состоялась на НТС «Направления АЭС».

Публикации

По теме диссертации опубликованы две статьи в журнале «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» и шесть печатных работ в трудах:

V Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 1998.

VII Российской научной конференции «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок», Обнинск, 1998.

VIII Российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», Обнинск, 2002.

IV научно-технической конференции «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики», Москва, 2004.

Отраслевого научно-технического семинара «Очистка газовых сред на предприятих с ядерными технологиями», Обнинск, 2003 (два доклада).

Структура и объём диссертации ф Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка использованной

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Выполнена оценка радиационного воздействие ИР АМ на окружающую среду. Показано, что за все время эксплуатации ИР АМ оно находилось и находится на уровнях в пределах погрешности от воздействия естественных источников. Дозы облучения населения от газоаэрозольных выбросов на этапе подготовки ИР АМ к выводу из экспуатции определяются долгоживущими аэрозолями и не превышают 10 нЗв/год.

2. Выполнен анализ облучаемости персонала ИР АМ за 50 - летний срок его эксплуатации. Показано, что за исключением периодов общей продолжительностью — 10 лет, когда выполнялись неординарные работы с установлением повышенных разрешенных доз облучения по нарядам допускам, и как следствие контрольный уровень годовой дозы для персонала ИР АМ увеличивался до значений, существенно превосходящих установленные в то время значения в институте, распределение доз облучения персонала ИР АМ является логарифмически нормальным со среднегеометрическим стандартным отклонением <т«2,2, при средней дозе облучения персонала О =(4^5^,5) мЗв/год. В исключительные годы она достигала, а в первые 4 года и превосходила 10 мЗв/год.

3. Подготовлена часть необходимых исходных данных, касающихся прежде всего радиационных характеристик материалов и оборудования ИР АМ для разработки технического задания на проект вывода Первой АЭС из эксплуатации. При непосредственном участии автора разработаны основные положения концепции вывода из эксплуатации ИР АМ, принципиальной программы вывода из эксплуатции ИР АМ и других регламентирующих документов по выводу ИР АМ из эксплуатации.

4. Получены экспериментальные данные по содержанию микропримесей в конструкционных материалах ИР АМ: реакторном графите, стали 12Х18Н9Т, Ст. 3, чугуне, свинце С- 4, бетоне (обычном и тяжелом), которые использованы в расчётах долгоживущей активности РАО и реакторных материалов

5. Разработана схема расчетов активностей продуктов активации и деления в стальных и графитовых отходах, образуемых после разделки ОТВС и хранящихся во временном хранилище РАО - могильнике горячей камеры по разделке ОТВС, и приведены результаты этих расчётов. Всего после окончательной разделки ОТВС (на 12.2005 г.) в могильнике горячей камеры будет находиться ~ 32,6 т стальных (8,1 т) и графитовых (24,5 т) РАО суммарной активностью 2,65 -1014 Бк.

Приведенная схема расчетов ативностей продуктов активации и деления в графитовых втулках ОТВС ИР АМ может быть применима для аналогичных расчетов для втулочного графита промышленных уран-графитовых реакторов.

Ill

6. Вычислены величины суммарных активностей нуклидов, скомпонованных по различным конструкционным материалам шахты реактора. Активность реакторных материалов, находящихся в шахте реактора, на конец 2005 года составит 1,33-Ю16 Бк (292 т); из них: графит - 1,96-Ю13 Бк (64,6 т). Суммарный керма-эквивалент реакторных материалов, в основном, будет обусловлен ^Со (металл, тяжелый бетон) и i37Cs (графит). За 70 лет он уменьшится более, чем в 4000 раз, что снизит потребность использования дистанционных манипуляторов при демонтаже графитовой кладки и металлических и бетонных конструкций шахты реактора на заключительном этапе вывода ИР AM из эксплуатации.

7. Предложен способ герметизации реакторного пространства с помощью верхних частей разделанных ОТВС.

8. Получены исходные данные, на основе которых выполнен анализ радиационных последствий гипотетической аварии с выбросом графитовой пыли на этапе длительного хранения. Показано, что даже при такой аварии максимальная эффективная доза за пределами промплощадки за первый год после неё не превысит предел дозы для населения (1 мЗв/год).

1. Савченко В.А., Сковородько С.Н., Прекращение эксплуатации АЭС по истечении их срока службы / Итоги науки и техники. Серия: Атомная энергетика.- М.: ВИНИТИ, 1985,-Т. 4

2. Боинг Л.Е., Нечаев А.Ф., Вывод из эксплуатации ядерных и радиационно-опасных объектов. Краткий библиографический справочник,- СПб.: Санкт-Петербургский государственный технологический институт. 2001

3. Енговатов И.А., Машкович В.П., Орлов Ю.В. и др., Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения,-М.: ПАИМС. 1999

4. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-88).-М.:Энергоатомиздат. 1988

5. Силантьев К.А., Силантьев А.Н. и др., Радиоактивное загрязнение почв цезием-137 в районе г. Обнинска // Рефераты докладов 2 Обнинского симпозиума по радиоэкологии.-г. Обнинск:- ГНЦ РФ ФЭИ, 1996,- С. 143-144

6. Махонько К.П., Никитин А.И., Радиационная обстановка в г. Обнинске и его окрестностях // Рефераты докладов 2 Обнинского симпозиума по радиоэкологии. г. Обнинск:- ГНЦ РФ - ФЭИ, 1996,- С. 145-146

7. Вайзер В.И., Оценка воздействия на окружающую среду исследовательской базы ФЭИ /Информационный бюллетень "Безопасность, экология, радиация". Вып. 1.- Обнинск: ФЭИ, 1991. С. 8-14

8. Масалов Д.П., Ягодкин И.В., Опыт использования УФК при выводе АЭС из эксплуатации // Очистка газовых сред на предприятиях с ядерными технологиями: Материалы отраслевого научно-технического семинара,- Обнинск, 2003

9. Елизаров П.Г., Масалов Д.П., Ягодкин И.В. и др., Испытания йодных фильтров в ГНЦ РФ-ФЭИ. // Очистка газовых сред на предприятиях с ядерными технологиями : Материалы отраслевого научно-технического семинара.- Обнинск, 2003

10. Исследования выбросов радиоактивных газов и аэрозолей из кладки реактора Первой АЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Сергеев Ю.А.; исполн. Зыбин В.А., Масалов Д.П. и др. - Инв. № ЗОЮ.- г. Обнинск, 1981

11. Программа расчета радиационных последствий аварий АС на местности (ВЫБРОС-2.1): Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Сергеев Ю.А.; исполн. Баранаев Ю.Д.,-Викторов А.Н. - Инв. № 7741.- г.Обнинск, 1990

12. Очистка донных отложений русла реки Протвы от радионуклидов цезия: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ : рук. Вайзер В.И.; исполн. Болотских В.И., Вайзер В.И. и др.-Инв. №1/1086. - г.Обнинск,1992

13. Егоров Ю.А., Носков А. А., Радиационная безопасность на АЭС. М.: Энергоатомиздат. 1986.-С. 138-140

14. Масалов Д.П., Черкашин В.А., Анализ состояния радиационной безопасности Первой АЭС и ее соответствие требованиям НРБ-96 // Безопасность АЭС и подготовка кадров: Материалы V Международной конференции. Обнинск: ИАТЭ, 1998. - С. 92-93

15. Некоторые радиационные характеристики материалов и оборудования Первой АЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Сергеев Ю.А.; исполн. Масалов Д.П. и др.-Инв. № 5980.- г.Обнинск, 1990

16. Activity inventory of reactor AM. Measurement of aerosol release during cutting / The First Progress Report (1997.10.01-1998.06.30) for Research Contract 9752 of IAEA: Suvorov A., Masalov D., Mukhamadeev R. Obninsk, Russia. -1998

17. Выбор дезактивирующих растворов для оборудования первого контура реактора Первой АЭС при выводе её из эксплуатации: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Долгов В.В.;исполн. Масалов Д.П., Белинская Н.Т., Овчинникова И.И.- Инв. № 10396.-г.0бнинск,2000

18. Проект. Вывод из эксплуатации ИР AM. 227-0114. М.: ФГУП ГСПИ. 2003

19. Safety in Decommissioning of Research Reactors // Saf. Ser. №74 IAEA. 1986. -№74

20. Кремнев B.A., Елин B.A., Гаврилов С.Д., Концепция прекращения эксплуатации АЭС в СССР и ряде стран-членов СЭВ // Атомная энергия. 1990. - Т.68. - Вып. 5. - С. 371-373

21. Национальная концепция развития атомной энергетики Российской Федерации / Под ред. Е.И. Игнатенко. М.: Росэнергоатом, 1993

22. Былкин Б.К., Савченко В.А., Концептуальные аспекты снятия с эксплуатации ядерных установок в России // Теплотехника. 1996. - №11

23. Factors, relevant to the decommissioning of land based nuclear reactor plants //Safety Ser. Int. Atom. Energy Agency. - 1980. - № 52. - P. 28

24. Konzek G.J. et al.,Technology Safety and Gosts of Decommissioning a Reference Nuclear Research and Test Reactors, NUREG/GR-1756.US NRG Rept Pacific Northwest Lab. -1982.-V. 2

25. Концепция вывода из эксплуатации Первой в мире АЭС с созданием государственного Музея атомной энергетики России: № 01-34/20 от 09.06.2000 / ГНЦ РФ ФЭИ

26. Принципиальная программа вывода из эксплуатации ИР AM. 227-102-ПП-ВЭ ИР AM : инв. №44-03/263 от 04.07.2002 / ГНЦ РФ ФЭИ

27. Техническое обоснование безопасности реакторной установки «АМ» Первой АЭС: № 3128/10 от 20.03.1992 / ГНЦ РФ ФЭИ

28. May S., Piccot D., Bergemann L. et al., Activation of biological shields // Proceeding of European Conference on Decommissioning of Nuclear Power Plants.- Luxembourg. 1984. -P. 47-60

29. Goddard A. J., MacMahon I.D., Peselli M., Activation of steel component // Proceeding of European Conference on Decommissioning of Nuclear Power Plants.- Luxembourg, 1984, P. 147-149

30. Bittner A., Junguwirth D., Bernard M. et al., Concepts aimed at minimizing the activation and contamination of concrete // Proceeding of European Conference on Decommissioning of Nuclear Power Plants.- Luxembourg, 1984, P.267

31. Evans J. C., Lepel E.A., Sundens R.W. et al.JLong- lived activation products in Light-water Reactor Construction Materials: Implication for Decommissioning // Radiioactive Waste Management and the Nuclear Fuel Cycle. 1988. - V.l 1(1). - P. 1-39

32. Nazarov V.M., Frontyasyeva М. V., Engovatov I.A. et al., Activation studies of concrete binding agent ingredients used for nuclear radiation shielding // Kernenergie. 1991. - Bd.34. -S. 7-8

33. Атоян В. А., Болберов А. А., Братин Г.А. и др., Комплексное обследование 1-го энергоблока Армянской АЭС после прекращения эксплуатации // Атомная энергия. -1992. Т. 72. - Вып. 4. - С. 345-353

34. Нормы радиационной безопасности (НРБ 99) / М.: Минздрав России, 1999

35. Handbook of Nuclear Activation Data. Technical Reports Series № 273. IAEA.- Vienna. 1987

36. Меднис И.В., Сечения ядерных реакций, применяемых в нейтроноактивационном анализе. Справочник. Рига: Зинатне. 1991

37. Mughabghab S. F., Garber D. I., Neutron cross section. Brookhaven National Laboratory. -V. 1. 1973

38. Гусев Н.Г., Дмитриев П.П., Квантовое излучение радиоактивных нуклидов. Справочник. М.: Атомиздат. 1977

39. Машкович В.П., Кудрявцева А.В., Защита от ионизирующих излучений. Справочник. Изд. 4-е, перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1995

40. Гусев Н.Г., Дмитриев П.П. Радиоактивные цепочки. Справочник. Изд. 3-е, перераб. и доп. -М.: Энергоатомиздат, 1994

41. Алексанкин В.Г., Родичев С.В., Рубцов П.М. и др., Бета и антинейтринное излучение радиоактивных ядер. Справочник. Под ред. П.М. Рубцова. - М.: Энергоатомиздат, 1989

42. Жилкин А.С., Старков О.В., Шестопалов Е.В., К вопросу о кобальте и других примесях в реакторных сталях // Атомная энергия. 1982. - Т. 52. - Вып. 4. - С. 361

43. Бочков А.Л., Корниленко И.И., Обатуров Г.М. и др., О механизме образования горячих аэрозольных частиц в уран-графитовом реакторе первой АЭС // Материалы 1 научно -практической конференции по радиационной безопасности. М.: 1968, С.268

44. Определение активируемых примесей в составе конструкционных и защитных материалов реактора БН-350: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Забудько А.Н.; исполн. Левин В.В.- Инв. № 9166,- г.Обнинск,1998

45. Бугреев М.И., Нетеча М.Е. и др., Исследование наведенной активности кожуха водо -водяного реактора // Защита от ионизирующих излучений ядерно технических установок : Материалы VI Российской конференции. - Обнинск, 1994

46. Decommissioning of nuclear power plants // Nucl. News. 1984,- 27.- № 9.- P. 125 - 128, 133

47. Полный состав долгоживущих радионуклидов в графитовой кладке энергоблока № 2 Первой очереди Белоярской АЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Рязанов Б.Г.; исполн. Буланенко В.И., Таланов В.В., Фролов В.В.- Инв. № 9442.- г.Обнинск, 1997

48. Элементарный состав реакторного графита первой очереди БАЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ.- Инв. № 9097с.- г.Обнинск, 1964

49. Гончаров В.В., Бурдаков Н.С., Вергильев Ю.С. и др., Действие облучения на графит ядерных реакторов. М.: Атомиздат. 1978

50. Ровинский Ф.Я., Иохельсон С.Б., Юшкин Е.И., Методы анализа загрязнения окружающей среды. М.: Атомиздат. 1978

51. Nuclear Graphite / Ed. R. Nightingale. New York - London: Academic Press, 1962. - P. 22-53

52. Радионуклиды в графите кладки реактора Первой АЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Сергеев Ю.А.; исполн. Зыбин В.А., Нестеров Б.В., Масалов Д.П.- Инв. № 4770.-г.Обнинск,1986

53. Определение радиоактивной загрязненности графита реакторов производителей плутония предприятия СХК (Томск - 7): Отчет о НИР / МИФИ: рук. Бушуев А.В.; исполн. Бушуев А.В., Алеева Т.Б., Николаев А.Г. и др. - М.,проект МНТЦ 1.12.1997 -1.12.1998

54. Буланенко В.И., Фролов В.В., Николаев А.Г., Радиационные характеристики графита снятых с эксплуатации уран графитовых реакторов // Атомная энергия. - 1996. - Т. 81.- Вып. 4. С. 304 - 307

55. Miller R., Steffes J., Radionuclide Inventory and Sourse Terms for the Surplus Production Reactors at Hanford // UNI 3714 Rev. 1,1987

56. Виргильев Ю.С., Гундоров B.B., Калягина И.П., Изменение свойств графита из кладки реактора Обнинской АЭС // Атомная энергия. -1997. Т. 83. - Вып. З.С. 175-183

57. Roehrig H.G., Fisher P.G., Hecker R. // J. Americ. Ceram.Soc.-1976. V. 59. - P. 316

58. Saeki M. // J.Nucl. Mater.-1985.- V.131.- P.32

59. Виргильев Ю.С., Власов К.П., Примеси в конструкционных графитах // Химия твердого топлива. 1994.- № 3. - С. 87-96

60. Бушуев А.В. и др., Содержание Со в отработавшем графите кладок промышленных реакторов Сибирского химического комбината // Атомная Энергия. 1999. - Т. 86.-№ 3. -С. 183

61. Куликов И.Д. и др., Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов // Атомная Энергия. 1999. - Т. 87. С. 118

62. White I.F. et al.Assessment of Management Modes for Graphite from Reactor Decommisioning // Commission of the European Communities Report EUR 9232, 1984

63. Буланенко В.И., Фролов B.B., Николаев А.Г., Радиационные характеристики графита снятых с эксплуатации уран-графитовых реакторов // Атомная Энергия. 1996. - Т. 81.- С.304

64. Croff A.G., ORIGEN-2: A Versatile Computer Code for Calculating the Nuclide Compositions and Characteristics of Nuclear Materials // Nucl. Tech. 1983. - V.62.- P. 335-352

65. Программный комплекс SABINE 3.1 для расчета переноса нейтронов и фотонов в радиационной защите, параметров ее активации и доз облучения: Отчет о НИР / ГНЦ РФ- ФЭИ: рук. Сергеев Ю.А.; исполн. Суворов А.П., Мухамадеев Р.И.,.- Инв. № 10174,-г.Обнинск,1999

66. Мухамадеев Р.И., Суворов А.П., Верификация расчетов активации радиационной защиты для модернизированной программы SABINE-3.1 //Доклад на 10-м Симпозиуме AER , 1822 сентября 2000 г., пос. Снегири, Россия

67. Абагян Л.П. и др., Групповые константы для расчета реакторов и защиты. -М.: Энергоиздат. 1981

68. Takenory Sukegawa, Nobuo Sasamoto, Kazuo Fujiki, Accuracy Verification for Calculation of Inventory in JPDR Due to Neutron Activation // INDC(JPN)-164. 1993

69. Комплексное инженерное и радиационное обследование исследовательского реактора Первой АЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Кочетков Л. А.; исполн. Масалов Д.П., Мамаев В.В., Никонов Е.А., и др.- Инв. № 44-06 / 260.- г.Обнинск,2003

70. Пробки для герметизации ячеек графитовой кладки реактора AM / Рационализаторское предложение № 8600 от 26.02.2002 / ГНЦ РФ ФЭИ: Масалов Д.П.

71. Технический проект. Локализация помещения РАО ОТВС Первой АЭС (помещение 12 ИР AM). АМ-12-Л.00.000 ПЗ, инв. № ПЗ 030-0556. М.: ФГУП НИКИЭТ. 2002

72. Технический проект. Герметизация реакторного пространства блока №1 Б АЭС (техническое обоснование применения консерванта). АМБ-1-К2.00.000 П32, инв. №ПЗ.230-0457. М.: ФГУП НИКИЭТ. 2000

73. Технический проект. Герметизация реакторного пространства блока №1 Б АЭС (приготовление и применение консерванта). АМБ-1-К2.00.000 И, инв. ЖГ0.230-0323. М.: ФГУП НИКИЭТ. 2000

74. Кимель Л.Р., Машкович В.П., Защита от ионизирующих излучений. Справочник.- М.: Атомиздат. 1972

75. Вайзер В.И., Кочетков Л.А., Масалов Д.П., Штыфурко А.И. Анализ облучаемости персонала Первой АЭС за 50-летний срок её эксплуатации //Ядерная энергетика.-2005.-№2

76. Масалов Д.П. Обращение с отработанным топливом Первой в мире АЭС. Оценка количества и активности РАО, образованных в результате разделки ОТВС // Ядерная энергетика.- 2005.- № 2