Радиационные характеристики реакторных материалов и отходов при выводе из эксплуатации реактора первой в мире АЭС

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 31.12.2004 г. 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 09.08.2002 г. реактор Первой АЭС был разгружен от ОТВС, а к 23.02.2003 г. 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 эксплуатацииполучен 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 задачиобеспечение 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 АМэскизного проекта локализации реакторного пространства ИР АМтехнического 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 =(4⁵^, 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).