Научная статья на тему 'Объемы радиоактивных отходов и активация радиационной защиты реакторных установок'

Объемы радиоактивных отходов и активация радиационной защиты реакторных установок Текст научной статьи по специальности «Технологии материалов»

CC BY
187
57
Поделиться
Журнал
Вестник МГСУ
ВАК
RSCI
Ключевые слова
АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ / NPPS OF NEW GENERATION / ЗАЩИТНЫЕ БЕТОНЫ / SHIELDING CONCRETE / СТАДИИ ЖИЗНЕННОГО ЦИКЛА АЭС / STAGES OF NPP LIFE CYCLE / АКТИВАЦИЯ / ACTIVATION / НАВЕДЕННАЯ АКТИВНОСТЬ / INDUCED ACTIVITY / РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ / RADIOACTIVE WASTES / ПРОЕКТИРОВАНИЕ / DESIGNING / ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ / DECOMMISSIONING / ОСНОВНЫЕ / MAIN / ПРИМЕСНЫЕ И СЛЕДОВЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ / IMPURITY AND TRACE ELEMENTS / CONSTRUCTION

Аннотация научной статьи по технологиям материалов, автор научной работы — Енговатов И.А.

Рассмотрена взаимосвязь между содержанием активационно-опасных химических элементов и объемами радиоактивных отходов, являющихся источником потенциальной радиационной опасности для персонала, населения и окружающей среды на стадии вывода из эксплуатации реакторных установок.

Похожие темы научных работ по технологиям материалов , автор научной работы — Енговатов И.А.

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

RADIOACTIVE WASTE VOLUMES AND ACTIVATION OF RADIATION SHIELD OF THE REACTOR INSTALLATIONS

The relationship between the content of an activation-hazardous chemical elements and radioactive waste volumes, a source of potentially radiation hazardous at the stage of decommissioning reactor installations are examined.

Текст научной работы на тему «Объемы радиоактивных отходов и активация радиационной защиты реакторных установок»

ОБЪЕМЫ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ И АКТИВАЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК

RADIOACTIVE WASTE VOLUMES AND ACTIVATION OF RADIATION SHIELD OF THE REACTOR INSTALLATIONS

И.А. Енговатов

I.A. Engovatov

ФГБОУ ВПО МГСУ

Рассмотрена взаимосвязь между содержанием активационно - опасных химических элементов и объемами радиоактивных отходов, являющихся источником потенциальной радиационной опасности для персонала, населения и окружающей среды на стадии вывода из эксплуатации реакторных установок.

The relationship between the content of an activation - hazardous chemical elements and radioactive waste volumes, a source of potentially radiation hazardous at the stage of decommissioning reactor installations are examined.

В настоящее время в России осуществляется широкомасштабная программа развития атомной энергетики. В рамках реализации данной программы до 2030 года будут введены в эксплуатацию около 30 энергоблоков АЭС нового поколения в основном с реакторами типа ВВЭР-1200. В то же время до 2030 года закончится назначенный, и в ряде случаев продленный, срок службы отечественных АЭС и они должны быть выведены из эксплуатации.

Для действующих АЭС процесс вывода из эксплуатации усложняется тем фактом, что при проектировании большинства из них не учитывалась стадия вывода из эксплуатации.

Современный подход к проектированию АЭС, требует учета стадии вывода из эксплуатации уже на стадии проектирования, с целью снижения радиационного воздействия на население и окружающую среду, в основном за счет уменьшения объемов радиоактивных отходов и обеспечения более безопасных условий демонтажа зданий и сооружений. Такой подход начал реализовываться в новых проектах АЭС 2006, но многие вопросы по-прежнему носят декларативный характер, что в конечном итоге может привести к тем же проблемам, затрудняющим процесс будущего вывода из эксплуатации более безопасным и экономичным способом. Поэтому еще раз вернемся к рассмотрению некоторых из них.

Хорошо известно, что одним из источников радиоактивных отходов, а, следовательно, и источником потенциальной опасности для населения и окружающей среды, является наведенная активность (активация) оборудования, материалов и конструкций в зданиях реакторных установок, в частности АС. Под действием нейтронов, генерируемых активной зоной реактора, оборудование, конструкционные и защитные строительные материалы становятся радиоактивными.

К активируемым оборудованию, материалам и конструкциям в зданиях AC относятся: корпус реактора и внутрикорпусные устройства (ВКУ), железобетонная шахты реактора (толщина 2-3 м), выполняющая также функцию радиационной защиты, "сухая " защита, выполняющая функцию радиационно-тепловой защиты, облицовки, опорные устройства,

часть трубопроводов, и др., т.е. в основном оборудование, конструкции и элементы, непосредственно находящиеся в приреакторном пространстве. Необходимо сразу отметить, что активируемые материалы и конструкции не дезактивируются.

Установлено, что радиационная защита активируется на глубину 0.9 -1.9 м и, таким образом, до 50% объема радиационной защиты, облицовочные и герметизирующие покрытия, а также металлоконструкции на момент вывода из эксплуатации АС будут относиться к разряду радиоактивных отходов, не подвергающихся дезактивации. Кроме того, поскольку радиационная защита выполняется обычно в монолитном варианте и совмещает в себе функции защитной и несущей конструкции, при демонтаже ее практически не удается разделить на активированную и не активированную части. В результате чего возрастает объем радиоактивных отходов, за счет наведенной активности.

Одним из основных показателей, определяющих активационные характеристики металлов и бетонов, является химический состав (включая основные, примесные и следовые элементы). В количественном отношении под основными принято подразумевать элементы с массовым содержанием в материале более 1%, под примесными - с содержанием от 0,01 до 1% и под следовыми- с содержанием менее 0,01% по массе.

В исходных компонентах защитных материалов (в основном бетоны радиационной и биологической защиты) в качестве основных, примесных и следовых присутствуют большинство элементы периодической системы. При облучении нейтронами на изотопах этих элементов образуются радионуклиды с различными периодами полураспада. Учесть влияние основных, примесных и следовых элементов на активационную способность защитных материалов является важной задачей в проблеме активации.

С этой целью ранее были предприняты расчетные исследования уровней наведенной активности защитных бетонов реакторных установок и экспериментальные исследования по определению содержания активационно - опасных элементов как в материалах оборудования и защиты, так и в исходных материалах для их изготовления [1- 6].

Расчетные оценки показали (см. Таблица 1), что наведенная активность конструкционных и защитных материалов в различные периоды после окончательного останова реактора определяться ограниченным числом из 5-7 элементов, на изотопах которых образуются долгоживущие радионуклиды, важнейшими из которых для бетонов являются европий, кобальт, железо, цезий, никель, кальций.

Таблица 1.

Важнейшие нуклиды, которые могут определять суммарную наведенную активность конструкционных и защитных материалов в различные периоды после окончательного

останова реактора на блоке АС

I - от 1 года до 25 лет Подготовка блока АС ВЭ II - от 25 до 100 лет Длительное сохранения под наблюдением, демонтаж блока АС

55Бе 152Еи

60Со 154Еи

45Са 60Со

154Еи 63№

152Еи 41Са

134С8 59№

54Мп 55Бе

63№

Некоторые экспериментальные результаты по содержанию активационно - опасных элементов для различных заполнителей бетонов представлены в Таблице 2.

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

Таблица 2.

Массовая концентрация основных, примесных и следовых элементов, определяющих наведенную активность в конструкционных и защитных материалах

Материал Месторождение, Концентрация элемента, масс. %х 10-4

Eu Co Cs Ta Sc Fe,% Ca,% Ni

Бетоны и их компоненты: Заполнители

Гранит Урал 3.95 0.44 0.93 0.79 0.19 0.95 1.50 2.7

Гранит Запорожье 0.85 5.00 2.90 0.84 5.53 5.34 1.50 2.0

Базальт Ровно 0.20 55.8 0.01 0.02 1.92 9.58 - -

Базальт Армения 3.40 26.0 - - - 4.7 - -

Известняк Украина 1.73 19.1 0.70 0.02 1.74 0.19 38.4 -

Известняк Заволжье 0.05 0.31 0.05 0.08 0.22 0.07 - -

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 - -

Габбро Урал 2.97 11.5 0.10 0.20 4.47 3.19 - -

Габбро Украина 3.97 4.02 0.10 0.20 4.45 4.01 - -

Песчаник Москва 0.25 4.19 1.13 0.10 0.19 - - -

Песчаник Казахстан 0.54 4.19 1.13 0.10 2.02 0.7 - -

Кварц Поволжье 1.20 2.6 - - - 0.59 - -

Рудные породы

Магнетит Урал 0.01 97.1 0.50 0.40 46.7 52.1 - -

Магнетит Урал 0.01 118.0 0.50 0.40 62.0 52.1 - -

Гематит Урал 0.01 2.1 0.10 0.40 2.70 58.4 - -

Хромит Урал 0.01 109.0 0.10 0.40 8.01 6.48 - -

Из приведенных данных следует, концентрация таких элементов как европий, кобальт, цезий, никель и составляет процентов по массе. Содержание Железа и кальция, железа достигает единиц и десятков процентов по массе. Разброс концентраций примесных и следовых элементов весьма значителен не только между видами однотипных материалов, но и для материалов одного вида. Например, содержание такого важного элемента как европий в различных типах заполнителей бетонов может отличаться на 2-3 порядка. Содержание европия в одних и тех же видах заполнителей, например в известняках, взятых из разных месторождений, может отличаться до 50 раз.

Данные, приведенные в таблицах 1,2, позволяют сделать следующие важные практические выводы.

1. Для определения уровней активности и объемов радиоактивных отходов на момент вывода из эксплуатации АС необходимо знать в каждом конкретном случае элементный состав всех конструкционных и защитных материалов в приреакторном пространстве, которые подвергаются облучению потоками нейтронов.

2. Существует практическая возможность снижения уровней активации оборудования и конструкций радиационной защиты и объемов радиоактивных отходов путем целенаправленного выбора на стадии проектирования и строительства реакторных установок, наименее активируемых компонент и сырья для сталей и железобетонов. Такой подход рекомендован также Международным Агенством по Атомной Энергии (МАГАТЭ) [7-8].

Этот вывод обосновывается данными Таблицы 3, где представлены расчетные оценки уровней активации, толщин радиоактивного слоя и объемов радиоактивных отходов на стадии вывода из эксплуатации при демонтаже биологической защиты из бетонов на различных заполнителях реактора ВВЭР, отработавшего назначенный срок службы 30 лет.

Таблица 3.

Максимальная удельная активность, толщина радиоактивного слоя и объемы радиоактивных отходов при демонтаже биологической защиты ядерного реактора при времени выдержки 1 год и 25 лет

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

№№, Бетон биологической защиты Объем защи- Максимальная удельная активность, Бк/г Толщина Радиоактивного слоя (см) Объем Радиоактивных отходов (м3)

ты, м 1 год 25 лет 1 год 25 лет 1 год 25 лет

№1, Бетон - объем-

ная масса 2200 кг/ м3, крупный запол- 1780 1.0Е+05 1.0Е+04 150 120 650 510

нитель - гранит

№ 2, Бетон - объем-

ная масса 3400 кг/ м3, крупный запол- 1177 6.0Е+06 1.1Е+03 105 50 440 200

нитель - гематит

№3, Бетон- объемная

масса 4400 кг/ м3,

крупный заполни- 878 8.0Е+05 2.0Е+03 80 40 320 160

тель - стальной

скрап

№ 4, Стеклобетон -

объемная масса 2280

кг/ м3, заполнитель 1292 6.0Е+03 8.0Е+02 50 30 200 120

- бой кинескопного

стекла

Проведенные расчетные исследования показали, что за счет целенаправленного выбора малоактивируемых составов защитных бетонов шахты реактора типа ВВЭР возможно на 1-2 порядка снижение уровней наведенной активности, а, следовательно, и в несколько раз объемов.

Отдельно нужно подчеркнуть, что не учет в расчетах наведенной активности содержания отдельных следовых элементов или некорректное определение их содержания в защитных материалах приведет к недооценке объемов радиоактивных отходов

при выводе реакторных установок из эксплуатации. Расчетные оценки показывают, что суммарная удельная активность бетонов биологической защиты после 25 лет выдержки определяется более чем на 90% содержанием европия в бетонах №№ 1 и 4, а в бетонах №№ 2 и 3 содержанием кобальта

3. Элементный состав материалов защиты должен быть отражен в проектных документах в форме Паспорта. В Паспорте на химический состав материалов защиты, помимо существующих на настоящий момент требуемых характеристик, должны обязательно быть отражены следующие моменты:

- подробная характеристика технологического состава сырьевых материалов для приготовления бетонной смеси;

- результаты определения концентраций примесных и следовых элементов, образующих долгоживущие радионуклиды, в частности для защитных бетонов; европий, кобальт, цезий, железо, кальций, никель;

- методы определения концентрации химических элементов и погрешности определения.

Литература

1. Енговатов И. А. Проблемы реконструкции и вывода из эксплуатации блоков АС.Вестник МГСУ. Спецвыпуск 2/2009, с. 190-198

2. Дубровский В.Б., Лавданский П.А., Енговатов И.А. Строительство атомных электростанций. Учебник для ВУЗов. Издательство АСВ. Москва. 2010 г.

3. Radiation Safety Assurance: Decommissioning Nuclear Reactors at Civil and Military Installations. Monographia. Arlington, VA 22201 USA 2005. Engovatov I.A.., Mashkovich V.P., Orlov Y.V., Pologikh B.G., Khlopkin N.S., Tsypin.

4. Engovatov I.A., Baboshin N.G., Kudryavtseva A.V., Stefanov N.I., Stepkin S.I. Radioactive contamination and the induced activity shielding materials and constructijns in decommissioning NPP. Third Annual Scientific Conferect Nuclear Society International, Moscow book of Abstracts, St. Petersburg, 14-18, September 1992. P.576.

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

5. Енговатов И.А. Анализ потенциальной безопасности и предельного содержания элементов, определяющих долгоживущую наведенную активность в материалах защитных конструкций при снятии с эксплуатации ЯТУ. Тезисы докладов VI Российской научной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок (г. Обнинск, 20-23 сентября 1994 г.) Т.2. С.184-186.

6. Енговатов И.А., Лавданский П.А., Румянцев Б.М. Стеклобетоны для радиационно-тепловой и биологической защиты ядерно-технических установок. IX РОССИЙСКАЯ НАУЧНАЯ КОНФЕРЕНЦИЯ. Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях. 24-26 октября 2006. Обнинск. Тезисы докладов. С 235 - 238.

7. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors, IAEA Safety Standards Series No. WS-G-2.1, IAEA, Vienna (1999).

8. Decommissioning Strategies for Facilities Using Radioactive Material, Safety Reports Series No 50, IAEA, Vienna (2007).

The literature

1. Engovatov I.A. Problems of reconstruction and decommissioning NPP units. Vestnic V.B. Dubrovskii, P.F. Lavdanskii, I.A. Engovatov. Building Nuclear Power Stations.Moscow, 2010- 368 p.

2. Radiation Safety Assurance: Decommissioning Nuclear Reactors at Civil and Military Installations. Monographia. Arlington, VA 22201 USA 2005. Engovatov I.A.., Mashkovich V.P., Orlov Y.V., Pologikh B.G., Khlopkin N.S., Tsypin.

3. Engovatov I.A., Baboshin N.G., Kudryavtseva A.V., Stefanov N.I., Stepkin S.I. Radioactive contamination and the induced activity shielding materials and constructijns in decommissioning NPP. Third Annual Scientific Conferect Nuclear Society International, Moscow book of Abstracts, St. Petersburg, 14-18, September 1992. P.576.

4. Engovatov I.A. Anallysis of the potential hazard and the limited concentration of elements determining the long-lived induced activity in materials of the shielding construction ft reactor installation decommissioning. In book/ Theses of Presentations of the 6th Russian Scientific Conference on Shielding from Ionization Radiation of the Reactor Installations. Obninsk. (20-23 September 1994)/ vol.2, pp. 184-186.

5. Engovatov I.A., Lavdansky P.A., Rumyantsev B.M. Glass Concretes of radiating thermal and biological shield for nuclear installations. IX Russian Scientific Conference. Radiation Shielding and Radiation Safety of nuclear technology. . 24-26 October. 2006. Obninsk. Book of Abstracts. P. 235 - 238.

6. Decommissioning Strategies for Facilities Using Radioactive Material, Safety Reports Series No 50, IAEA, Vienna (2007).

7. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors, IAEA Safety Standards Series No. WS-G-2.1, IAEA, Vienna (1999).

Ключевые слова: АЭС нового поколения, защитные бетоны, стадии жизненного цикла АЭС, активация, наведенная активность, радиоактивные отходы, проектирование, вывод из эксплуатации, основные, примесные и следовые элементы.

Key words: NPPs of new generation, shielding concrete, stages of NPP life cycle, activation, induced activity, radioactive wastes, designing, construction, decommissioning, main, impurity and trace elements.

129337, г. Москва, Ярославское ш., д. 26.; тел/факс + 7 499 183 26 74; e-mail: eng46@mail.ru

Рецензент: Тихановский В.Л. кандидат технических наук, ЗАО «НЕОЛАНТ», директор департамента