CC BY
95
Радиоэкологические проблемы, связанные со снятием с эксплуатации энергоблоков Кольской АЭС
H.Н. Мельников, В.А. Наумов, С.А. Гусак
Горный институт КНЦ РАН
Аннотация. Обращение с радиоактивными отходами (РАО), как источниками радиационной опасности для окружающей среды и населения, является одной из актуальных экологических проблем современной России. Особое место в контексте данной проблемы занимает Мурманская область, которая отличается от других регионов России высокой концентрацией работающих ядерных энергетических установок (ЯЭУ) на Кольской АЭС (КАЭС), а также атомных судах Военно-морского и ледокольного флотов. Кольская АЭС является одним из основных источников РАО в регионе, образующихся при эксплуатации ЯЭУ. В настоящее время на Кольской АЭС, работающей с 1973 г., эксплуатируется четыре энергоблока с реакторами ВВЭР-440. Исходя из концепции планового, т.е. после завершения назначенного срока службы (для энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 это 30 лет), снятия с эксплуатации, предполагается, что первый энергоблок станции должен быть остановлен в 2003 году, а последний - в 2014 году. Настоящая работа посвящена одному из проблемных вопросов радиоэкологической безопасности, связанному с обращением с РАО, образующимися при снятии КАЭС с эксплуатации, а именно: прогнозу радиационных характеристик активированных конструкций ЯЭУ и условий обращения с демонтажными отходами.
Abstract. Radioactive waste as sources of radiating danger for the environment and population is one of the urgent ecological problems of modern Russia. For the Murmansk region it is of special importance as it differs from other regions of Russia by high concentration of operating nuclear power systems (NPS) on the Kola Nuclear Power Plant (NPP) and also nuclear-powered vessels of the Navy and icebreaking fleet. In the region the Kola NPP is one of the basic sources of radioactive waste (RW). Nowadays on the Kola NPP which has been working from 1973 there are four nuclear power units with reactor WWER-440. The first power unit of the plant should be stopped in 2003, and the last - in 2014. This work is devoted to the prognosis of radiation characteristics of Kola NPS activated structures and the management conditions of RW which are generated by decommissioning of the Kola NPP.
I. Введение
Снятие с эксплуатации ЯЭУ, как завершающий этап ее жизненного цикла, является сложной научно-технической проблемой, охватывающей широкий спектр нормативно-правовых и социально-экономических вопросов. При этом в качестве важнейшего концептуального аспекта выступает необходимость обеспечения радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды, которая определяет требования к технологии и времени проведения демонтажных работ, технологии переработки радиоактивных материалов и способам их долговременного хранения (Былкин, Савченко, 1996; Черкашин, 1995). По оценкам финских специалистов (Майер, 1989), при демонтаже оборудования и конструкций одного энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-440 в процессе снятия с эксплуатации образуется около 4000 т радиоактивных отходов суммарной активностью порядка 37000 ТБк. Примерно 30% этих отходов представляют активированные конструкции, активность которых составляет 99% общей активности образующихся при демонтаже отходов. В процессе эксплуатации АЭС конструкции, которые размещаются в активной зоне (A3) реактора или в непосредственной близости от нее, подвергаются воздействию интенсивного потока нейтронов, что определяет высокую активность таких конструкций в результате активации изотопов химических элементов, входящих в состав конструкционных материалов (как правило, нержавеющая сталь). Значительной активации подвергаются также корпус реактора и наиболее близко расположенные к нему элементы биологической защиты. Поэтому демонтаж активированных оборудования и конструкций является самой ответственной операцией по снятию АЭС с эксплуатации, прежде всего, с точки зрения обеспечения радиационной безопасности. Следует отметить, что в соответствии с современными концептуальными представлениями (Былкин и др., 1995; Былкин, Савченко, 1996) демонтаж активированных конструкций должен производиться на последней стадии работ по снятию АЭС с эксплуатации, т.е. через 30-50 лет после планового останова реактора. Стратегия же окончательной изоляции таких отходов от биосферы
определяется степенью их радиоэкологической опасности. В 'связи с этим прогнозная оценка радиационных характеристик активированных конструкций и определение потенциальной опасности от их появления как радиоактивных отходов представляют актуальную задачу, решение которой имеет большую практическую значимость.
2. Методика расчета наведенной активности
Для выполнения расчетов характеристик радионуклидов активационного происхождения были приняты расчетные модели, разработанные на основе проектной документации по Кольской АЭС и публикаций по реакторам ВВЭР-440 (Зверков, Игнатенко, 1987). Дадим краткое описание конструкций, размещаемых внутри корпуса реактора, и особенностей биологической защиты энергоблоков первой и второй очередей Кольской АЭС.
Реактор корпусного типа ВВЭР-440 представляет собой вертикальную сборную конструкцию (см рис.1 и 2 (Зверков, Игнатенко, 1987)). Он состоит из корпуса, внутрикорпусных устройств (ВКУ), активной зоны и приводов регулирующих тепловыделяющих сборок (TBC) системы управления и защиты (СУЗ). Корпус реактора -вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, высотой 11,8 м и наружным диаметром цилиндрической части 3,84 м. Он изготовлен из низколегированной углеродистой стали марки 48 ТС с толщиной стенки 140 мм.
В состав ВКУ входят (см. рис.2) шахта реактора, выемная корзина с выгородкой, блок защитных труб и др. Материал внутрикорпусных устройств - нержавеющая сталь марки 0Х18Н10Т. Активная зона состоит из 349 TBC, из них 312 - неподвижные рабочие и 37 - аварийно-управляющие кассеты, способные перемещаться в вертикальном направлении. На энергоблоках первой очереди КАЭС после десяти топливных циклов с целью снижения флюенса нейтронов, падающих на корпус реактора, в 36 периферийных ячейках A3 установлены так называемые кассеты-экраны (КЭ), которые представляют собой макеты рабочих TBC из нержавеющей стали 0Х18Н10Т. За счет установки КЭ количество рабочих TBC в активной зоне реакторов первой очереди снижено до 276.
Кроме различий в конструкции ВКУ и составе A3, у реакторов первой и второй очередей КАЭС существуют отличия и в конструктивном исполнении биологической защиты реактора. На энергоблоках первой очереди (см. рис.1) биологическая защита за корпусом состоит из слоя воды толщиной
Рис.1. Расположение реактора ВВЭР-440 в бетонной шахте: 1 - постамент реактора; 2 - пол центрального зала; 3 - главный циркуляционный; 4 -подреакторное трубопровод пространство; 5 -верхний блок; 6 - подколпачное пространство; 7 -консоль реактора; 8 - корпус реактора; 9 -приреакторное пространство; 10 - водяной бак; 11 -корпус бетонной шахты реактора.
93 см, заполняющей кольцевой стальной бак с внутренним диаметром 4,14 м, и слоя железобетона толщиной 1,8 м. Отличие биологической защиты для реакторов второй очереди КАЭС сводится, в основном, к замене водяного бака на "сухую" защиту - слой серпентинитового бетона толщиной примерно 70 см, часть которого выполнена с добавлением бора. Последний слой биологической защиты выполнен из обычного строительного бетона.
В прогнозных оценках предполагалась тридцатилетняя эксплуатация энергоблоков КАЭС с коэффициентом использования установленной мощности 0,8 при 12-ти месячном топливном цикле.
Определение характеристик радиоактивных материалов активационной природы наряду с учетом особенностей конструкции защиты и эксплуатационных режимов АЭС требует знания пространственно-энергетического распределения потока нейтронов в защите реактора. Для получения этих знаний необходимо решить задачу прохождения нейтронов на расстояния от источника деления (активной зоны), которые соответствуют большим оптическим толщинам, и на которых интенсивность потока нейтронов уменьшается на десять порядков или более. Указанные особенности обуславливают необходимость применения для расчета ослабления потока нейтронов в биологической защите достаточно строгих методов. Традиционные методы решения защитных задач сопряжены с большим объемом вычислений, и использование их, кроме того, требует формирования спектрально-энергетических граничных условий на поверхности между активной зоной и защитой. В настоящей работе для решения задачи прохождения нейтронов в биологической защите использована одномерная многогрупповая программа расчета пространственно-энергетического распределения нейтронного потока в гетерогенной среде во всей области энергий РИТМ, в которой пространственная часть задачи решается методом вероятностей прохождения. Алгоритм программы и использованные в ней методические подходы изложены в работе (Наумов и др., 1996).
1111 13 14 15 16 17 13 19
Рис.2. Разрез реактора ВВЭР-440: 1 - днище шахты; 2 - активная зона; 3 - корзина; 4 - корпус реактора; 5 - тепловой экран; 6 - входной патрубок; 7 - шахта; 8 - выходной патрубок; 9 -прижимное кольцо; 10 - крышка реактора; 11 - патрубки под установку чехлов СУЗ; 12 -патрубки вывода каналов внутриреакторного контроля; 13 - уплотнение крышки реактора; 14 - амортизатор; 15 - лабиринтное уплотнение; 16 - блок защитных труб; 17 - аварийно-регулирующие кассеты; 18 - центрирующее устройство; 19 - гидравлический амортизатор.
Результаты расчетов пространственно-энергетического распределения потока нейтронов, выполненных по программе РИТМ, служат исходной информацией для расчета наведенной активности. Практический интерес представляет долгоживущая активность, так как демонтаж энергоблоков АЭС выполняется по крайней мере не ранее чем через 2-3 года после останова реактора (Былкин, Савченко, 1996; Черкашин, 1995). Поэтому при решении активационной части задачи рассматривались наиболее важные с этой точки зрения химические элементы: Бе, N1, Со, входящие в состав сталей, а также Ы, С, Са и Ей, которые присутствуют в составе бетона. С учетом этого расчеты проводились для следующих реакций активации:
6П(п,а)3И (Т:/2=12,33 года); 13С(п,у)14С (Тш=5730 лет); 40Са(п,у)41Са (^/2=103000 лет);
54Ре(п,у)55Ре (Т1/2=2,68 года); 59Со(п,у)60Со (Т1/2=5,27 года); 58№(п,у)59№ (Т1/2=75000 лет);
62№(п,у)63№ (Тш=100 лет); 151Еи(п,у)152Еи (Т:/2=13,33 года).
При этом групповые микросечения активируемых изотопов определялись с использованием констант, полученных на основе экспериментальных данных (Mughabrhab, ОагЬвг, 1973).
3. Результаты расчета радиационных характеристик демонтируемых конструкций
Результаты расчетов наведенной активности в материалах конструкций позволили определить ряд особенностей в радиационных характеристиках материалов, образующихся при демонтаже энергоблоков КАЭС. Важной характеристикой радиоактивных материалов является их удельная активность, результаты расчетов которой приведены в табл.1.
Активированные элементы ВКУ отличаются наиболее высокой удельной активностью, величина которой уменьшается с расстоянием от источника нейтронов - активной зоны. На реакторах первой очереди КАЭС удельная активность кассет-экранов и выгородки составляет примерно 71012 и 61012 Бк/кг через 2 года выдержки, что в 50-60 раз превышает удельную активность корпуса реактора. Железобетонная конструкция шахты реактора активируется слабо, что обусловлено наличием водяного бака биологической защиты. Для реакторов второй очереди характерна более высокая удельная активность выгородки (примерно 11013 Бк/кг), что примерно на два порядка выше удельной активности корпуса реактора. В отличие от первой очереди бетонная конструкция биологической защиты реакторов второй очереди значительно активируется, особенно первые ее слои, удельная активность которых может достигать 9109 Бк/кг через 2 года выдержки. Как видно из данных табл.1, большая часть активированных конструкций в течение весьма продолжительного времени (более 100 лет) остаются отходами среднего (удельная активность более 3,7106 Бк/кг) и высокого (удельная активность более 3,7109Бк/кг) уровня активности.
Таблица 1. Изменение максимальной (на уровне центра АЗ) удельной активности конструкций реакторных установок первой и второй очередей Кольской АЭС в зависимости от времени выдержки, Бк
/кг
Конструкция Блок 1 Блок 3
Время выдержки, лет
2 10 100 2 10 100
Кассеты-экраны* 12 7,3-10 12 1,5-10 11 1,4-10 - - -
Корзина с выгородкой** 12 5,9-10 12 1,6-10 11 3,1-10 13 1,1-10 12 2,8-10 11 5,6-10
Шахта 12 6,9-10 12 1,8-10 11 3,5-10 12 1,5-10 11 3,9-10 10 7,4-10
Блок защитных труб 11 4,0-10 11 1,1-10 10 2,1-10 11 4,0-10 11 1,1-10 10 2,1-10
Наплавка корпуса - - - 11 2,3-10 10 6,1-10 10 1,3-10
Корпус реактора 11 1,1-10 10 1,5-10 8 2,5-10 11 1,2-10 10 1,6-10 8 2,8-10
Бак биологической защиты*** 10 1,1-10 9 1.4-10 7 2,4-10 - - -
Бетон низкая 3 (<4,5-10 ) 9 8,9-10 9 3,6-10 7 2,6-10
Примечание:* - кассеты-экраны последней загрузки;
** - удельная активность выгородки;
*** - внутренняя стенка стального бака биологической защиты.
Со временем соотношение активности ВКУ и других активированных конструкций изменяется, что обусловлено вкладом в удельную активность различных изотопов - продуктов активации. В качестве примера на рис.3 и 4 приведены зависимости максимальной (на уровне центра активной зоны) удельной активности различных радионуклидов от времени выдержки для корзины с выгородкой и серпентинитового бетона для энергоблока второй очереди Кольской АЭС.
Анализ условий обращения с активированными конструкциями реакторных установок Кольской АЭС в перспективе может быть выполнен на основе сравнения полученных результатов с величиной допустимой концентрации радионуклидов - продуктов активации в материалах, предназначенных для неограниченного использования. Две из принятых для расчета реакции активации приводят к образованию гамма-излучателей: 60Со и 152Еи, остальные - к образованию радионуклидов, для которых характерен бета-распад и К-захват. Согласно отечественному нормативному документу ОСП-72/87 (Нормы..., 1988) материалы считаются радиоактивными, если удельная активность содержащихся в них 60Со и 152Еи, как гамма-излучателей, превышает 2,4103 Бк/кг и 4,9103 Бк/кг, соответственно. Допустимая удельная активность для источников бета-излучения нормируется величиной 7,4104 Бк/кг. С учетом указанных допустимых радиационных характеристик радионуклидов расчетные данные, приведенные на рис.3, позволяют сказать, что в течение по меньшей
мере сотен тысяч лет для активированных ВКУ сохраняется статус радиоактивных материалов, обращение с которыми регламентируется нормативными документами.
Как видно из рис.3, в течение первых 10 лет выдержки активность корзины с выгородкой (как, впрочем, и других элементов ВКУ, изготовленных из нержавеющей стали) определяется в основном 55Ре, значительный вклад в этот период времени вносит 60Со и в меньшей степени 63№. В последующие 30 лет хотя и заметный, но уменьшающийся вклад вносят 55Бе и 60Со при наибольшем значении 63№, который определяет активность ВКУ до 2000 лет выдержки. Дальнейшее увеличение времени выдержки приводит к возрастанию вклада образование которого обуславливает активность ВКУ в течение сотен тысяч лет вследствие большого периода полураспада этого радионуклида (75000 лет). Приведенные данные показывают, что стратегия снятия с эксплуатации энергоблоков КАЭС и дозовые нагрузки на персонал при производстве демонтажных работ зависят от времени выдержки активированных конструкций. В течение примерно 100 лет сохраняется опасность внешнего облучения, обусловленного активностью 60Со как гамма-излучателя. При большем времени выдержки в условиях отсутствия источников проникающей радиации радиационная опасность определяется внутренним облучением, обусловленным изотопами никеля.
1 - Со - 60 г - Ре-55
V 3 - № 4- № 63 59
\\ \
(I)- \ \ \
\ \ \
\ \ \
\ \ \
1 И 0 2 Гв 55 а С а 60 л. Е и 1 52 5 С а ¿1 в 41 во
V \
\ \ \\Х
\ \ \\ \
Время выдержки, лет
Рис.3. Зависимость максимальной удельной активности радионуклидов - продуктов активации от времени выдержки (Кольская АЭС, энергоблок второй очереди, корзина с выгородкой).
Время выдержки, лет
Рис.4. Зависимость максимальной удельной активности радионуклидов - продуктов активации от времени выдержки (Кольская АЭС, энергоблок второй очереди, серпентинитовый бетон).
Наведенная активность бетона (см. рис.4) в первые 10 лет выдержки определяется в основном тремя радионуклидами: 3Н, 55Бе и 60Со. В меньшей степени прогнозируется влияние 152Еи, который, наряду с другим гамма-излучателем 60Со, является источником внешнего облучения. В последующие 90 лет преобладающий вклад в активность вносит 3Н, а при более продолжительной выдержке активность бетона определяется 41Са. Следует отметить, что в настоящей работе рассмотрены радионуклиды, которые составляют основную часть наведенной активности бетона. Вместе с тем, известно, что концентрации элементов, при активации которых образуются наиболее важные с радиологической точки зрения нуклиды, могут значительно различаться даже для бетонов одной марки (Черкашин, 1995). По этой причине абсолютные значения удельной активности радионуклидов могут варьироваться в широком диапазоне. Можно полагать, однако, что в качественном отношении временные зависимости активности продуктов активации и их роль в формировании наведенной активности бетона будут достаточно консервативны.
4. Заключение
Стратегия снятия с эксплуатации атомных станций и планирование инженерно-технических мероприятий, направленных на обеспечение радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды, в значительной мере определяется составом и радиационными характеристиками РАО, образующихся при демонтаже оборудования и конструкций АЭС как радиационно-опасного объекта. В контексте радиоэкологических проблем, связанных со снятием Кольской АЭС с эксплуатации, можно выделить три группы радионуклидов - продуктов активации, определяющих условия обращения с активированными конструкциями при их демонтаже и стратегию изоляции РАО от биосферы.
Первую группу составляют относительно короткоживущие 60Co и 152Eu, которые определяют условия обращения с содержащими их материалами. Выдержка таких материалов в течение 50-70 лет обеспечивает распад указанных гамма-излучателей до радиологически безопасного уровня, и поэтому во многих проектах снятия АЭС с эксплуатации принимаются решения о долговременной выдержке высокоактивных конструкций, что обеспечивает снижение дозовых затрат при их последующей разборке. Ко второй группе могут быть отнесены бета-излучатели с периодом полураспада до 100 лет: 3H, 55Fe, 63Ni. Содержание этих радионуклидов в активированных конструкциях определяет их радиологическую вредность в течение 200-2000 лет. В третью группу радионуклидов входят долгоживущие Ca (Т1/2=103000 лет) и 59Ni (Т1/2=75000 лет). И хотя после распада короткоживущих продуктов активации материалы, содержащие 41Ca и 59Ni, относятся, в основном, к РАО среднего уровня активности, вследствие продолжительного времени жизни последних радиотоксичность материалов сохраняется в течение 500 тысяч лет и более.
Таким образом, присутствие радионуклидов второй и третьей группы практически во всех активированных конструкциях, количество которых, по оценкам, составляет порядка 5000 т на все действующие энергоблоки КАЭС, определяет актуальность радиоэкологической проблемы их долговременной изоляции от биосферы. Можно утверждать, что внутрикорпусные конструкции, корпус реактора, элементы тепловой и биологической защиты реактора из-за накопления значительного количества долгоживущего 59Ni должны захораниваться в глубоких геологических формациях. Хотя вопрос окончательного удаления РАО является неотъемлемой составной частью стратегии снятия АЭС с эксплуатации, с практической точки зрения он представляет самостоятельную научно-техническую проблему, не рассматриваемую в настоящей работе.
Авторы работы выражают благодарность младшему научному сотруднику Горного института Е.В. Караваевой за помощь при выполнении расчетов на персональном компьютере и при подготовке материалов настоящей статьи.
Литература
Mughabrhab S.F. and Garber D.I. Neutron cross sections. Volume 1, Resonance parameters. BNL 323.
National neutron cross section center, Brookhaven National Laboratory (BNL), June 1973. Былкин Б.К., Зверков Ю.А., Зимин B.K. Технико-экономические оценки планового и досрочного снятия с эксплуатации АЭС первого поколения в России. Атомная энергия, т.78, вып.4, с.262-269, 1995.
Былкин Б.К., Савченко В.А. Концептуальные аспекты снятия с эксплуатации ядерных установок в
России. Теплоэнергетика, т.11, с.45-48, 1996. Зверков В.В., Игнатенко Е.И. Ядерная паропроизводящая установка с ВВЭР-440. М.,
Энергоатомиздат, 200с., 1987. Майер Э. Рабочий план по снятию с эксплуатации АЭС "Ловиса". Атомная энергия, т.67, вып.2, с.85-88, 1989.
Наумов В.А., Рубин И.Е., Днепровская Н.М., Наумов A.B., Тетерева H.A. Описание ослабления нейтронов в биологической защите методом вероятностей прохождения. Препринт ИПЭ-17. Минск, Институт проблем энергетики АН Беларуси, 28с., 1996. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87/ Минздрав СССР. М., Энергоатомиздат, 160с., 1988. Черкашин В.А. Состав радиоактивных отходов при снятии АЭС с эксплуатации. Ядерная энергетика: Изв. высш. учебн. заведений, т.3, с.32-37, 1995.
