Методология кондиционирования отвержденных радиоактивных отходов с применением контейнеров НЗК с хранением в легких хранилищах ангарного типа

Размещено на http://www.allbest.ru/

Методология кондиционирования отвержденных радиоактивных отходов с применением контейнеров НЗК с хранением в легких хранилищах ангарного типа

С.В. Росновский, С.К. Булка

Филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская атомная станция», г. Нововоронеж, Россия

1. Необходимость кондиционирования отвержденных РАО

кондиционирование радиоактивные отходы хранилище

Проектной системой обращения с жидкими радиоактивными отходами Нововоронежской АЭС предусматривалось хранение радиоактивного кубового остатка выпарных аппаратов СВО (солесодержание до 400 - 500 г/л, удельная активность до 10⁹ Бк/кг) в специальных металлических емкостях кубового остатка (ЕКО) до этапа вывода АЭС из эксплуатации. Указанный подход привел к накоплению на площадке АЭС больших объемов непереработанных ЖРО.

В целях решения указанной проблемы, в 1980-х гг. на НВАЭС была разработана и внедрена установка глубокого упаривания (УГУ), позволяющая осуществлять отверждение кубового остатка с затариванием отвержденных солей в цилиндрические металлические контейнеры типа А2201.00.000 В 1980-х гг. для заполнения применялись контейнеры типа ЗП551.040 аналогичного объема и габаритных размеров. Далее в тексте под обозначением «А2201» понимаются все модификации указанных контейнеров (H = 910 мм, D = 560 мм, полезный объем 0,2 м³). Срок службы контейнера А2201, определенный конструкторской документацией, первоначально составлял 15 лет; для более поздней модификации срок службы контейнера был увеличен до 30 лет.

Однако с конца 1990-х гг. в России был принят ряд нормативных документов, устанавливающих дополнительные требования к хранению отходов. В частности, пункт 9.1.16 СПОРО-2002 установил, что срок службы контейнера с РАО при хранении в наземных сооружениях должен составлять не менее 50 лет. В связи с этим возникла необходимость разработки и внедрения на НВАЭС технологии кондиционирования отвержденных РАО и временного хранения кондиционированных отходов на промплощадке.

В 2011 году вступил в силу Федеральный закон «Об обращении с радиоактивными отходами» № 190-ФЗ от 11.07.2011 г., предусматривающий необходимость кондиционирования всех РАО, образующихся на предприятии, до состояния, пригодного для их окончательной изоляции. Организация проектирования, сооружения и эксплуатации могильников для окончательной изоляции РАО поручены специальной организации - Национальному оператору по обращению с радиоактивными отходами. Однако по оценке специалистов, сооружение могильников для окончательной изоляции РАО и получение лицензии на их эксплуатацию могут завершиться не ранее 2025 года. Таким образом, задача поиска безопасного и экономически эффективного способа кондиционирования отвержденных РАО и их временного хранения на площадке АЭС стала после принятия Федерального закона № 190-ФЗ еще более актуальной.

2. Выбор контейнера для кондиционирования отвержденных РАО

С целью выбора необходимой технологии, Нововоронежской АЭС был проведен анализ имеющегося отечественного и зарубежного опыта.

Для окончательной изоляции радиоактивных отходов за рубежом применяется ряд металлических и железобетонных контейнеров. Например, во Франции для захоронения РАО различной морфологии применяются цилиндрические и кубические контейнеры SOGEFIBRE из фибробетона (толщина стенки 74 - 100 мм, полезный объем 0,33 - 3,0 м³) [1].

Для кондиционирования отвержденных РАО Нововоронежской АЭС был сделан выбор в пользу железобетонного контейнера НЗК-150-1,5П, разработанного ЗАО «345-й механический завод». В соответствии с ТУ, указанный контейнер позволяет осуществлять хранение отвержденных РАО на площадке АЭС в течение 50 лет, с последующим хранением до 300 лет в условиях приповерхностного захоронения.

Контейнер НЗК-150-1,5П позволяет разместить на хранение четыре 200-литровые бочки, заполненные ТРО либо отвержденными ЖРО (Рис. 1, 2).

Рис. 1. Контейнеры НЗК-150-1,5П. Общий вид

Рис. 2. Контейнер НЗК-150-1,5П. Габаритные размеры

Радионуклидами, определяющими более 90 % суммарной активности солевого продукта АЭС с ВВЭР, являются Co⁶⁰, Co⁵⁸, Cs¹³⁷, Cs¹³⁴, Mn⁵⁴. В течение определенного ТУ срока эксплуатации контейнера НЗК активность Cs¹³⁷ в результате радиоактивного распада снижается на три порядка, активность прочих радионуклидов из приведенного ряда снижается до пренебрежимо малых значений.

Транспортно-технологические операции с контейнером НЗК осуществляются посредством автопогрузчика либо крана со специальным захватом.

Материал и конструкция НЗК должны предотвратить распространение радионуклидов в окружающую среду при хранении и захоронении. Для этого они должны выполнять две основные функции:

-в качестве барьерного материала обеспечивать достаточно низкую диффузионную проницаемость радионуклидов;

-в качестве конструкционного материала обеспечить физическую целостность контейнера, не допускать его разрушения и прямого контакта РАО с окружающей средой.

В [1] обосновано непревышение выхода радионуклидов из контейнера НЗК в процессе хранения, которое может происходить за счет процессов:

-растворения соединений, содержащих радионуклиды, и диффузии радионуклидов в поровой влаге стенок контейнера, в защитных инженерных барьерах и в геологической формации (при захоронении в приповерхностное хранилище)

-диффузии в поровой влаге стенок контейнера и ее испарения с внешней поверхности стенок контейнера (при временном хранении в вентилируемом помещении).

3. Конструкция хранилища ангарного типа для временного хранения кондиционированных РАО

Для временного хранения упаковок с РАО на АЭС России традиционно применяются капитальные дорогостоящие хранилища, несущих две основные функции:

-защиты радиационных упаковок от воздействия внешних климатических факторов;

-ослабления ионизирующего излучения от контейнеров с целью поддержания радиационной обстановки в районе расположения хранилища ниже пределов, установленных нормативными документами.

В то же время для захоронения отходов на зарубежных предприятиях могут использоваться легкие металлические конструкции, которые после окончания заполнения подлежат обваловке с целью создания биологической защиты. Было решено применить указанный подход для организации временного хранения кондиционированных РАО на промплощадке НВАЭС без применения обваловки или иных средств биологической защиты. Для обеспечения нормальной радиационной обстановки вокруг временного хранилища было решено использовать свойства самоэкранировки радиационных упаковок.

Основными факторами, определяющими эффективность экранирования гамма-излучения, создаваемого радиационной упаковкой, являются толщина экранирующего слоя и плотность его материала. Таким образом, при достаточно высокой плотности отходов, загруженных в контейнер, сама упаковка может значительно снижать внешнее гамма-излучение, т.е. является не только источником излучения, но и выполняет функции защитного экрана.

При плотности содержимого контейнера НЗК порядка 2,0 г/см³ и габаритных размерах 1650х1650 мм кратность ослабления гамма-излучения с E=1,0 МэВ заполненной упаковкой может составить не менее 10⁷ [2]. Таким образом, в случае расстановки контейнеров в хранилище по определенному алгоритму можно добиться снижения фона вокруг хранилища до приемлемых значений без применения дополнительной биологической защиты. Теоретически возможно организовать таким образом безопасное хранение НЗК даже в случае размещения в них высокоактивных отходов, создающих МД > 0,1 Зв/ч.

Руководствуясь указанным подходом, Нововоронежской АЭС с привлечением специализированных организаций была разработана конструкция легких хранилищ ангарного типа для временного хранения кондиционированных РАО на площадке АЭС. При конструировании были реализованы следующие уникальные решения:

а) сочетание металлических стеновых конструкций общепромышленного назначения с мощной фундаментной плитой, позволяющей выдержать нагрузку при хранении контейнеров НЗК в штабелях высотой до 4 контейнеров;

б) отсутствие специальной биозащиты;

в) естественная вентиляция ангаров;

г) отсутствие стационарных грузоподъемных механизмов. Транспортно-технологические операции с контейнерами осуществляются посредством автопогрузчика;

е) отсутствие искусственного освещения;

ж) отсутствие стационарных систем радиационного контроля. Радиационный контроль обеспечивается переносными дозиметрическими приборами.

В результате стоимость сооружения хранилища была беспрецедентно снижена и составила порядка 39 млн. руб., что в десятки раз меньше стоимости капитальных хранилищ сопоставимого объема.

Сооружение хранилищ осуществлялось в соответствии проектом 210013.0952341.50005.601, разработанным ФГУП «Атомэнергопроект» совместно с ОАО «345 механический завод» (конструктором контейнера НЗК-150-1,5П).

По указанному проекту в 2004 - 2006 гг. на спецпункте НВАЭС были сооружены два хранилища ангарного типа (расширяемая часть ХТРО № 8 - ХТРО №№ 8/1, 8/2 (Рис. 3)).

Рис. 3. Внешний вид хранилища ангарного типа для хранения РАО в контейнерах НЗК (ХТРО № 8/2)

4. Методология минимизации МД от упаковки НЗК

С целью минимизации величины МД от упаковок кондиционированных РАО был разработан ряд технических приемов:

А) Металлические контейнеры А2201 подвергались сортировке по радиационному признаку на три группы:

-первая группа - контейнеры с максимальным значением МД вплотную к стенке, не превышающим 1 мЗв/час;

-вторая группа - контейнеры с максимальным значением МД, находящимся в диапазоне от 1 до 5 мЗв/час;

-третья группа - контейнеры с максимальным значением МД, превышающим 5 мЗв/час.

Контейнеры А2201 загружались в НЗК без смешения групп.

Б) Контейнеры А2201 размещались со смещением в сторону одного из углов контейнера НЗК (прием асимметричной загрузки - Рис. 4). Таким образом, за счет увеличения неравномерности поля гамма-излучения достигалось снижение МД от двух граней заполненного контейнера НЗК (Рис. 5).

В) Дополнительное снижение уровня мощности дозы гамма-излучения от упаковки достигалось за счет применения буферной засыпки. После размещения четырех металлических контейнеров свободное пространство контейнера НЗК заполнялось буферным материалом с плотностью ~ 2,1 г/см³.

Таким образом, ослабление гамма-излучения, излучаемого солевым продуктом УГУ, обеспечивалось за счет:

-поглощения в материале стенки контейнера. При толщине бетонной стенки 150 мм коэффициент ослабления гамма-излучения с E= 1 МэВ составляет ~ 4;

-поглощения в буферной засыпке. Как видно из Рис. 4, толщина ослабляющего слоя буферной засыпки является переменной величиной; как следствие, переменным является и коэффициент ослабления.

Рис. 4. Прием асимметричной загрузки контейнера НЗК

На рис. 5 показана диаграмма направленности гамма-излучения от контейнера НЗК Данные на диаграмме приведены в мкР/ч (учетный № 30), загруженного четырьмя цилиндрическими контейнерами приблизительно равной активности. Сведения о радиационных характеристиках контейнеров, загруженных в НЗК уч. № 30, приведены в Таблице 1.

Центры граней НЗК соответствуют на диаграмме углам 0, 90, 180 и 270 градусов.



Рис. 5. Диаграмма направленности гамма-излучения от заполненного контейнера НЗК уч. № 30 с асимметричной загрузкой

Таблица 1

Зав. №	МЭД в верхней части, мкЗв/ч	МЭД в средней части, мкЗв/ч	МЭД в нижней части, мкЗв/ч	Средняя МЭД от контейнера по трем точкам, мкЗв/ч
2060	590	540	300	476,7
2117	720	700	200	540
2090	630	720	360	570
2126	650	750	220	540

После заполнения на контейнер НЗК наносился знак радиационной опасности. Знак наносился на грань с минимальной МД, после чего граням НЗК присваивались условные номера (№ 1 - грань со знаком радиационной опасности, далее нумерация граней по часовой стрелке - см. рис. 6). Затем производился замер МД от каждой грани НЗК. Результаты радиационного контроля заносились в учетные документы с фиксацией номера грани, от которой производился замер.

Рис. 6. Схема размещения маркировки и нумерация граней упаковки НЗК

Можно провести оценку результирующего коэффициента ослабления гамма-излучения, достигнутого за счет принятых организационных мер.

Как видно из Рис. 5 и Таблицы 1, МД от граней контейнера НЗК уч. № 30 составила от 1,4 до 35 мкЗв/ч при исходной МД от стенок контейнеров А2201 от 476,7 до 570 мкЗв/ч. Таким образом, расчетный коэффициент ослабления гамма-излучения за счет поглощения в стенке НЗК, дополнительном поглотителе и за счет геометрического фактора оценочно составляет:

-порядка 15 для граней НЗК с минимальным слоем буферной засыпки;

-порядка 380 для граней НЗК с максимальный слоем буферной засыпки.

В соответствии с «Санитарными правилами обращения с радиоактивными отходами» СПОРО-2002 МЭД вплотную к контейнеру с РАО не должна превышать величины 2,0 мЗв/ч. До кондиционирования контейнеров с отвержденным солевым продуктом указанная величина превышалась примерно для 30 % контейнеров А2201.

В результате проведенного кондиционирования максимальная МЭД гамма-излучения, измеренная вплотную к грани контейнера НЗК, составила 0,43 мЗв. Таким образом, в результате работ радиационные характеристики упаковок с РАО были приведены в соответствие с требованиями нормативных документов.

5. Выбор материала буферной засыпки

При разработке технологии кондиционирования существенным являлся вопрос о выборе материала буферной засыпки (Таблица 2).

Таблица 2

Материал буферной засыпки	Плотность, г/см3	Коэффициент ослабления гамма-излучения с E = 1 МэВ слоем материала толщиной 200 мм	Средняя стоимость материала, руб./т
Керамзит	0,5 - 0,7	1,1-1,2	2500
Песок	1,9 - 2,1	4,2	200
Цементный раствор	2,0 - 2,3	4,5	2000
Шлак металлургический	3,3 - 3,6	50	650
Дробь стальная	7,6	700	40 000
Дробь свинцовая	11,3	1500000	120 000

Как видно из Таблицы, оптимальными материалами для буферной засыпки с точки зрения ослабляющих свойств и стоимости являются песок и металлургический шлак. Другие доступные материалы либо имеют слабые защитные свойства (керамзит), либо существенно удорожают технологию кондиционирования (металлическая дробь). Возможно применение в качестве буферного материала цементного раствора, однако его ослабляющие свойства сравнительно с песчаной засыпкой увеличиваются незначительно, в то время как стоимость буферного материала возрастает примерно в десять раз. Однако цементный раствор обеспечивает надежную фиксацию контейнеров А2201 внутри формируемой упаковки, что исключает их перемещение при проведении транспортно-технологических операций.

Исходя из указанных соображений, заполнение свободного пространства в контейнерах НЗК производилось смешанным способом.

На первом этапе свободное пространство контейнера НЗК на 150 мм заполнялось цементным раствором на основе цемента М500. Образующаяся в результате бетонная стяжка обеспечивает надежную фиксацию контейнеров А2201, удерживая их от перемещения при проведении транспортно-технологических операций с контейнером НЗК.

Далее производилась выдержка контейнера НЗК в течение 24 часов для отвердения стяжки.

На втором этапе оставшееся свободное пространство контейнера НЗК заполнялось песком строительным по ГОСТ 8736-93 крупностью 2,3 - 2,8 мм. Заполнение производилось до уровня горловины контейнера А2201. Создание буферного песчаного слоя поверх контейнеров А2201 было признано нецелесообразным. Очевидно, что при хранении в ангарах радиационная обстановка на прилегающей местности определяется величиной МД именно от боковых граней контейнеров НЗК; влияние альбедной составляющей на фон было оценено как незначительное. Создание буферного слоя поверх контейнеров А2201 влечет увеличение объема буферной засыпки на 0,3 - 0,4 м³, что ведет к утяжелению образующейся упаковки НЗК не менее чем на 600 - 800 кг. Это увеличивает нагрузку на фундаментную плиту ангара при хранении НЗК и затрудняет транспортно-технологические операции с НЗК посредством автопогрузчика.

6. Герметизация радиационной упаковки. Измерения активности. Загрузка в хранилище ангарного типа

На третьем этапе производилась установка крышки НЗК и заполнение шва специальной саморасширяющейся смесью по технологии предприятия-изготовителя. В процессе заполнения производилась обработка смеси вибратором. После отверждения смеси в течение 24 часов производилась покраска герметизированного участка эмалью.

После окончания формирования упаковки производились измерения активности. Для этого был организован пункт паспортизации контейнеров НЗК, оснащенный полупроводниковой гамма-спектрометрической установкой «Гамма-1П» [3].

Измерения производились посредством специальной методики, разработанной силами ОАО «ВНИИАЭС» и прошедшей метрологическую аттестацию.

После оформления учетной документации контейнер размещался на хранение в хранилище ангарного типа. Размещение производилось таким образом, чтобы:

-периферийные ряды в ангаре формировались из упаковок НЗК с минимальными МД;

-грани контейнеров НЗК, имеющие минимальные МД, были обращены к стене ангара (Рис. 7).

Рис. 7. Схема ориентации граней НЗК при размещении в периферийном ряду хранилища ангарного типа.

7. Контрольные уровни МД вокруг хранилищ ангарного типа

Хранилища ангарного типа расположены на территории спецпункта - территориально обособленной части промплощадки НВАЭС, расположенной в санитарно-защитной зоне (СЗЗ) атомной станции. Территория спецпункта огорожена, что не допускает случайного облучения населения. В соответствии с требованиями «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности» ОСПОРБ-99/2010, допустимый уровень МД в СЗЗ составляет 1,2 мкЗв/ч.

В целях обеспечения радиационной безопасности персонала территория спецпункта технически и организационно разделена на зону свободного режима и зону возможного загрязнения. Доступ персонала в зону возможного загрязнения осуществляется через санпропускник и дисциплинарный барьер с обеспечением радиационного контроля в процессе проведения работ.

Время нахождения персонала НВАЭС на территории зоны возможного загрязнения не превышает предела, установленного ОСПОРБ-99/2010 для помещений постоянного пребывания персонала группы А в зоне контролируемого доступа (1700 ч/год). В соответствии с ОСПОРБ-99/2010, допустимый уровень МД при выполнении указанных условий не должен превышать 6,0 мкЗв/ч.

Вышеуказанные уровни МД были приняты в качестве контрольных уровней МД при эксплуатации хранилищ ангарного типа, что было оформлено отдельным техническим решением, согласованным с органами ФМБА России.

Задача обеспечения радиационной безопасности при хранении кондиционированных РАО сводится к выработке методологии, позволяющей осуществлять прогнозирование радиационной обстановки вокруг ангаров в зависимости от расстановки контейнеров НЗК, и нахождению условий, при которых МД гамма-излучения не превысит:

-6,0 мкЗв/ч в точках 1, 3, 4, 5 (Рис. 8);

-1,2 мкЗв/ч в точке 2 (Рис. 8).

Рис. 8. Контрольные точки для оценки радиационной обстановки на спецпункте НВАЭС при эксплуатации ХТРО № 8/1, № 8/2

8. Методология прогнозирования радиационной обстановки вокруг хранилищ ангарного типа

При оценке радиационной обстановки, создаваемой контейнерами НЗК, принималось во внимание то, что подавляющий вклад в суммарную МЭД за пределами ангара вносят контейнеры НЗК, расположенные на периферии ангара. Периферийные контейнеры, представляя собой поглотитель толщиной более 1,5 м, полностью нивелируют вклад в МД от контейнеров НЗК, расположенных во втором и последующих рядах.

Очевидно также, что наибольшее значение МЭД будет наблюдаться вдоль перпендикуляра, исходящего из центра грани ангара (МД в точке 1 на рис. 9 будет выше, чем в точках 2 и 3 на том же рисунке).

Модель для расчета величины МД от стенки ангара

Для расчета значения МД, создаваемой контейнерами НЗК на территории спецпункта и за его пределами, представим внешний ряд контейнеров в виде участка поверхности сферического излучателя с некоторым радиусом R_экв (рис. 9).

Тогда мощность дозы на заданном расстоянии от центра стены ангара выразится следующей зависимостью:

D = A/(x+R_экв)² + D_ф , (1)

где D - мощность дозы в данной точке, расположенной на расстоянии х от контролируемой стены ангара, мкЗв/ч;

R_экв - эквивалентный радиус сферического источника, вычисляемый экспериментально;

A - константа, характеризующая мощность излучения источника, приведенную к его центру (определяется экспериментально);

х - расстояние от стены ангара до рассматриваемой точки, м;

D_ф - фоновое значение мощности дозы в месте производства измерений, мкЗв/ч.

Рис. 9. Модель для оценки радиационной обстановки вокруг хранилища ангарного типа

Эмпирические зависимости для прогнозирования радиационной обстановки

Экспериментальным путем были найдены константы А и R_экв, входящие в состав зависимости (1), в результате чего выражение приобрело вид:

D = [3,6*D₀ /(х + 20,3)² + 0,13] ± 7 % [мкЗв/ч], (2)

где A = 3,6*D₀ ,

D₀ - средняя мощность дозы на поверхности стены ангара ХТРО № 8/2 по данным дозиметрического контроля;

D_ф = 0,13 мкЗв/ч.

Сравнительный анализ данных расчета и эксперимента приведен на Рис. 10.

Рис. 10. Сравнение расчетной зависимости МД в точке от расстояния до стены ангара с данными эксперимента

Для выработки критерия по сопоставлению средней мощности дозы от наружней стены хранилища со средней мощностью дозы от грани НЗК, обращенной в сторону наружней стены и расположенной на некотором среднем удалении от нее, аналогично (2) была эмпирически выявлена зависимость:

D = [1,28*D₀ /х² + 0,13] ± 8 % [мкЗв/ч], (3)

где D - мощность дозы на расстоянии х от контейнера НЗК, мкЗв/ч;

D₀ - мощность дозы от поверхности выбранной грани контейнера по данным дозиметрического контроля, мкЗв/ч;

х - расстояние от рассматриваемой точки до центральной (вертикальной) оси симметрии контейнера, отсчитываемое по перпендикуляру, м;

D_ф = 0,13 мкЗв/ч.

Сравнительный анализ данных расчета и эксперимента приведен на Рис. 11. Зависимость выполняется для расстояний от 2 м от центральной оси симметрии контейнера и далее.

Рис. 11. Сравнение расчетной зависимости МД в точке от расстояния до оси симметрии контейнера НЗК-150-1,5П с данными эксперимента

Очевидно, что отношения (2), (3) справедливы при размещении в ангаре контейнеров НЗК с любыми значениями МД на поверхности (D₀), т.е. не зависят от активности отходов, размещаемых в хранилище.

Напротив, при изменении геометрических размеров ангара либо порядка складирования упаковок НЗК (например, при увеличении числа ярусов в штабеле с 4 до 5) величина радиуса эквивалентного сферического излучателя R_экв может меняться, что влечет изменение соотношений (2), (3).

Практическое применение методологии оценки радиационной обстановки вокруг хранилищ ангарного типа

Применяя соотношение (3), можно оценить, как будет меняться радиационная обстановка вокруг ангаров при изменении средней МД от граней контейнеров НЗК, направленных в сторону стены хранилища (Таблица 3). Оценка проведена для точек 1, 2', 2, показанных на Рисунке 8.

Таблица 3

Средняя МД от граней контейнеров НЗК, обращенных в сторону ограждения спецпункта (для периферийного ряда НЗК), мкЗв/ч	МД на различных расстояниях до периферийного ряда контейнеров НЗК, мкЗв/ч
	Точка 1 (x = 2 м)	Точка 2' (x = 10 м)	Точка 2 (x = 17 м)
190	60,93	2,56	0,97
68	21,89	1,00	0,43
18	5,89	0,36	0,21

Таким образом, условие по непревышению МД за ограждением спецпункта (в точке 2 рис. 8) величины 1 мкЗв/ч будет выполняться при средней МД от граней НЗК, непревышающей 190 мкЗв/ч. Однако в зоне возможного загрязнения спецпункта МД будет существенно выше 6 мкЗв/ч, т.е. будет превышать контрольный уровень.

При снижении средней МД от гране НЗК до 68 мкЗв/ч значение МД будет ниже 1 мкЗв/ч даже в точке 2', расположенной на расстоянии 10 м от контейнеров и в 7 м от границы СЗЗ. Однако в точке 1 МД будет по-прежнему существенно выше 6 мкЗв/ч.

Указанное условие будет выполняться только при средней МД от граней НЗК, непревышающей 18 мкЗв/ч. В этом случае контрольные уровни по МД соблюдаются и в СЗЗ, и в зоне возможного загрязнения.

С учетом погрешности измерений, возможных флуктуаций плотности заполнения и активности НЗК, указанный уровень был снижен до 12 мкЗв/ч, что и было принято в качестве рабочего значения допустимой величины средней МД от внешней грани упаковки НЗК.

При этом данная величина была распределена по горизонтальным ярусам контейнеров НЗК:

-для первого (нижнего) яруса контейнеров допустимая величина МД была установлена на уровне 3 мкЗв/ч;

-для второго яруса допустимая величина МД была установлена на уровне 6 мкЗв/ч;

-для третьего яруса допустимая величина МД была установлена на уровне12 мкЗв/ч;

-для второго яруса допустимая величина МД была установлена на уровне 24 мкЗв/ч.

9. Реализация разработанной технологии кондиционирования отвержденных РАО в с применением контейнеров НЗК с хранением в легких металлических ангарах

В 2006 - 2007 гг. на спецпункте НВАЭС были сооружены два ангара общей вместимостью 928 контейнеров НЗК. В 2008 - 2011 гг. были проведены операции по кондиционированию контейнеров А2201, хранившихся в подземной части ХТРО-8, с размещением образующихся упаковок НЗК в ангарах с применением вышеописанных организационных и технических мероприятий.

Работа выполнялась по специально разработанной программе, согласованной с органами ФМБА России.

В ходе выполнения работ на площадке спецпункта и прилегающей территории СЗЗ проводился усиленный радиационный контроль. Ежедневно контролировался уровень МД в 22 точках контроля с фиксацией в специальной картограмме.

При выполнении работ оформлялась необходимая учетная документация (протоколы измерений, акты-паспорта на контейнеры, журнал учета РАО, картограммы размещения контейнеров ангарах).

В настоящее время оба хранилища ангарного типа полностью заполнены. Радиационная обстановка вокруг заполненных ангаров не превышает контрольных уровней, соответствующих требованиям нормативных документов и согласованных с надзорными органами.

10. Методика контроля влажности солевого продукта УГУ

В соответствии с требованиями НП-019-2000, при кондиционировании отвержденных ЖРО должно контролироваться отсутствие в упаковке свободной влаги [4].

Следует отметить, что отсутствие свободной влаги является одним из критериев качества образующегося солевого продукта УГУ и контролируется непосредственно при заполнении контейнеров А2201. Технологически сразу после образования в горячем солевом продукте УГУ влага присутствует, однако в процессе остывания она переходит в связанное состояние.

При определенных условиях возможно протекание обратного процесса - выделение из объема солевого продукта свободной влаги [5]. В соответствии с конструкторской документацией, допустимое содержание влаги в солевом продукте УГУ, обеспечивающее сохранение целостности солевого монолита, составляет 20 % [6].

В соответствии с [7], для контроля влажности кондиционированных отходов рекомендуется применять гравиметрический метод. Однако определению влажности солевого продукта классическим термогравиметрическим анализом присущи следующие методические погрешности:

-при сушке в воздухе имеет место поглощение кислорода вследствие окисления вещества;

-прекращение сушки соответствует не полному удалению влаги, а равновесию между давлением водяных паров в материале и давлением водяных паров в воздухе и др.

В связи с вышеизложенным, классическая методика высушивания применительно к солевому продукту УГУ представляет собой чисто эмпирический метод, которым определяется не истинная величина влажности, а некая условная величина, более или менее близкая к ней [8].

Большинство указанных погрешностей метода термогравиметрического анализа влажности можно уменьшить сушкой образцов в вакууме с применением нагрева образцов токами высокой частоты или ИК-лампами, что позволит с одной стороны избавиться от влияния атмосферной влажности и других нежелательных влияний среды, а с другой стороны значительно ускорит процесс испарения влаги и повысит точность измерений [9].

Исходя из вышеизложенного, Нововоронежской АЭС была разработана методика контроля влажности солевого продукта УГУ, основанная на сушке образцов в вакууме ИК-лампами.

Разработана и успешно опробована опытная установка для контроля влажности солевого продукта (Рис. 12).

Установка состоит из кюветы (4), в которой находится солевой продукт, установленной на цифровых аналитических весах (1). Кювета изготовлена из кварцевого стекла, обеспечивающего пропускание излучения галогеновых ламп (3), закрепленных на штативе (2) во всем их спектральном диапазоне. Температура образца солевого остатка продуктов УГУ определяется током галогеновой лампы, который регулируется с помощью ЛАТР (7) и контролируется хромель-алюмелевой термопарой (6), подключенной к милливольтметру постоянного тока (8). Защиту весов от излучения обеспечивает экран (5).

Откачка воздуха из кюветы обеспечивается форвакуумным механическим насосом, что обеспечит интенсификацию процесса испарения влаги и минимальное влияние остаточной среды (атмосферной влажности, сорбции остаточных газов и паров вакуумного масла на образце, обратной конденсации испарившейся влаги) на процесс измерения.

Рис. 12. Схема опытной установки для контроля влажности солевого продукта УГУ: 1 - весы; 2 - штатив; 3 - система лампового нагрева; 4 - кювета; 5 - экран; 6 - термопара; 7 - ЛАТР; 8 - вольтметр

В декабре 2012 года проведены успешные испытания опытной установки. Измеренное значение содержания влаги в образцах солевого продукта УГУ находилось в пределах 5,6 ± 1,1 % , что соответствует требованиям [6].

Заключение

Как было показано выше, Нововоронежской АЭС разработана малозатратная и безопасная технология кондиционирования отвержденных РАО с применением железобетонных контейнеров НЗК-150-1,5П с последующим хранение во временных хранилищах ангарного типа. За счет принятых решений, при безусловном обеспечении требований по безопасности, стоимость временного хранения была снижена в десятки раз сравнительно с традиционно используемыми для этих целей капитальными хранилищами.

В 2010 году концерном «Росэнергоатом» было принято «Решение № АЭС Р-34к(04-03)2010 о сроках и порядке перетаривания (переупаковки) кондиционированных радиоактивных отходов, хранящихся на АЭС в первичных упаковках (бочках) со сроками службы менее 50 лет», утв. Первым заместителем Генерального директора ОАО «Концерн «Росэнергоатом» В.А. Асмоловым 28.01.2010 г. Указанным «Решением…» опыт Нововоронежской АЭС по использованию контейнеров НЗК и хранилищ ангарного типа для кондиционирования отвержденных РАО был распространен на другие АЭС концерна.

Список источников:

1. Гатауллин Р.М., Давиденко Н.Н., Свиридов Н.В. и др. Контейнеры из композитных материалов на основе бетона для радиоактивных отходов. М.: «Энергоатомиздат», 2010.

2. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. 5-е изд. - М.: «Энергоатомиздат», 1999.

3. Наливайко Е.М., Росновский С.В. Готовы к работе с национальным оператором. Организация обращения с отвержденными РАО на Нововоронежской АЭС // Росэнергоатом. 2010, № 8.

4. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности НП-019-2000.

5. Глинка Н.Л. Общая химия. 24-е изд. - Л.: Химия, 1985.

6. Контейнер для радиоактивных отходов А2201.00.000. Технические условия ТУ 95 2424-93 (с изм.).

7. Рекомендации по установлению критериев приемлемости кондиционированных радиоактивных отходов для их хранения и захоронения РБ-023-02.

8. Берлинер М.А. Измерения влажности. М.: «Энергия», 1973.

9. Электрические измерения неэлектрических величин /под ред. Новицкого П.В // Л.: «Энергия», 1975.

Размещено на Allbest.ru

...