Некоторые аспекты обеспечения радиационной безопасности при временном хранении радиоактивных отходов в невозвратных защитных контейнерах

Для обеспечения безопасного временного хранения упаковок радиоактивных отходов (РАО) на площадках АЭС традиционно используются капитальные хранилища с массивными инженерными конструкциями. Указанный подход обусловлен необходимостью соблюдения нормативных требований по ограничению гамма-фона на территории, прилегающей к временному хранилищу [1].

Оптимизация затрат при временном хранении упаковок РАО может быть достигнута за счет применения легких хранилищ ангарного типа. При этом безопасность хранения, включая радиационную защиту персонала, населения и окружающей среды, безусловно обеспечивается за счет применения специальных организационно-технических решений.

Филиалом АО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская АЭС» (НВАЭС) для целей временного хранения солевого плава, получаемого на установке глубокого упаривания (далее – солевой плав УГУ), относящегося в соответствии с Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности [2] к категории среднеактивных отходов, успешно эксплуатируются легкие хранилища ангарного типа. В процессе эксплуатации разработан и апробирован метод затаривания в контейнеры и временного хранения солевого плава УГУ, образовавшегося в результате эксплуатации энергоблоков НВАЭС, направленный на минимизацию затрат при безусловном обеспечении безопасности при временном хранении и передаче РАО на окончательное захоронение без дополнительных технологических операций [3].

 В 1980–90-х гг. на НВАЭС было наработано значительное количество РАО в виде солевого плава УГУ, затаренных в стальные металлические контейнеры цилиндрической формы объемом 0,2м³ 

Принятые требования в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии (НП-002-15, НП-019-15, НП-058-14 и др.) [4–6] обусловили необходимость повышения безопасности хранения указанных РАО путем размещения в дополнительный контейнер, сертифицированный для целей захоронения данного вида отходов.

 В ходе выполнения работ НВАЭС были решены следующие практические задачи:

• разработана методология и способ затаривания в дополнительные контейнеры и временного хранения солевого плава УГУ, обеспечивающие передачу РАО на окончательное захоронение без дополнительных технологических операций и необоснованных затрат;
•  разработана методология оценки радиационной обстановки вокруг хранилищ при временном хранении РАО;
• разработана методика измерения активности и радионуклидного состава РАО без вскрытия контейнеров и пробоотбора с использованием аналитических методов;
• разработано специальное программное обеспечение расчета оптимальной загрузки временного хранилища контейнеров, обеспечивающее минимизацию радиационных полей на прилегающей территории.

Результаты, полученные в процессе исследований, обеспечивают возможность организации временного хранения солевого плава УГУ на площадке АЭС с использованием невозвратных защитных контейнеров (НЗК) и легких неотапливаемых хранилищ ангарного типа. Разработанные модели и методики позволяют проводить оценку радиационной обстановки на местности [7].

Технология размещения в дополнительные контейнеры радиоактивных отходов в виде солевого плава

В рамках разработанной технологии первичные отходы в виде солевого плава УГУ размещаются в металлических контейнерах-бочках, которые упаковываются в призматические бетонные контейнеры типа НЗК-150-1,5П с заполнением свободного пространства веществом, ослабляющим ионизирующее излучение (песок, бетон и т. д.) [8].

Бетонные контейнеры располагаются для временного хранения до отправки во ФГУП «Национальный оператор по обращению с радиоактивными отходами» на бетонированной площадке выше уровня земли. Сверху хранилище закрывается легкой металлической конструкцией, защищающей содержимое от атмосферных явлений, при этом радиационная защита посредством данной конструкции незначительна.

Защита от ионизирующего излучения на местности за счет самоэкранировки радиационных упаковок

Защита от ионизирующего излучения достигается специализированной методикой размещения отходов внутри вторичной упаковки и схемой размещения данных упаковок в хранилище.

Рис. 1. Пример асимметричной загрузки контейнера НЗК-150-1,5П (вторичной упаковки): 1 – бетонная стенка контейнера; 2 – наполнитель (дополнительная биозащита)

На рис. 1 показан пример асимметричной загрузки вторичной упаковки. При условии размещения первичных контейнеров с близкими параметрами излучения, согласно рис. 1, вследствие различной толщины слоя поглощающего вещества мы получаем диаграмму излучения на внешних стенках вторичной упаковки, пример которой представлен на рис. 2.

Из анализа диаграммы следует, что мощность эквивалентной дозы существенно варьируется в различных точках бетонного контейнера. Таким образом, мы можем управлять параметрами радиационной безопасности, формируя определенную расстановку внешних контейнеров в хранилище. На рис. 3 показан пример компоновки.

Для повышения эффективности данного решения разработано специальное программное обеспечение для расчета оптимальной загрузки хранилища, обеспечивающей минимальное радиационное воздействие на окружающую среду [9].

Эмпирическая формула для оценки мощности дозы гамма-излучения на территории, прилегающей к ангарам

 При вводе хранилищ ангарного типа в опытную эксплуатацию была принята методика для оценки возможности их заполнения на основании определения допустимых значений мощности эквивалентной дозы.

В качестве контрольных уровней мощности дозы гамма-излучения при эксплуатации хранилищ ангарного типа были приняты следующие значения исходя из правил радиационной безопасности и внутренних инструкций:

• 6,0 мкЗв/ч – в зоне контролируемого доступа;
• 1,2 мкЗв/ч – на границе санитарно-защитной зоны.

При оценке радиационной обстановки учитывается факт, что, в связи с невысокой активностью хранимых отходов, излучение за пределами хранилища формируется только контейнерами, расположенными во внешнем ряду.

Излучение от контейнеров во внутренних рядах в практически значимых величинах не проникает через внешний ряд контейнеров. Таким образом, внешний ряд контейнеров изолирует ионизирующее излучение от контейнеров, находящихся во внутренних рядах хранилища.

На основании экспериментальных данных была эмпирически получена зависимость мощности дозы гамма-излучения на местности от величины средней мощности дозы от контейнеров НЗК, размещенных в периферийном ряду хранилища:

где D – значение мощности дозы гамма-излучения в заданной точке, отстоящей на расстоянии x от стенки ангара; D0 – среднее значение мощности дозы от граней контейнеров НЗК, обращенных в сторону точки, где проводится измерение.

Указанная эмпирическая формула получена для хранилища ангарного типа НВАЭС при хранении НЗК штабелем высотой в четыре контейнера. Радионуклидный состав отходов при этом является характерным для РАО АЭС с ВВЭР, выдержанных более 20 лет (¹³⁷Сs – 80–90 %, ⁶⁰Co – 10–20 %). При использовании хранилищ иных геометрических размеров либо РАО с иными характеристиками формула подлежит корректировке на основании эмпирических данных при сохранении общей методологии оценки радиационной обстановки.

 В соответствии с (1) для непревышения мощности эквивалентной дозы на внешней поверхности ограждения специализированного пункта величины 1,0 мкЗв/ч средняя мощность дозы от граней контейнеров, обращенных в сторону ограждения, не должна превышать 4,5 мкЗв/ч. Для непревышения мощности дозы на территории специализированного пункта величины 6,0 мкЗв/ч средняя мощность дозы от граней контейнеров, обращенных к стене ангара, не должна превышать 10,8 мкЗв/ч, при этом:

• для расчета D0 значение мощности дозы измеряется вплотную (0,1 м) от грани НЗК;
• расстояние от грани НЗК до металлической стены ангара составляет порядка 1 м и является непринципиальным для обеспечения безопасности;
• усреднение производится от контейнеров, составляющих фрагмент штабеля (восемь контейнеров по горизонтали, четыре контейнера по вертикали);
• установленный контрольный уровень по средней мощности дозы от грани НЗК (10,8 мкЗв/ч) рассчитан с консервативным запасом не менее 20 %, что позволяет избежать превышения уровня мощности дозы на местности более 6,0 мкЗ/ч за счет возможных флуктуаций активности контейнеров в штабеле от среднего значения.

По результатам выполненных работ в 2014 г. АО «Концерн Росэнергоатом» оформлен патент на изобретение [10].

Допустимая активность радиоактивных отходов в контейнерах, размещаемых в периферийных рядах ангара

Для принятия решения о возможности размещения контейнера в периферийный ряд ангара зачастую более удобным является критерий, основанный на величине активности солевого плава, а не значении мощности дозы гамма-излучения. Для перехода ранее выработанных критериев к значению допустимой величины активности отходов в периферийном ряду использована модель сферического источника с активностью, распределенной по поверхности сферы.

Для указанного источника величина поверхностной активности связана с мощностью дозы соотношением:

где K – допустимое значение мощности дозы на расстоянии r от периферийного ряда контейнеров; r – радиус эквивалентной сферы; R – расстояние от центра эквивалентной сферы до точки, для которой проводится нормирование; Г_δ – гаммапостоянная, соответствующая отходам данного радионуклидного состава.

Итоговое значение средней допустимой активности одного внешнего контейнера составляет:

А_нзк = 1,512 × 10⁸ Бк – для ряда, обращенного в сторону ограждения;

А_нзк = 2,151 × 10⁸ Бк – для ряда, обращенного в сторону зоны возможного загрязнения.

Программное обеспечение для прогнозирования радиационной обстановки

Для более точного расчета радиационных полей вокруг хранилища необходимо использовать методику, основанную на представлении каждого цилиндрического контейнера с солевым плавом УГУ в виде отдельного излучателя на основе принципа суперпозиции полей и метода Монте-Карло.

На базе полученных результатов разработано программное обеспечение в виде специализированных модулей и в виде отдельного приложения для управления хранилищем ангарного типа

На рис. 4, 5 показан результат работы программного модуля, определяющего распределение мощности эквивалентной дозы от контейнера НЗК, заполненного отходами с определенными характеристиками, и штабеля контейнеров НЗК, размещенных в хранилище ангарного типа. Результаты моделирования сравнивались с результатами экспериментальных данных. Полученная разница составила не более 20 %. Основная причина расхождения выражена невысокой точностью входных данных, описывающих содержимое хранилища.

Тестирование программного обеспечения показало его удовлетворительную работоспособность и возможность внедрения в опытную эксплуатацию на НВАЭС. В ходе тестирования было подтверждено, что рассмотренные в работе научные изыскания имеют практическое подтверждение. Программное обеспечение оценки радиационной обстановки при временном хранении контейнеров НЗК в хранилищах ангарного типа успешно интегрировано с Единой автоматизированной системой учета и контроля радиоактивных веществ и РАО НВАЭС [11].

Заключение

В ходе выполненной работы:

1. Разработан способ временного хранения солевого плава УГУ на площадке АЭС, характеризующийся использованием контейнеров НЗК и легких неотапливаемых хранилищ ангарного типа;
2. Разработана математическая модель оценки радиационной обстановки на местности в зависимости от средней величины мощности дозы гамма-излучения на поверхности радиационных упаковок (контейнеров НЗК), размещаемых в ангаре;
3. Разработан алгоритм оптимизации дозовых полей вокруг ангара при варьировании расположения упаковок, размещаемых в хранилище;
4. Разработано специализированное программное обеспечение для расчета оптимальной загрузки временного хранилища контейнеров с минимизацией радиационных полей на прилегающей территории.

Полученные результаты позволяют широко использовать данную технологию с целью оптимизации этапа временного хранения РАО не только АЭС, но и других предприятий атомной отрасли.

Авторы

Поваров В. П.,Росновский С. В.

Литература

1. Соболев А. И. Безопасное обращение с радиоактивными отходами: современная деятельность МАГАТЭ // Радиоактивные отходы. 2019. № 2 (7). С. 41–48. DOI: 10.25283/2587-9707-2019-2-41-48.
2. Санитарные правила и нормативы. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (с Изменением 1). ОСПОРБ-99/2010: утв. постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 26.04.2010 № 40.
3. Наливайко Е. М., Росновский С. В. Готовы к работе с Национальным оператором. Организация обращения с отвержденными РАО на Нововоронежской АЭС // Росэнергоатом. 2010. № 8. С. 32–35.
4. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций. НП-002-15: утв. приказом Ростехнадзора от 30.01.2015 № 35.
5. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-019-15: утв. приказом Ростехнадзора от 25.06.2015 № 242, с изм., внесенными приказом Ростехнадзора от 13.09.2021 № 299.
6. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения. НП-058-14: утв. приказом Ростехнадзора от 05.08.2014 № 347, с изм., внесенными приказом Ростехнадзора от 22.11.2018 № 582.
7. Росновский С. В., Булка С. К. Методология кондиционирования отвержденных радиоактивных отходов с применением контейнеров НЗК с хранением в легких хранилищах ангарного типа / Сборник трудов 8-й Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (28–31 мая 2013 г.). – Подольск, 2013.
8. Гатауллин Р. М., Давиденко Н. Н., Свиридов Н. В., Сорокин В. Т. и др.; под ред. В. Т. Сорокина. Контейнеры для радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности: монография. – М.: Логос, 2012. – 256 с.
9. Росновский С. В., Булка С. К. Прогнозирование радиационной обстановки при хранении кондиционированных РАО в хранилищах ангарного типа // Теплоэнергетика. 2014. Выпуск 61. № 2. С. 47–54. DOI: 10.1134/S0040363614020118.
10. Патент RU 2530538 C2 Российская Федерация. Способ временного хранения радиоактивных отходов / Поваров В. П., Щукин А. П., Наливайко Е. М., Прытков А. Н., Росновский С. В.; заявка от 08.06.2012.
11. Булка С. К., Росновский С. В. Опыт Нововоронежской АЭС по разработке и внедрению Единой автоматизированной системы учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов // Теплоэнергетика. 2014. Выпуск 61. № 2. С. 76–83. DOI: 10.1134/S0040363614020027.