1.6 Экологические аспекты вывода из эксплуатации

1.6.1 С экологической точки зрения конечной целью снятия АС с эксплуатации является целенаправленный перевод в основной (необменный) фонд вещества всех радиоактивных техногенных веществ, образовавшихся при эксплуатации АС. Удержание радиоизотопов в основном фонде вещества обеспечивается реализацией принципа многобарьерности защиты (глубоко эшелонированной защиты). Этот принцип справедлив на всех этапах жизненного цикла реакторной установки, включая все стадии обращения и захоронения РАО.

При рассмотрении безопасности захоронения радиационно-опасного объекта, следует иметь в виду, что и по окончании эксплуатации защитные барьеры, имеющиеся при эксплуатации АС, сохраняются и их состояние продолжает контролироваться на различных этапах снятия энергоблока с эксплуатации.

Целью захоронения останков энергоблока является создание «коричневой лужайки» на месте размещения энергоблока, максимально используя при этом существующие и создавая недостающие эффективные барьеры для радионуклидов.

Эффективным барьером для радионуклида является инженерное сооружение, способное удерживать радиоактивные отходы в течение не менее 10 его периодов полураспада основных радиационно-опасных радионуклидов [1].

Кондиционированные РАО, окруженные техническим грунтом (консервантом) и помещенные в металлическую бочку (оболочку), окружены первым полноценным барьером безопасности.

Вторым барьером безопасности является контейнер, в котором размещены металлические бочки с РАО. Здесь матрицей является бочка, содержащая РАО, консервантом – технический грунт, заполняющий пустоты между бочками и стенками контейнера. Стенки контейнера – это оболочка.

За стенами шахты реактора находятся помещения, в которых размещалось технологическое оборудование систем реактора. Стены и перекрытия помещений выполнены также из бетона. Часть этих помещений может быть приспособлена для размещения упаковок РАО.

Третьим барьером безопасности являются помещение, в котором помещены контейнеры с РАО. Матрицей является контейнер, консервантом является технический грунт, заполняющий пространство между контейнерами и строительными конструкциями (см. рисунок 1.1).

Рисунок 1.1 – Последовательность барьеров для радионуклидов:

1 – металлическая бочка с кондиционированными РАО

2 – консервант контейнера

3 – контейнер

4 – консервант помещения

5 – строительные конструкции

Согласно предлагаемым техническим решениям все упаковки с РАО окружаются глинистыми смесями, и все свободные пространства помещений также заполняются этими смесями.

Таким образом, находящиеся в модуле хранения РАО имеют не менее трех полноценных барьеров для радионуклидов. Следовательно, принцип глубокоэшелонированной защиты для РАО выполняется.

2 Источники излучений

2.1 Общие положения

2.2 Источники облучения в строительных материалах

2.2.1 Строительные материалы и защитные конструкции играют важную роль в общей проблеме снятия с эксплуатации АЭС, поскольку их демонтаж, обработка и транспортировка дают более 50 % объема РАО (составляют десятки и сотни тысяч тонн для АЭС в целом) и более 20 % вклада в дозозатраты.

Значительную часть объемов РАО составляют активированные материалы защитных конструкций в приреакторном пространстве АЭС, причем основным отходом является железобетон. Этот вид РАО не дезактивируется.

В работе [24] считается, что наведенную активность в бетоне обуславливают следующие радионуклиды ³⁶Cl, ⁴¹Ca, ⁶⁰Co, ⁵⁹Ni, ⁶³Ni, ⁹⁴Nb, ¹³⁴Cs, ¹⁵¹Sm, ¹⁵²Eu, ¹⁵⁴Eu.

2.2.2 В таблице 2.1 приведены ядерно-физические характеристики радионуклидов, определяющих долгоживущую наведенную активность материалов биологической защиты. Кроме радионуклидов, указанных выше, в таблицу включены данные, относящиеся к ³Н и ¹⁴С. Источником этих радионуклидов могут быть химические элементы Li и N, входящие в состав некоторых минералов, которые применяются при изготовлении защиты.

2.2.3 В работе [23] приведены результаты оценочных расчетов активности радионуклидов, образующихся в материалах биологической защиты на АЭС с ВВЭР-1000. Полученные на их основе оценочные значения определяющих нуклидов для реакторной установки АЭС-2006 представлены в таблице 2.2.

Таблица 2.1 – Ядерно-физические характеристики радионуклидов, определяющих долгоживущую наведенную активность материалов биологической защиты

Нуклид	Период полураспада, год	Вид ионизирующего излучения	Энергия γ- квантов, МэВ/расп.	Энергия β- частиц, МэВ/расп.
3Н	12,3	β		5,7·10-3
14С	5736	β		4,9·10-2
36Cl	3,0·105	β		2,8·10-1
41Ca	1,3·105	KLL		2,0·10-3
46Sc	0,23	γ, β		1,12·10-1
55Fe	2,7	KX	9,8·10-4
60Co	5,27	γ, β	2,5	9,62·10-2
59Ni	7,54·104	KX, KLL	2,12·10-3	2,63·10-3
63Ni	100	β		1,71·10-2
85Kr	10,76	γ, β	2,21·10-3	2,51·10-1
94Nb	2,03·104	γ, β	1,57	1,54·10-1
134Cs	2,06	γ, β	1,55	0,157·10-1
151Sm	90	γ, β	1,29·10-4	1,96·10-2
152Eu	13,6	γ, β	1,15	8,37·10-2
154Eu	8,5	γ, β	1,22	2,47·10-1
182Ta	0,31	γ	1,29

Таблица 2.2 – Оценочные значения определяющих нуклидов, в Бк/г

Нуклид	Время выдержки, лет
	1	5	25	50	100
3Н	2,9·107	2,3·107	7,4·106	2,0·106	7,7·104
14С	71	71	71	71	71
36Cl	110	110	110	110	110
41Ca	6	6	6	6	6
46Sc	1,6·102	9,1·10-4	6,6·10-30	-	-
55Fe	4,6·104	8,5·103	9,6·101	1,4·10-1	4,0·10-7
60Co	5,0·103	3,0·103	2,1·102	7,9·100	1,1·10-2
59Ni	5,2·10-1	5,2·10-1	5,2·10-1	5,2·10-1	5,2·10-1
63Ni	4,8·101	4,8·101	4,0·101	3,4·101	2,4·101
85Kr	4,6·101	3,5·101	9,7·100	1,9·100	7,7·10-2
94Nb	7,0·10-5	7,0·10-5	7,0·10-5	7,0·10-5	7,0·10-5
134Cs	2,9·102	7,6·101	8,6·10-2	1,8·10-5	7,9·10-13
151Sm	4,1·101	4,1·101	3,5·101	2,8·101	1,6·101
152Eu	9,5·103	7,7·103	2,5·103	6,5·102	4,3·101
154Eu	1,2·103	8,4·102	1,4·102	2,1·101	3,5·10-1