2.4 Оценка количества активности радионуклидов кондиционированных рао

2.5 Радиационная обстановка в помещениях блока

2.5.1 Мощность дозы γ-излучения

Диапазон значений мощности дозы γ-излучения, на энергоблоках Калининской АЭС вблизи оборудования первого контура приведены в таблице 2.4. Измерения проводились на расстоянии 0,1 метра от оборудования в период проведения ППР.

Таблица 2.4 – Диапазон значений мощности дозы γ- излучения, на энергоблоках Калининской АЭС вблизи оборудования первого контура

Оборудование	Диапазон значений, мкЗв/с
Верхний блок реактора	0,05–2,52
Гидроемкости САОЗ	0,0010–0,0015
Внутри парогенератора со стороны второго контура	0,035–0,92
Улита ГЦН	0,023–3,50
Внутри компенсатора давления	0,025–0,26
Внутри холодного коллектора	0,50–3,50
Внутри горячего коллектора	0,40–3,30
Рабочее колесо ГЦН	0,070–0,23
Трубопроводы ГЦК	0,062–0,082
Снаружи реактора	0,04–2,5

2.5.2 В разделе 2.3 проиллюстрировано, что при эксплуатации энергоблока основной вклад в формирование мощности дозы γ-излучения в помещениях и у оборудования в зоне контролируемого доступа (в том числе первого контура) создает активность ⁶⁰⁺⁵⁸Со, ⁵⁹Fe, ⁵⁴Mn.

В результате длительного времени выдержки до начала демонтажных работ оборудования и систем, загрязненных радионуклидами, после окончательного останова реактора в результате радиоактивного распада ⁶⁰Со мощность дозы γ-излучения существенно уменьшится, что снизит дозозатраты на проведение демонтажных работ. Но, с другой стороны, исчезновение высокоэнергетичных и высокоинтенсивных полей γ-излучения в помещениях и у оборудования технологических контуров, загрязненных радионуклидами, может привести к потере оперативного радиационного контроля, проводимого традиционными методами.

Долгоживущие ⁵⁹Ni и ⁶³Ni обладают низкоэнергетичным β- и γ-излучением, которое не регистрируется приборами штатного дозиметрического и радиометрического контроля. При работе энергоблока на мощности и во время проведения ремонтов оборудования равномерное агломерированное распределение радионуклидов группы железа в отложениях продуктов коррозии позволяет обеспечить надежность радиационного контроля за любым из радионуклидов этой группы металлов, что делается на основе результатов измерений высокоэнергетичного β- и γ-излучения ⁶⁰⁺⁵⁸Со, ⁵⁹Fe, ⁵⁴Mn.

Потеря надежного реперного радионуклида ⁶⁰Со, которая произойдет в результате явления радиоактивного распада при длительной выдержке оборудования перед началом демонтажа, неизбежно потребует разработки дорогостоящих систем оперативного контроля низкоэнергетичного β- и γ- излучения.

Особенно важно сохранить оперативный радиационный контроль на участках выходного контроля материалов неограниченного (повторного) использования.

2.5.3 Как следует из таблицы 2.3 через год после окончательного останова реактора активность продуктов коррозии будет определяться практически только ⁶⁰Со. Ожидаемое значение поверхностной активности этого радионуклида примерно 1·10^-5 Ки/см². Радионуклид ⁶⁰Со уверенно регистрируется, если активность измеряемого образца не менее 10^-9 Ки/см². Проведение дезактивации уменьшит значение поверхностной активности примерно в 10 раз. Ожидаемое значение поверхностной активности ⁶⁰Со после дезактивации примерно 1·10^-6 Ки/см². За счет радиоактивного распада примерно за 50 лет поверхностная активность уменьшится примерно до 10^-9 Ки/см².

Значения мощности дозы γ-излучения у оборудования первого контура после дезактивации и выдержки в течение 50 лет будут лежать в диапазоне от 6,1·10^-5 до 9,3·10^-3 мкЗв/с.

При оценке длительности работ по демонтажу оборудования в 10 лет, работы следует начинать не позднее, чем через 40 лет после окончательного останова реактора.

2.5.4 Ожидаемые значения мощности дозы γ-излучения оборудования и трубопроводов первого контура после кислотной дезактивации и выдержки в течение 40 лет приведены в таблице 2.5.

Таблица 2.5 – Ожидаемые значения мощности дозы γ-излучения оборудования и трубопроводов первого контура после кислотной дезактивации и выдержки в течение 40 лет

Оборудование	Диапазон значений, мкЗв/с
Верхний блок реактора	0,0005–0,0252
Гидроемкости САОЗ	0,000010–0,000015
Внутри парогенератора со стороны второго контура	0,00035–0,0092
Улитка ГЦН	0,00023–0,0350
Внутри компенсатора давления	0,00025–0,0026
Внутри холодного коллектора	0,0050–0,0350
Внутри горячего коллектора	0,0040–0,0330
Рабочее колесо ГЦН	0,00070–0,0023
Трубопроводы ГЦК	0,00062–0,00082
Снаружи реактора	0,0004–0,025
Высокотемпературные фильтры (СВО-1)	0,0011–0,0215