Источники излучения в технологических контурах

2.3.1 Радионуклиды образуются в первом контуре при активации нейтронами продуктов коррозии конструкционных материалов контура и при выходе продуктов деления в теплоноситель из негерметичных твэлов. Активность оборудования других технологических контуров обусловлена протечками теплоносителя (потеря плотности парогенератором, сбор организованных протечек и др.) и проведением технологических операций (вывод теплоносителя при борном регулировании, останове блока, очистка теплоносителя и др.).

Как следует из эксплуатационных данных (таблица 2.3), при проведении работ сразу после останова реактора мощность дозы γ -излучения в непосредственной близости от оборудования на 70% определяют ⁶⁰Со, ⁵⁸Со, ⁵⁹Fe, ⁵⁴Mn. Через год после останова – ⁶⁰Со, ⁵⁴Mn, ¹³⁴Cs, а через 5 лет после останова – ⁶⁰Со.

Таблица 2.3 – Оценочные значения вклада в мощность дозы γ -излучения радионуклидов в отложениях на поверхности оборудования первого контура энергоблока №1 БтАЭС при нулевом начальном фильтре в первый месяц после останова реактора, в процентах

После радиоактивного распада ⁶⁰Со радиационную обстановку будут определять ⁵⁹Ni, ⁶³Ni, ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr. Эти радионуклиды находятся на поверхностях «грязных технологических контуров», покрытиях полов, стен, строительных конструкций помещений зоны контролируемого доступа, хранилищах РАО.

2.3.2 На основании анализа эксплуатационных и литературных данных значение первичного поверхностного загрязнения оборудования и трубопроводов первого контура ⁶⁰Со оценено равным 4, 0·10⁵ Бк/см² (1, 1·10^-5 Ки/см²). Значение первичного поверхностного загрязнения ⁶⁰Со систем очистки теплоносителя, сбора трапных вод, хранения и переработки ЖРО - 4, 0·10⁵ Бк/см² (1, 1·10^-5 Ки/см²). Значение первичного поверхностного загрязнения всех других систем ⁶⁰Со принято равным 4, 1·10⁴ Бк/см² (1, 1·10^-6 Ки/см²).

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

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