ОПТИМИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ РАБОТ ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА МР С.Ю. Фадин НИЦ «Курчатовский институт», Москва, - презентация

1 ОПТИМИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ РАБОТ ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА МР С.Ю. Фадин НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия 10-я юбилейная Российская научная конференция «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», Москва-Обнинск, сентября 2015 г.

2 Реактор МР был создан для решения технически сложной задачи по разработке и созданию конструкций и топливных композиций тепловыделяющих элементов для ядерных реакторов различного назначения. Испытания и исследования твэлов проходили в условиях близких к критическим, в результате чего были случаи их разгерметизации вплоть до разрушения с выходом продуктов деления в трубопроводы и технологическое оборудование контуров охлаждения и петлевых установок. Это привело к значительному отложению в них радиоактивных веществ. В виду значительного радиоактивного загрязнения оборудования контуров петлевых установок и высокой наведенной активности конструкций реактора (вследствие высокой плотности нейтронного потока на протяжении длительного времени) реактор МР представляет собой потенциально опасный распределенный источник ионизирующего излучения Потенциальная опасность работ по демонтажу и фрагментации оборудования исследовательского материаловедческого реактора МР

3 Характеристика РАО, образующихся при выводе реакторной установки МР (РФТ) из эксплуатации Количество ТРО, образующихся при демонтаже реактора МР и его ПУ оценивается ~ 1500 т. С удельной активностью, к Бк/кг: < ~ 1200 т; 10 3 – ~ 300 т. Суммарная активность РАО, образующихся при демонтаже реакторов составит ~ 1·10 14 Бк.

4 Таблица 1 Потенциальная опасность реактора МР при выводе его из эксплуатации Активность, отложившаяся в технологическом оборудовании контуров и петлевых установок, Бк Максимальная мощность дозы гамма-излучения, Зв/ч в помещениях петлевых установок, в реакторном зале, при демонтаже и фрагментации петлевых каналов внутри корпусных конструкций реактора до 0,021,0 до 1,5

5 Как видно из таблицы, при демонтаже оборудования петлевых установок годовую дозу внешнего облучения можно получить за 1 час работы, при демонтаже и фрагментации петлевых каналов за 1-2 мин, при демонтаже внутри корпусных конструкций реактора за 0,8 мин. Кроме того, имеется опасность внутреннего облучения. Расчеты показали, что при демонтаже и фрагментации оборудования в воздух в виде аэрозолей может выделиться до 10 9 Бк радиоактивных веществ.

6 Краткий обзор формирования международной и отечественной систем радиационной защиты персонала и населения В течение периода эксплуатации реактора РФТ (предшественник МР) ( гг.) нормативы по дозовым нагрузкам на персонал составляли от 1 Зв/год (100 бэр/год) в начале эксплуатации до 150 м Зв/год (15 бэр/год) к концу. В 1959 году МКРЗ выпустила свою первую публикацию, в которой были установлены пределы дозы, равные для персонала 50 м Зв/год (5 бэр/год), для населения 5 м Зв/год (0,5 бэр/год). Однако в нашей стране эти нормативы были приняты не сразу и эксплуатация реактора МР началась при нормативе 150 м Зв/год и затем на протяжении большей части его эксплуатации проходила при нормативе 50 м Зв/год. В 60-ой публикации (1991 г.) МКРЗ предложила стройную систему радиационной защиты, основанную на ограничении воздействия стохастических эффектов излучения. Пределы дозы были снижены: для персонала до 20 м Зв/год, для населения до 1 м Зв/год, пересмотрена система радиационных рисков, уделено значительное внимание системе оптимизации радиационной защиты. Радиационная защита персонала населения и окружающей среды является обеспеченной, если выполняются эти три основных принципа: обоснование, оптимизация и нормирование радиационной безопасности.

7 Реализация принципа оптимизации осуществляется путем проведения мероприятий по радиационной защите в целях снижения доз облучения до возможно низкого уровня, в идеале до 10 мк Зв/год. Последующие публикации МКРЗ направлены на защиту в области малых доз и беспороговой концепции радиационного воздействия, линейной зависимости риска и дозы. По НРБ-99/2009 граничные значения риска при планировании потенциально опасных работ не должны превышать 2 х /год, что соответствует дозе 5 м Зв/год.

8 МЕРОПРИЯТИЯ по оптимизации радиационной защиты В целях создания приемлемых условий для проведения работ по демонтажу оборудования были проведены мероприятия по оптимизации радиационной защиты: Первая группа - технические мероприятия: проведение дистанционной диагностики радиационного состояния объекта, с применением коллимированных спектрометрических систем, позволяющих дистанционно определить распределение активности в оборудовании, мощность дозы излучения от разных его составляющих; применение дистанционно управляемых механизмов, оснащенных навесными устройствами, предназначенными для демонтажа и фрагментации оборудования, захватными устройствами для упаковки РАО в транспортные контейнеры; пылеподавление и «сухая» дезактивация методом распыления полимерных составов перед началом и в процессе каждой работы;

9 Для снижения дозовых нагрузок на персонал и уменьшения выхода аэрозолей в окружающую среду в проект заложены наиболее прогрессивные технологические решения демонтажа оборудования, включающие: - Дистанционные методы диагностики радиационных объектов; -Дистанционно- управляемые механизмы (ДУМ) на основе робототехнических комплексов «БРОКК»; -«Холодные» методы фрагментации; - Пылеподавление на основе полимерных составов; - Дополнительную локальную вентиляцию; - «Сухую» дезактивацию помещений.

10 Вторая группа - мероприятия связанные с производственным радиационным контролем: введение граничной индивидуальной дневной дозы, равной 45 мк Зв/день; индивидуальный дозиметрический контроль методом ТЛД и самоконтроль индивидуальной дневной дозы дополнительным показывающим дозиметром ДКГ-05Д; И третья группа организационные мероприятия: подбор и обучение персонала; документальное оформление порядка проведения каждого вида работ ППР.

11 ОПРЕДЕЛЕНИЕ предотвращенной дозы внешнего и внутреннего облучения персонала КРИТЕРИЕМ оптимизации радиационной защиты является Предотвращенная доза - это величина дозы, на которую она уменьшается в результате защитных действий. Для определения предотвращенной дозы внешнего облучения проводятся следующие измерения: 1. на месте проведения работ дистанционно управляемого механизма вывешивается дозиметр, показания которого снимаются после окончания работы; 2. Проводятся ежедневные измерения индивидуальных дневных доз персонала показывающими дозиметрами ДКГ-05Д; Коллективная предотвращенная доза внешнего облучения определялась как разность между показаниями дозиметра на месте проведения работ дистанционно управляемого механизма и коллективной дозой, полученной персоналом, который дистанционно управляет его работой. На основании контроля объемной активности воздуха проводится оценка предотвращенной дозы внутреннего облучения.

12 Предотвращенная доза внешнего облучения при демонтаже и фрагментации оборудования Предотвращенная дневная доза внешнего облучения Таблица 2 Характер работ Спектрометри- ческое обследование канала на отсутствие ОЯТ Разборка каналов в бассейне- хранилище Резка каналов. Упаковка средне- активных фрагментов Резка каналов. Упаковка высоко- активных фрагментов в пеналы Загрузка пеналов в 7-ое хранилище ВАО Доза в зоне работы ДУМ, м Зв/день Коллективная доза персонала, м Зв/день 0,1200,3100,3300,2800,240 Средняя доза персонала, м Зв/день Количество персонала, чел Предотвращенная коллективная доза, м Зв/день 8.08 – 19, В зависимости от радиационного состояния петлевого канала предотвращенная коллективная дневная доза внешнего облучения при проведении работ по фрагментации петлевых каналов достигает 19,9 м Зв/день

13 Таблица 3 Предотвращенная годовая доза внешнего облучения Характер работ Спектромет- рическое обследование канала на ОЯТ Резка каналов. Упаковка высокоактивных фрагментов Загрузка пеналов в 7-ое хранилище ВАО Резка каналов. Упаковка среднеактивных фрагментов Уборка бассейна- хранилища после удаления петлевых каналов Суммарная доза в зоне работы ДУМ, м Зв 353,16 69,92 12,86 124, 9 23,92 Коллективная доза персонала, м Зв 4.818,4 2,4 28 4,2 Средняя индивидуальная доза персонала, м Зв 0,6 4,6 0,4 2,8 0,6 Количество персонала, чел Предотвращенная коллективная доза, м Зв 348,36 51,52 10,46 96,9 19,72 Предотвращенная коллективная годовая доза внешнего облучения при проведении работ по резке петлевых каналов составляет 527 м Зв

14 Таблица 4 Предотвращенная доза ВНЕШНЕГО облучения при проведении работ по демонтажу и фрагментации оборудования петлевых установок ПОВ и ПВО Период времени, неделя первая вторая третья четвертая пятая шестая Суммарная доза за рабочую неделю в местах работы ДУМ, м Зв 2,5003,750450,03250,01350,0450,0 Средняя индивидуальная доза персонала, за неделю, м Зв 0,0950,1000,1100,1450,1250,110 Коллективная доза персонала за неделю, м Зв 0,9501,3000,8802,0301,8750,880 Предотвращенная коллективная доза, м Зв 1,550 2, , , , ,120 Количество персонала, чел Предотвращенная коллективная доза внешнего облучения при демонтаже петлевых установок ПОВ и ПВО составляет 5,5 Зв

15 Предотвращенная доза внутреннего облучения при демонтаже петлевых установок Доза внутреннего облучения обусловлена нуклидами 137 Cs, 60 Co, 90 Sr Основным мероприятием по снижению дозы внутреннего облучения является пылеподавление путем распыления полимерных составов

16 Таблица 5 Предотвращенная доза ВНУТРЕННЕГО облучения при проведении работ по демонтажу оборудования и трубопроводов петлевых установок Место проведения работ Трубо- проводы 1 контура и петель ПГ ПВО ПОВ ПВУ Количество рабочих дней 20 (120 час) 20 (120 час) 40 (240 час) 15 (90 час) Расчетная активность, выделяемая в воздух при фрагментации оборудования, Бк/м 3 9, , , ,910 5 Количество вдыхаемого воздуха за время проведения работ, м Доза внутреннего облучения, соответствующая расчетной активности, Зв 9,41 0,02 2,28 2,73 Измеренная средняя объемная активность воздуха, Бк/м 3 16,72,3 3,6 2,7 Доза внутреннего облучения, соответствующая измеренной активности, Зв 159, , , , Предотвращенная доза, Зв 9,410,02 2,282,73

17 Таблица 5 (продолжение) ПВАСТПВЦПВКПВМ Количество рабочих дней 10 (60 час) 20 (120 час) 20 (120 час) 40 (240 час) 15 (90 час) Количество вдыхаемого воздуха за время проведения работ, м Активность расчетная, Бк/м 3 1, , , , ,310 4 Доза внутреннего облучения, соответствующая расчетной активности, Зв 5,70 1,71 39,9 36,5 0,65 Измеренная средняя объемная активность, Бк/м 3 11,3 11,4 67,8 21,362.8 Доза внутреннего облучения, соответствующая измеренной активности, Зв 54, , , , , Предотвращенная доза, Зв 5,701,7139,936,50,65 Предотвращенная доза внутреннего облучения в зоне работы ДУМ при демонтаже оборудования петлевых установок при применении пылеподавления составляет 99,7 Зв

18 Таблица 6 Расчетная доза ВНУТРЕННЕГО облучения в зоне работы персонала, управляющего работой дистанционно управляемых механизмов по годам Период работы, год Доза внутреннего облучения, Зв Ежегодные измерения, проводимые на установке СИЧ ИБФ, показали, что внутреннее облучение персонала, привлекаемого к демонтажу реактора МР, не превышает 50 мк Зв/год. Расхождение расчетного и измеренного значений обусловлено тем, что установка СИЧ не регистрирует поступление в организм 90 Sr

19 Средние индивидуальные и коллективные дозы персонала полученные при проведении радиационно-опасных работ при подготовке и выводе из эксплуатации реакторов РФТ и МР, эксплуатации реактора МР, вывода из эксплуатации других РУ год Средняя индивидуальная, эффективная доза, м Зв/год 1,8 1,6 1,6 1,5 1,5 2,0 1,9 2,7 3,5 Коллективная эффективная доза, чел.-Зв/год 0,0900,077 0,084 0,0760,0650,0970,123 Количество привлекаемого персонала, чел реактор Период проведения работ Количество персонала привлекаемого к работам, чел Средняективная индивидуальная доза персонала, м Зв Коллективная эффективная доза, Чел-Зв РФТ ВВР МР год Средняя индивидуальная, эффективная доза, м Зв/год Коллективная эффективная доза, чел.-Зв/год Выводы по результатам представленной работы

20 Мероприятия по оптимизации радиационной защиты при проведении потенциально опасных работ по выводу из эксплуатации реакторов РФТ и МР позволили в полной мере выполнить принципы АЛАРА: выполнить радиационно-опасные работы не превышая пределы доз установленные действующими нормативными документами; выполнить работы с минимально возможной численностью персонала, привлекаемого к потенциально опасным работам.

21 Благодарю за внимание

22 Рекомендации, изданные в 1990 году Международной Комиссией по радиологической защите (МКРЗ), содержат три основных принципа, лежащие в основе современной системы радиационной защиты: никакая практическая деятельность, связанная с ионизирующим излучением, не должна осуществляться, если польза от неё для облучённых лиц или общества в целом меньше ущерба от вызванного ею облучения; для любого отдельного источника в рамках данной практической деятельности значения индивидуальных доз, число облученных лиц и вероятность подвергнуться облучению, которые не обязательно случатся, должны поддерживаться на самых низких уровнях, какие только могут быть достигнуты с учётом экономических и социальных факторов; облучение отдельных лиц от сочетания всех видов практической деятельности должно ограничиваться граничными дозами или контролем риска в случае потенциального облучения. As Low As Reasonably Achievable (так низко, как приемлемо достигнуть)