Международен ядрен форум БЪЛГАРСКА АТОМНА ЕНЕРГЕТИКА – НАЦИОНАЛНА, РЕГИОНАЛНА И СВЕТОВНА ЕНЕРГИЙНА СИГУРНОСТ 2-4 юни 2

1. Международен ядрен форум БЪЛГАРСКА АТОМНА ЕНЕРГЕТИКА – НАЦИОНАЛНА, РЕГИОНАЛНА И СВЕТОВНА ЕНЕРГИЙНА СИГУРНОСТ 2-4 юни 2011, Варна, България Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” Ал. Йорданов, Цв. Харалампиева, А. Иванова ЕНПРО Консулт ENPRO

2. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” • Основни цели на извеждането от експлоатация на ядрените блокове: • Минимизация на количеството материали от демонтажа, които не могат да бъдат освободени от регулаторен контрол и отчет; • Минимизация на вторичните РАО; • Последователно прилагане на принципа ALARA при всички дейности по ИЕ. • Голяма част от материалите от демонтажа на оборудването на първи контур може да бъде освободена от регулаторен контрол и отчет след дезактивация. Тази дезактивация може да бъде извършена: • Преди демонтажа, покръгово; • След демонтажа, в специално изградени за целта съоръжения. ENPRO

3. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” • Предимства на дезактивацията след демонтажа: • Дезактивацията се извършва в специално изградени за целта съоръжения в цеха за намаляване на размерите и дезактивация; • Вторичните РАО организирано се насочват за кондициониране и последващо погребване; • Облъчването на персонала е минимално. • Недостатъци на дезактивацията след демонтажа : • Дейностите по подготовката на демонтажните операции и по първичното рязане се извършват в близост до замърсеното оборудване, което води до съответно дозово натоварване на реботниците. ENPRO

4. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” • В този доклад са представени накратко резултатите от оценката на дозовото натоварване на работниците при демонтажа на главните циркулационни тръбопроводи на първи контур. • Оценката включва: • Определяне на радиологичните характеристики на източника на радиоактивното замърсяване; • Оценката на дозовото натоварване в резултат на демонтажа в реакторно отделение. ENPRO

5. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Определяне на радиологичните характеристики на радиоактивното замърсяване • Нуклидите, които могат да се открият в АЕЦ, подлежащи на ИЕ, включват: • продукти на делене (ПД); • продукти на активация (ПА); • продукти на корозия (ПК). • Те зависят от типа на реактора, от компонентите на горивото и от интервала време до започване на процеса на ИЕ след окончателното спиране на централата; • Избор на основните нуклиди: • с оглед удовлетворяване на изискванията на регулиращите органи за погребване на отпадъците; • изисквания за мониторинг на околната среда; • По принцип се определят количествата на най-активните радионуклиди, както и на трудните за измерване (DTM), дълго-живущите, чистите алфа и бета нуклиди и др. ENPRO

6. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Определяне на радиологичните характеристики на радиоактивното замърсяване • Основни гама излъчващи изотопи, откривани в PWR реакторите при ИЕ, са 60Co, 134Cs, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 155Eu. Първите 3 изотопа са характерни и за реакторите ВВЕР-440. Ако целият процес на ИЕ се извърши в продължение на само няколко години, тогава могат да се измерят и такива по-кратко живущи гама емитери като 54Mn. • Трудни за измерване нуклиди (DTM) типично са представени при алфа и бета емитерите като 14C, 63Ni, 240Pu и др. • Нуклиден вектор – съотношението на специфичен набор изотопи, характерни за даден източник, които се вземат предвид при различните процеси/дейности по ИЕ • Мащабните коефициенти (SF) представляват отношението между величината на активността на даден специфичен нуклид и величината на активността на един определен нуклид, избран за ключов (критичен). Методиката е представена в документа на МААЕ “Determination and Use of Scaling Factors for Waste Characterization in Nuclear Power Plants” (NW-T-1.18, 2009 г.) ENPRO

7. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Определяне на радиологичните характеристики на радиоактивното замърсяване • Основни резултати от радиологичното обследване на блокове 1 и 2, проведено през 2007 г. • Показано е, че радиоактивното замърсяване на оборудването е от повърхностен тип и е съсредоточено в пасивиращия слой с дебелина от порядъка на няколко микрона • Определени са изотопните вектори за оборудването в реакторно отделение и в машинна зала; • Не са взети проби от ГЦТ. Най-близки по характеристики се очаква да бъдат пробите, взети от клапаните 1,2Р-2А на блок 1 и 1,2 Р-2Б на блок 2. Всички те се намират на линия на продувката на първи контур към колектора на СВО-1. • Пробите са взети чрез метода електролиза (ELCO). • Специфичната повърхностна активност на пробите към датата на анализа (2007 г.) варира в интервала 5.61E+04 ÷ 9.84E+04 Bq/cm2. ENPRO

8. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Определяне на радиологичните характеристики на радиоактивното замърсяване • Верификация на източника на радиоактивно замърсяване с отчитане на радиоактивния разпад • Характеристиките на източника, измерени през 2007 г. са преизчислени с отчитане на радиоактивния разпад до края на 2010 г. • Мощността на дозата е изчислена с програмата Visiplan 4.0 в координатна система, разположена в равнините, отстоящи на 1 m и на 50 cm под и над оста на тръбите; • Получените резултати са сравнени с измерената мощност на дозата на повърхността на ГЦТ на блокове 1 и 2 в края на 2010 г./началото на 2011 г. ENPRO

9. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Определяне на радиологичните характеристики на радиоактивното замърсяване • Резултати от сравнението • Максималната изчислена мощност на дозата на 1 m от тръбопроводите е в диапазона от 0.11 mSv/h до 0.16 mSv/h; • Максималната изчислена мощност на дозата на 50 cm от тръбопроводите се намира в диапазона от около 0.10 mSv/h до 0.26 mSv/h; • Средната стойност на измерената в края на 2010 г. мощност на дозата на повърхността на ГЦТ на блок 2 е 0.182 mSv/h, дисперсия 0.012. • Резултатите за изчислените и измерените стойности на мощността на гама дозите в различни точки на повърхността на ГЦТ на блок 2 показват добро съвпадение, което позволява да се направи извода, че избраните измерени проби добре представят повърхностното замърсяване на вътрешните повърхности на ГЦТ. ENPRO

10. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Определяне на радиологичните характеристики на радиоактивното замърсяване Фиг. 1 Геометричен модел на ГЦТ за програмата VISIPLAN 4.0 ENPRO

11. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Определяне на радиологичните характеристики на радиоактивното замърсяване a)В хоризонтална равнина b) В хоризонтална равнина над оста на горещия тръбопровод под оста на студения тръбопровод Фиг. 1 Профил на мощността на дозата на разстояние 1 m от ГЦТ (изчислен за края на 2010 г.) ENPRO

12. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Определяне на радиологичните характеристики на радиоактивното замърсяване a)В хоризонтална равнина b) В хоризонтална равнина над оста на горещия тръбопровод под оста на студения тръбопровод Фиг. 2 Профил на мощността на дозата на разстояние 0.5 m от ГЦТ (изчислен за края на 2010 г.) ENPRO

13. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Оценка на дозовото натоварване при извършване на дейности по извеждане от експлоатация в реакторно отделение • Методиката за оценка на дозовото натоварване се базира изцяло на: • NUREG/CR-5512, U.S. Nuclear Regulatory Commission, USNRC 1992; • RESRAD-BUILD code, Argonne National Laboratory, 1994; • Evaluation of Radioactive Scrap Metal Recycling. ANL/EAD/TM-50, December 1995; • Application of Exemption Principles to the Recycle and Reuse of Materials from Nuclear Facilities, Series No. 111-P-1.1, 1993. • Laying down basic safety standards for the protection of the health of workers and the general public against the dangers arising from ionizing radiation, COUNCIL DIRECTIVE 96/29/EURATOM. 1996; ENPRO

14. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Оценка на дозовото натоварване при извършване на дейности по извеждане от експлоатация в реакторно отделение • Основни допускания: • Дейностите по демонтажа в реакторно отделение 1 започват през 2018 г.; • Един работник работи 2000 часа годишно и обработва 33 тона метал; • Не се изпълняват никакви мерки по дезактивация преди започването на дейностите; • Работниците не използват предпазни средства. • Специфични допускания: • Пресметнатите дозови натоварвания се основават единствено на данните от пробата с най-висока активност, която може да се приеме за представителна за ограничено количество от материала; • Специфичната активност на материала е приета равна на специфичната активност на пробата, която от друга страна е определена при допускането, че повърхностното замърсяване е хомогенизирано в масата на метала, като за дебелина е избрана средна стойност 2 cm. Специално за ГЦТ това допускане е консервативно, защото дебелината на тези тръбопроводи е 3 cm; • Прието е, че през цялата година едни и същи работници работят само с материал с активността на тази проба; ENPRO

15. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Оценка на дозовото натоварване при извършване на дейности по извеждане от експлоатация в реакторно отделение Таблица 1: Специфична активност на основните нуклиди в представителните проби на блок 1 и блок 2 ENPRO

16. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Оценка на дозовото натоварване при извършване на дейности по извеждане от експлоатация в реакторно отделение Таблица 2: Оценка на дозовото натоварване на работниците - блок 1 ENPRO

17. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” – Оценка на дозовото натоварване при извършване на дейности по извеждане от експлоатация в реакторно отделение Таблица 3: Оценка на дозовото натоварване на работниците - блок 2 ENPRO

18. Предварителни оценки на дозовото натоварване на персонала при демонтаж на първи контур при ИЕ на блокове 1-4 на АЕЦ „Козлодуй” • Заключение • От направените оценки на прогнозното дозово натоварване при извършването на дейностите по демонтаж на оборудване от РО е видно значително намаляване на дозите поради естественото радиоактивно разпадане на наличните нуклиди, което може да бъде аргумент за отказ от прилагане на дезактивация на оборудване преди започване на предвидените дейности; • Резултатите от оценката показват, че при предвидените в Плана за ИЕ срокове за започване на демонтажните работи в реакторните отделения на блокове 1 и 2, няма да бъде необходима цялостна дезактивация на главните циркулационни тръбопроводи преди демонтажа; • За целите на освобождаването от регулаторен контрол и отчет на демонтираните материали ще бъде необходима дезактивация след демонтажа. Тя обаче може да бъде извършена в контролирани условия в специално предвиденото за целта съоръжение, което значително ще намали възможностите за повишено дозово натоварване на персонала. ENPRO