Демонтаж реактора МР: оценка воздействия на население

Atomic-Energy.ru
4 августа 2009
Общий вид сверху на центральный зал реактора МР и его активную зону

В 2011 году в РНЦ «Курчатовский институт» планируется начать работы по демонтажу реактора МР. Очевидно, что радиационное воздействие на население и окружающую среду будет определяться объемом демонтажа, используемыми технологиями, уровнем радиоактивного загрязнения реакторных конструкций и оборудования.

Особенности реактора и выбор технологий демонтажа

Многоцелевой материаловедческий исследовательский реактор МР был разработан и введен в эксплуатацию в начале 60–х годов прошлого века. Это канальный реактор, оснащенный девятью петлевыми установками, предназначенными для испытаний тепловыделяющих сборок и оборудования различных реакторов. После проведенной реконструкции в 1967 году его мощность вместе с петлевыми установками была доведена до 50 МВт.

В 1993 году реактор был остановлен для вывода из эксплуатации. С тех пор был осуществлен комплекс подготовительных мероприятий, включающих радиационное обследование оборудования реактора и его петлевых установок, обследование систем инженерно-технологического обеспечения реактора, разработаны концепция, принципиальная программа и техническое задание на проект вывода из эксплуатации реактора.

 


Комплекс зданий реактора МР

 

В соответствии с принятым вариантом вывода из эксплуатации полностью демонтируются внутрикорпусные устройства реактора, все оборудование и трубопроводы его контуров охлаждения и петлевых установок. Наибольший выход радиоактивных аэрозолей в атмосферу будет связан с демонтажем оборудования первого контура и петлевых установок реактора – при разборке и удалении из технологических помещений загрязненного оборудования общим весом до 1300 т.

Внутрикорпусные устройства реактора находятся в бассейне, в центральном зале основного здания реактора. В поднастильном пространстве зала расположена часть трубопроводов и арматуры первого контура и петлевых установок. Остальное оборудование и трубопроводы реактора размещены в более чем 70 технологических помещениях, преимущественно в подвальных помещениях здания.

В настоящее время территория РНЦ «Курчатовский институт» и площадка реактора окружены плотной городской застройкой: на расстоянии 100–200 м от реактора находятся жилые здания. Поэтому для демонтажа выбраны в основном механические («холодные») методы резки – гидравлическими ножницами и кусачками, режущим инструментом с алмазными проволокой или цепями и т.д., использование которых сопровождается минимальным выходом радиоактивных аэрозолей. Контактно-дуговую или плазменную резку планируется использовать для резки активированных элементов внутрикорпусных устройств. Эти операции будут выполнять в бассейне реактора, под слоем воды, препятствующем выходу радиоактивных аэрозолей в воздух центрального зала и, следовательно, их дальнейшему распространению в атмосферу.

Основные подходы к оценке радиационного воздействия

Оценка радиационного воздействия должна включать три независимые, но взаимосвязанные составляющие. Должны оцениваться образование и выход во внешнюю среду радиоактивных веществ, их распространение в атмосфере и влияние на здоровье человека и окружающую среду.

Объем образующихся радиоактивных аэрозолей зависит от количественного и качественного состава радионуклидов в поверхностных отложениях на демонтируемом оборудовании, а также от методов его резки.

В связи со сложностью измерений оценка радиоактивного загрязнения оборудования реактора проводилась следующим образом. Сначала, путем интерполяции имеющихся данных измерений мощности дозы γ-излучения от оборудования реактора и результатов соответствующих расчетов, выполненных для различных поверхностно-загрязненных объемных источников, был получен усредненный нормировочный коэффициент, (5х104 Бк/см2). Затем с помощью этого коэффициента по данным измерения мощности дозы от оборудования оценивали степень его загрязнения.

Как показали спектрометрические исследования, состав отложений на оборудовании первого контура и петлевых установок реактора обусловлен радионуклидами 137Cs, 90Sr и 60Co. Для консервативности оценки радиационного воздействия в расчетах принималось, что активность указанных радионуклидов одинакова.

Расчетная оценка выхода радиоактивных аэрозолей была сделана с учетом опубликованных данных по их образованию при применении механических методов резки, а также габаритов демонтируемого оборудования, степени его радиоактивного загрязнения и необходимого количества резов. Согласно полученным результатам, при демонтаже оборудования реактора и петлевых установок с использованием механических методов резки суммарная активность 137Cs, 90Sr и 60Co в аэрозолях составит около 3х1010 Бк. Учитывая, что радиоактивные аэрозоли будут удаляться в систему вытяжной спецвентиляции реактора (с эффективностью очистки воздуха от радионуклидов – 99,9 %) и только после этого выбрасываться в атмосферу через вентиляционную трубу высотой 60 м, в окружающую среду поступит около 3х107 Бк.

Облучение населения при штатном ведении работ

Расчеты радиационной обстановки и ожидаемого облучения населения при длительных выбросах радионуклидов в атмосферу проводились по лицензированной программе «Нуклид», основанной на аттестованной методике.

Были оценены следующие виды радиационного воздействия на критическую группу населения (проживающую на расстоянии до 5 км от реактора): внешнее облучение от выбросов из вентиляционной трубы системы спецвентиляции реактора; внешнее облучение, обусловленное загрязнением выброшенными радионуклидами поверхности земли, зданий и т.д.; внутреннее облучение при вдыхании радиоактивных веществ.

Анализ результатов расчетной оценки радиационного воздействия долговременного выброса радиоактивных аэрозолей показал: основной вклад в дозу облучения критической группы населения вносит облучение от выпадений радионуклидов на поверхность земли. Соотношения между дозовыми нагрузками от такого облучения и облучения за счет вдыхания радионуклидов или от радиоактивного облака составляют соответственно 3х10-2 и 4х10-4.

Среднегодовые дозовые нагрузки на население даже на границе территории РНЦ «Курчатовский институт» составляют не более 5х10-6 мЗв/год, что существенно ниже допустимого значения в 1 мЗв/год, установленного НРБ-99 (см. карту).

 


Изолинии дозовых нагрузок, обусловленных осаждением радиоаэрозолей
на подстилающую поверхность земли, м3в/год

 

Кроме этого, для критической группы населения был рассчитан индивидуальный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов, обусловленных поступлением радионуклидов во внешнюю среду. Выяснилось, что величина такого риска даже на границе территории Курчатовского института не превысит 5х10-10, что существенно ниже допустимого значения 5х10-5 (НРБ-99).

Расчетная оценка коллективной дозы облучения критической группы населения за счет радиоактивных выпадений и вдыхания радионуклидов составила примерно 1,2х10-3 чел.-Зв. Следовательно, необходимость в организации каких-либо дополнительных защитных мероприятий отсутствует, так как требования НРБ-99 не распространяются на объекты, если коллективная эффективная годовая доза облучения населения от их воздействия не превышает 1 чел.-Зв.

Облучение населения при аварийных ситуациях

При проведении расчетных оценок, наряду со штатным ведением работ, были рассмотрены и аварийные ситуации, которые могут возникнуть при демонтаже реактора. Анализ возможных радиационно-опасных инцидентов показал, что наибольшую опасность, с точки зрения воздействия на окружающую среду, несет пожар в технологических помещениях реактора: при этом температура резко повысится и ее воздействие на загрязненное радионуклидами оборудование приведет к дополнительному образованию и выходу радиоактивных аэрозолей. Согласно опубликованным данным, в них может быть 0,006 % от общего количества радионуклидов, находящихся на поверхности загрязненных материалов.

 


Воздействие выброса радиоактивных аэрозолей на уровне земли в случае пожара
в помещении регенератора

 

Самым опасным будет пожар в подвальном помещении здания реактора, где находится регенератор. Мощность дозы облучения от регенератора составляет около 60 мЗв/ч, активность отложений на его внутренних поверхностях – примерно 2х108 Бк. По оценкам, при пожаре в этом помещении суммарный выход образовавшихся радиоактивных аэрозолей через транспортный люк помещения, расположенный на уровне поверхности земли, по активности 137Cs, 60Co и 90Sr может составить около 3х104 Бк.

Результаты расчетов радиационной обстановки и ожидаемого облучения населения при аварийных (кратковременных) выбросах радионуклидов в атмосферу, выполненных по лицензированной программе «Нуклид-авария», основанной на аттестованной методике, приведены в таблице. Как видно, в случае такой аварии уровень радиационного воздействия на население значительно ниже регламентированного нормативами значения 1 мЗв/год.

Приведенные выше предварительные расчетные оценки позволяют сделать вывод, что радиационное воздействие при штатном проведении работ по демонтажу реактора и его петлевых установок, а также в случае аварийных ситуаций не будет представлять опасности для окружающей среды и здоровья человека. Таким образом, выбранный вариант вывода из эксплуатации реактора и демонтажные технологии, предназначенные для его реализации, обеспечивают радиационно-экологическую безопасность Москвы и ее жителей.

Авторы

В.Г. Волков, к.т.н., Ю.А. Зверков, к.т.н., В.И. Колядин, к.т.н., В.И. Павленко, к.т.н., А.В. Лемус, С.Г. Семенов, С.Ю. Фадин, А.Д. Шиша
РНЦ «Курчатовский институт»