Е.М. Наливайко, С.В. Росновский

Филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская АЭС», г. Нововоронеж, Россия К.ф.-м.н. О.В. Сербин, к.ф.-м.н. А.Н. Харин
ООО «Институт Современного Инжиниринга», г. Воронеж, Россия

Спецпункт Нововоронежской АЭС – территориально выделенная часть промплощадки, на которой расположен ряд временных хранилищ твердых радиоактивных отходов (ХТРО) различной конструкции. Временные хранилища ТРО сооружены и введены в эксплуатацию в 1961 – 2008 гг. ХТРО проектировались и сооружались в соответствии с действовавшими в то время требованиями. Проектная документация на ХТРО сохранилась лишь частично.

В соответствии с требованиями пункта 6.2 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности» НП-020-2000:

«В проекте ядерной установки, радиационного источника и пункта хранения должны быть… установлены и обоснованы допустимые объемы ТРО, их радионуклидный состав, величина активности и сроки хранения ТРО».

Для ряда временных хранилищ ТРО спецпункта вышеуказанные сведения в проектной документации отсутствуют. Нововоронежской АЭС ведется последовательная работа по устранению отступлений от требований НП-020-2000.

В 2005-2006 гг. Нововоронежской АЭС с привлечением ООО «Новые экологические технологии» и НИИЖБ было проведено комплексное обследование временных хранилищ ТРО спецпункта. Состояния хранилищ в целом было признано удовлетворительным. На основании результатов проведенного обследования сроки хранения ТРО в ХТРО спецпункта были установлены до 30.11.2020 г.

В 2014 году Нововоронежской АЭС совместно с ООО «Институт Современного Инжиниринга» проведена работа по обоснованию допустимой активности, радионуклидного состава и объема ТРО для временных хранилищ ТРО спецпункта.

Основными условиями радиационной безопасности хранилища являются непревышение:

а) мощности дозы гамма-излучения от поверхности перекрытий величины 12 мкЗв/ч;

б) мощности дозы гамма-излучения на территории спецпункта величины 6 мкЗв/ч;

в) мощности дозы гамма-излучения в санитарно-защитной зоне величины 1,2 мкЗв/ч;

г) величины удельной активности радионуклидов в геологических породах вокруг хранилища значения МЗУА.

Для расчета величины МД на перекрытии приповерхностных хранилищ использовалась модель полубесконечного излучающего источника с самопоглощением с равномерно распределенной по объему активностью. При расчетах были приняты следующие допущения:

-линейный коэффициент ослабления в материале источника для несортированных отходов был принят равным 30 м-1;

-керма-постоянная принята равной 30 аГр∙м2/с∙Бк.

Расчеты проводились для гамма-квантов с Е = 1 МэВ, которая характерна для ТРО АЭС с ВВЭР.

Для оценки миграции радионуклидов через инженерные барьеры хранилища решалась задача о диффузии радионуклидов через стенку конечной толщины в полубесконечное пространство (вмещающую породу). Изменение концентрации радионуклидов в каждой из двух сред (бетон и вмещающая порода) описано дифференциальным уравнением, имеющим аналитическое решение.

Расчеты миграции проводились для радионуклида Cs-137, что обусловлено его значительным содержанием в отходах, продолжительным периодом полураспада, а также сравнительно большой диффузионной подвижностью в бетоне.

Для оценки мощности дозы, создаваемой наземными хранилищами ангарного типа на территории спецпункта и СЗЗ, наружный ряд контейнеров представлялся в виде участка поверхности сферического излучателя с радиусом Rэкв. Мощность дозы на местности находилась из соотношения D = A/(x+Rэкв)^2 + Dфон. Для перехода к значению допустимой величины удельной активности отходов в периферийном ряде, использовалась модель сферического источника с активностью, распределенной по поверхности сферы.

В результате выполненных расчетов показано, что активность прилегающих геологических пород в ближней зоне хранилищ не превысит МЗУА в течение всего периода потенциальной опасности отходов.

Исходя из допустимой мощности дозы на перекрытии хранилища, равной 12 мкЗв/ч, рассчитана допустимая средняя удельная массовая активность отходов, откуда найдена допустимая величина суммарной активности ТРО в приповерхностных хранилищах.

Допустимый радионуклидный состав отходов в хранилище принят в соответствии с наиболее характерным нуклидным вектором ТРО АЭС с ВВЭР (Со-58, Со-60, Сs-137, Cs-134, Mn-54).

Допустимый объем ТРО в ангаре принят по геометрическим размерам хранилища. По установленной проектной документацией допустимой активности одного контейнера НЗК (2,18Е11 Бк) рассчитана допустимая суммарная активность ТРО в хранилище.

Исходя из ограничений по МД, рассчитаны ограничения по средней активности контейнеров, размещаемых в периферийных рядах ангара, которые составили:

-Анзк = 1,512Е8 Бк для ряда, обращенного в сторону ограждения спецпункта;

-Анзк = 2,151Е8 Бк для ряда, обращенного в сторону зоны возможного загрязнения спецпункта.