18.2. Источники излучений

Необходимо приводить результаты анализа двух возможных вариантов снижения количества радионуклидов в стальных конструкциях из-за поглощения нейтронов в материалах РУ:

1. Замена используемых в реакторостроении сплавов с высоким содержанием кобальта сплавами с низким его содержанием или сплавами без кобальта.

2. Уменьшение содержания кобальта, серебра, ниобия и никеля в конструкционных материалах.

Следует анализировать вопрос об ограничении или полном исключении использования в защитно-строительных конструкциях (радиационных защитах) серпентинитов, хромитов, магнетитов из-за высокого содержания в них кобальта и железа и давать обоснование их применению.

Для уменьшения наведенной нейтронами активности бетонов расход портландцемента в них должен быть минимально возможным. Уменьшение его расхода может быть достигнуто при использовании специальных добавок при приготовлении бетонной смеси защитных и строительных конструкций. Должны приводиться данные, доказывающие, что ущерб радиационной безопасности от применения портландцемента сведен к минимуму.

Следует анализировать вопрос о содержании лития в материалах защитно-строительных околореакторных конструкций, поскольку он является источником трития после поглощения нейтронов. Тритий, как правило, содержится в наибольшем количестве по сравнению с другими радионуклидами в материалах этих конструкций. Введение добавок, содержащих элементы с большим сечением поглощения нейтронов различных энергетических групп, с малыми периодами полураспада образующихся радионуклидов или с малым выходом ионизирующих излучений из них, или с низкими энергиями излучений, уменьшает радиационные последствия активации нейтронами.

Необходимо приводить данные расчетов (оценки) активности материалов оборудования и защитно-строительных конструкций, а также поля излучений от этих компонентов, оценки общего количества РАО и их изотопного состава, а также определять объемы материалов неограниченного (повторного) использования, идущих на утилизацию. Расчеты должны выполняться для энергий активирующих нейтронов в пределах всего реакторного спектра с разбивкой его на группы, соответствующие группам предварительных расчетов плотностей нейтронных потоков. Полученные расчетные данные об активации нейтронами оборудования и защитно-строительных конструкций, а также мощностей доз от них должны включать зависимости их от времени после останова реактора блока АС. Для расчетов следует использовать аттестованные программы расчета.

На основании опыта снятия с эксплуатации аналогичных блоков и проведения их радиационных обследований следует давать примерные оценки загрязнения оборудования, защитно-строительных конструкций и помещений блока АС радионуклидами натрий-22, калий-40, марганец-54, кобальт-57, 58, 60, цинк-65, стронций-90, цирконий-95, ниобий-95, рутений-106 + родий-106, серебро-110m, цезий-134, 137, церий-144 и др.

На основании предполагаемых технологий резки и разрушения металлов, материалов и данных о конкретном оборудовании, используемом для этих целей, должны даваться оценки количества и дисперсного состава аэрозолей, которые будут образовываться в процессе проведения работ по демонтажу оборудования и конструкций.