ГОСТ Р 59968-2021. Национальный стандарт Российской Федерации. Радиоактивные отходы атомных станций. Определение радиационных характеристик для передачи на захоронение

6.4 Процедуры радиационного контроля

 

6.4.1 Радиационный контроль отверждаемых жидких радиоактивных отходов

6.4.1.1 Для характеризации отверждаемых ЖРО выполняют РК на этапах до и после отверждения и при паспортизации контейнеризированных отверждаемых ЖРО согласно требованиям [7], как показано на рисунке Б.1 (приложение Б). Кроме того, с целью определения характеристик ЖРО может выполняться исследование содержания радионуклидов в жидких технологических средах, в результате переработки которых образуются контролируемые ЖРО.

Как правило, в ходе эксплуатации систем обращения с ЖРО происходит последовательное заполнение емкостей для хранения ЖРО и их перевод в режим опорожнения на переработку. Такой режим позволяет проводить контроль ЖРО по следующему алгоритму:

а) после заполнения емкость с ЖРО отсекается на прием ЖРО;

б) выполняют гомогенизацию содержимого емкости путем его перемешивания;

в) осуществляют отбор проб с разных глубин емкости: не менее трех проб при высоте заполнения емкости менее 3 м; не менее пяти проб при высоте заполнения емкости 3 м и более; пробы анализируют по установленному перечню радионуклидов с применением аттестованных методик измерений; вычисляют средние значения удельной активности радионуклидов;

г) анализируют гомогенность в соответствии со следующим критерием:

1) к гомогенным РАО относят РАО, в которых относительный разброс содержания радионуклидов с доверительной вероятностью P = 0,95 не превышает 30%,

д) если гомогенность не подтверждается, повторяют перемешивание по перечислению б) и операции по перечислениям в), г).

По результатам анализа удельной активности радионуклидов в пробах устанавливают радионуклидный вектор отверждаемых ЖРО по процедуре, приведенной в приложении В. Установленный таким образом радионуклидный вектор распространяется только на ТРО, образовавшие при отверждении ЖРО из контролируемой емкости.

6.4.1.2 При отсутствии возможности обеспечить переработку всего содержимого емкости без поступления в процессе переработки новых ЖРО проводят исследование по установлению радионуклидных векторов для потока ЖРО в целом. Исследование должно включать отбор представительной выборки проб ЖРО из всех эксплуатируемых емкостей, подготовку счетных образцов, анализ удельной активности всего перечня контролируемых радионуклидов в подготовленных СОБ с применением аттестованных методик. По результатам анализа удельной активности радионуклидов в пробах устанавливают радионуклидный вектор для потока ЖРО по процедуре, приведенной в приложении В.

6.4.1.3 В зависимости от применяемого метода переработки варьируются подходы к организации РК ЖРО.

6.4.1.4 Если ЖРО отверждаются с применением методов цементирования и битумирования без предварительного упаривания, в конечном продукте удельные активности всех контролируемых радионуклидов изменяются в одинаковой пропорции, которая определена степенью разбавления добавляемыми связующими веществами. Установленный для исходных ЖРО радионуклидный вектор распространен на кондиционированные РАО. Контроль содержания радионуклидов в отверждаемых ЖРО в этом случае проводят с применением установленного радионуклидного вектора по процедуре 6.3.4.2.

6.4.1.5 Если ЖРО отверждаются с применением методов цементирования и битумирования с предварительным упариванием, возможно перераспределение отдельных радионуклидов в газоаэрозольную фазу, а также концентрирование трития в форме тритиевой воды в процессе упаривания. На каждом этапе обращения с ЖРО и/или жидкими технологическими средами в результате снижения влагосодержания в процессе упаривания и образования сред с повышенным солесодержанием (кубовый остаток, концентрат кубового остатка), а также добавления дополнительных компонентов (цемента, бентонитовой глины, ионообменной смолы и др.) изменяется удельная активность контролируемых радионуклидов. При этом в процессе упаривания удельная активность одних радионуклидов (например, трития в форме тритиевой воды) может снижаться, а других радионуклидов (присутствующих в ЖРО в форме солей и кристаллогидратов) - увеличиваться. В режиме нормальной эксплуатации АС при соблюдении технологических регламентов эксплуатации оборудования, регламентов и инструкций по обращению с РАО коэффициент разбавления радионуклида в процессе переработки ЖРО и их последующего отверждения остается стабильным для каждой из установленных распорядительными документами рецептур отверждения РАО.

Удельную активность радионуклида в отверждаемых ЖРО определяют на основе измерения его удельной активности в исходных ЖРО и/или жидких технологических средах в емкостях перед переработкой и дальнейшего расчета удельной активности в конечном отвержденном продукте с учетом производственно-технологической цепочки переработки (см. приложение Б). При этом для подтверждения перераспределения отдельных радионуклидов в газоаэрозольную фазу при упаривании необходимо проводить измерения их активности в дистилляте.

Измерение удельной активности k-го радионуклида , Бк/г, в исходных ЖРО и/или жидких технологических средах выполняют путем отбора, подготовки и анализа проб в соответствии с аттестованными методиками измерений. Удельную активность k-го радионуклида в отверждаемых ЖРО A_k, Бк/г, определяют с использованием результатов измерений его удельной активности в исходном продукте (трапной воде, кубовом остатке или ОИОС) и установленных коэффициентов изменения концентрации в результате переработки с учетом используемой технологии кондиционирования и рецептуры отверждения по формуле

 

, (6.4)

 

где - результат измерений удельной активности k-го радионуклида в исходных ЖРО и/или жидких технологических средах, Бк/г;

K_k - коэффициент снижения удельной активности k-го радионуклида, отн. ед., на всей технологической цепочке переработки и отверждения ЖРО и/или жидких технологических средах, устанавливаемый по аттестованным методикам.

Если выполненные указанным способом исследования отверждаемых ЖРО показали, что в конечном продукте удельные активности радионуклидов аналогично 6.4.1.4 изменяются в одинаковой пропорции, то контроль содержания радионуклидов в отверждаемых ЖРО в этом случае проводят с применением установленного радионуклидного вектора по процедуре 6.3.4.2.

Для валидации расчетных процедур необходимо периодически выполнять отбор нескольких проб конечного продукта переработки ЖРО с подготовкой и измерением СОБ и сопоставлением результатов измерений с результатами расчетов.

6.4.1.6 В случае применения установки ионоселективной очистки для определения перехода активности из жидкой фазы в сорбент проводят специальное исследование по установлению коэффициентов распределения радионуклидов между конечными продуктами переработки на установке. Контроль содержания радионуклидов в отвержденных ЖРО в этом случае выполняют с применением установленного радионуклидного вектора с учетом коэффициентов распределения по процедуре 6.3.4.2.

6.4.2 Радиационный контроль сжигаемых твердых радиоактивных отходов

6.4.2.1 Для характеризации сжигаемых ТРО выполняют РК на следующих этапах обращения, как показано на рисунке Б.2 (приложение Б).

6.4.2.2 На этапе сбора и формирования первичных упаковок партию сжигаемых ТРО подвергают РК путем измерений МАЭД гамма-излучения и удельной активности гамма-излучающих радионуклидов неразрушающим методом (по 6.3.1) с целью сортировки по активности для обеспечения соблюдения требований радиационной защиты персонала и технологии переработки ТРО.

6.4.2.3 На этапах омоноличивания и формирования упаковки с продуктом переработки осуществляют периодический (по мере переработки разных партий ТРО) отбор, подготовку СОБ продукта сжигания (золы) ТРО, а также продукта цементирования (омоноличивания) золы (при наличии соответствующей процедуры) и анализ удельной активности в представительной выборке проб всего перечня контролируемых радионуклидов с применением аттестованных методик. По результатам анализа удельной активности радионуклидов в пробах устанавливают радионуклидный вектор сжигаемых ТРО по процедуре согласно приложению В.

6.4.2.4 Установленный радионуклидный вектор распространяется на кондиционированные РАО - сжигаемые ТРО. На этапе паспортизации контейнеризованных ТРО для паспортизации образовавшихся контейнеризированных РАО выполняют измерение неразрушающим гамма-спектрометрическим методом удельной активности в РАО легкодетектируемых гамма-излучающих радионуклидов из контролируемого перечня, включая реперные радионуклиды, Бк/г, или МАЭД гамма-излучения паспортизуемых РАО, Зв/ч, по аттестованным методикам. По результатам измерений удельной активности реперных радионуклидов устанавливают удельную активность контролируемых сложнодетектируемых радионуклидов A_СДР,k, Бк/г, с применением метода радионуклидного вектора согласно 6.3.4.

Для повышения точности контроля при наличии технической возможности установление радионуклидного вектора может быть выполнено для отдельной партии сжигаемых РАО, образовавшихся при проведении определенной технологической операции. В этом случае возможен более высокий уровень гомогенности РАО в сравнении с рассмотрением потока сжигаемых РАО как целого.

6.4.3 Радиационный контроль прессуемых твердых радиоактивных отходов

Для характеризации прессуемых ТРО выполняют РК на этапах до и после прессования, при паспортизации контейнеризированных прессуемых ТРО, как показано на рисунке Б.3 (приложение Б).

На первом этапе партия прессуемых ТРО подвергают РК путем измерений МАЭД гамма-излучения и удельной активности гамма-излучающих радионуклидов неразрушающим методом (по 6.3.1) с целью сортировки по активности для выполнения требований радиационной защиты персонала и технологий переработки ТРО, проводят отбор и подготовку проб подлежащих прессованию ТРО и анализ удельной активности в пробах всего перечня контролируемых радионуклидов с применением аттестованных методик. По результатам анализа удельной активности радионуклидов в пробах устанавливают радионуклидный вектор прессуемых ТРО по процедуре согласно приложению В.

На втором этапе для паспортизации образовавшихся прессованных контейнеризированных РАО выполняют измерение неразрушающим гамма-спектрометрическим методом удельной активности в РАО легкодетектируемых гамма-излучающих радионуклидов из контролируемого перечня, включая реперные радионуклиды, Бк/г, или МАЭД гамма-излучения паспортизуемых РАО, Зв/ч, по аттестованным методикам. По результатам измерений удельной активности реперных радионуклидов устанавливают удельную активность контролируемых сложнодетектируемых радионуклидов A_СДР,k, Бк/г, с применением метода радионуклидного вектора согласно 6.3.4.

6.4.4 Радиационный контроль неперерабатываемых твердых радиоактивных отходов

Для характеризации неперерабатываемых ТРО выполняют РК на этапах до и после кондиционирования, при паспортизации контейнеризированных неперерабатываемых ТРО, как показано на рисунке Б.4 (приложение Б).

На первом этапе партию неперерабатываемых ТРО подвергают РК путем измерений МАЭД гамма-излучения и удельной активности гамма-излучающих радионуклидов неразрушающим методом (по 6.3.1) с целью сортировки по активности для выполнения требований радиационной защиты персонала и обращения с РАО, а также проводят отбор и подготовку проб неперерабатываемых ТРО и анализ удельной активности в пробах всего перечня контролируемых радионуклидов с применением аттестованных методик. По результатам анализа удельной активности радионуклидов в пробах устанавливают радионуклидный вектор неперерабатываемых ТРО по процедуре согласно приложению В.

На втором этапе для паспортизации контейнеризированных неперерабатываемых ТРО выполняют измерение неразрушающим гамма-спектрометрическим методом удельной активности в РАО легкодетектируемых гамма-излучающих радионуклидов из контролируемого перечня, включая реперные радионуклиды, Бк/г, или МАЭД гамма-излучения паспортизуемых РАО, Зв/ч, по аттестованным методикам. По результатам измерений удельной активности реперных радионуклидов устанавливают удельную активность контролируемых сложнодетектируемых радионуклидов A_СДР,k, Бк/г, с применением метода радионуклидного вектора согласно 6.3.4.

6.4.5 Радиационный контроль твердых радиоактивных отходов, образовавшихся в результате активации

6.4.5.1 Характеризацию ВАО и САО, образовавшихся в результате активации, выполняется на основе метода радионуклидных векторов. При этом для установления радионуклидного вектора используют расчетный метод, включающий следующие этапы:

- выбор методологии и инструментария расчета в зависимости от наличия исходных данных и требований к неопределенности результата расчета;

- выполнение расчетов, оценка неопределенности, верификация и валидация расчетных моделей и результатов расчетов;

- обработка результатов, выбор реперных радионуклидов и установление соотношений между удельными активностями контролируемых радионуклидов и радионуклидного вектора.

Расчеты рекомендуется выполнять с применением программ для ЭВМ, имеющих действующий аттестационный паспорт, оформленный в соответствии с [11].

6.4.5.2 Результатом расчетов должен быть набор соотношений между удельной активностью сложнодетектируемых и реперных радионуклидов для всего перечня контролируемых в данном потоке РАО радионуклидов (радионуклидный вектор).

6.4.5.3 Для паспортизации контейнеризированных ТРО, образовавшихся в результате активации, выполняют измерение неразрушающим гамма-спектрометрическим методом удельной активности реперных радионуклидов в РАО, Бк/г, либо измерение МАЭД гамма-излучения, Зв/ч, паспортизуемых РАО с применением соответствующих аттестованных методик.

По результатам измерений удельной активности реперных радионуклидов с применением установленного расчетным способом радионуклидного вектора определяется удельная активность контролируемых радионуклидов A_СДР,k, Бк/г, по формуле

 

, (6.5)

 

где - установленная расчетным способом функция, описывающая соотношение между удельной активностью реперного радионуклида и удельной активностью k-го радионуклида в ТРО, которые образовались в результате активации.

При контроле активности радионуклидов по результатам измерений МАЭД гамма-излучения от упаковки с РАО по соответствующей аттестованной методике активность реперного или сложнодетектируемого радионуклида определяют по формулам (6.3а) и (6.3б).