Эти отходы извлекаются из лотка для отходов на втором месте сортировочной станции II и расфасовываются в присоединенную ко второй камере 200-литровую бочку.
Наполненные отходами бочки принимаются с помощью тележки с захватом бочек в помещениях 131/1 "Выгрузка из сортировки I" и 131/2 "Выгрузка из сортировки П" и вывозятся в буферные хранилища (помещение 135 или помещение 143), в помещение 103 "Помещение разгрузки" - только дезактивируемые отходы. При необходимости отсортированные отходы могут подаваться прямо на переработку (сжигание, прессование, сушка или дезактивацию).
3 РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ ПРИ СОРТИРОВКЕ ТРО
3.1 Общие требования
Радиоактивные отходы – материальные объекты и субстанции, активность радионуклидов или радиоактивное загрязнение которых превышает границы, установленные действующими нормами, при условии, что использование этих объектов и субстанций не предусматривается.
Основным регламентирующим документом, устанавливающим классификацию ТРО, являются «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. СП АС-88, ДНАОП 0.03-1.73-79». Критерии классификации приведены в таблице 9.
Таблица 9 – Классификация твердых радиоактивных отходов
| Параметры контроля, единицы измерений | Группа отходов | ||
| 1 группа низкоактивные | 2 группа среднеактивные | 3 группа высокоактивные | |
| 1 Мощность эквивалентной дозы, мбэр/час | от 0,1 до 30 | от 30 до 1000 | более 1000 |
| 2 Удельная активность: для β-излучателей, мкКи/кг; для α-излучателей, мкКи/кг | от 2 до 100 от 0,2 до 10 | от 100 до 105 от 10 до 104 | более 105 более 104 |
| 3 Поверхностное загрязнение: для β-излучателей, β-частиц/см2 . мин для α-излучателей, α-частиц/см2 . мин | от 50 до 104 от 5 до 103 | от104до 107 от103до 106 | более 107 более 10б |
Кроме того классификация может выполняться по мощности дозы γ-излучения табл.10
Таблица 10 - Классификация РАО с неизвестным радионуклидным составом (НРС) и неизвестной удельной активностью по критерию
мощности поглощенной дозы в воздухе на расстоянии 0,1 м
от поверхности объекта (контейнера)
| Категория РАО | Мощность поглощенной дозы в воздухе, мкГр . час-1 | |
| 1 | Низкоактивные, НРС | >1; ≤ 100 |
| 2 | Среднеактивные, НРС | > 100; ≤ 10000 |
| 3 | Высокоактивные, НРС | > 10000 |
Примечание: Запись «>1; ≤100» следует понимать как «мощность поглощенной дозы в воздухе – более 1 мкГр . час», но меньше или равна 100 мкГр . час».
Допускается построение классификаций твердых и жидких отходов, основанных на разделении РАО по видам производства с РАО-образующими технологиями или по видам РАО-образующих источников, возникших в результате незапланированных (например, аварийных) событий .
РАО классифицируются по критериям величины периода полураспада радионуклидов, которые входят в эти отходы:
короткоживущие, в составе которых нет радионуклидов с периодами полураспада, превышающими 10 лет;
среднеживущие, содержащие радионуклиды с периодом полураспада свыше 10 лет, но не более 100 лет;
долгоживущие, в которых содержатся радионуклиды с периодами полураспада превышающими 100 лет.
В свою очередь короткоживущие РАО подразделяются на:
«суточники», с периодами полураспада входящих в них радионуклидов не превышающими 18 суток; к ним, в частности, относятся Na-24, К-42,1-123,1-131, Te-132+I-132, Cs-136;
«месячники», период полураспада которых не превышает трех месяцев: Sr-85, Sr-89, Y-91, Nb-95, Zr-95,1-125, Ba-140;
«годовики», к которым принадлежат радионуклиды с периодом полураспада свыше трех месяцев: Са-45, Ru-106, Ва-133, Cs-134, Ce-144, T1-204.
Это деление определяет требования, которые следует предъявлять к методам переработки, транспортирования и захоронения радиоактивных отходов различной категории, исходя из возможного радиационного воздействия на человека и объекты окружающей среды. Так, низкоактивные отходы представляют опасность только при попадании внутрь организма. Поэтому их достаточно локализовать таким образом, чтобы радионуклиды, содержащиеся в этих отходах, не могли попасть внутрь организма в результате миграции по биологическим цепочкам. Среднеактивные отходы представляют опасность как источник не только внутреннего, но и внешнего облучения, а следовательно, при их переработке и захоронении необходимо предусматривать соответствующие защитные барьеры для ослабления потоков излучения (в основном фотонного) до регламентированных уровней. Отходы третьей категории из-за крайне высокой удельной активности, а следовательно, и большого энерговыделения, требуют дополнительного создания систем охлаждения емкостей, в которых они содержатся.
Для классификации ТРО необходимо соответствующее аппаратное обеспечение радиационного контроля
3.2 Аппаратное обеспечение
Система радиационного контроля представляет собой комплекс программно-технических средств и организационных мероприятий, позволяющих выполнить контроль радиационной обстановки и направленных на обеспечение и соблюдение норм радиационной безопасности и определение параметров, характеризующих радиационную безопасность.
Система радиационного контроля отслеживает и учитывает изменение значений контролируемых параметров при всех режимах работы.
Контроль активности ТРО в процессе сортировки производится переносными приборами типа МКС-01Р.
3.2.1 Радиометр-дозиметр МКС-01Р
Радиометр-дозиметр МКС-01Р предназначен для измерения степени загрязненности поверхности альфа- и бета-активными веществами (плотности потока и флюенса альфа- и бета-частиц), эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы рентгеновского, гамма-излучений. Кроме этого радиометр-дозиметр позволяет измерить плотность потока и флюенс тепловых, быстрых и промежуточных нейтронов, эквивалентную дозу и мощность эквивалентной дозы нейтронного излучения.
Радиометр-дозиметр МКС-01Р состоит из пульта регистрации и четырех сменных блоков детектирования. В зависимости от применяемого БД дозиметр измеряет ионизирующее излучение, вид, энергетический диапазон и измеряемая величина, которого указаны в Таблице 11.
Таблица 11 – Вид, энергетический диапазон и измеряемая величина ионизирующего излучения
| Вид измерения и измеряемая величина | Энергетический диапазон или нуклид | Тип БД |
| Альфа излучения (загрязненность поверхности альфа-активными веществами): - плотность потока альфа-частиц; | Плутоний-239 | БДКА-01Р |
| - флюенс альфа-частиц | ||
| Бета-излучение (загрязненность поверхности бета-активными веществами): | 0,3-3 МэВ максимального значения энергий бета-спектра | БДКБ-01Р |
| - плотность потока бета-частиц; | ||
| - флюенс бета-частиц | ||
| Рентгеновское и гамма-излучение: | ||
| - мощность эквивалентной дозы; | 0,125-1,25 Мэв | БДКБ-01Р |
| - эквивалентная доза | 0,04-10 МэВ | БДКГ-01Р |
| Нейтронное излучение: | ||
| - мощность эквивалентной дозы; | 10"3-14 МэВ | БДКН-0ЗР |
| - эквивалентная доза; | 10"3-14 МэВ | БДКН-03Р ОЗР |
| - плотность потока тепловых нейтронов; | 0,025 МэВ | БДКН-03З |
| - флюенс тепловых нейтронов; | 0,025 МэВ | БДКН-03Р |
| - плотность потока промежуточных и быстрых нейтронов; | 10"3-14 МэВ | БДКН-03Р |
| - флюенс промежуточных и быстрых нейтронов | 10'3-14 МэВ | БДКН-01Р БДКН-01Р |
Примечания:
1. БД БДКБ-01Р используется как для измерения загрязненности поверхности бета-активными веществами, так и для измерения эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы гамма-излучения.
2. Для измерения плотности потока и флюенса промежуточных и быстрых нейтронов используется БД БДКН-ОЗР, вставленный в замедлитель нейтронов диаметром 155 мм, который имеет наименование «Защита». Такой составной БД имеет обозначение БДКН-01Р.
3. Для измерения мощности эквивалентной дозы и эквивалентной дозы нейтронного излучения используется БД БДКН-01Р, вставленный в замедлитель нейтронов из полиэтилена, диаметром 250 мм, который имеет наименование «Замедлитель нейтронов». Такой составной БД имеет обозначение БДКН-ОЗР-01.
Диапазон измерения и предельные значения основной погрешности радиометра-дозиметра для каждого вида ионизирующего излучения и измеряемой величины указаны в табл. 12. Предельные значения основной погрешности измерений даны при доверительной вероятности 0,95 для любой точки, начиная со значения равного половине самой низшей декады рабочего диапазона (значения указаны без скобок). В скобках указана основная погрешность для первой значащей цифры самого низшего разряда рабочего диапазона измерений. Основная погрешность в любой точке первой половины низшей декады рабочего диапазона измерений изменяется по линейному закону между значениями, соответствующими первой значащей цифре и половине самой низшей декады рабочего диапазона измерений.
Таблица 12 – Значения основной погрешности измерений
| Измеряемая величина, диапазоны | Значения основной погрешности измерений |
| 1 | 2 |
| Плотность потока альфа-частиц в диапазоне от 1,0 до 3 . 10, Мин-1 . см-2 | ± 20 (±25) |
| Флюенс альфа-частиц в диапазоне от 10 до 105, см-2 | ± 20 (±20) |
| Плотность потока бета-частиц в диапазоне от 10 до 10, мин-1 . см-2 | ± 20 (±40) |
| Флюенс бета-частиц в диапазоне от 10 до 105, см-2 | ± 20 (±20) |
| Мощность эквивалентной дозы рентгеновского и гамма-излучений, мк Зв . ч-1: в диапазоне от 1 до 104 при работе с БДКГ-02Р в диапазоне от 10-2 до 3 . 103 при работе с БДКБ-01Р | ± 20 (±30) ± 20 (±40) |
| Эквивалентная доза рентгеновского и гамма-излучений в диапазоне от 1,0 . 105 мкЗв при работе с БДКГ-02Р | ± 20 (±20) |
| Мощность эквивалентной дозы нейтронного излучения в диапазоне от 1,0 до 104, мкЗв . ч-1 | ± 20 (±30) |
| Эквивалентная доза нейтронного излучения в диапазоне от 1,0 до 105 мкЗв | ± 20 (±20) |
| Плотность потока тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов в диапазоне от 1 до 3 . 104, с-2см-2 | ± 20 (±25) |
| Флюенс тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов в диапазоне от 102 до 105, см-2 | ± 20 (±25) |
При измерении плотности потока или мощности эквивалентной дозы время установления показаний для всех используемых БД (кроме БДКГ-02Р), соответственно равно: