Aktiválódás-számítások a Paksi Atomerőmű leszerelési tervéhez

Méret: px

Mutatás kezdődik a ... oldaltól:

Download "Aktiválódás-számítások a Paksi Atomerőmű leszerelési tervéhez"

Gergely Horváth
7 évvel ezelőtt
Látták:

1 Aktiválódás-számítások a Paksi Atomerőmű leszerelési tervéhez

2 Vízszintes metszet (részlet) Mi aktiválódik?

3 Reaktor-berendezések (acél szerkezeti elemek I.)

4 Reaktor-berendezések (acél szerkezeti elemek II.)

5 Reaktor-berendezések (acél szerkezeti elemek III.)

6 reaktortengely A - A függőleges metszet Beton védelem 782 B C szárazvédelmi rendszer pihentető medence B 730 C aktív zóna m-es födém +6 m-es födém reaktortartály külső felülete reaktortengelytől mért távolság, cm aktív zóna szerpentines könnyűbeton bóros száraz keverék szerpentines nehézbeton normálbeton

7 z = 0 szinttől mért távolság, cm Száraz védelmi rendszer aktív zóna tengelyétől mért 782 távolság, cm bóros száraz keverék tartódobozok fala, 2 cm vas szerpentines vassörétes nehézbeton ionizációs kamrák védőcsöve szerpentines könnyűbeton 432

Számítási modell védőcsőblokk felső rácslemez melegági csonkok hajtások védőcsövei védőcsőblokk felső rácslemez akna melegági

alsó rácslemez bóros száraz keverék szerpentines nehézbeton hidegági csonkok akna reaktortartály akna hővédelem szerpentines

fékezőcsövek és védőcsövek fékezőcsőblokk alsó rácslemez akna zónakosár hengerpalástja kavicsbeton fékezőcsőblokk felső

8 Számítási modell védőcsőblokk felső rácslemez melegági csonkok hajtások védőcsövei védőcsőblokk felső rácslemez akna melegági csonkok hidegági csonkok hajtások védőcsövei bóros száraz keverék szerpentines nehézbeton szerpentines könnyűbeton védőcsőblokk alsó rácslemez bóros száraz keverék szerpentines nehézbeton hidegági csonkok akna reaktortartály akna hővédelem szerpentines könnyűbeton védőcsőblokk alsó rácslemez zónakosár reaktortartály vasbeton kosár alsó rácslemez fékezőcsőblokk felső rácslemez fékezőcsövek és védőcsövek fékezőcsőblokk alsó rácslemez akna zónakosár hengerpalástja kavicsbeton fékezőcsőblokk felső rácslemez fékezőcsövek/ védőcsövek fékezőcsőblokk hengerpalástja fékezőcsőblokk alsó rácslemez perforált elliptikus fenék perforált elliptikus fenék

9 A szerpentinites beton összetétele Nehézségek az adatok összegyűjtésében Csak a szárazvédelem fő kémiai alkotói voltak ismertek (minta nem maradt) Normálbeton mintákat XRF és NAA technikákkal elemeztünk Feltételeztük, hogy a normálbeton és a szerpentinites beton nyomelemtartalma megegyezik (mindkettőhöz beremendi cementet használtak) Irodalomból (Jaeger, 1975): Elem Szerpentinit (ásvány) Arány (tömeg%) Szerpentinites beton O 50,1 51,2 Mg 24,2 13,5 Si 18,3 20,9 Fe 4,4 3,1 H 1,4 1,6 Al 0,7 1,9 Ca 0,3 6,8 Ni 0,2 0,1 Cr 0,2 0,1 K 0,1 0,4 Na < 0,1 0,4 Ti < 0,1 nyomokban Cl < 0,1 nyomokban P nyomokban nyomokban Zr nyomokban nyomokban Mn nyomokban nyomokban C 0,1

10 A szerpentinites beton összetétele A szerpentinites betonhoz adott nyomelemek (az NTI saját mérései szerint): Elem Arány (tömeg%) Elem Arány (tömeg%) Na 0,079 Ti 0,039 Mn 0,008 Ba 0,0068 Zn 0,00118 V 0, Cr 0, Ce 0, Rb 0,00078 La 0, As 0,00035 Co 0, Th 0, Sc 0,00009 Hf 0, Sm 0, U 0, Cs 0, Yb 0, Sb 0,00002 Eu 0, Lu 0, Össz. 0,14 Al 0,751 Fe 0,36 S 0,12

11 Az aktiválódás-számítások fő lépései Két számítási lépés: 1) A neutronfluxus térbeli eloszlásának számítása 2) A magátalakulások számítása Szükséges adatok:: 1) Geometrical and material composition data of the reactor and shielding structures (used for the neutron flux calculation) 2) Detailed composition data (including concentrations of trace elements) (used for the isotope transmutation and decay calculation) 3) Power history of the reactor

12 Aktiválódás-számítás A geometria felosztása régiókra Hulladékosztály-mutató: H k i 1 AK i MEAK i ahol AK i az i-dik izotóp aktivitás-koncentrációja és MEAK i az i-dik izotóp mentességi aktivitáskoncentrációja Ha H < 1, a hulladék mentesíthető 1 < H < 10 3, a hulladék kis aktivitású 10 3 < H < 10 6, a hulladék közepes aktivitású 10 6 < H, a hulladék nagy aktivitású

A 2D TORT számítások eredménye a termikus (E n < 0,5 ev) neutronfluxus r-z eloszlása 800 Magasság (cm) 700 600 500 400 300 200 1E13

13 A 2D TORT számítások eredménye a termikus (E n < 0,5 ev) neutronfluxus r-z eloszlása 800 Magasság (cm) E13 1E12 1E11 1E10 1E9 1E8 1E7 1E6 1E5 1E4 1E3 1E2 1E1 1E0 1E-1 1E Aktív zóna tengelyétõl mért távolság (cm)

A 2D TORT számítások eredménye a gyorsneutron-fluxus (1 MeV < E n ) r-z eloszlása 800 Magasság (cm) 700 600 500 400 300 200 1E13 1E12 1E11

14 A 2D TORT számítások eredménye a gyorsneutron-fluxus (1 MeV < E n ) r-z eloszlása 800 Magasság (cm) E13 1E12 1E11 1E10 1E9 1E8 1E7 1E6 1E5 1E4 1E3 1E2 1E1 1E0 1E-1 1E-2 1E-3 1E-4 1E-5 1E-6 1E Aktív zóna tengelyétõl mért távolság (cm)

15 Az acélszerkezetek aktivitása Az acél szerkezetek összaktivitása 30, 40 vagy 50 év üzemidő után a leállás pillanatában 1, Bq / reaktor 1 hónap után: Bq / reaktor 1 nagyságrend csökkenés 10 év alatt 2 nagyságrend csökkenés 200 év alatt Radioaktív hulladékként kezelendő mintegy 240 tonna (kb. 30 m 3 ) acél / reaktor

16 Az acélszerkezetek aktivitása 1E+17 1E+16 1E+15 Teljes aktivitás (Bq) 1E+14 1E+13 1E+12 Összes acélberendezés, 30 év Összes acélberendezés, 40 év Összes acélberendezés, 50 év 1E+11 Összes beton, 30 év Összes beton, 40 év Összes beton, 50 év 1E Végleges leállítás óta eltelt idő (év)

17 Az acélszerkezetek izotópösszetételének változása Az acél alkatrészek összaktivitását kezdetben a 55 Fe (T 1/2 =2,7 év) és a 60 Co (T 1/2 =5,3 év), később a 63 Ni (T 1/2 =100 év) és a 59 Ni (T 1/2 =75000 év) izotópok határozzák meg A szerkezeti elemek hulladékosztályi besorolását a leállítást követő 5 év és 70 év között egyértelműen a 60 Co határozza meg (több mint 95%-os részesedéssel)

18 Az acélszerkezetek izotóp-összetételének változása 1E+17 1E+16 Teljes aktivitás (Bq) 1E+15 1E+14 1E+13 1E+12 1E+11 1E+10 C-14 Cr-51 Mn-54 Fe-55 Fe-59 Co-58 Co-60 Ni-59 Ni-63 Nb-93m Mo-93 Összes 1E Végleges leállítás óta eltelt idő (év)

19 Acél régiók hulladékosztály-mutatója

20 Az acéltérfogat százalékos megoszlása a hulladékosztályok között Mentesíthető Kis aktivitású Közepes aktivitású Nagy aktivitású 100% 90% 80% Százalékos megoszlás 70% 60% 50% 40% 30% 20% 10% 0% Végleges leállítás óta eltelt idő (év)

21 A betonszerkezetek aktivitása A betonszerkezetek összaktivitása 30, 40 vagy 50 év üzemidő után a leállás pillanatában Bq / blokk 1 hónap után: Bq / blokk 1 nagyságrend csökkenés 8 év alatt 2,5 nagyságrend csökkenés 100 év alatt Radioaktív hulladékként kezelendő mintegy 550 tonna (kb. 250 m 3 ) beton / blokk

22 A betonszerkezetek izotóp-összetételének változása 1E+14 1E+13 Teljes aktivitás (Bq) 1E+12 1E+11 1E+10 1E+09 C-14 Mn-54 Fe-55 Co-60 Ca-41 Ca-45 Eu-152 Eu-154 Sm-151 Cs-134 Összes 1E Végleges leállítás óta eltelt idő (év)

23 A betontérfogat százalékos megoszlása a hulladékosztályok között Mentesíthető Kis aktivitású Közepes aktivitású Nagy aktivitású 100% 90% 80% Százalékos megoszlás 70% 60% 50% 40% 30% 20% 10% 0% Végleges leállítás óta eltelt idő (év)

24 Az összetételre vonatkozó érzékenység-vizsgálatok A 0,14 tömeg%-ot kitevő nyomelemek a végleges leállítás után 10 évvel az összaktivitás 70%-áért, a hulladékosztály-mutató több mint 95%-áért felelősek, elsősorban a 60 Co és az 152 Eu (T 1/2 =13,6 év) miatt.

Hasonló dokumentumok

Atomreaktorok üzemtana. Az üzemelő és leállított reaktor, mint sugárforrás

Atomreaktorok üzemtana. Az üzemelő és leállított reaktor, mint sugárforrás Atomreaktorok üzemtana Az üzemelő és leállított reaktor, mint sugárforrás Atomreaktorban és környezetében keletkező sugárzástípusok és azok forrásai Milyen típusú sugárzások keletkeznek? Melyik ellen milyen