ESPERIENZE DI CARATTERIZZAZIONE RADIOLOGICA
4.4 Edificio Turbina della Centrale Nucleare del Garigliano
La centrale elettronucleare ENEL del Garigliano ha funzionato con un reattore BWR, a ciclo duale, con una potenza di 160 MWe dall'aprile 64 all'agosto 78(rif. 14).
Trattandosi di un BWR i componenti e le tubazioni sono stati contaminati dal particolato costituito dai prodotti di corrosione del circuito e dalle impurezze del refrigerante, attivato durante l'attraversamento del nocciolo. Sono stati inoltre trovati anche dei prodotti di fissione.
La caratterizzazione, eseguita dai tecnici dell'ENEL tra il 1982 e il 1984, ha interessato i seguenti sistemi dell'edificio turbina:
- turbina;
- condensatore principale;
- demineraiizzatore del condensato;
- pozzo caldo;
- circuito estrazione condensato e alimento;
- preriscaldatori e separatori;
- tubazioni del vapore primario e secondario;
- eiettori;
- linea off-gas.
Sono state eseguite misure di:
- intensità di esposizione nei diversi locali dell'edificio turbina e nella zona deposito scarichi radioattivi;
- contaminazione asportabile su pavimenti e pareti dei locali e sulle superfici esterne dei componenti;
- contaminazione asportabile e totale sulle superfici interne delle apparecchiature e/o componenti.
Per le misure di intensità di esposizione sono stati impiegati i seguenti strumenti:
- camere a ionizzazione(Eberline R0-5A);
- rate-meter Szintomat 6134A, equipaggiata con rivelatore a scintillatone plastico ZnS(Hg);
- telector 6112B, equipaggiato con rivelatore GM e prolunga fino a 4 m, utilizzata dove l'esecuzione delle misure era critica sia per la raggiungibilità del punto di misura che per l'intensità del campo.
Le misure sono state effettuate ad 1 m dai pavimenti ed a 10 cm dai componenti e tubazioni.
La maggior parte dei locali presenta valori inferiori a 2.5 piSv/h, mentre nel "pipe tunnel stack" e nel locale preriscaldatori sono stati trovati valori intorno ai 100 uSv/h.
Le misure di contaminazione asportabile nei locali e sulle superfici esterne dei componenti sono state eseguite con smear-tests e i campioni sono stati conteggiati con:
- contaminameli equipaggiati con sonda beta a scintillatore plastico;
- catena di conteggio gamma con rivelatore a scintillatore Nal(Tl);
- catena di conteggio per spettrometria gamma con rivelatore a GeLi.
La quasi totalità delle misure ha dato risultati di contaminazione asportabile praticamente trascurabili, ad eccezione di pochi componenti e/o pavimenti. Il valore massimo è stato rilevato sul pavimento del "pipe tunnel stack" ed è di 7.5*10 pCi/cm (27.8 Bq/cm ).
Le misure di contaminazione asportabile della superficie interna di componenti e tubazioni sono state eseguite con smear-tests. La caratterizzazione dei radionuclidi è stata effettuata con analisi spettrometrica a rivelatore GeLi in geometria nota con tempi di conteggio dalle 5 alle 16 ore. Nelle tab. 4.6 e 4.7 sono riportati i risultati.
Per valutare tutta l'attività .dei radionuclidi presenti nell'edificio turbina sono state eseguite misure di contaminazione totale con spettrometria gamma a rivelatore GeLi su campioni di crud prelevato da una superficie nota su vari componenti. Nella tab. 4.8 sono riportati i risultati.
I valori di attività totale superficiale sono stati poi moltiplicati per la superficie interna calcolata del relativo components o tubazione.
La radioatti"'tà totale dell'edificio turbina ammonta a circa 1 Ci(3.7>10 Bq) di cui l'80% costituita da Co-60, il 19% da Cs-137 e la restante percentuale da tracce di Sr-90, Cs-134 e Mn-54, mentre solo nella linea off-gas eiettori si ha una prevalenza del Cs-137 con significative presènze di Sr-90.
CONCLUSIONI
L'esperienza acquisita ha messo in luce che la caratterizzazione di un grande impianto in decommissioning, pur richiedendo un forte impegno di personale e di dose, costituisce un valido riferimento sia per la pianificazione che per la gestione stessa del decommis' '.oning.
In questa ottica il presente rapporto ha voluto essenzialmente dare una esposizione di massima dei problemi che si incontrano nelle valutazioni radiologiche qualitative e quantitative durante le fasi di decommissioning degli impianti nucleari, fornendo nel contempo alcune indicazioni sulle procedure che generalmei te vengono adottate, con l'obiettivo di informare i futuri operatori dello specifico settore sulle problematiche connesse perchè apportino quei miglioramenti, sia procedurali che tecnici, e di misura utili a migliorare la radioprotezione in questa specifica fase di attività.
Questa informativa ha riguardato essenzialmente la differenza esistente sia in natura che in quantità dei radionuclidi nei diversi tipi di impianto, tenendo conto di diversi parametri, quali, ad esempio, il tempo di funzionamento dell'impianto e il tempo di decadimento dei radionuclidi.
Si è accennato inoltre alle principali tecniche di rivelazione e misura più comunemente utilizzate cercando di mettere in evidenza i pregi ed i difetti, in relazione essenzialmente allo scopo della caratterizzazione radiologica da eseguire.
Avendo infine riportato alcune esperienze eseguite in Italia su alcuni impianti nucleari significativi, si è voluto presentare le difficoltà ed i problemi incontrati nelle stesse, i risultati ottenuti, e la dimensione di un intervento di caratterizzazione radiologica di un impianto ai fini dello smantellamento.
APPENDICE A
Calcolo manuale dei prodotti di attivazione.
Si riporta di seguito una procedura di calcolo dei radionuclidi di attivazione di un reattore nucleare che è possibile eseguire quando non è richiesta una caratterizzazione accurata dei radionuclidi stessi (rif. 7 ) .
In riferimento ad un periodo di funzionamento del reattore a potenza media P e durata T il rateo di produzione del radionuclide i, con
n n
costante di decadimento L., è data da :
dt
vdove: *P è il flusso neutronico medio (termico o veloce);
\J il volume del componente in esame;
y . la sezione macroscopica d'urto di produzione del radionuclide i
Integrando sul periodo T il numero di atomi del radionuclide i alla fine del periodo risulta:
N ..±^M.( 1 . Jl - Xj - T -)
Alla fine di un periodo di decadimento di durata t ^ successivo all'irraggiamento il numero dì radionuclidi dell specie i sono:
N^JLtfL^.^ 1 -.)
L'attività in Bequerels del radionuclide i prodotto dal genitore k nel componente j su n periodi diventa:
dove: (v\ » flusso neutronico medio (termico o veloce)
^,. = sezione d'urto macroscopica per produrre il radioisotopo i, nel componente j, a partire dal genitore k (cm ) ,
poiché 2
cj
K= -p
- 2- • r*ì J j " ^ ' <Ki
.» 23
dove: vT0= 6.023 • 10 atomi/mole (numero di Avogadro);
Rj(= peso atomico dell'isotopo genitore k (g/mole)
L: = frazione in peso dell'isotopo genitore k nel componente j;
JP. = densità del componente j (g/cm );
1K = abbondanza dell'isotopo genitore k nell'elemento genitore;
0^;= sezione d'urto microscopica per la produzione del nuclide i dell'isotopo k (cm )
indicando con W il peso in grammi del componente j l'attività in bequerels presente nel componente j risulta: .
» * ' * Wj \ I K £ C.s </>; l ? n ( i - * X; T ") • x ' * •
La precedente formula è conservativa essendo stati trascurati nel calcolo i fenomeni di burn-up della specie i, dovuti a interazioni di essa con neutroni o alla vita media del figlio—genitore piccola rispetto a quella del nuovo figlio.
Volendo tenere in conto questi fenomeni la relazione diventa:
dove <T\, è la sezione d'urto microscopisca per il burn-up del radionuclide i.
Il calcolo va eseguito sia per il flusso termico che per quello veloce.
BIBLIOGRAFIA
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maggiormente attivati al momento dello shut down(adattata da rif. 2) (Le attività specifiche sono in Bq/cm )
sotopo
Attività specifica totale 1.10 7.40
Parte bassa del core barrel (*) Attività da Co 60 calcolata assumendo un contenuto massimo di Co 59 nel materiale.
(**) Attività da Co 60 calcolata assumendo un contenuto minimo di Co 59 nel materiale.
Le attività dovute agli altri radionuclidi sono state calcolate assumendo un contenuto massimo delle impurezze che li generano.
Tab. 1.2
Summary of Estimated Radioactivity Levels in Activated Steel Components(adapted from ref. 2) Component Estimated Radioactivity
Ci (Bq) Pressure Vessel,
Cylindrical Wall 19171 Vessel Head
Upper Core Barrel Upper Core Grid Plate
Guide Tubes
Lower Core Barrel Thermal Shields Core Shroud Lower Core Grid Plate
Lower Support Columns
Lower Core Forging Misc. Internals Reactor Cavity Liner
< 10 Totals 4841321
14>
Tab. 1.3
Radioattività calcolata nello schermo biologico in calcestruzzo sulla superficie interna dello schermo in Bq/cm in funzione ilei tempo di decadimento in anni dallo shut down(adattata da rif. 2 ) .
Attiyità(Bq/cm ) in funzione < 3 0 anni
Tab. 1.4
Intensità di esposizione(C/kg- s) calcolata da componenti attivati(adattata da rif. 2)
Componente
- Le intensità di esposizione s materiale attivato, sulla lir -EC: cattura elettronica
Intens
ita di esposizione da Nb 94(jf)
ono state calcolate ad ea vertical e centrale
Fé 55(6*, t )
C a l c u l a t i o n s ( t r a t t a da r i f . 2 ) .
Number Per Dose D i s i n t e g r a t i o n At -T = 0 Inconel , Incoloy
Al 1 m a t e r i a l s , but e s p e c i a l l y n i c k e l a l l o y s and c o b a l t based wear surfaces S t a i n l e s s Steel • Carbon Steel
l c u l a t i o n o f p i p i n g dose actual dismantlement of roceedinqs o f the System
Tab. 1.6
Valori dell'attività totale e specifica nei materiali costituenti il reattore AGR di Windscale, contenuti nella sfera di cenLenimento, valutate 7 anni dopo lo spegnimento del reattore. (<![. 3).
Materiale
Acciaio al Carbonio Acciaio Inossidabile Grafite Calcestruzzo
Totali
Massa (tonn *
761
93 283 750 1887
Attività Totale ( Bq )
5.25*10 14
].74-10 15 13 6.51«10 2.77-10 12 2.33-10 15
Attività Specifica ( Bq/g)
6.92-10 5
1.87-10 7 2.22-10 5 3.70-10 5
Percentuale di materiale
in massa
40.3
5.0 15.0 39.7 100.0
Percentuale di attività
22.5
74.6 2.8 0.1 100.0
T a b . 2 . 1
ACTIVATION CALCULATION COMPUTER COOES
( t r a t t a da rif. ? )
Code Name ANISN
OTF-IV DOT
TWOTRAN MAC
NRN
MORSE
NAP
ACT-II
ORICEN
Calcjlational Method
Discrete Ordinates
Discrete Ordinates Discrete Ordinates
Discrete Ordinates Removal Diffusion
Removal Diffusion
Monte Carlo
Neutron Activation
Neutron Activation
Neutron Activation
Comments One-dimensional, anisotropic scattering Similar to ANISN Two-dimensional, anisotropic scattering Similar to DOT Uses Spinney formulation for removal cross section I R Uses concept of removal angle to define I R Multi-group neutron and gamma ray trans-port, flexible geometry Up to *3 neutron groups: reaction cross sections can be calculated;
up to 21 gamma groups
* neutron groups, l» gamma groups Uses recent data;
one effective neutron group covering 3 ranges;
12 gamma groups
Tab. 4.1
Valori dell'attività specifica(Bq/g) del vessel del reattore RBl, calcolati prendendo in considerazione solo i processi
di produzione e decadimento della famiglia Fé Co(tratta da rif.ll),
Reticolo
Grafite OHGEL CIRENE ThO UO
2 2 Totale
Fé 55
0.296 0.355 4.914 2.405 7.970
Co 60
0.085 C.089 0.363 0.096 0.633
Totale
0.381 0.444 5.276 2.501 8.603
Tab. 4.2
Attività specifiche superficiali delle pareti interne di tronchetti di tubazione primaria del circuito C.A.R.T.
(tratta da rlf. 12).
Campione
Attività specifica superfic.
(Bq/cm )
LT1
174 LT2
163 MT1
289 MT2
322 MT3
300
MT4
344 HT1
2950
HT2
3010 HT3
3090
Tab. 4.3 ( Tratta da rif. 13)
COMPOSIZIONE CHIMICA E RADIOCHIMICA DEL RIFIUTO AD ALTA ATTIVITÀ * PER LE CAMPAGNE 1,2,3
1 3 7 ^ 48,1 x 10 Bq/1
Attività totale: 333 x 10 Bq/1
Tab. 4.4 ( Tratta da rif. 13)
Composizione radiochimica della soluzione 1AW Eurochimic LEWC ?53 1.
cA. -emettitori
MISURE D I CWTAMINAZIONE PARETI CELLA ( I V . - i U . j iin l i f . ] 1)
Posizione parete ovest 1 ovest 2 nord 1 sud 1 sud 2 est 1 est 2 porta
Prima della decontaminazione yuGy/h
10 10 10 100 50 50 50 400
Dopo decontaminazione Bq/oa
3,7 x 10*
5,2 x 102
0,5 x 10 3,7 x 10*
2,2 x 10 3,7 x 10 3,7 x 10 5,2 x 10
Tab. 4 . 6 Separatore n» 3 tona a l l a Separatore « • 3 ' I o n a b a t t a
Separatore n* t l o n j a l t a . Separatore n* i, tona b a t t a
Tab. 4.7 ( T r a t t a da r i f . 14)
Contaminano»* total* a!I * interno •*>* e*~i»OArf»tl «je| alatami.
*:»•»# ! • # » •