Dekommissionering af DR 3's primære kølekredsløb i D 2 O- rummet, system 01

Transkript

1 Rev. 1 Dekommissionering af DR 3's primære kølekredsløb i D 2 O- rummet, system 01 Endelig dekommissioneringsrapport Dansk Dekommissionering, Roskilde Februar 2017

2

3 Indhold: 1 Indledning Demonteringens gennemførelse 7 2 Beskrivelse af systemet 8 3 Dekommissioneringsmål og strategi 12 4 Radionuklider og frigivelseskriterier Kontamination Aktivering 15 5 Dekommissioneringsarbejdet Indledende arbejder Mindre rør og første række Afskærmning under loft og store rør Anden og tredje række samt afsluttende arbejder Nuværende tilstand 21 6 Endelig radiologisk status 22 7 Dekommissioneringsaffald 24 8 Overvågningsprocedurer, målemetoder og doser Persondoser 28 9 Unormale hændelser Tritiumholdigt vand i slange Stativ til varmevekslerne Konventionel arbejdsulykke Frigivelsesprocedurer Erfaringer Pakning af komponenter Luftmonitering 32 Referencer 34 3

4

5 Forord Denne rapport beskriver dekommissioneringen af det primære kølekredsløb på Reaktor DR 3 og omfatter den del af det primære kølekredsløb, der var placeret i D 2 O-rummet. Rapportens indhold følger specifikationen i Betingelser for Drift og Afvikling pkt Dekommissioneringen af DR 3 s primære kølesystem er gennemført i overensstemmelse med projektbeskrivelsen, reference 4, og ifølge tilladelse fra de nukleare tilsynsmyndigheder dateret 1. december DR 3 er den sidste af tre forsøgsreaktorer på Risø-området, som er under dekommissionering. Nedtagningen af det primære kølesystem er udført i Denne rapport vil bidrage til det tekniske og erfaringsmæssige grundlag for den videre dekommissionering af de nukleare anlæg på Risø-området. Følgende har bidraget til denne dekommissioneringsrapport: Morten Dalby, projektingeniør Klaus Iversen, civilingeniør Kirsten Hjerrild Nielsen, sektionschef Jens Søgaard-Hansen, helsefysiker Thomas Kjøller Nellemann, driftsingeniør Følgende har gennemlæst denne dekommissioneringsrapport: Ole Kastbjerg Nielsen, direktør Anne Sørensen, sektionschef Per Hedemann Jensen, sektionschef Per Holtzmann Søndergaard, projektleder 5

6

7 Dekommissionering af DR 3's primære kølekredsløb i D 2 O-rummet, system 01 1 Indledning Dekommissioneringen af reaktor DR 3 er opdelt i nedenstående delprojekter, hvor numrene i parentes henviser til hhv. projektbeskrivelse og rapport: 04/05-systemet (DD-17 og DD-37) De perifere systemer (DD-25 og DD-70) 01-systemet (DD-42 og DD-68) Reaktorblokken (DD-50) De tre første delprojekter er udført, mens sidstnævnte er i gang. Rapport DD-70 er pt. under udarbejdelse. 1.1 Demonteringens gennemførelse Demonteringen af det primære kølekredsløb blev udført i Alle komponenterne i D 2 O-rummet er blevet taget ud og pakket i helhøjde ISOcontainere med henblik på smeltning på et senere tidspunkt. Arbejdet er gennemført af DD s eget personale med velkendte arbejdsrutiner og værktøjer. Arbejdet er gennemført under ledelse af sektionschefen for Dekommissionering af Nukleare Anlæg, og der er gennemført de normale helsefysiske rutiner for kontrol og overvågning af strålings- og kontaminationsniveauer. 7

8 2 Beskrivelse af systemet DR 3 blev sat i drift januar 1960 og endeligt nedlukket september Reaktoren var således i drift i 40 år med en efterfølgende nedlukningsperiode på 3 år. Reaktoranlægget er vist på Figur 1, og en snittegning af DR 3 er vist på Figur 2. Figur 1. DR3 anlægget. 8

9 Figur 2. Lodret snit i DR 3. Signaturforklaring: 1. Blyskærm 2. Skærmring 3. Grafitreflektor 4. Boralplader 5. Ståltank 6. Aluminiumtank 7. Aluminiumtanktopskærm 8. Aluminiumtankbærering 9. Topplade 10. Støbejernsblokke 12. Støbejernsring 15. Vandret forsøgsrør 16. Lodret forsøgsrør 17. Afskærmet rørkanal 18. Brændselselement 19. Loop-rør 20. Luftrør 21. Skærmkølerør 22. Luftrør på reaktortop 25. Rør i tungtvandsrum 27. Grov kontrolstang 29. Barytbetonskærm 30. Stålskærm 31. Afskærmningskasse med kunstharpiks 9

10 Det primære kølekredsløb i DR 3 havde som hovedfunktion via de primære varmevekslere at overføre fissionsvarmen (10 MW) fra reaktorkernen til det sekundære kølekredsløb, som igen via et sæt sekundære varmevekslere overførte varmen til Roskilde Fjord. Af hensyn til en lille neutronabsorption var kølemediet tungt vand, som ved neutronindfangning danner radioaktivt tritium. Det primære kølesystem var derfor kontamineret med tritium på de indre vandbestrøgne overflader, ligesom der var sket en diffusion af tritium ind i overfladerne. Kølesystemet var overalt udført i rustfrit stål, og da der under drift har været en lille neutronflux i tungtvandsrummet, fortrinsvis gennem de lodrette rørforbindelser til og fra reaktorkernen, var de neutronudsatte dele af kølekredsen svagt aktiverede. Det primære kølekredsløb bestod af (1) tre parallelle dykkede helkapslede centrifugalpumper, (2) tre parallelle rørvarmevekslere forbundne med diverse rør og (3) ventiler. Endvidere fandtes to større lagertanke (4), en tank som var taget ud af drift (5), diverse hjælpe pumper (6+7) samt ionbyttere(ikke vist). En mindre dræntank befandt sig uden for tungtvandsrummet i reaktorkælderen. Denne dræntank (1V5) er omtalt i reference 6 (Dekommissionering af DR3 s perifere systemer, Endelig dekommissioneringsrapport, DD-70, under udarbejdelse). I øverste del af Figur 3 er med blåt vist det ene af de parallelle kredsløb. De rør, som går ud til venstre, og som ikke er blå, hørte til det sekundære kølekredsløb og er nedtaget tidligere. Nederst er samme tegning med henvisning til enkelt komponenter vist. Med henblik på fjernelse af shut-down effekten var der endvidere etableret et mindre shut-down kølekredsløb ligeledes overalt udført i rustfrit stål. Endelig fandtes også et nødkølesystem ligeledes overalt udført i rustfrit stål. Ud over ovennævnte kredsløb fandtes diverse instrumentforbindelser samt elektriske tilslutninger. Alle større komponenter var samlet med boltflanger, som kunne adskilles med almindeligt værktøj. 10

11 Figur 3. Figur 3Tungtvandssystemet vist med blåt og nedenfor komponentforklaring. 11

12 3 Dekommissioneringsmål og strategi Målet for dekommissioneringen af DR 3 s primære kølekredskøb i D 2 O- rummet var at tømme rummet for komponenter, inden dekommissionering af selve reaktorblokken kunne påbegyndes. Forud for dekommissioneringen af det primære kølekredsløb i tungtvandsrummet var de øvrige perifere systemer nedtaget. I 2012 besluttede DD, at man ikke skulle forsøge at frigive nogle af delene fra tungtvandsrummet, da sandsynligheden for succes ville være lille og kræve en stor indsats og investering, se reference 7. DD var på samme tid ved at undersøge mulighederne for at smelte dele af vores metalaffald, herunder dele fra tungtvandsrummet. Strategien for fjernelsen af det primære system blev derfor at nedtage komponenter og rør i så store dele som muligt og opbevare dem i et antal containere, indtil der var vished for, hvordan delene skulle neddeles yderligere til enten smeltning eller til midlertidig lagring. Det blev også vurderet, at ved denne fremgangsmåde kunne alt arbejde i forbindelse med nedtagningen foregå ved brug af DD s eget personale. 12

13 4 Radionuklider og frigivelseskriterier 4.1 Kontamination Under drift cirkulerede ca. 10 m 3 tungt vand i 01-systemet. I og omkring kernen skete der en aktivering af det tunge vand, der resulterede i et stort indhold af 3 H i vandet (~300 GBq/liter i slutningen af driftsperioden). Foruden 3 H blev der dannet 14 C i vandet (aktivering af 17 O). Selve cirkulationen af vand medførte en afslibning af små mængder materiale fra rør, pumper, varmevekslere og fra indholdet i reaktortanken. Dette materiale blev (eller var) også aktiveret, og vandet indeholdt derfor radionuklider som 28 Al, 24 Na, 27 Mg, 56 Mn, 59 Fe, 60 Co og 187 W, de såkaldte korrosionsprodukter. Vandet blev under drift løbende ionbyttet, hvorved størstedelen af aktiviteten (dog ikke 3 H) blev fjernet fra vandet. Den dannede aktivitet i det tunge vand har medført en kontamination af de indre overflader, der har haft kontakt med vandet. Ved neddeling af systemet sås synlige mindre belægninger på flere af de (synlige) indre overflader. Der var også steder, hvor der ikke kunne ses nogen belægning. Figur 4 viser fotos af belægninger på indersiden af nogle forskellige komponenter fra 01-systemet. Smeartest fra de indre overflader viste lave niveauer af løstsiddende kontamination (0, Bq/cm 2 ). -spektrometrisk måling på smeartestprøver viste, at den dominerende -emitter var 60 Co. Ved sammenligning af målinger på smeartest med multitæller/kontaminationsmonitor og med -spektrometer kan det udledes, at 60 Co ikke er den dominerende radionuklid i den løstsiddende aktivitet, men kun udgør nogle få procent. Det er derfor en eller flere rene -emittere, der udgør den største aktivitet (formodentligt er der tale om 14 C). Foruden -aktivitet måltes der også spor af -aktivitet (~0,0001 Bq/cm 2 ) på nogle smeartest. En -spektrometrisk analyse af disse gav ikke en sikker forklaring på denne aktivitet. Smeartests fra ydersiden af nogle af 01-systemets dele viste også meget lave niveauer af løstsiddende kontamination (~0,1 Bq/cm 2 ( 60 Co og 137 Cs)). I bunden af 1V3/1-tanken blev der fundet bundfald ( g). Der blev taget en prøve af pulveret, og en -spektrometrisk måling viste en aktivitetskoncentration af 60 Co på 55 kbq/g. Desuden blev der målt 65 Zn og 152 Eu, og aktivitetskoncentrationen af disse i forhold til 60 Co var 0,04 (bemærkelsesværdigt høj, da 65 Zn har en halveringstid på 244 dage) henholdsvis 0,004, dvs. 60 Co var den dominerende -emitter. 13

14 Saundersventil Membran fra Saundersventil Rør til shut-down-pumpe Rør til shut-down-pumpe Down-comer 3 Varmeveksler Figur 4. Fotos af den indre belægning i nogle 01-komponenter. Omkring 1V3/1-tanken og andre komponenter kunne der måles en forøget dosishastighed. Ud fra den målte dosishastighed og antagelse om, at - kilden kun var 60 Co, kunne hele aktivitetsindholdet (af -emittere) i komponenten estimeres. Antagelsen om kun 60 Co blev underbygget af NaIspektrometriske målinger. I Tabel 1 er der givet en oversigt over aktivitetsindholdet i forskellige komponenter baseret på dosishastighedsmålinger. 14

15 Tabel 1 Indhold af 60 Co i nogle komponenter bestemt ud fra målt dosishastighed (on-site målinger i AH-hallen). Relativusikkerhed på disse bestemmelser er vurderet til ~ 50 %. Aktiviteterne er angivet pr. efterår Komponent Aktivitetsindhold [MBq] 1V3/1 lagertank ~20 1V3/2 lagertank ~15 1V4 tank ~25 1P1/A og B og C tungtvandspumper ~15 1E1/1 og 1E1/3 varmeveksler ~15 1E1/2 varmeveksler ~20 1P2/2 shut-down pumpe ~2 (1P4/A +1P4/B) niveaupumper ~15 Der blev ikke målt for 3 H-kontamination. Baseret på, at der i det sekundære kølesystem (04-systemet) blev bestemt 3 H i selve rørene, må det antages, at der er 3 H i 01-systemets dele. Koncentrationen af tritium i 01- systemet var ca gange større end i 04-systemet, og derfor må der forventes meget større aktivitetskoncentrationer af 3 H i 01-systemet i forhold til 04-systemet, hvor koncentrationen var ca Bq/g i rørene. 01-rørene har dog været tømt og udluftet i længere tid, så derfor kan der ikke bare skaleres op, derfor nævnes ikke direkte maksimale aktivitetskoncentrationer. Der kunne ved adskillelse af nogle få dele i 01-systemet måles 3 H i luften omkring adskillelsesstedet. På nær nogle få meter af nogle meget tynde rør, var der ikke vand i nogen dele af systemet, dvs. udtørringen har været meget effektiv. 4.2 Aktivering Placeringen af 01-systemet i tungtvandsrummet gjorde, at alle komponenter under reaktordriften her var udsat for neutronbestråling. Neutronerne fandt fortrinsvis vej til rummet gennem 01-systemets rør fra reaktortanken og ned til rummet. Den største aktivering er derfor sket i de dele, der var umiddelbart nedenfor rørene, men både hurtige og termiske neutroner er kommet igennem rørene. Modereringen af de hurtige neutroner er også sket længere væk fra loftet. Med reaktorkørsel i en periode på 40 år og en efterfølgende køleperiode på 15 år vil der med stor sandsynlighed være induceret 60 Co aktivitetskoncentrationer over frigivelsesniveauet på 0,1 Bq/g i store dele af metalkomponenterne (jern/stål) i hele tungtvandsrummet (nødvendig termisk neutronfluencehastighed i reaktor- 15

16 kørselsperioden: n cm -2 s 1 ). I Tabel 2 er der givet 60 Coaktivitets-koncentrationen i nogle metalprøver, der blev udtaget. Tabel 2. Aktivitetskoncentration af 60 Co i nogle metalprøver fra 01-systemet. Der var ingen synlige belægninger på metalprøverne, og den målte aktivitet tages derfor som et udtryk for aktivering. Den relative usikkerhed på koncentrationsbestemmelserne er ~15 %. Aktivitetskoncentrationer er angivet pr. efterår Sted hvor metalprøve er taget Aktivitetskoncentration 60 Co[Bq/g] Down-comer nummer 3 øverst 0,42 Varmeveksler 1E2 øverst 230 Varmeveksler 1E2 nederst 40 16

17 5 Dekommissioneringsarbejdet Det samlede arbejde var delt op i fire arbejdsplaner, som findes i DD s arkivsystem som reference: 1. Indledende arbejder 2. Mindre rør og første række 3. Afskærmning under loft og store rør 4. Anden og tredje række samt afsluttende arbejder Der var to målepunkter for tritium; ét tæt på den samling, der skilles ad, og ét i tungtvandsrummet. Den første moniterede koncentrationen af luftbåret tritium i den rørstrækning, der blev nedtaget, og den anden, hvor medarbejderne trak vejret. 5.1 Indledende arbejder Starten på dekommissioneringen af tungtvandsrummet var at skabe lidt bedre arbejdsforhold på gangbroen mellem varmevekslere og pumper. Risten i gangbroen blev erstattet med dørkplader for at give et bedre fodfæste. Ved at fjerne ventilhuset på tre af de store ventiler blev der fuld ståhøjde, se Figur 5. Figur 5. Tungtvandsrummet set fra facade 3. 17

18 Til venstre på Figur 5 ses gangbroen med de store ventiler ovenover; til højre for gangbroen ses pumperne og til venstre varmevekslerne. På billedet til højre var adskillelsen netop startet. En ventil var blevet løsnet og hang skråt, så det var muligt at måle for tritium over og under gummimembranen i ventilen (slange til tritiummonitor ses ind over membran og op i selve røret). I forbindelse med dette arbejde kom en lille overraskelse omkring gummimembranen. De største koncentrationer af tritium blev målt under membranen i ventilspindelhuset, og ikke som forventet over membranen (i selve røret), hvor der havde været tungt vand. Det viste sig, at tritiumniveauet hurtigt blev lavere, når ventilhuset blev ventileret. Hvor det var muligt, blev ventilerne taget ned uden at åbne ventilhuset. Når der var nedtaget 3-5 ventiler, blev de kørt ud i dekontamineringsrummet i AH-hallen. Under udsugning blev ventilhuset, membran og ventilsæde skilt ad. Disse dele lå et par dage under udsugning. Når det kunne måles, at der ikke var tritium, der dampede af, forsatte neddelingen af ventilerne. 5.2 Mindre rør og første række De store komponenter (tanke, vekslere og pumper) var forbundet med rør i forskellige størrelser. Ved at fjerne de mindre rør, kabelbakker mv. blev der langsomt mere og bedre plads til at arbejde med de større rør og store dele. Figur 6. Tungtvandsrummet set fra facade 4 og op mod loftet. 18

19 Figur 6 viser de forskellige størrelser af rør, der var i tungtvandsrummet. Midt i billedet ses på undersiden af kabelbakken nogle af de mindste rør. I enkelte af disse små rør kom der vand ud ved adskillelsen. Vandet indeholdt tritium, men ikke i samme koncentration som da reaktoren var i drift. Om vandet er en rest fra da systemet blev gennemskyllet og tørret, eller det er noget kondensvand, der har samlet sig, er uvist. Kondens er en mulighed, idet temperaturen i tungtvandsrummet i kolde perioder kommer ned på 3-5 grader. 5.3 Afskærmning under loft og store rør Efter pumper, gangbro og store rør (under gangbro mellem pumpe og veksler og over gangbro mellem down comers og pumper) var fjernet, blev der opstilles et rullestillads, så arbejdet under loftet foregik sikkert. Rørene mellem reaktortank og ned til manifold og varmeveksler blev fjernet, og der blev opsat en blyafskærmning under de åbne rør til reaktortanken. Figur 7. Strålingsafskærmning af UP- og DOWN-comers. På Figur 7 ses midt i billedet en rillet bælg (der optog varmeudvidelsen). Ved at fjerne bælgen, blev der plads til at placere fire gevindstænger fra flangerne under loftet og ned gennem en af de gamle afspærringspander. På panden blev der sat tre kassetter med blykugler (se øverst til højre). Til sidst spændtes kassetter og pande op mod flangen i loftet. 19

20 Efter arbejdsplanen skulle bundflangerne af aluminiumsrørene fra reaktortanken også være skåret af under denne delopgave. Men der var ikke plads til at komme rundt med værktøjet. Derfor blev det besluttet at udskyde denne opgave og først gennemføre den som en del af arbejdet med at fjerne RAT (Reactor Aluminium Tank). Når denne opgave udføres, er TSP og TSR fjernet, og det kan formodentlig give et lavere strålingsniveau under loftet. Med strålingsafskærmningen på plads kunne resten af nedtagningen foretages uden risiko for at arbejde i et strålingsfelt under et åbent rør op til tanken. 5.4 Anden og tredje række samt afsluttende arbejder I loftet i tungvandsrummet er der flere skinner til at ophænge kroge i, og dette blev udnyttet. Ved passende anhugning og omtag undervejs var det muligt at flytte de store komponenter ud af rummet. I forbindelse med disse løft kunne det have været en hjælp, hvis der havde været optegnelser/billeder af, hvordan disse emner var blevet løftet ind ved brug af de to 3 tons og to 1½ tons kranskinner i loftet. Figur 8. Princippet i udbaksningen først løfte fri af underlag, herefter vippe og så trække ud gennem facade 4. På Figur 8 ses det på billedet til venstre, hvordan der i toppen af komponenten kunne løftes og flyttes med to taljer. Først løftedes lige op med talje 1, og når der var passende frihøjde til underlaget, kunne komponenten flyttes ved at stramme talje 2 og slække talje 1. Når komponenten hang lige under talje 2, blev talje 1 flyttet til bunden af komponenten. Komponenten kunne nu vippes ved at stramme talje 1 og slække på talje 2. Når komponenten hang vandret over trinet i facade 4, kunne en tredje talje ude fra reaktorhallen blive monteret (højre billede). Ved passende koordinering af stramning i hallen og slækning i tungtvandsrummet kunne komponenten trækkes ud i reaktorhallen og med truck køres til AH-hallen. 20

21 5.5 Nuværende tilstand Der er intet af det oprindelige udstyr tilbage i tungtvandsrummet. Figur 9 viser et før og efter billede af rummet set ind gennem døren fra facade 4. Figur 9. Set ind gennem døren i facade 4 over mod døren i facade 3. På Figur 9 højre billede ses det rækværk, der er opsat for at forhindre fald ned i tungtvandsrummet (sort rør) samt den trappe, som er nuværende adgangsvej til rummet, fra facade 3. 21

22 6 Endelig radiologisk status På nær de afblændede rør under loftet i tungtvandsrummet er hele det primære system (rør, pumper varmevekslere, lagertanke, ionbyttere m.m.), der var i tungtvandsrummet, nedtaget og fjernet. Alle dele blev klassificeret som radioaktivt affald. Det tunge vand, der var i systemet under driften, er aftappet og afhændet til Canada for flere år siden. Selvom det primære system er fjernet fra tungtvandsrummet, er dosishastighed stadig over baggrundsniveauet. Det skyldes stråling fra reaktorens indre dele, der primært kommer ned til rummet via de rørstykker, der er mellem tungtvandsrummet og reaktortanken. Der er målt dosishastigheder ved gulvet (1,5 m over gulvhøjde) i det tømte tungtvandsrum (januar 2015). Målingerne viser, at den effektive dosishastighed ved færdsel alle steder på gulvet i rummet er maksimalt 5 µsv/h. Det maksimale niveau findes i det gulvområde på ca. 4 m 2, der befinder sig under de afblændede rør i loftet. På gulvet uden for dette område falder dosishastigheden gradvist til omkring 1 µsv/h, når man bevæger sig ud mod væggene og døråbningerne i rummet. På basis af disse målinger er rummet klassificeret som blåt strålingsområde (dvs. en effektiv dosishastighed mindre end 25 µsv/h). Da den omgivende reaktorhal har samme klassifikation, skiltes der ikke ved indgang til rummet, da skiltning kun foretages ved grænsen mellem to forskelligt klassificerede strålingsområder. Der er også målt dosishastigheder ved loftet i det tømte tungtvandsrum (januar 2015). Den maksimale dosishastighed var omkring 300 µsv/h direkte under afskærmningen på et af de afblændede rør. Midt under de afblændede rør, ca. 0,5 meter under loftet, blev der målt omkring 75 µsv/h. Dette niveau kan opfattes som den maksimale effektive dosishastighed under loftet i tungtvandsrummet, da den falder, når man bevæger sig ud mod væggene, hvor dosishastigheden er omkring 10 µsv/h. Ca. 0,5 m under afblændingen af rørene er dosishastigheden mindre end 25 µsv/h og aftager med afstanden til loftet. Området under de afblændede rør er markeret med et `ioniserende stråling -skilt med påskriften rødt strålingsområde, hvilket tjener som påmindelse om, at dosishastigheden omkring de afblændede rør er/kan være større end 25 µsv/h. Da reaktorhallen er et kontrolleret område kun med adgang for autoriseret personale eller med følge af autoriserede personer, er tungtvandsrummet også et kontrolleret område. Endvidere bliver rummet ikke brugt til gennemgang, og der er ingen arbejdsopgaver i rummet udover helsefysiske kontrolmålinger. Ved den fremtidige dekommissionering af de afblændede rør, betonvægge og betongulv vil der blive udarbejdet arbejdsplaner, der tager højde for ændringer i strålingsniveauet. 22

23 Figur 10. Loftet i tungtvandsrummet. Rørene op til reaktortanken er blændet af. Lige under afskærmningen er der rødt klassificeret strålingsområde. 23

24 7 Dekommissioneringsaffald De store komponenter i tungtvandsrummet blev taget ud hele, hvorimod mindre komponenter som for eksempel rørføringer og ventiler blev skåret over eller skilt ad og placeret på/i paller. Pallerne og de store komponenter blev fyldt i tre helhøjde 20 fods ISOcontainere og i én helhøjde 10 fods ISO-container. For alle de komponenter, der har haft direkte forbindelse med det tunge vand, blev det antaget, at 3 H-koncentrationen var over frigivelsesniveauet (for 3 H), og alene af den grund er disse komponenter ikke blevet forsøgt frigivet. Alle komponenter i tungtvandsrummet har desuden gennem driftsperioden været udsat for neutronstråling, og de er derved blevet neutronaktiverede. For de dele, der indeholder meget jern, er det vurderet, at koncentrationen af induceret aktivitet var over frigivelsesniveauet (for 60 Co) og af den grund ikke skulle forsøges frigivet. Der er ikke taget nogen prøver til 3 H eller 14 C karakterisering. Der er i alt udtaget 24 prøver fra tungtvandsrummets udstyr til bestemmelse af aktivitetskoncentrationen af 60 Co. I notatet Inventory for tungtvandsrummet DR 3 (reference 5) er redegjort for, hvordan resultatet af disse prøver er brugt til en samlet vurdering af aktiviteten i affaldet fra tungtvandsrummet. Resultatet er vist i afsnit Sortering og pakning Bly, elkabler, aluminium, kobber og messing og brændbart blev undervejs frasorteret og placeret i/på paller. Med undtagelse af blyet blev disse paller også placeret i helhøjde 20 fods ISO-containere sammen med tomme tønder, der tidligere har indeholdt tungt vand. Blyet blev transporteret til H-Hallens kælder, bygning 200, hvor resten af DD s kontaminerede bly er opmagasineret til senere brug som affaldsafskærmning. Der er i alt kg bly fra tungtvandsrummet. Ventiler blev adskilt fra hinanden, og gummimembraner blev sorteret sammen med andet brandbart materiale i gitterburspaller. Der blev taget billeder af alle komponenter under sorteringen. Billeder af pakningen, og hvor de store komponenter er, kan ses på Figur

25 Container nr : Container nr : Container nr : Container nr : Figur 11. Billeder af indhold af ISO-containere med affald fra tungtvandsrummet. 25

26 Affaldet fra tungtvandsrummet er fordelt i ISO-containerne, som vist i Tabel 3, der beskriver indholdet i containerne. Tabel 3. Beskrivelse af indholdet i ISO-containerne med komponenter fra tungtvandsrummet. Container nr Container nr Container nr Container r Emne-nr Vægt [Kg] Emne-nr Vægt [Kg] Emne-nr Vægt [Kg] Emne-nr V3 tank V3 tank Gitterburspallelere varmeveks- 1V4 tank gitterpaller Elkabler tungtvandspumper 1P1 tungtvandspumppalle 935 En fyldt træ- 354 Aluminium tomme tungtvands- tønder 5 gitterburs tomme paller 66 Kob- paller som låg ber/messing 3 tomme paller 66 Stativ og kabelbakker 350 To rammer 549 som låg 15 tomme 525 Manifold 318 Stige 150 tungtvandstønder 2 1P4 pumper 259 1P2 pumpe 235 Vogn 41 9 træpaller med diverse udstyr 1P2-pumpe tomme 70 tungtvandstønder Langt rør tomme 195 tungtvandstønder Vægt [Kg] He-rør 100 Totalvægt Totalvægt Totalvægt Totalvægt Den videre affaldsbehandling afventer en tilladelse til at volumenreducere ved smeltning og efterfølgende returnering af slaggen. Hvis affaldet skal sendes til smeltning, skal der formodentlig foregå en ompakning, så emnerne møder acceptkriterierne for den pågældende smelteudbyder. Sandsynligvis vil dette betyde, at komponenter skal neddeles, og nogle materialefraktioner skal sorteres fra. Hvis det viser sig, at affaldet ikke skal smeltes, skal der foregå en neddeling og pakning af komponenter, så de kan opbevares i 10 fods ISOcontainere i mellemlageret i DD, bygning

27 7.2 Opgørelse over materialer Tabel 4 herunder viser en optælling af affald fra tungtvandsrummet baseret på forskellige materialer. Tabel 4. Fordeling af materialer i affaldet fra tungtvandsrummet. Materiale Masse [kg] Støbejern, stål, rustfrit stål Bly Aluminium 144 Kobber/Messing 82 Elkabler 204 Tomme Paller 132 Tomme Tungtvandstønder 958 I alt Aktivitet i affaldet Affaldet fra tungtvandsrummet er blevet neutronaktiveret ved drift af reaktoren. Der har i driftsperioden cirkuleret tungt vand i systemet. Der har desuden været en læk med tungt vand på gulvet inde i tungtvandsrummet. Det forventes, at affaldet indeholder både 3 H og 60 Co foruden andre aktiveringsprodukter. Tabel 5 nedenfor viser de udregnede aktiviteter for affaldet i hver container. Prøverne, der danner grundlaget for vurderingerne, ligger fra 0, ,87 Bq/g 60 Co (reference 5). Om disse prøver er repræsentativt tilfredsstillende for en smelteudbyder eller slutdepot er uvist. Men kræves der flere prøver og analyser fra affaldet, kan disse udtages i forbindelse med neddeling og ompakning af containerne til enten smeltning eller mellemlager. Tabel 5. Samlet 60 Co-aktivitet i ISO-containerne med komponenter fra tungtvandsrummet. Tallene i parentes er bidraget fra kontamination af den samlede aktivitet. Container nr. Total 60 Co-aktivitet [MBq] (60,4) (48,8) (1,8) (0) SUM

28 8 Overvågningsprocedurer, målemetoder og doser Overvågningsprocedurer og målemetoder er gennemført i overensstemmelse med gældende regler og praksis. Der henvises til kap.6 i reference 1, kap.4 i reference 2 og til reference 3. Dette indebærer, at der har været en løbende monitering af strålingsniveauer og kontaminationsniveauer på overflader og i luften omkring arbejdsstederne. 8.1 Persondoser Ekstern bestråling Tabel 6 giver et overblik over de modtagne effektive doser (ekstern bestråling) både individuelt og kollektivt for dele af og hele arbejdet med nedtagning af 01-systemet. Doserne er bestemt med MGP-digitaldosimetre. Tabel 6. Maksimal effektiv dosis og kollektiv effektiv dosis for dele af og hele arbejdet med nedtagning af 01-systemet. Antallet af involverede personer er også angivet. Del af arbejdet Maksimal individuel effektiv dosis [ Sv] Kollektiv effektiv dosis [ Sv] Antal personer Start rengøring+ nedtagning af tre store ventiler+ tilhørende rør+ små pumper Afskæring af rør mm Udtagning af tanke Hele arbejdet Intern bestråling Luften blev overvåget med monitorer for gasformig 3 H-kontamination (og 14 C-kontamination) samt for partikulært bundet aktivitet under hele arbejdet. Der blev ikke konstateret frigørelse af partikulært bundet aktivitet. Ved adskillelse af de fleste dele af systemet blev der ikke eller kun i meget begrænset omfang frigjort 3 H. Ved et par enkelte hændelser løb der 3 H- holdigt vand ud af nogle tynde rør (der ikke var helt drænet), og et slangestykke indeholdende 3 H-holdigt vand blev fejlagtigt skåret over. I disse tilfælde blev alarmen på 3 H-monitoren aktiveret, og personer i nærheden

29 gik væk. Efterfølgende bestemmelse af intern dosis ved hjælp af urinprøver viste meget små interne effektive doser (maksimalt få Sv). 29

30 9 Unormale hændelser 9.1 Tritiumholdigt vand i slange En metalkobling blev skåret af en slange. Tritiumholdigt vand løb ud af slangen efterfølgende, og alarmen på tritiummonitoren blev aktiveret. Arbejdet blev stoppet og genoptaget næste dag. For de involverede kunne dosis fra hændelsen måles i de afgivne urinprøver, og de var maksimalt nogle få µsv. 9.2 Stativ til varmevekslerne I forbindelse med nedtagningen af det stativ, som varmevekslerne stod på, blev stativet skruet løst fra gulvet troede vi. Men det var vibrationsdæmpere, som boltene gik ned i. Stativet som bar tre varmevekslere i alt 6-7 tons stod løst på gulvet. Hvis ikke varmevekslerne var blevet løftet lige op fra stativet under selve udløftningen, men i stedet var blevet rokket/skubbet hen over stativet, kunne stativet være væltet. 9.3 Konventionel arbejdsulykke I forbindelse med opsætning af stillads i tungtvandsrummet var en af opstillerne uheldig at træde ved siden af dækket. Personen faldt ned mellem dæk og stillads og kunne tage fra med den ene arm på dækket og den anden arm på en af tværstiverne, inden personen nåede gulvet ca. 1 meter under dækket. Der var heldigvis tale om små skader, og personen slap med et par ømme arme/skulder og et blåt mærke. 30

31 10 Frigivelsesprocedurer Der er ikke blevet forsøgt (og dermed ikke frigivet) nogen dele af systemet. Dette skyldes, at det på forhånd blev vurderet, at aktivitetskoncentrationerne ville overskride frigivelsesniveauerne. 31

32 11 Erfaringer 11.1 Pakning af komponenter Tilrettelæggelsen af arbejdet er sket på baggrund af en beslutning om at nedtage komponenterne i så store dele som muligt. Grundlaget for denne beslutning var at opbevare delene midlertidigt, indtil det var afklaret, om delene kunne smeltes eller skulle pakkes til mellemlager (begge alternativer kræver yderligere neddeling i forhold til nuværende opbevaring), da der kan være forskel i neddelingskrav. Hvis det fra starten var besluttet, at der skulle være pakket til mellemlager, ville det også havde betydet neddeling af emner så de kunne komme i DD-stålbeholdere. Trin 1 ville stadig have været at tømme tungtvandsrummet helt. Det tomme rum ville være et godt sted at opskære ting i, idet der er ventilation og dørene kunne rulles for. De emner, som skulle neddeles, kunne flyttes ind igen for at blive skåret i stykker. Derefter kunne stykkerne blive pakket i DD-stålbeholdere til mellemlager inde i reaktorhallen Luftmonitering Selv om 01-systemet har været gennemskyllet med luft/vand, var der i enkelte af de helt små rør stadig lidt vand med spor af tritium tilbage. Monitering for tritium i luften viste sin værdi i de tilfælde, hvor disse små rør blev nedtaget. På Figur 12 er vist et tidsforløb, hvor tritiumkoncentrationen vokser op (til lige under alarmgrænsen) og derefter aftager igen. Moniteringen gav helseassistenten mulighed for at opdage og reagere på luftkontaminationen samt at vurdere, hvornår arbejdet kunne fortsætte. 32

33 Figur 12. X-aksen er tidspunkt og y-aksen er tritiumkoncentrationen i luften. Det gav en stor tryghed for medarbejderne, at der var to tritiummonitorer i drift inde i tungvandsrummet under tømningen af rummet. Den ene (A) sugede luft fra adskillelsesstedet, mens den anden (B) sugede luft, hvor person(erne) trak vejret. Helseassistenten satte alarmgrænser på begge monitorer, sådan at hvis A gav alarm, var der tid til at forlade rummet, inden B nåede sin alarmgrænse. De gange, vi forlod rummet, blev de røde døre rullet for, og de blev først åbnet igen, når ventilationen havde bragt tritiumnivauet tilbage på lavt niveau. Den top, der er vist i figur 12, har givet anledning til at rummet har været forladt i ca. en halv time. 33

34 Referencer [1] Overordnet plan for dekommissionering af de nukleare anlæg på Risø. Projektkontoret. September DD-1(rev.3)(DA). [2] Sikkerhedsdokumentation Dansk Dekommissionering. [3] Betingelser for Drift og Afvikling for Dansk Dekommissionering. [4] Projektbeskrivelse for dekommissionering af DR 3's primære kølekredsløb i D2O-rummet, system 01. DD-42 (rev. 1)(DA), 24. oktober [5] Notat: Inventory for tungtvandsrummet DR3., 12. februar [6] Dekommissionering af DR3 s perifere systemer, Endelig dekommissioneringsrapport, DD-70 (under udarbejdelse). [7] Mødereferat. Metodeanalyse 2 for DR 3's ydre dele 26. november