facultatea de fizică Școala doctorală de...

UNIVERSITATEA DIN BUCUREȘTI

Facultatea de Fizică

Școala Doctorală de Fizică

Ioan IORGA

____________________________________________________________

STUDII PENTRU EVALUAREA INSTALATIILOR NUCLEARE

ȘI RADIOLOGICE PREMERGATOARE DEZAFECTARII

____________________________________________________________

REZUMAT

Teză de doctorat

Conducător ştiinţific

Prof. dr. Octavian SIMA

București, 2019

1

Această teză de doctorat are ca scop prezentarea motivată, a studiilor elaborate pentru

realizarea unor aspecte generate de supportul tehnico-stiințific necesar pentru activitățile

de dezafectare aferente Proiectului de dezafectare de la Reactorului Nuclear de

Cercetare VVR-S din cadrul Institutului Național de Cercetare Dezvoltare pentru Fizică

și Inginerie Nucleară - Horia Hulubei (IFIN-HH) din Locatia Grup I – IFIN - HH,

Magurele jud. Ilfov.

Lucrarea se imparte pe 6 capitole: Introducere, Considerente de studiu, Partea

experimentală, Concluzii Generale, Bibliografie, Lista contribuțiilor proprii

I Partea introductivă deschide subiectul analizat prezentând principiile generale

admise în domeniu de catre IAEA și modul general de calcul utilizând indicativi

tehnico-economici, un scurt istoric al domeniului și cooperările internaționale de bază la

care autorul a făcut parte.

Acest capitol este necesar pentru înțelegerea necesității de a efectua dezafectări,

fenomen rezultat din dezvoltarea istorică a industriei nucleare și a realităților fizice care

nu au putut fi neglijate. Se pot observa implicațiile deosebite pe care le generează

nerespectarea principiilor de securitate nucleară și radiologică, exemple grăitoare fiind

accidentele de la centralele nucleare cât și efectele generate de utilizarea armelor

nucleare. Înțelegerea fenomenului în ansamblu generează necesitatea de a perfecționa și

intelege fenomenul nuclear ținând cont de implicațiile în dezvoltarea social istorică a

societății umane acum și în viitor.

II În considerentele de studiu se prezintă noțiuni fundamentale - care cuprind optiuni

de dezafectare [01-09] strategia propusă [02, 03, 07, 17 -19] și limitele de dezafectare

studiu de cercetare – și motivația acestui studiu de cercetare

III Strategia propusa pentru Reactorul VVR-S Magurele IFIN-HH a fost

“Dezmembrare Imediată”. Alegerea acestei soluții s-a făcut în urma unor motivații

principiale din care cea mai importantă se datorează nuclidului 60

Co, astfel s-a avut în

vedere că dacă s-ar lasa 10 timpi de injumătățire pentru 60

Co (Cum ar fi în cazul

strategiei Carcasei în condiții de siguranță sau SAFSTOR) la nivelul de radioactivitate

cunoscut la demararea proiectului se observă că nivelul de radioactivitate nu ar scade

astfel incât să fie sub nivelul de eliberare de sub regimul de autorizare, implicând astfel

costuri suplimentare de dezafectare și depozitare finală pe lângă cele de conservare. De

altfel au aparut și alte implicații de ordin politico - financiar și de presiune a publicului,

necesitatea și oportunitatea de a finanța retehnologizarea Stației de tratare deșeuri

radioactive cât și transferul combustibilului nuclear uzat în Federația Rusa, iar mai

târziu construcția de noi instalatii de prestigiu în cadrul zonei Grup I din perimetrul

IFIN-HH. De mentionat legătura cu noua infrastructura de cercetare ELI - NP care se

construiește în apropierea reactorului, a produs chiar decalari de termene și faze pentru

urgentarea finalizării dezafectării și schimbării obiectivelor de lucru pentru

amplasament.

2

În figura 1 este prezentată o secțiune verticală prin reactor. Se observă diferitele nivele

de lucru, camera pompelor (in dreapta jos), camerele fierbinți (stanga jos - se observă

conducta de transfer al probelor iradiate din reactor în camera fierbinte nr. 4),

deaeratorul (dreapta deasupra camerei pompelor), reactorul propriu-zis cu componente

principale și zona activă (centru). În figura 2 vedem o secțiune orizontală în care se

observă localizarea canalelor orizontale și modul de amplasare al vaselor de aluminiu și

fontă (stânga centru), modul de lucru al circuitelor de răcire (principal și secundar) în

camera pompelor (dreapta). În figura 3 este descris schematic modul de lucru al

sistemului de răcire al reactorului nuclear.

3

Figura 1: Secțiune verticală prin reactor [20]

Legendă:

1. camera pompelor

2. camere fierbinți

3. conducta de transfer

al probelor iradiate

din reactor în

camera fierbinte nr.

4

4. deaeratorul

5. reactorul propriu-zis

cu componente

principale și zona

activă

1

2 3

4

5

4

Figura 2: Secțiune orizontală prin reactor [20].

Legendă:

6. localizarea

canalelor

orizontale și

modul de

amplasare al

vaselor de

aluminiu și

fontă

7. modul de lucru

al circuitelor

de răcire

(principal și

secundar) în

camera

pompelor

7

8

5

Figura 3: Sistemul de racire al reactorului nuclear VVR-S [20]

6

Limitele proiectului de dezafectare

Proiectul de dezafectare al reactorului nuclear VVR-S are in vedere cladirile care conțin

structuri activate sau contaminate. Activitatile de dezafectare se desfășoară pe o

suprafață de 5200 m2, din care 2060 m

2 ocupată de clădiri, construcții metalice,

amenajări subterane continând rezervoare sau conducte astfel:

Clădirea principala a reactorului nuclear cu toate cele trei structuri (Hala Reactor,

clădirea Laboratoarelor si Pavilionul Experimental - clădirea 24) -

1700 m2;

Clădirea ventilatiei tehnologice (clădirea 22 B)

- 180 m2;

Baraca metalica (dezafectata in faza1)

- 180 m2;

Terenul aferent amplasamentului Reactorului Nuclear

- 3140 m2.

Obiectivul final al activităților de dezafectare il reprezintă eliberarea de sub regimul de

autorizare CNCAN a urmatoarelor obiective:

Clădirea principală (clădirea 24);

Clădirea ventilatiei tehnologice – camerele conținând echipamentul ventilației

tehnologice (clădirea 22 B); coșul de 40 m ramâne operațional pentru asigurarea

funcționării ventilației cu filtre HEPA a DCNU;

Terenul aferent amplasamentului Reactorului Nuclear, conform Figurii 4 care

prezintă schematic Limitele de dezafectare.

7

Figura 4: Limitele proiectului de dezafectare [20].

8

Motivația acestui studiu de cercetare

În comunitatea stiințifică și tehnică la nivel național și internațional se depun eforturi

considerabile pentru ca dezafectările de instalații nucleare sa fie făcute în termenii

principiilor de securitate și siguranță nucleară, care necesită, a se asigura, prin măsurile

organizatorice și tehnice luate, sănătatea personalului operator, populației și protecția

proprietății ținând seama de costurile implicate. Operatorii de instalații nucleare

(reactoare de cercetare nucleară, centrale nucleare) precum și zonele finale, operatorii

de eliminare a deșeurilor radioactive (în elaborarea rapoartelor de securitate în etapa

inițială, operațională sau finală) se confruntă cu necesitatea de a evalua cantitatea de

materiale activăte și/sau contaminate.

În vederea respectării normativelor legale în vigoare trebuie luate masuri specifice de

prezervare a sănătății și securității în muncă, de protecție împotriva radiațiilor, de

protecția mediului și populației. In domeniul dezafectărilor nucleare măsurile de

securitate industrială se impletesc cu cele de radioprotecție, mai ales cu cele de

radioprotecție operațională aplicată direct în timpul efectuării activităților propriu-zise și

bazată pe cercetările, simulările și calculele preliminare care sunt făcute pentru

pregatirea și cunoașterea parametrilor implicați în activitate.

De asemeni trebuie ținut cont de radioprotecție care este un domeniu interdisciplinar cu

scopul realizării protecției individului și a mediului față de acțiunea radiațiilor ionizante

care produce efecte biologice.

Scopul principal: este asigurarea limitării expunerii organismului, atât pentru angajații

care lucrează in mediu cu radiații ionizante cât și pentru populația expusă in cazul unui

incident nuclear.

În cercetarea avută în vedere pentru dezafectarea instalațiilor nucleare s-au luat în

considerare metodologii dezvoltate la nivel international în adoptarea unor practici

comune în domeniul securității nucleare, protecția împotriva radiațiilor și de gestionare

a deșeurilor radioactive.

Considerentele de studiu arătate în aceasta lucrare la care se aplică principiile de bază

ale domeniului de dezafectare nucleară, în comuniune cu parametrii implicați din

domeniile conexe va ajuta la dezvoltarea de concluzii obiective asupra unei instalatii

nucleare sau radiologice de dezafectat, va reduce riscurile asociate cu aceste activități și

va contribui la dezvoltarea de cunostinte aplicabile care pot fi portate pe alte instalații

nucleare și radiologice de dezafectat schimband doar parametrii locali.

III Partea experimentală este compusă din 7 subcapitole în care se prezintă

echipamentele folosite în activitatea de dozimetrie, radioprotecție si caracterizare

radiologică și 6 studii din care s-au putut disemina rezultatele care au generat articolele

publicate ISI și prezentările la conferințe, după cum ar fi:

1 Dezafectarea structurilor contaminate subterane aparținând Reactorului

Nuclear de Cercetare VVR-S – studiu major compus din mai multe etape care în

ansamblu poate fi considerat o lucrare completă corespunzătoare unei instalații

dezafectate.

9

Acestă activitate de dezafectare a stucturilor subterane de efluenți radioactivi a fost

efectuata sub coordonarea in teren a doctorandului Ioan Iorga posesor la data respectivă

a Permisului de Exercitare de Activități in Domeniul Nuclear Nivel II: Nr 660/2010 SD

(Surse Deschise) specialitatea DR (Deșeuri Radioactive).

S-au studiat:

Modalități de utilizare a măsurătorilor dozimetrice in situ in concordanță cu alte

cunoștințe asupra structurilor survenite din documentația tehnică și istoria de

operare (operații de caracterizare radiologică preliminară).

Metode de demonstrare, în urma analizelor efectuate, că activitatea a fost

efectuată curat, iar lucrătorii, mediul și populația nu sunt afectate.

Metode de calibrare (calculul transferului de eficacitate) a instalaței de masură

in geometrii dificile utilizănd codul de calcul GESPECOR prin simulare Monte

Carlo.

Modalități de calcul și simulare de doză utilizând codul de calcul Microshied și

calcul de bază pentru evaluarea dozelor prezumtive înainte de efectuarea de

activității care pot implica grad ridicat de risc (tăierea conductelor de efluenți

radioactivi).

Modalități de aplicare a principiului ALARA,

Lecții învățate din activitățile efectuate.

Datorită complexitătii subiectului după prezentarea generală și descrierea pe scurt a

instalației lucrarea este subîmpărțită în:

i). Estimare prin calcul al debitului de doză potențial în interiorul conductei de

transport efluenți radioactivi.

Acest studiu este o urmare a ipotezelor generate în tumpul operațiilor de caracterizare

radiologică preliminară și a procedurilor de identificare a conductelor de efluenți în

teren

Ținându-se cont de: grosimea peretelui din oțel de 4 mm – informație preluată din

Raportul de securitate pentru reactorul VVR-S și Istoria operării reactorului au fost

estimați potențialii radionuclizi care ar fi putut să inducă debit de doză 137

Cs, 134

Cs, 60

Co, 152

Eu, 154

Eu, 241

Am și 90

Sr – 90

Y cât și valoarea estimată în interiorul conductei

astfel rezultând potențialul riscurilor asociate cu activitatea de tăiere. Modul de

amplasare ansamblu detector conductă pentru evalarea dozei interioare utilizănd

MicroShield este prezentat în figura 6.

Calculăm în special componeta beta – gama. Efectul activității alfa a 241

Am nu poate

străpunge din exterior conducta din OLC sau oțel inox - se datorează in special

dezintegrării alfa care este ecranată, iar energia gama este foarte mică și o vom

considera deasemeni ecranată. Doza interioară va fi ecranată de către materialul din care

este formată conducta. Vom lua densitatea oțel inox sau OLC: ƍoțel = 7,86g/cm3 (restul

10

tipurilor de materiale combinate ar da în marea majoritate o densitate mai mare), și

pentru referinta densitatea plumbului este de ƍPb = 11,34 g/cm3. Stiind doza exterioară și

densitatea materialului conductei putem calcula doza (corespondentă radiațiilor gama)

în interiorul conductei.

Întăi calculăm grosimea necesară pentru a considera ca radiația gama se reduce la

jumătate pentru materialul cu ƍoțel. Luam în considerare grosimea de înjumătățire

masică pentru Pb unde avem că pentru fluența fascicolului de radiație gama de 1

MeV distanța de ecran din plumb pentru reducerea fluenței la jumătate este

d1/2Pb(1MeV) = 1 cm, pentru 3 MeV d1/2Pb(3MeV) = 1,5 cm, iar pentru valori mai mari de

4 MeV d1/2Pb( >4MeV) = 1,6 cm. Se poate aproxima că grosimea de injumătățire masică

este constantă: ƍ · d1/2 = const. Astfel:

ƍoțel · d1/2(oțel) = ƍPb · d1/2(Pb) d1/2(oțel) = d1/2(Pb)· ƍPb / ƍoțel

d1/2(oțel) = (1 ÷1,6) · (11,34/7,86) d1/2(oțel) = 1,443 ÷ 2,309

dotel conductă = 0,4 valoarea dozei este mai marte în interior de la 3,608 la 5,773.

Contaminantul se consideră a fi pe peretele interior al conductei. Astfel avem trei cazuri

de rezolvat pentru fiecare tip de conductă.

Calcul Microshield:

Figura 6: Amplasare ansamblu detector conductă pentru evalarea dozei interioare

utilizănd MicroShield

g = grosime perete conductă considerată = 4 · 10-3m

d = Cc - Pm distanța dintre centrul conductei și punctul unde s-a măsurat doza în

exteriorul conductei

Axă centrala

conductă

Contaminometru Cc

Pm

11

dm = 10 cm distanța de masură conductă detector

rx unde x = a62,v108,e108 = raza interioară a conductei corespunzând materialului x

Cm = contaminarea masurată în afara conductei considerând element majoritar pe 137

Cs

pentru ușurința calcului (Bq/cm2)137Cs

Dm = Debit echivalent de doza gama corespunzător contaminării

Considerăm lungimea cilindrului care influnențeaza doza conductei de 10 cm ca

influență cât fereastra contaminometrului

DCM x3.5 (µGy/h);DCM x 4 (µGy/h) = Doza în interior corespunzătoare valorii

potențiale de 3.5 ori 4

ηx3.5(%); ηx4(%); randamentul evaluarii în urma simulării

Radionuclizi principali pentru care se folosesc energiile ca referință de grup sunt 60

Co, 137

Cs – 137m

Ba, 90

Sr-90

Y. Metoda de evaluare se va baza pe ”reverse engineering”

(inginerie inversă).

Tinând cont că suntem în apropierea cazului fluenței fascicolului de radiație gama de 1

MeV rezultă că valoarea dozei interioare in conductă ar trebui sa fie in limita 3,5 ÷ 4 ori

doza la peretele conductei dinspre exterior. Putându-se face o corelație cu debitul de

doză masurat la exterior se stabilește în final riscul asociat și masurile de protecție

adecvate. Acestă estimare a fost necesară pentru realizarea caracterizarii radiologice

preliminare.

Calculul s-a facut considerând doza corespunzătoare evaluată, astfel calculăm și

comparăm rezultatele finale. Rezultatele finale se observă în tabelul 4.

Tabel 4: Rezultate analiză Microshield

Tip

conductă

rx (m) Cm(Bq/cm2)137Cs Dm

(µSv/h)

DCM x3.5

(µGy/h)

DCM x 4

(µGy/h)

ηx3.5(%) ηx4(%)

OLC Φa62 0,027 0.188 0,171 0.170 0,194 99,42 88,14

0.406 0.134 0,369 0,420 36,31 31,91

OLC

Φv108

0,050 0.188 0,172 0.209 0,237 82,30 72,57

0.188 0.170 0.209 0,237 81,34 71,72

Oțel inox

Φe108

0,050 1.250 0,169 0,139 0,159 82,25 94,08

1.875 0,234 0,208 0,238 88,89 98,32

12

După cum se vede din calculul randamentului metoda este destul de bună în limitele

erorilor pentru un calcul de doză potențială astfel luând limita maximă putem avea o

metodă eficace de radioprotecție operațională. De altfel după tăiere s-a observat ca deși

calculul a fost corect, grosimea conductelor a fost mai mare cu 25 % de la 4 mm cât era

descris în RFS Reactor la 5 mm astfel doza ecranată fiind mai mare. Randamentul

scazut la a doua masurare pentru conducta de aerisire a rezervoarelor de 300 m3OLC Φa62

se datorează faptului că acesta a fost crapată rezultând erori mari de masură și calcul

datorită modificării condițiilor inițiale.

.

Rezultatele acestui studiu experimental efectuat in Etapa I au fost prezentate la

conferința internațională: 2nd

International Conference on Nuclear Chemistry, Las

Vegas, Nevada, USA, 15-16 Noiembrie, 2017 ca parte a prezentării orale invitate:

“Calculation methods and models applicable on the operational radioprotection at the

VVR-S Nuclear Research Reactor Magurele Bucharest”, prezentată de către doctorand.

ii). Dezafectarea conductelor de efluenți radioactivi - Caracterizarea Radiologică a

conductelor de efluenți radioactivi

Probele prelevate se măsoară spectrometric pentru realizarea caracterizării radiologice

finale.

Amplasamentul eliberat de conducte se masoară dozimetric folosind sonda gama de

adancime și se preleveaza probe de sol din 5 in 5 m in vederea eliberării nerestrictive.

Probele de sol se pot preleva cu o sonda in vederea evitarii intrării in groapa pentru

evitarea riscului de surpare a malului.

Raportul Bilantului Studiului de Impact asupra mediului, cât si masuratorile

preliminare, sugereaza ca nu sunt contaminări inițiale la nivelul solului.

Este rezultatul etapei a II-a efectuarea activității propiu-zise de dezafectare și

caracterizare a conductelor de efluenți radioactivi și demonstrare a faptului ca

activitatea a fost realizată corect fară a afecta mediul înconjurător, lucrătorii implicați

sau populația. În tabelele 15 și 16 sunt prezentate rezultatele finale ale caracterizării

efectuate.

13

Tabel 15: Concluzii caracterizare radiologică măsurători dozimetrice (contaminare

superficială

Nr.

Crt. Set Descriere Concluzii

Masuratori dozimetrice

1 Set I

probe frotiu din

interiorul conductei

in apropierea

punctelor de tăiere

nu se observă contaminări in interiorul

conductelor de aerisire si ventilație DFU Φv108

pe traseul G3-G7

2 Set II

probe frotiu interior

conductă transport

efluenți radioactivi

Φe108

rezultatele pe probele frotiu interior conductă

transport efluenți radioactivi Φe108 denotă o

activitate acceptabilă în vederea tratării ca deșeu

radioactiv

activitățile maxime se regasesc in punctele

fierbinți: legăturile cu cele doua bazine de

stocare și in zona de “L” a conductei de transport

unde datorită geometriei depunerile pe interiorul

conductei sunt mai mari.

3 Set V

probe de frotiuri

interior conductă

punct de tăiere

cămin de vizitare

în dreptul căminelor de vizitare, se observă

contaminări ușoare în punctele de tăiere din

interiorul conductei de efluenți Φe108

conducta Φ200 a avut rol doar de protecție și nu

este contaminată

Notă: Seturile sunt trecute în ordinea desfășurării lucrărilor de dezafectare

Tabel 16: Concluzii caracterizare radiologică măsurători spectrometrice probe sol,

zgură, nisip, mixtură, probe frotiu interior conducte

Nr.

Crt.

Set Descriere Concluzii

Măsurători spectrometrice

4 Set

XI

probe de sol punct

G3 -intrare STDR

date normale in concordanță cu Bilanțul de

mediu nivel II pentru Dezafectarea reactorului

nuclear VVR-S Magurele si modernizarea

instalațiilor STDR și DNDR pentru tratarea,

condiționarea și depozitarea finală a deșeurilor

radioactive rezultate din dezafectare

se folosesc ca date de referință pentru a se putea

Set

XII

probe de sol

prelevate inainte de

excavare

14

Nr.

Crt.



evidenția starea finală a solului dupa finalizarea

operațiilor de dezafectare

5 Set

XIII

probe de sol

prelevate după

excavare (2 – 2,75

m)

date normale in concordanta cu Bilanțul de

mediu nivel II pentru Dezafectarea reactorului

nuclear VVR-S Magurele si modernizarea

instalațiilor STDR și DNDR pentru tratarea,

condiționarea și depozitarea finală a deșeurilor

radioactive rezultate din dezafectare

se folosesc ca date de referință pentru a se putea

evidenția starea finala a solului dupa finalizarea

operațiilor de dezafectare

6 Set I probe frotiu din

interiorul conductei

in apropierea

punctelor de tăiere

nu se observa contaminari in interiorul

conductelor de aerisire si vențilatie DFU Φv108

pe traseul G3-G7

aceste conducte eliberate de pe amplasament se

măsoara și caracterizează in vederea eliberării

nerestrictive

7 Set X probe de zgură

prima taiere punct 1

interior (prima

taietură in punctul

G3)

zgură rezultată in urma tăierii conductei de

efluenți Φe108 denotă o activitate acceptabilă in

vederea tratării ca deșeu radioactiv

Set

VII

probe de mixtură

teavă transport

efluenți

Mixtură rezultată in urma segmentării conductei

de efluenți Φe108 denotă o activitate acceptabilă

in vederea tratării ca deșeu radioactiv

8 Set II probe frotiu interior

conductă transport

efluenți radioactivi

Φe108

rezultatele pe probele frotiu interior conducta

transport efluenți radioactivi Φe108 denotă o

activitate acceptabilă în vederea tratării ca deșeu

radioactiv

activitățile maxime se regasesc in punctele

fierbinți: legăturile cu cele doua bazine de

stocare de 300m3

și în zona de “L” a conductei

de transport unde datorită geometriei depunerile

pe interiorul conductei sunt mai mari

15

Nr.

Crt.



9 Set

III

probe de zgură

puncte de tăiere

intermediară

zgură rezultata in urma tăierii conductei de

efluenți Φe108 denotă o activitate acceptabilă în

vederea tratării ca deșeu radioactiv

Set

XV

probe de zgură

puncte segmentare

intermediară pentru

transport

probele de zgură pe traseul G4-G7 prezintă

contaminari ușoare

se evidenţiază valori ceva mai ridicate în

punctul G4 în dreptul căminului de vizitare nr 2

datorită geometriei conductei in formă de L

10 Set

IV

probe de sol puncte

de tăiere cămin de

vizitare

contaminare ușoara - a fost indepartată și tratată

ca deșeu radioactiv

Set V probe de frotiuri

interior conductă

punct de tăiere

cămin de vizitare

în dreptul căminelor de vizitare, se observă

contaminari ușoare în punctele de tăiere în

interiorul conductei de efluenți Φe108

conducta Φ200 a avut rol doar de protecție și nu

este contaminată

Set

VI

probe de nisip punct

de tăiere G4 cămin

de vizitare nr 2

probe de nisip necontaminate

Set

XIV

probă de apă

conductă transport

proba de apă nu este contaminată

Set

XVI

probă de zgură

punct tăiere G7

proba de zgură din punctul de tăiere G7 nu este

contaminată

11 Set

VIII

probe sol dupa

îndepartare

conducta efluenți

Φe108

probele de sol luate dupa îndepartarea conductei

de efluenți radioactivi arată ca solul nu este

contaminat pe traseul G3-G4

se evidentiază că traseul dezafectat a fost lasat în

condiții bune din punct de vedere radiologic și

industrial

Set

IX

probe sol dupa

indepartare

conductă efluenți

Φe108

probele de sol luate dupa îndepărtarea conductei

de efluenți radioactivi arată că solul nu este

contaminat pe traseul G4-G7

se evidențiază că traseul dezafectat a fost lăsat în

16

Nr.

Crt.



condiții bune din punct de vedere radiologic si

industrial

Notă: Seturile sunt trecute in ordinea desfășurării lucrărilor de dezafectare.

Rezultatele acestui studiu experimental efectuat in Etapa II au fost prezentate la diferite

conferimțe internaționale cum ar fi:

i. Alara Principle Application in the Decommissioning Activities of the

Underground Radioactive Effluents Pipes from the IFIN-HH VVR-S Research

Reactor, Ioan Iorga, Alexandru Pavelescu, Mitica Dragusin, The 13th

International Balkan Workshop on Applied Physics (IBWAP 2013) , Constanta,

Romania, 4-6 Iulie 2013.

ii. Radiological Characterization of the Decommissioned Underground Radioactive

Effluents Pipes from the IFIN-HH VVR-S Nuclear Research Reactor, I. Iorga,

A.O.Pavelescu, M. Dragusin, D. Gurau, The 14th International Balkan

Workshop on Applied Physics The 15th International Balkan Workshop on

Applied Physics and Materials Science (IBWAP 2014), Constanta, Romania, 2-

4 Iulie, 2015.

iii. Decommissioning of the Underground Radioactive Effluents Pipes, Ioan Iorga,

“Workshop on the Implementation of Decommissioning Schemes” under the

Research Reactors Decommissioning Demonstration Project (R2D2P)

Bucharest, 22-26 June 2015

iv. Lesson learned and sample preparation in onsite survey for decommissioned

underground radioactive effluents pipes from the IFIN-HH VVR-S Nuclear

Research Reactor, Ioan Iorga, Daniela Gurau, Alexandru Pavelescu, Deju Radu,

Mitica Dragusin, 9th International Balkan School on Nuclear Physics, Constanta,

Romania, July 10 - 17, 2016.

Deasemeni a fost publicat un articol în revistă cotată ISI

Technical methodology to evaluate the decommissioning of the contaminated

underground structures belonging to the VVR-S nuclear research reactor, I.Iorga, R.

Deju, A.O.Pavelescu, D. Gurău, ACTA PHYSICA POLONICA A (2018) vol 134 nr 1

pag. 311- 317, DOI: 10.12693/APhysPolA.134.311

iii). Simulare Monte Carlo pentru calculul transferului de eficacitate utilizand

GESPECOR

În vederea eficientizării procesului de analiză și detecție s-a realizat aplicarea metodei

transferului de eficacitate utilizand codul de simulare GESPECOR pentru analiza

17

contaminării/activării conductelor aferente structurilor contaminate subterane apartinând

Reactorului Nuclear de Cercetare VVR-S. Simularea a avut drept scop determinarea

eficacităţii de detecţie într-un mod flexibil care să permită determinarea activităţii unor

conducte în care activitatea este distribuită neuniform, de exemplu descrescând din

partea interioară spre exterior.

Programul GESPECOR se bazează pe simularea prin Metoda Monte Carlo a proceselor

de emisie, de transport prin materiale al fotonilor şi de interacţiune în detector

permiţănd astfel evaluarea probabilităţii de detecţie a fotonilor emişi din sursă.

Într-o simulare, vom efectua experimente pe un model matematic al unui sistem real,

mai degrabă decât pe sistemul real în sine. Facem acest lucru, pentru că este mai rapid,

mai ieftin, mai sigur sau pentru a efectua experimente pe acest model înainte de a

dezvolta sistemul real. Într - un context mai larg termenul de simulări poate să includă

proceduri folosind modele fizice reale - cum ar fi un model tip machetă – dar în cele ce

urmează vom folosi termenul de simulare pentru simulări efectuate pe calculator.

O metodă robustă de evaluare a eficacităţii de detecţie pentru o geometrie necalibrată

este aceea a transferului de eficacitate. În această metodă eficacitatea pentru geometria

necalibrată se calculează ca produs între eficacitatea de detecţie măsurată într-o

geometrie etalon şi factorul de transfer al eficacităţii. Acest factor se calculează prin

raportul între valoarea calculată a eficacităţii în geometria necalibrată şi valoarea

eficacităţii calculată în geometria etalonată. Această metodă este robustă, mai puţin

sensibilă la incertitudinile modelului de calcul şi a datelor de intrare (de exemplu datele

despre detector) decât valorile eficacităţii calculate direct. De exemplu, utilizarea în

calcul a unor valori supraestimate ale dimensiunilor detectorului va conduce prin calcul

direct la valori supraestimate ale eficacităţii penru geometria necalibrată, dar factorul de

tranfer va fi puţin afectat deoarece atât eficacitatea pentru geometria necalibrată cât şi

eficacitatea calculată pentru geometria etalonată vor fi supraestimate, deci raportul

acestor două valori va fi relativ puţin afectat. Prin urmare utilizând valoarea măsurată a

eficacităţii în geometria etalon şi valoarea calculată a factorului de transfer vom obţine

valori mult mai corecte ale eficacităţii în geometria necalibrată decât prin calculul direct

al acestei eficacităţi.

De exemplu poate fi folosită ca geometrie etalonată aceea corespunzând măsurării unor

surse punctiforme la distanța de 10 cm specificată in certificatul de etalonare a

sistemului spectrometric emis de CMRID-IFIN-HH.

Un efect dificil de evaluat experimental este acela al sumării coincidenţelor, acest efect

apare atunci când doi sau mai mulţi fotoni emişi practic simultan în dezexcitări în

cascadă interacţionează simultan cu detectorul. Ca urmare a acestui efect pot exista

pierderi prin coincidenţă din picurile asociate fotonilor (atunci când un foton care şi-a

cedat întreaga energie în detector este însoţit de un alt foton care interacţionează cu

detectorul). Acest fenomen conduce la micşorarea eficacităţii de detecţie în pic.

Sumarea coincidenţelor poate să contribuie la creşterea numărului de semnale în pic

(atunci când doi fotoni emişi în paralel cu un singur foton cu energia însumată îşi

cedează întreaga energie în detector) sau chiar la apariţia unor picuri sumă care nu sunt

asociate fotonilor emişi din sursă. Programul GESPECOR (bazat pe metoda Monte

Carlo) , la fel ca şi programul ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity – bazat

18

pe calculul unghiului solid efectiv) permit atât calculul factorului de transfer cât şi al

corecţiilor de coincidenţă. GESPECOR are de asemenea împlementat un modul foarte

eficient pentru evaluarea efectelor de atenuare a fotonilor în interiorul sursei radioactive

(efecte de autoabsorbţie).

Printre procedurile disponibile pentru a rezolva aceleași probleme, GESPECOR este

unic în ceea ce privește precizia, flexibilitatea și ușurința în utilizare.

Măsuratori preliminare au fost efectuate folosind un detector NaI(Tl) pentru evaluarea

nivelului de radioactivitate.

Scopul nostru a fost să determinăm activarea /contaminarea în interior cât și

posibilitatea migrării radionuclizilor implicați in pereții conductelor. Datorită geometriei

specifice, în acest caz nu este posibilă calibrarea eficacitaţii de detecţie în mod

experimental, astfel o să o aflăm utilizând codul GESPECOR de simulare Monte Carlo.

În figura 14 se poate observa detectorul HPGe în interiorul conductei.

Pentru a obține rezultate utile pentru diferite cazuri de distribuție a activității,

eficacitatea a fost evaluată pentru următoarele cazuri:

O distribuție uniformă a activității între Ri si Re unde Ri si Re sunt raza interioară

și exterioară a conductei, altfel zis o conductă cu activitate specifică constantă în

interiorul pereţilor.

Distribuția activității este limitată la o pătură cilindrică subțire de raza R, cu R

mai mare sau egal cu Ri mai mic sau egal cu Re.

În simulare am considerat următorii nuclizi: 137

Cs cu E = 661,66 keV, 60

Co cu E1 =

1173,23 keV și E2 = 1332,49 keV și 152

Eu cu E1 = 122,78 keV, E2 = 344,28 keV și E3

= 1408,01 keV [22].

Figura 14: Detectorul HpGe în interiorul conductei [22]

conductă

Detector HpGe

19

În figura 15, este reprezentată pentru energiile de interes dependența eficacităţii de

detecţiei de raza R a păturii cilindrice care conține activitatea. Scăderea eficacităţii cu R

se datorează scăderii unghiului solid de detectare și creșterii atenuării fotonilor din

pereții conductei atunci când R crește.

Figura 15: Graficul curbei de eficacitate [22]

Au fost efectuate analizele de laborator pentru caracterizarea radiologică a conductelor

subterane de legătură dintre rezervorul tampon de efluenți lichizi de 30 m3 care face

parte din Reactorul Nuclear VVR-S si rezervoarele de 300 m3 de la Stația de Tratare a

Deșeurilor Radioactive IFIN-HH.

Aceste rezultate au fost publicate în Romanian Journal of Physics (2014), volum 59,

pagini 1043-1047, autori I. Iorga, D. Gurau și O. Sima. Cu titlul “Analysis of

radioactive effluents pipelines for contamination /activation”.

2. Nivelele de radioactivitate din probele de apă și parafină din reactorul nuclear

VVR-S analizate prin spectrometrie gama, acest studiu contine metode de prelevare,

analiză și rezultate asupra parafinei folosita ca ecran biologic la echipamentele folosite

in hala reactor in timpul functionării reactorului, cât și a apei din bazinele care au avut

combustibil nuclear uzat.

În această lucrare, ne-am propus să examinăm prin spectrometrie gama nivelurile de

radioactivitate ale apei din bazinele aferente reactorului și din parafina utilizată ca scut

biologic de la reactorul de cercetare nucleară VVR-S de 2MW în curs de dezafectare în

IFIN-HH, având în vedere caracterizarea radiologică. Studii privind caracterizarea

radiologică a blocului de reactor și a conductelor de efluenți ai reactorului în IFIN-HH

au fost, de asemenea, raportate în literatura de specialitate [23-24]

20

Probele de apă:

Probele de apă investigate au fost colectate din cele șase bazine ale reactorului, după

cum urmează: patru bazine de stocare pentru combustibilul nuclear uzat (RSP1-RSP4),

un bazin de răcire/calmare a reactorului (RCP) și un rezervor pentru apa contaminată

(RCT). Radioactivitatea apei RSP a apărut din ansamblurile de combustibil uzat

(tipurile S-36 și EK-10) înainte de întoarcerea lor în Federația Rusă (în 2009, respectiv

2013). Radioactivitatea apei RCP a rezultat din ansamblurile de combustibil uzat supuse

răcirii timp de 1-2 ani, înainte de depozitarea în RSP, în timp ce radioactivitatea apei

RCT a constat în efluenți radioactivi din operațiuni de decontaminare sau de curățare a

clădirii reactorului (de exemplu, camere fierbinți, camera pompelor, circuit primar) [26-

28]. Având în vedere analiza radioactivității, s-au recoltat probe de apă de 0,5 kg fiecare

de lângă fundul bazinului, cu un depozit de șlam /nămol, pentru a determina niveluri de

radioactivitate relativ mai mari (vezi figura 18).

Figura 18: Vedere schematică a colectării apei dintr-un bazin [25].

Probele de parafină:

În timpul operarării reactorului nuclear, parafina a fost utilizată ca scut biologic pentru

experimentele științifice dezvoltate la reactor. Parafina, încapsulată în cutii de oțel OLC,

a fost plasată în sala reactorului în jurul blocului reactorului nuclear. În faza de curățare

/ clean-up a procesului de dezafectare a reactorului, o scanare a casetelor de parafină,

folosind dispozitive portabile pentru monitorizarea contaminării, a evidențiat o

contaminare radioactivă ușoară. După o decontaminare a suprafeței, cutiile de oțel au

fost tăiate, iar parafina a fost îndepărtată și depozitată timp de câteva luni pe paleți de

lemn în sala reactorului. În cele din urmă, parafina a fost transferată în cortul de

depozitare temporară pentru caracterizare radiologică [26,27].

Având în vedere analiza radioactivității, probele de parafină, cu o masă de aproximativ

0,5 kg fiecare, au fost colectate din pachetele asociate unui box - palet, așa cum se arată

în figura 19.

Probă

de apă

sample Nivel

șlam

Nivel

apă

21

Figura 19: Vizualizare schematică a colectării eșantioanelor de parafină din palet [25].

Nivelurile de radioactivitate ale probelor de apă și parafină au fost măsurate prin

spectrometrie gama de înaltă rezoluție cu fond scăzut în Laboratorul GamaSpec din

IFIN-HH [29-30]. Au fost luate în considerare Geometria Marinelli pentru probele de

apă și geometria cilindrică pentru probele de parafină.

Setarea experimentală s-a bazat pe detectorul HPGe Ortec cu rezoluţia de 2,3 keV

FWHM la 1332,5 keV a 60

Co și 30% eficacitate relativă. Scutul pentru fond scăzut a

fost format din 10 cm grosime de Pb, acoperit cu folii de Sn și Cu cu grosimea de 1 și

1,5 mm; în plus, sub detector au fost puse cărămizi de plumb cu grosimea de 10 cm

pentru a reduce contribuția la fond a 40

K din podea. Rata de numărare a fondului a fost

de 1,51-1,86 cps în intervalul de energie 20-2700 keV. Programul GAMAW (Dr.

Westmeier, Mölln, Germany, Version 18.03/ Feb. 2007) a fost folosit pentru procesarea

spectrelor. Concentrațiile de activitate ale 60

Co, 137

Cs, 134

Cs, 152

Eu și 241

Am radionuclizi

artificiali, 234

Th (dezintegrare 238

U), 214

Pb și 214

Bi (seria 238

U - 226

Ra), 228

Ac, 212

Pb și 208

Tl (seria 232

Th) și 40

K radionuclizi naturali au fost determinate utilizând standarde

corespunzătoare de matrice și geometrie similare cu probele măsurate. În cazul 208

Tl,

intensitățile radiațiilor gama au fost corectate pentru factorul de ramificare pentru

dezintegrarea α a 212

Bi, egal cu 35,93% [31]. Incertitudinile analitice din tabele au fost

calculate pe baza statisticii numărului de semnale și a incertitudinilor privind

eficacitatea. Limitele de detecție (LD) au fost evaluate conform formulei:

ALD = 2,71 + 4,65 · σb, unde ALD reprezintă aria picului pentru calculul LD și

σ𝑏 = √𝐴𝑏 (Ab este fondul din zona picului de interes) [32,33].

Tabelul 17 prezintă concentrațiile de activitate (în Bq·kg-1

) determinate pentru

radionuclizi artificiali din probele de apă colectate: 137

Cs, 134

Cs și 60

Co, comparate cu

nivelurile de eliberare din norma de securitate radiologică în România [34].

Jos

Față

Spate

Dreapta

Stânga

Sus

22

Tabel 17: Concentrații de activitate în probele de parafină, Bq·kg-1

[25].

Radio-

nuclid

60Co 137Cs 152Eu 241Am 238U

(234

Th)

226Ra 232Th 40K

Minval 0.2 ±

0.1

0.2 ±

0.1

0.4 ±

0.2

1.1 ±

0.5

8 ± 6 1.3 ±

0.9

0.7 ±

0.4

35 ± 8

Maxval 7.2 ±

0.9

10 ± 2 2.9 ±

1.5

11 ± 3 12 ± 10 13.2 ±

2.3

3.6 ±

0.5

35 ± 8

nval 39 45 9 19 3 51 35 1

nval (%) 65 75 15 31.7 5 81 58.3 1.7

LDrange 0.4 -

1.3

0.4 -

0.9

0.8 -

3.0

1.4 -

3.3

7.5 - 22 1.3 -

3.3

0.6 -

2.9

8.1 - 29

nLD 21 15 51 41 57 9 25 59

Meanall 1.08 1.04 0.81 1.93 6.97 3.56 1.19 8.42

SDall 1.39 1.54 0.37 1.65 2.32 2.42 0.57 4.52

SDall (%) 127.8 147.6 45.6 85.8 33.3 68.0 47.6 53.7

Nivele de

eliberare

[35]

103 5·102 8·102 5·101 2·102 4·101 1 2·103

Un spectru gama tipic pentru parafina din reactorul nuclear VVR-S este prezentat în

figura 20.

Figura 20: Spectru gama al unei probe de parafină [25]

23

Tabelul 18 prezintă valorile concentrației de activitate în eșantioanele de apă examinate

determinate pentru radionuclizi artificiali 137

C, 134

C și 60

Co (în Bq · kg-1

) comparate cu

nivelurile de eliberare din normele de securitate radiologică din România [35].

Cea mai mare concentrație de activitate a 137

C s-a determinat în bazinul de stocare a

combustibilului RSP 3 din cauza scurgerii dintr-o casetă de combustibil fisurată, aceasta

este de aproximativ patru ori mai mare decât nivelul corespunzător de eliberare.

În cazul bazinului de răcire a apei (RCP), concentrația de activitate a 137

C depășește

ușor acest nivel (în limitele de incertitudine), concentrația de activitate a 60

Co este

relativ ridicată comparativ cu restul probelor dar este mai mică decât nivelul de

eliberare, în timp ce 134

Cs are o radioactivitate mult mai mică decât nivelul comparativ

cu normele permise și se observă doar la acest bazin. Spectrul gama al unei probe de

apă din bazinul de calmare a reactorului se observă in figura 21.

Tabel 18: Concentrația de activitate a radionuclizilor determinată în probele de apă,

Bq·kg-1

[25].

Radionuclid Bazin de stocare

combustibil uzat nr 1 (RSP 1)

Bazin de stocare


Bazin de stocare


Bazin de stocare


Bazin de calmare (RCP)

Rezervor pentru

apa contami

nată (RCT)

Nivele de

eliberare [35]

137Cs 22 ± 2 25 ± 2 3320 ± 130 116 ± 5 770 ± 40 45 ± 3 8·102

134Cs < 0.7 < 0.7 < 3.7 < 1.2 15 ± 2 < 1.1 5·102

60Co < 1.2 0.8 ± 0.2 1.2 ± 0.4 2.8 ± 0.4 690 ± 20 8.5 ± 0.7 103

24

Figura 21: Spectrul gama al unei probe de apă din bazinul de calmare a reactorului [25].


număr 5-6, pagini 1079-1086, autori I. Iorga, A. Scarlat, A. Pantelică, M. Drăguşin.

3. Investigarea radioactivității naturale și artificiale din grafitul de la reactorul

nuclear VVR-S prin spectrometrie gama

Scopul acestei lucrări a fost de a cerceta radioactivitatea naturală și artificială a

grafitului virgin depus în depozitul reactorului nuclear de cercetare VVR-S de 2 MW la

Institutul Național de Fizică și Inginerie Nucleară (IFIN-HH) din București-Măgurele,

prin utilizarea spectrometriei gama de înaltă rezoluție.

Printr-o singură măsurătoare, mai mulți radionuclizi emițători gama pot fi detectați

simultan pe baza liniilor lor caracteristice gama. Analiza radioactivității poate fi

realizată direct (de exemplu pentru 60

Co, 134

Cs, 137

Cs, 40

K, 235

U folosind liniile lor

caracteristice), sau indirect, prin măsurarea produşilor de dezintegrare (de exemplu, în

cazul seriei de radioactivitate naturală 238

U și 232

Th), în cazul în care echilibrul

radioactiv este deja stabilit. De exemplu 226

Ra poate fi determinat prin produșii de

dezintegrare dacă probele sunt închise etanş în casetele de măsurare timp de

aproximativ o lună înainte de numărare, pentru a evita pierderea descendentului său

gazos 222

Rn (radon). Produşii de dezintegrare 214

Pb și 214

Bi sunt apoi măsuraţi prin

spectrometrie gama [36].

Pentru investigarea radioactivității grafitului, s-a utilizat sistemul de spectrometrie gama

de înaltă rezoluție cu fond scăzut în laboratorul GamaSpec al IFIN-HH [37-39].. Pentru

analiza radioactivității naturale și artificiale, s-au măsurat probe tip granule și cărămizi

de grafit (masă 75-95 g). Probele din granule de grafit au fost plasate și închise în cutii

de plastic (Ø = 7,2 cm, h = 2,5 cm), și apoi măsurate pe partea superioară a detectorului

pentru perioade de achiziție cuprinse între 3 h și respectiv 65,6 h. Pe de altă parte,

piesele de grafit de 5.5 x 5.4 x 2 cm3 (probe P4 și P5) au fost măsurate în două poziții

(fețe diferite pe capătul detectorului), timpii de achiziții fiind cuprinși între 1,53 h și

22,8 ore. Această ultimă geometrie nu a putut permite o etanşare suficientă și, de aceea,

nu a putut fi determinat radionuclidul 226

Ra.

Setarea experimentală utilizată pentru analiza spectrometrică gama constă dintr-un

detector HPGe EG&G Ortec (rezoluţie 2,1 keV FWHM la linia de 1332,5 keV a 60

Co și

eficacitate relativă 30%), analizor multicanal bazat pe PC (computer) (TRUMP-PCI-8K

tip Ortec, cu software MAESTRO_32 ), ecran de plumb (10 cm grosime) de formă

cilindrică, acoperit cu folii Sn și Cu de 1 mm, respectiv 1,5 mm grosime; în plus au fost

puse sub detector cărămizi din plumb (grosime de 10 cm) pentru a realiza un fond

scăzut pentru măsurători [34, 35, 40]. Rata de numărare a fondului a fost de 1,51 - 1,86

puls/s pentru energii cuprinse între 20 - 2700 keV.

Procesarea spectrelor a fost realizată cu programul software GAMAW [Dr. Westmeier,

Gesellschaft fur Kernspektrometrie mbH Beratung, Software, Geräte, Ebsdorfergrund -

Mölln, Germania, Versiunea 18.03 / Feb. 2007]. Concentrațiile de activitate au fost

calculate utilizând valori ale eficacităţii din curba de calibrare (determinată prin

utilizarea de standarde certificate) și intensitățile energiilor caracteristice [22]

25

corespunzătoare radionuclizilor identificați. Limitele de detecție au fost evaluate pentru

o probabilitate de 95% (2σ). Incertitudinile analitice au fost calculate pe baza

incertitudinii statistice a numărului de impulsuri și a incertitudinii eficacităţii de detecţie

pentru fiecare radionuclid analizat.

Toate măsurătorile analitice au fost efectuate sub controlul calității prin utilizarea

materialelor de referință certificate (CRM) cu radionuclizi sau concentrații elementare

cunoscute și prin participarea periodică la exerciții internaționale de comparație și teste

de competență, cum ar fi cel mai recent „IAEA-TEL-2010-03 Test de competență

deschisă la nivel mondial privind determinarea radionuclizilor naturali în apă și 226

Ra în

sol: „IAEA-TEL-2011-03 Test de competență deschisă la nivel mondial privind

determinarea radionuclizilor în sol și apă”.

Radionuclizii determinați în eșantioanele de grafit au fost identificați și analizați prin

liniile lor caracteristice, așa cum se arată în tabelul 19 (226

Ra cu 214

Pb și 214

Bi; 232

Th cu 228

Ac, 212

Pb, 208

Tl – valori corectate pentru raportul de ramificare 212

Bi de 35,93%; 238

U cu 234

Th; ) și tabelul 20 (40

K, 137

C și 60

Co). Spectrul gama al unui eșantion de grafit

virgin (dimensiunea granulelor <8 mm, masa de 74,3 g, timp de numărare de 20,5 h)

este prezentat în figura 22.

Prin utilizarea spectrometriei gama de înaltă rezoluție cu fond scăzut au fost analizați un

total de 6 radionuclizi în materialul din grafit investigat: 60

Co și 137

Cs (radionuclizi

artificiali), 226

Ra, 238

U, 232

Th și 40

K (radionuclizi naturali). Tabelul 21 prezintă valorile

concentrației de activitate (Λ-exprimată în Bq·kg-1

) de 238

U (descendent 234

Th), 226

Ra

(cu 214

Pb și 214

Bi produși de dezintegrare), 232

Th (cu 212

Pb, 208

Tl și 228

Ac produși de

dezintegrare), și 40

K. După cum se poate observa în tabelul 20, valorile concentrațiilor

de activitate sunt în intervalele: 2.1-11.9 Bq kg-1

pentru 60

Co, 2.8 - 4.3 Bq·kg-1

pentru 226

Ra și 2.1-3.0 Bq·kg-1

pentru 232

Th. Pentru 137

Cs, 238

U și 40

K, au fost evaluate doar

limitele de detecție (0,7-2,3, 11-25 și, respectiv, 14-40 Bq·kg-1

). Prezența 60

Co în

eșantioanele de grafit P1, P2 și P3 datorată probabil unei contaminări accidentale în

timpul lucrărilor de dezafectare a reactorului, este nesemnificativă în comparație cu

valoarea nivelului de eliberare pentru acest radionuclid [35].

Toate valorile concentrației de activitate pentru radionuclizii analizați, obținuți prin

investigarea grafitului virgin, s-au dovedit a fi sub nivelurile de eliberare prevăzute de

normele române [35]. Mai mult, rezultatele de radioactivitate pentru 238

U, 232

Th și 40

K

au fost în conformitate cu valorile de concentrație ale U, Th și K, anterior determinate

prin Analiza Instrumentală prin Activare cu Neutroni (INAA) pe acest material [41].

Acordul dintre valorile concentrației, obținut pentru cele trei elemente prin analiza

INAA și dedus din concentrația de activitate măsurată prin spectrometrie gama, poate fi

observat în tabelul 21.

26

Figura 22: Spectrul gama al unui eșantion de grafit virgin [36].

Tabel 19: Caracteristicile radionuclizilor naturali și artificiali analizate în probe de grafit

virgin [36].

Radionuclizi

(Nuclizi părinți)

Eγ(keV) Iγ (%)

234Th (238U)

62.88

63.30

0.0164

3.75

92.38 2.18

92.80 2.15

214Pb (226Ra) 295.22 18.41

351.932 35.60

214Bi (226Ra) 609.312 45.49

27

1120.287 14.11

1764.494 15.31

212Pb (232Th) 238.632 43.60

208Tl (232Th) 583.187 85.00

228Ac (232Th) 911.196 26.20

40K 1460.822 10.55

60Co 1173.2 99.85

1332.492 99.9826

137Cs 661.657 84.99

Tabel 20: Concentrația de activitate a radionuclizilor naturali și artificiali determinați în

probele de grafit virgin din reactorul VVR-S în noiembrie 2013 - februarie 2014,

comparativ cu nivelurile de eliberare din normele românești [Bq·kg-1

] [36].

Radio

nuclid

Granule

grafit

P1

< 8 mm

Granule

grafit

P2

<1 mm

Granule

grafit

P3

1-5 mm

Cărămizi

grafit

P4

5.5x5.4x2

cm3

Cărămizi

Grafit

P5

5.5x5.4x

2 cm3

Nivel

eliberare [35]

238U <10 <11 <15 <3.9 <9.8 2·102

226Ra 4.3 ± 0.9 2.8 ± 1.5 2.9 ± 2.0 n.m. n.m. 4·101

232Th 2.9 ± 1.5 2.3 ± 0.8 3.0 ± 0.8 <1.0 <2.4 1

40K <14 <17 <25 <12 <32 2·103

60Co 11.9 ±

0.6

3.3 ± 0.3 2.2 ± 0.4 <0.5 <1.7 103

137Cs <0.7 <0.8 <1.3 <0.6 <1.6 5·102

28

Tabel 21: Concentrații U, Th și K în grafit virgin [mg·kg-1

] [36].

Radionuclid Spectrometrie

gama

Analiză INAA

238U <0.97 0.0827±0.0047

232Th <0.71 0.312±0.019

40K <122.6 28.5±2.5

Analiza radioactivității gama, naturală și artificială a grafitului virgin din reactorul

VVR-S a fost realizată prin sistemul de spectrometrie gama de înaltă rezoluție, în

Laboratorul GamaSpec al IFIN HH. Metoda a fost capabilă să determine limitele de

detecție pentru unii radionuclizi pe de o parte, și valori mici de activitate pentru alții pe

de altă parte. Trebuie menționat că eșantioanele cu 60

Co provin din cărămizi colectate de

pe suprafața cutiei de ambalare și care atestă că avem de-a face cu o contaminare

accidentală. Concentrațiile mai scăzute de activitate obținute au fost situate sub limitele

nivelurilor de eliberare și reprezintă informații utile în procesul de caracterizare

radiologică, precum și în gestionarea materialului grafit în cadrul procesului de

dezafectare al reactorului VVR-S.


număr 7-8, pagini 1207-1212, autori A. Scarlat, A. Pantelică, I. Iorga, M. Drăguşin cu

titlul “ Investigation of the Natural and Artificial Radioactivity in Graphite from the

VVR-S Nuclear Reactor Deposit by Gama-Ray Spectrometry.”

4. Radioprotecția operațională în timpul dezafectării a unei bare de control pentru

reactorul nuclear de cercetare VVR-S.

Scopul principal al acestei lucrări fost să asigurăm radioprotecția pentru lucrătorii care

au de efectuat lucrările de demontare a barelor de control din reactorul nuclear VVR-S

de la Măgurele. Simularea efectuată ține cont de datele în timp ale activității. Știam

radionuclizii potențiali proveniţi din reactor și așteptările de doză calculate

corespunzător cu istoria de operare și puterea reactorului.

Zona activă a reactorului nuclear a fost proiectată pentru a asigura o putere nominală de

2000kW, al unui flux de neutroni termici maximă și medie de 2x1013

și respectiv 1013

n /

cm2s. Acest tip de reactor este o variantă a reactorului experimental realizat în URSS cu

o putere mai mare. Bazele construirii miezului activ al reactorului VVR-S au fost

practic identice pe ambele reactoare, principala diferență fiind aceea că grosimea tecii

elementului de combustibil a fost crescută de la 1 mm la 2 mm pentru reactorul VVR-S.

Pe baza similitudinii acestor două reactoare, s-a efectuat calculul dimensiunilor critice

ale VVR-S pe rezultatele experimentelor efectuate pe modelul de reactor nuclear

realizat în cadrul URSS [42].

29

Controlul reactorului s-a făcut cu ajutorul unui număr de 9 bare, din care 8 sunt din

carbură de bor și una din oțel, dispuse în partea centrală a zonei active. Aceste 9 bare au

avut roluri diferite după cum urmează: 5 au fost pentru controlul manual al puterii

(1PP1, 1PP2, 2PP1, 2PP2, LP), una pentru control automat (AP) și 3 pentru protecția de

urgență a reactorului (AZ1, AZ2, AZ3). Una dintre aceste 5 bare de control manual al

puterii a fost bara de control manuală de precizie (LP). Barele manuale de control ale

puterii aveau 2 părți unite printr-o balama, partea inferioară de absorbție avea o lungime

de 600 mm, iar partea superioară era din oțel acoperit cu teacă de aluminiu. Partea de

absorbție a fost constituită din 20 blocuri mici de carbură de bor (B4C) în interiorul unei

teci de aluminiu. Ridicarea și coborârea barelor de control au fost făcute cu ajutorul

unor cabluri de tracțiune aferente [42].

Bara de control automată a fost realizată în același mod folosind 2 părți unite printr-o

balama precum barele de control manuale ale puterii, cu diferența că partea inferioară a

fost constituită dintr-un cilindru masiv de oțel inoxidabil într-un tub de aluminiu.

Datorită activării intense, acest element constitutiv produce o problemă majoră pentru

radioprotecția operațională în timpul activităților de demontare [42].

Poziționarea barelor de control este evidențiată în figura 23 (vedere aeriană).

Figura 23: Vedere aeriană a barelor de protecție și control [43].

Contaminarea a avut loc în urma coroziunii și eroziunii particulelor activate provenind

de la iradierea combustibilului și din produsele de fisiune transportate de lichidul de

răcire. În plus, contaminarea poate apare şi din scurgeri ale circuitului primar, care

procesează și stochează efluenții radioactivi din operațiunile de descărcare de

combustibil uzat și incidente de muncă. Produsele de fisiune pot apare în circuitul de

răcire dacă barele de combustibil al reactorului au fost deteriorate.

2PP

2

AZ3 1PP

2

AZ2 1PP

1

AP

AZ1

LP

2PP

1

30

Materialele activate sunt localizate în și în jurul miezului activ, care este partea cea mai

activă a structurii reactorului. Blocul reactor expus la un flux de neutroni termici mai

mic a fost protecția biologică, care, în mod normal, a fost realizată din beton greu

umplut cu șuruburi.

Principalele produse secundare de activare sunt 60

Co, 55

Fe (greu detectabil), 63

Ni (greu

detectabil), 152

Eu și 154

Eu. 60

Co a fost „nuclid cheie”, deoarece este observat rapid prin

măsurători spectrometrice gama. Activitatea radionuclizilor greu de detectat este greu

de măsurat, dar activitatea lor poate fi corelată cu activitatea altor radionuclizi. Pentru

fisiune se folosesc produse pentru identificarea „nuclizilor cheie” 137

C și 90

Sr - 90

Y și 241

Am pentru grupul de actinide [20, 39].

În cazul radionuclizilor greu de detectat, activitatea specifică și totală a fost calculată

folosind metoda factorilor de scalare având ca referință radionuclidul 60

Co (produs de

activare majoră) și 137

Cs (produs de fisiune) - radionuclizi cheie pentru produsele de

activare. Pentru estimarea factorilor de corecție au fost utilizate calcule teoretice,

rezultate din măsurători ale datelor spectrometrice gama și din literatura de specialitate

[20, 39].

În Tabelul 22 sunt prezentaţi radionuclizii potențiali implicați în contaminarea -

activarea barelor de protecție și control ca parte a componentelor structurale ale

reactorului VVR-S [20].

Tabel 22: Contaminanți posibili radioactivi pentru operațiile la reactorul VVR-S pentru

elementele structurale ale blocului reactor. (Include sistemul barelor de protecție și

control) [43].

Item Radio-

nuclid

Radiația emisă

Timpul de viață

(ani)

Nivelul de eliberare Observații/

Metode de detecție Activitate de

suprafață

(Bq/cm2)

Activitatea specifică

(Bq/g)

Produși de activare

7 55

Fe EC, X 2.7 300 30 Separare chimică +

Spectrometrie la energii joase( raze X)

8 63Ni beta 100 1000 70 scintilator lichid cu 75% eficiență sau scintilator NaI - calitativ, eficiență 0% + factor de corelare cu 137C și 60Co

9 60Co Beta, gama

5.3 3 1 Radionuclid Cheie pentru produșii de activare / Spectrometrie gama

13 134

Cs Beta, gama

2 3 0.5 Spectrometrie gama / are factor de corelație cu 137Cs

14 152Eu EC, X, beta, gama

13.5 10 7 Spectrometrie gama

31

15 154Eu Beta, gama, X

8.6 3 5 Spectrometrie gama / are factor de corelație cu 152Eu

16 155

Eu Beta, gama, X

4.76 30 30 Spectrometrie gama / are factor de corelație cu

152Eu

17 166mHo Beta, gama, X

1200 3 7 Spectrometrie gama

Produşi de fisiune

1 90

Sr + 90

Y Beta 28.7 3 0.4 Beta-gama global

5 137

Cs Beta, gama

30 3 0.8 Radionuclid Cheie pentru produșii de fisiune / Spectrometrie gama

Actinide

4 241Am Alfa, gama

432 0.3 0.05 Radionuclid Cheie pentru actinide/ Analize globale alfa beta / spectrometrie gama la energii joase

Mod de realizare

Simularea datelor experimentale pentru pregătirea operațiunilor de dezmembrare s-a

făcut heuristic pe baza modelului de descriere matematică a puterii reactorului. S-a luat

în considerare biblioteca de contaminare / activare cu radionuclizi (a se vedea tabelul

22) și analiza efectuată în activitățile de caracterizare radiologică ținând cont de istoricul

de funcționare al reactorului și de momentul executării operațiunilor de dezmembrare în

activitățile de dezafectare [44, 45].

Pentru o determinare mai exactă a nivelului de radioactivitate s-au făcut măsurători

directe pe barele de protecție și control, folosind control direct sau prin telecomandă.

Zona care, cu siguranță știm că va fi activată (din cauza poziționării aproape de zona

activă a miezului reactorului), a barelor de protecție și de control a rămas sub apă în

timpul masurărilor în bazinul blocului reactor al zonei active.

Ținând cont de inventarul radioactiv înregistrat ca urmare a caracterizării radiologice a

reactorului și din compoziția chimică a barei de control s-a ajuns la concluzia că cea mai

mare cantitate de activare ar trebui să fie la bara din oțel inoxidabil. Acest lucru este

vizibil în figura 24.

Radionuclizii principali sunt 137

Cs, 60

Co, 152

Eu, 63

Ni (camere de ionizare adiacente

barelor de control și Ni din bara de oțel inoxidabil), 90

Sr-90

Y. Calculul euristic a arătat o

valoare maximă a activității gama pe bara de control automată (AP) de 3,5 Sv / h și o

contaminare beta (mai ales datorată 90

Sr-90

Y) la maximum 31,25 Mcps (count per

second) - valoare maximă echivalentă 46,88 mSv/h·cm2. Am luat în considerare factorii

de corelație în corespondență cu principalii radionuclizi 137

C, 60

Co considerați în

proporție de 30% și 60%, alți radionuclizi fiind încorporați în 137

Cs + 60

Co.

32

Figura 24. Datele scanate pentru bara de control automat (AP) [43].

În timpul dezmembrării barelor de protecție și control au fost efectuate măsurători

complete pentru a se asigura nivelul corespunzător de radioprotecţie. La fiecare bară am

observat o creștere semnificativă a dozei în timpul de ridicare a barei din bazinul zonei

centrale a reactorului.

Valoarea cea mai mare a dozei a fost de până la 3 Sv/h pe bara de control automată

(AP). Valoarea ridicată a fost sub așteptările noastre din cauza posibilelor erori luate în

calcul - pentru a ne asigura că dozele reale vor fi sub valoarea calculată. Astfel asigurăm

protecția personalului operator în timpul activităților reale.

Toate operațiile de demontare şi manipulare au fost făcute de la distanță cu ajutorul

robotului de tip Brokk și a macaralei pod rulant al reactorului pentru a evita expunerea

la valori mari de doză a personalului operator.

În tabelul 23 s-au prezentat valorile dozimetrice şi contaminarea măsurate pentru

fiecare bară de control descrise în figura 23 la timpul demontării.

Tabel 23: Valorile dozimetrice şi contaminarea măsurate pentru fiecare bară de control

(La timpul demontării) [43]:

Item Abreviere Descriere Doza Sv/h Contaminare β (la

1 m) (cps) min max

1 LP Bara pentru controlul

manual de protecţie

287 ·10-9 1.09·10-3 1300 ·103

2 AP Bara de control

automat

285 ·10-9

3 31.25 ·106

3 2PP2 Bara pentru controlul 242 ·10-9 1.02·10-3 580

33

manual al puterii

4 AZ1 Bara pentru protecţia

de urgenţă a

reactorului

642 ·10-9

1.07 ·10-3

7500 ·103

5 2PP1 Bara pentru controlul

manual al puterii

385 ·10-9 691 ·10-6 1574 ·103


manual al puterii

672 ·10-9 854 ·10-6 1300 ·103


de urgenţă a

reactorului

680 ·10-9 4 ·10-3 1500 ·103


de urgenţă a

reactorului

920 ·10-9 860 ·10-3 1200 ·103


manual al puterii

620 ·10-9 880 ·10-6 1300 ·103

Fond 0.56 ·10-6 24

Figura 25: Bara de control automat (AP) intervalul barei care este activat [43].

În figura 25 prezentăm intervalul datelor de activare pe partea activată a barei control

automat (AP). Datorită valorii mari a activării aceasta trebuie să fie manipulată cu

atenție pentru a evita supraexpunerea sau incidentele care pot opri activitatea de

demontare în situații nedorite (ex: bara activată ridicată în aer fără protecție biologică).

34

Rolul acestor calcule simulate a fost acela de a realiza gradul de risc asociat cu

activitățile de dezmembrare a barelor de protecție și de control și de a găsi acțiunile

necesare care trebuie luate pentru a preveni expunerea accidentală la o doză foarte mare

(n.a. mai mare de 3 Sv/h).

Necesitatea cunoașterii dozei care rezultă prin acţiunea radiațiilor gama și contaminarii

beta cu energii mari a fost necesară în special pentru luarea măsurilor de protecție atât la

demontarea barelor de protecție și de control, cât și la împachetarea lor în butoaie de

220 l. Acestea trebuie realizate în conformitate cu normele CNCAN (Comisia Națională

pentru Controlul Activităților Nucleare) care specifică faptul că doza la peretele

butoiului de 220 l trebuie să fie de maxim 2 mSv/h [35]. În concluzie, au fost luate

măsuri specifice prin construirea unor ecrane de protecție groase adecvate pentru

reducerea dozei. De exemplu, folosind ALARA și principiile sale asociate, bara (AP) a

fost segmentată în părţi corespunzătoare și introdusă în butoaie speciale de 220 l cu

peretele de beton gros de minim 15 cm, tub de oțel și scut de plumb de minim 1 cm.

Rolul datelor de simulare în radioprotecția operațională la momentul dezmembrării a

fost de a sprijini echipa de lucru la demontarea barelor de protecţie şi control, în special

pentru a evita riscul de expunere inutil la doze mari. După compararea datelor calculate

- simulate cu datele reale, concluzionăm că simularea are o precizie de 85,71% pentru

siguranţă fără valori sub valorile reale măsurate. Aceasta înseamnă că, din punct de

vedere al radioprotecției operaționale, datele au fost de încredere și au ajutat la

cunoașterea situației reale înainte de începerea activității corespunzătoare.

Lecţii învăţate:

Când trebuie să se efectueze activități de dezafectare cu riscuri potențiale ridicate, este

recomandat să se facă simulări care să ofere o idee despre eventuale implicații si astfel

să se poată îmbunătăți siguranța și atenua riscurile.

Vor fi foarte importante colectarea datelor de caracterizare radiologică și cercetarea

despre scenarii care pot răsturna planificarea inițială. Pentru a realiza ALARA și

principiile sale asociate poate fi dificil dacă de la „nimic” în mijlocul activității, doza

începe să crească rapid, aparent fără nici un motiv, dincolo de nivelurile așteptate.

Este recomandabilă folosirea profesioniștilor calificați și disciplinei stricte, deoarece nu

este o sarcină ușoară efectuarea unei activități riscante și sensibile cât și luarea

măsurilor necesare în timp util.

Cunoștințele pe care istoria de operare le poate oferi caracterizării radiologice a

reactorului sunt de mare ajutor, astfel se pot face simulări și verificări în teren pentru a

ajuta la planificarea și evitarea riscurilor inutile.

Este recomandabil atunci când se așteaptă o doză mare să se facă simularea activității

(inclusiv simularea reală în alb pe machete) pentru a găsi problemele neașteptate. Am

simulat ridicarea barei automate de control (AP) folosind o bară de același tip dar

necontaminată din rezerva reactorului și s-a observat o rotație neobișnuit de mare a

barei care poate împiedica plasarea acesteia în pâlnia butoiului de colectare. Această

problemă a fost rezolvată plasând o greutate în forma de bară lângă firul legat de bara

iniţială pentru a schimba centrul de greutate al ansamblului, scăzând astfel unghiul de

35

rotație permițând astfel ca bara automată de control (AP) să intre în butoiul de colectare

[43].

Aceste rezultate au fost publicate în Acta Physica Polonica A (2017), volum 131, număr

3, pagini 514-518, autori I. Iorga, R. Deju, D. Gurau, M. Mincu cu titlul “Role of

Operational Radioprotection Simulation in the Dismantling of the Protection and

Control Rods of VVR-S Reactor.”

5. Experiența obținută în timpul dezafectării SSEC (Sisteme Subansamble

Echipamente și Componente) de la reactorul de cercetare nucleară VVR-S.

În acest studiu se examinează experiența acumulată în timpul dezafectării [46-50].

SSEC din camera pompelor a reactorului nuclear (RN). Rezultatele obținute și modul de

efectuare a lucrărilor de dezafectare. Sunt descrise:

1 Dezafectarea circuitului primar

2 Dezafectarea SSEC

S-a constatat că camera pompelor este foarte contaminată. Această contaminare s-a

datorat funcționării reactorului. Contaminarea a pătruns în perete și podea până la o

adâncime de 2 cm. Contaminarea este concentrată în spatele pompelor și a piedestalului

suport pentru ele. Conform măsurărilor spectrometrice, nuclizii vector pentru această

cameră au fost consideraţi 90% 60

Co și 10% 137

Cs. Nivelul de contaminare a fost max.

23,8 Bq/cm2. Contaminarea în vrac (media pe cameră): max. 20,7 Bq/g. Această cameră

a trebuit să fie decontaminată ținând cont de pătrunderea adâncimii de contaminare [46,

51] .

2.1 Dezafectarea conductelor din oțel inoxidabil din circuitul secundar

2.2 Evacuarea schimbătorilor de căldură

În tabelul 24 sunt prezentate măsurătorile radiologice în timpul procesului de

dezafectare a schimbătorului de căldură înainte de tăierea cu plasmă.

Tabel 24: Măsurătorile radiologice în timpul procesului de dezafectare a schimbătorului

de căldură înainte de tăierea cu plasmă [46].

Nr Punct de măsură Măsurători directe Destinaţie finală

Doze (µSv/h)

Contaminarea Inițială (cps)

După decontaminare (cps)

1 Racord intrare, conectare conductă

0.65 70 20 eliberare

2 Capac superior 0.22 20 14-17

3 Corpul schimbătorului de căldură 0.6 135-160 16-21

4 Conducte de oţel, parte 0.44-0.68 58-74 N/A Deşeu

36

superioară radioactiv

5 Conducte de oţel, prte de mijloc 1.2 98 N/A

6 Conducte de oţel, zona de descărcare a apei

61 80-198 N/A

7 Racord ieşire 94-110 26430 N/A

8 Placa de suport a conductelor de oţel, incluzând rugină şi zgură

20 3150-4250 N/A

9 Capac inferior 110-150 11720-26430

150-170

În tabelul 25 sunt prezentate măsurătorile radiologice ale pompelor din circuitul primar

înainte și după efectuarea procesului de dezafectare.

Tabel 25: Măsurătorile radiologice ale pompelor din circuitul primar înainte și după

efectuarea procesului de dezafectare [46].

Nr. Pucte de măsură

Măsurători directe (cps)

Înaintea începerii procesului de dezafectare

După îndepărtarea motoarelor electrice, pompelor, conductelor din oţel inoxidabil şi vane

Canal de drenare

Platforma de beton a pompelor

Podeaua camerei pompelor

Doza

(µSv/h)

Canal de drenare

Platforma de beton a pompelor

Podeaua camerei pompelor

Doza

(µSv/h)

1 F1-1 154, 160

N/A 80 0.47 51, 81 N/A 18 0.11

2 F1-2 154, 160

N/A 26 0.2 45, 64 N/A 16 0.11

3 F1-3 134 N/A 20 0.41 12, 13 N/A 16 0.11

4 F1-4 60, 87 N/A 18 N/A 14, 14 N/A 15, 18 0.11

5 F1-5 39, 60 N/A 17 0.8 12, 13 N/A 13, 17 0.10

6 F1-6 23, 40 N/A 32 N/A 12, 12 N/A 13, 13 0.10

7 F2-1 177, 180

N/A 120, 120 0.31 38, 90 N/A 17, 18 0.11

8 F2-2 N/A 88, 140

138 0.75 N/A 14, 16 16, 17 0.12

37

9 F2-3 N/A N/A 25, 25 0.33 N/A N/A 14, 15 0.11

10 F2-4 N/A N/A 25 N/A N/A N/A 18, 18 0.10

11 F2-5 36, 41 N/A 27, 56 2.5 N/A N/A 17, 19 0.10

12 F2-6 36, 41 N/A 143 N/A N/A N/A 12, 13 0.10

13 F3-1 190, 230

N/A 216, 240 0.48 39, 50 N/A 18, 19* 0.12

14 F3-2 N/A 150, 200

104, 120 0.8 N/A 14, 16* 18* 0.12

15 F3-3 N/A N/A 25, 26 1.1 N/A N/A 16, 20 0.11

16 F3-4 N/A N/A 866 N/A N/A N/A 15, 17* 0.10

17 F3-5 N/A N/A 27, 192 3.5 N/A N/A 14, 15 0.10

18 F3-6 N/A N/A 150, 192 3.1 N/A N/A 14, 15 0.11

19 F4-1 190, 230

N/A 145, 360 0.5 38, 73 N/A 18, 18* 0.13

20 F4-2 N/A 40, 150

180, 240 1.3 N/A 14, 15* 17, 18* 0.14

21 F4-3 N/A N/A 26 0.5 N/A N/A 16, 20 0.13

22 F4-4 N/A N/A 27 N/A N/A N/A 16, 19 0.11

23 F4-5 N/A N/A 27, 43 1.5 N/A N/A 15, 18 0.11

24 F4-6 N/A N/A 73, 200 N/A N/A N/A 15, 16 0.10

25 F5-1 220, 560

N/A 42, 220 N/A 220, 560 16, 16 N/A 3.51

26 F5-2 74, 90 48, 70 N/A N/A 74, 90 16, 18* 19, 24 0.30

27 F5-3 36, 63 N/A 34 N/A 36, 63 N/A 18, 20 0.16

28 F5-4 33, 63 N/A 26, 28 N/A 33, 63 N/A 16, 18 0.15

29 F5-5 54, 73 N/A N/A N/A 27, 56 N/A 16, 17 0.15

30 F5-6 50, 140 N/A 50, 65 N/A 21, 23 N/A 16, 36 0.12

31 F6-1 100, 180

N/A 48 12.6 70, 180 N/A 20, 24 0.16

32 F6-2 24, 91 N/A 34, 200 2.6 17, 34 N/A 17, 36 0.16

Fond: 4 CPS

Echipament de masură: Berthold UMO LB 123, cu probe tip LB1231 şi LB 1236

*Căramizile de plumb îndepărtate 30-60 cm în adîncime.

38

Deși conductele cu fascicul tubular au arătat un nivel relativ scăzut de contaminare,

acestea nu au fost decontaminate și au fost tratate ca deșeuri radioactive, deoarece

procesul de decontaminare nu a fost justificat economic.

2.3 Evacuarea pompelor, a cuplajelor, a motoarelor și a conductelor circuitului primar

2.4 Demolarea și evacuarea supapelor și a mecanismului de conducere a supapelor

2.5 Demontarea și evacuarea conductelor de aluminiu care merg către legătura de sub

vasul reactor

2.6 Dezafectarea filtrului cu pat mixt, inclusiv protecția biologică a acestuia

Măsurarea contaminării suprafeței și a dozei datorată radiației gama au fost efectuate

folosind monitorul universal LB 123 UMo Berthold și sonde dedicate, de ex. LB1231,

LB1236. În tabelul 26 sunt prezentate rezultatele măsurătorilor. S-a observat că doza

maximă a dozei a fost prezentă în partea superioară a filtrului.

Tabel 26: Măsurători radiologice în timpul dezafectării filtrului cu pat mixt [46].

Nr. Punct de măsură Măsurători directe Activitatea (Bq)

Înainte de demontare

După demontare 137Cs 60Co

Count. (cps)

Doza (µSv/h)

Count. (cps)

Doza (µSv/h)

1 Capac fitru, parte superioară 13 0.3 12 0.14 <3.01 <3.55

2 Capac filtru, parte inferioară 18.4 70 13 68 <2.86 <3.12

3 Inel nr.2, parte inferioară frontală

12.5 N/A 13 0.1 <3.02 <3.57

4 Inel nr.2, interior 14.5 1.66 14 1.60 <3.01 <3.56


13 1.71 18 0.11 <2.86 <3.12

6 Inel nr.3, interior 15.5 0.14 15 0.14 <3.02 <3.58


22 0.17 20 0.13 <3.00 <3.53

8 Inel nr.4, interior 35-46 0.48 18 0.11 <2.86 <3.12

9 Capacul vasului din oţel inox, parte superioară

46 1.66 13 0.28 <2.99 <3.49

10 Vasul de oţel inox, interior 245 2.15 N/A N/A <3.04 <3.44

11 Capacul vasului din oţel inox, parte inferioară

39 0.71 35 0.7 N/A N/A

39

12 Vasul de oţel inox, interior partea de jos

245 2.15 7 0.12 N/A N/A

13 Placa de suport conexiune vas reactor

21-90 N/A 21-90 N/A N/A N/A

14 Conexiune vas reactor 20-67 N/A 20-67 N/A N/A N/A

15 Vasul de oţel inox după îndepărtarea răşinii

N/A 1E+06 N/A N/A <2.86 <3.12

16 Vasul de oţel inox după primul ciclu de decontaminare

N/A 1.6-2 N/A N/A N/A N/A

17 Vasul de oţel inox după al doilea ciclu de decontaminare

N/A 320 50 0.4 N/A N/A

18 Vasul de oţel inox după tăierea cu plasmă

50 86 18-50 0.3 N/A N/A

19 Inelele nr.5-10, parte inferioară

38-85 0.58 20 0.18 N/A N/A

Următorul pas a fost transfuzarea masei filtrante (rășină și grafit) în 4 butoaie de 220

litri cu protecție din beton și plastic. Îndepărtarea masei filtrului din filtru s-a făcut de la

distanță cu ajutorul unui intrados (conexiune în arc concav) cu lungimea de aproximativ

2 m. Cantitatea de masă de filtru introdusă într-un recipient a fost condiționată de doză

maxim acceptată (2 mSv / h) pentru peretele butoiului. Rezultatele măsurătorilor dozei

de aproape și de la 1 m de peretele butoaielor sunt prezentate în tabelul 27. Doza primită

de un operator în timpul evacuării masei filtrului din filtru nu a depășit 60 μSv / zi.

Tabel 27: Măsurători radiologice ale raşinii conţinută în butoaie [46].

Nr. Cod butoi 220 l Doze (µSv/ h)

la contact la 1 m

1 R203 1628 300

2 R204 106 96

3 R205 48 20

4 R206 12 0.3

Containerele cu masa filtrantă rezultate în urma demontării filtrului din circuitul primar

sunt depozitate temporar într-un depozit intermediar până la neutralizare. Periodic, din 2

în 2 luni, acestea sunt monitorizate dozimetric. Următorul pas a fost să se îndepărteze

inelele de protecție rămase și vasul atunci când a fost golit a fost spălat în mod repetat.

După îndepărtarea rășinii și a grafitului, au fost identificate zone contaminate, în special

40

în partea superioară a vasului. Vasul a fost tăiat cu plasmă în interiorul camerei sale din

oțel inoxidabil. Decontaminarea a fost făcută folosind DeconGel 1102. După două

cicluri consecutive de decontaminare, s-au lăsat cinci zone cu o rată de numărare cu

aproximativ 50 cps. Zonele contaminate de pe vasul de oțel inoxidabil au fost tăiate cu

cu plasmă și tratate ca deșeuri radioactive.

2.7 Demontarea sistemului de scurgere din conducte din oțel din camera pompelor

2.8 Demontarea conductelor din oțel inoxidabil și a supapelor din circuitul primar

2.9 Sistemul de scurgere

Monitorizarea radiologică

Monitorizarea radiologică a personalului și a echipamentelor utilizate a fost efectuată in

mai multe faze: înainte de începerea lucrărilor, în timpul demontării ansamblurilor, după

efectuarea testelor de decontaminare, în timp ce se efectuează operațiile de sortare din

punctul de vedere al prezenței contaminării radiologice (materiale sau echipamente

eliberate sub controlul de reglementare sau materiale tratate ca deșeuri radioactive, toate

realizate în conformitate cu procedurile aplicabile).

Echipamentele și componentele din camera pompelor au fost contaminate atât în

interior cât și în exterior. Contaminarea exterioară se datorează scurgerilor și

contaminării aeriene, iar contaminarea interioară rezultă din contactul cu apa din

circuitul primar. Nivelul de contaminare nu poate fi estimat cu ușurință, deoarece testele

de eliminare și măsurătorile nivelului de contaminare pentru suprafețele exterioare nu

sunt încă disponibile. Pe baza experienței din alte proiecte de dezafectare, se poate

estima contaminarea interioară care poate ajunge în unele locuri până la sute de Bq/cm2,

în timp ce contaminarea exterioară poate ajunge la câțiva Bq/cm2. Contaminarea poate

fi redusă până la 20% prin eliminarea contaminării amovibile (care se poate inlătura).

Deșeurile produse au fost manipulate între două faze de lucru succesive, ambalate în

pungi plastic pentru protecția mediului ambiant. Roboții de demolare Brokk 50 și Brokk

160 au fost folosiți pentru a îndepărta zonele contaminate din jurul pompelor și

canalului colector pentru scurgeri. După evacuarea componentelor circuitului primar din

camera pompelor și demontarea protecției biologice între încăperile 30 și 31, camera

pompelor devine disponibilă pentru decontaminare și pentru terminarea restaurării.

Prezența aerosolilor în zonele de lucru a fost monitorizată cu AMS-4 Beta Air Monitor

pentru avertizare în timp la expunerea de particule beta, iod radioactiv sau gaze nobile.

Monitorul FHT 2000 AERD Alfa / Beta a fost, de asemenea, utilizat pentru

monitorizarea continuă a concentrațiilor de activitate artificiale alfa și beta legate de

aerosoli, găsite în stațiile de lucru. Spectrometria gama a fost utilizată pentru

identificarea cantitativă și calitativă a radiațiilor gama.

Situația actuală a deșeurilor radioactive din camera pompelor este prezentată in tabelul

28.

41

Tabel 28: Situația actuală a deșeurilor radioactive din camera pompelor [46].

Îndepărtatate din instalația nucleară Eliberate nerestrictiv

Material m (kg) m (kg)

Moloz din beton 1790 86

Beton 17520 15889

OLC, fontă 13320 4938

Oțel inox, OLC 25236 6151

Plumb 180 180

Metal, plastic 825 0

Sârmă de cupru, oțel 23 0

Cupru 148 0

Aluminiu 315 0

Rășină 186 0

Lecții învățate:

O problemă întâlnită în timpul dezmembrării schimbătorilor de căldură a fost că, deși

apa a fost curățată prin tuburile de scurgere în pachetele de conducte (conducta în

conductă), aceasta nu a putut fi eliminată în întregime. Procedura prin care putea fi

golită toată apa se făcea prin înclinare (răsturnări) folosind o macara poziționată

deasupra. Toată apa a fost colectată în sistemul de drenare și scurgeri radioactive.

O problemă majoră a fost demontarea conductelor de oțel cu un diametru de 40 cm

înglobate în pereții grei de beton care trec către degazator. Betonul greu are în

compoziție elemente metalice (piulițe, șuruburi, bile etc.), compoziție extrem de greu de

zdrobit. Pentru conducte lungi, încorporate în perete cu un mod sinuos de deplasare,

care sunt contaminate în interior și nu pot fi decontaminate ușor, dezafectarea pune

provocări serioase.

Datorită configurației camerei pompelor și a amplasării echipamentelor și conductelor

care reprezintă circuitul primar, sistemele ridicare existente nu acoperă toată camera

pompelor. Au fost construite suplimentar ancore și dispozitive de fixare pentru a realiza

demolarea, demontarea și evacuarea materialelor din camera pompelor. Datorită

gabaritului de la fața locului, unele dintre componente au fost tăiate. Astfel s-a constatat

că sistemele de ridicare trebuie concepute încă din faza de proiectare a instalației

nucleare.

42

6. Vasele de aluminiu ale reactorului calcul de doza in vederea protectiei în timpul

lucrarilor de demontare.

Protecția biologică a blocului reactor constă din peretele vasului interior din aluminiu,

stratul de apă dintre cuva interioară și peretele mijlociu al vasului de aluminiu, peretele

vasului mijlociu din aluminiu, stratul de apă dintre vasul mijlociu și peretele exterior

vas de aluminiu, căptușeală exterioară (scut) din fontă și un perete din beton greu cu

minereu de fier adăugat și Limon (n.a. tip de beton greu) cu densitatea de 3,2 kg / dm3 și

226 cm grosime. Protecția betonului este traversată orizontal de canalul coloanei

termice și de cele 9 canale experimentale.

Vasele de aluminiu ale reactorului nuclear VVR-S sunt:

(i) Vas extern: diametru interior (2245 mm), grosime perete (20 - 16 mm),

înălţime (5700 mm),

(ii) Vas intern: diametrul intern (1100 mm), grosimea peretelui (14 - 12 mm),

înălţime (5700 mm),

(iii) Vas central: diametru interior (670 mm), grosime perete (12 mm), înălţime

(1825 mm) și

(iv) Vas separator: diametru interior (645 mm), grosime perete (8 - 6 mm),

înălţime (850 mm), greutate 52 kg.

Greutatea totală a vaselor de aluminiu a fost de 3640 kg [20, 42]. În 2016, s-au

desfășurat diverse activități legate de demontarea vaselor de aluminiu ale reactorului.

Scopul nostru principal a fost să calculăm / să simulăm expunerea de doză și necesarul

de protecție necesar pentru personalul operator. Pentru a atinge acest obiectiv, am

folosit programul de simulare MicroShield 9.04, care a fost utilizat în special pentru

radioprotecția operațională și calculul scuturilor necesarare. În procesul de dezafectare,

s-au împărțit vasele reactorului în șapte părți tăind pe orizontală (transversal) pentru a

ajuta la manipularea pieselor mari din punct de vedere industrial și radiologic. Luăm în

considerare ca parte principală în scopul simulării vasele de aluminiu din cauza

nivelului doză măsurat aici (maxim 140 mSv vezi punctul 10 din figura 26), în special

în partea de 70 cm înălțime care se afla în jurul miezului reactorului. Acest lucru este

ilustrat în figura 26.

43

Figura 26: Vasul de aluminiu parte de 70 cm înălțime care se afla în jurul miezului

reactorului [52].

Legendă figura 26: (i) punctele 1 - 9 reprezintă canalele orizontale, (ii) puctul 10

reprezintă locația în peretele vasului de aluminiu unde începe coloana termică, (iii)

punctele 11 reprezintă canalele verticale, (iv) punctul 12 reprezintă vasul extern, (v)

punctul 13 reprezintă vasul intern, (vi) punctul 14 reprezintă vasul intern care conţine

separatorul

Rezultate și discuții:

Am considerat că activitatea se va desfășura de la distanță, astfel încât lucrătorul va

trebui să stea un timp limitat expus la distanța de 80 cm față de vase. Am împărțit

teoretic vasele în 12 părți orizontal, folosind măsurarea dozimetriei la 10 cm lângă

pereții vaselor. Folosind măsurarea spectrometrică și calculul teoretic putem găsi

raportul și dintre activitatea radionuclizilor implicati. Principalii radionuclizi implicați

au fost: 60

Co, 137

Cs, 152

Eu și 154

Eu cu factorii de corelație a acestora (90

Sr-90

Y) pentru

evaluarea radionuclizilor beta. În scop de simulare, utilizăm permutarea geometriei și

proprietățile comutative pentru a implementa realitatea pe posibilitatea programului

MicroShield. Din cauza asimetriei aranjamentelor vaselor de aluminiu, trebuie să punem

în aplicare o metodă de integrare specială rezumată la diferite centre de simetrie, ținând

cont de factorii de absorbție și de geometrie [52].

Valorile maxime ale dozei la peretele extern al vasului de aluminiu au fost cuprinse

între 3,5 mSv / h. și 9 mSv / h. Valorile maxime ale vasului interior de aluminiu în

apropierea miezului activ au fost între 7,85 mSv / h. și 16,62 mSv / h în conformitate cu

locația canalelor experimentale. Deci, au fost luate măsuri specifice prin construirea

44

unor scuturi de protecție groase adecvate pentru reducerea dozei. Scut plumb cu

grosimea de 1 până la 2 cm [52].

Pentru determinarea eficienței de simulare, am utilizat măsurarea probei sondei pe

punctele specifice pentru a compara doza preconizată din calcul și doza monitorizată.

Realizarea simulării cu realitatea a fost cuprinsă între 71,43% și 77,78%, luând în

considerare integrarea tuturor datelor și asimetriei vaselor de aluminiu ale reactorului

[52].

Doza problematică a apărut numai pe vasele care au inclus miezul reactorului - valoarea

maximă la 10 cm în interiorul vasului de aluminiu în apropierea locației coloanei

termice a fost de 140 mSv / h. Alte valori interne variază între 400 µSv / h și 35 mSv / h

la 10 cm de perete [52].

Rezultatele acestui experiment au fost publicate în Acta Physica Polonica A (2018),

volum 135, număr 5, pagini 1087-1088, autor I. Iorga, cu titlul “ Dose Rate Calculation

and Shields Estimation for the Reactor Vessel Model Simulation Concept using

MicroShield Code at the VVR-S Nuclear Research Reactor, Bucharest Magurele.”

45

IV Concluzii Generale

Importanța domeniului se relevă din necesitatea de a inchide in condiții de securitate

nucleară ciclul combustibilului nuclear. Dupa cum s-a văzut in istoria centralelor

nucleare din intreaga lume este evidentă necesitatea de a ști, in mod corespunzator

starea reala a instalației nucleare și radiologice in orice moment. Mai mult este imperios

să se poata efectua cu succes și in termen operațiile de dezafectare si curățire (clean-up),

a instalaților nucleare și radiologice dupa faza de exploatare.

Considerentele de studiu arătate în aceasta lucrare la care se aplică principiile de bază

ale domeniului de dezafectare nucleară, în comuniune cu parametrii implicați a ajutat la

elaborarea de concluzii obiective asupra echipamentelor dezafectat, a redus riscurile

asociate și a contribuit la dezvoltarea de cunostinte aplicabile care pot fi portate pe alte

instalații nucleare și radiologice de dezafectat schimbând doar parametrii locali.

Spectrometria asociata ne-a aratat că rezultatele finale ale activităților fizice sunt în

corespondență cu ipotezele formulate din timpul caracterizării radiologice care puse in

formă simulată-calculată generează date care sunt foarte utile în elaborarea scenariilor

de desfășurare a activităților de dezafectare necesare.

De asemeni dezvoltarea de metode de simulare in scenarii specifice dar și metode de

aplicare ale acestor simulari matematice și fizice, în special pentru identificarea

radionuclizilor implicati astfel încât să se poată lua măsuri din vreme în vederea

aplicării radioprotecției cat și a modului de efectuare a lucrărilor de dezafectare,

generează noutatea asociata cu această teză de doctorat.

Interesul trezit de rezultatele studiilor desfășurate pentru această teză de doctorat s-a

evidențiat după cum urmează:

S-au publicat în total opt articole în reviste cotate ISI și unul intr-o revistă

necotată ISI și s-au prezentat lucrari la 25 de conferințe internaționale și doua

naționale.

Dintre cele 8 articole în reviste cotate ISI în 5 doctorandul este autor principal.

Din cele 25 de conferințe internaționale 13 sunt prezentări orale, 6 sunt

prezentări orale invitate, 4 sunt postere, 1 este o prezentare prin email.

46

V Bibliografie

Lucrarea face referință la 52 de materiale bibliografice în care sunt incluse și

contribuțiile autorului.

[01] World Nuclear Association 2016

[02] IAEA Nuclear Energy Series No. NW-G-2.1, Policies and strategies for the

decommissioning of nuclear and radiological facilities, International Atomic

Energy Agency, Vienna, 2011

[03] Technical Reports Series No. 446, Decommissioning of research reactors:

evolution, state of the art, open issues, International Atomic Energy Agency,

Vienna, 2006

[04] Technical Reports Series No. 463, Decommissioning of research reactors and

other small facilities by making optimal use of available resources, International

Atomic Energy Agency, Vienna, 2008

[05] Cost Estimation Considerations for Technology Assessment and Selection, Peter

Breen, IAEA

[06] Safety Reports Series No. 50, Decommissioning strategies for facilities using

radioactive material, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2007

[07] IAEA Nuclear Energy Series No. NW-T-2.5, An overview of stakeholder

involvement in decommissioning, International Atomic Energy Agency, Vienna,

2009

[08] IAEA Nuclear Energy Series No. NW-T-3.3, Integrated approach to planning the

remediation of sites undergoing decommissioning, International Atomic Energy

Agency, Vienna, 2009

[09] IAEA-TECDOC-1394 Planning, managing and organizing the decommissioning of

nuclear facilities: lessons learned, International Atomic Energy Agency, Vienna,

May 2004

[10] http://www.jakeman.com.au/media/as-high-or-low-as-reasonably-practicable-

ahlarp or http://31000risk.blogspot.com/

[11] A History of Nuclear Power by James Chater

[12] http://www.nisa.meti.go.jp/english/files/en20110322-3-2.pdf

[13] 55th IAEA General Conference Side Event organised by the Waste Technology

Section Division of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology IAEA Department

of Nuclear Energy Constraints to Implementing Decommissioning and

Environmental Remediation in IAEA Member States 21 September 2011

[14] Safety Reports Series No. 45, Standard format and content for safety related

decommissioning documents, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2005

http://31000risk.blogspot.com/

http://www.nisa.meti.go.jp/english/files/en20110322-3-2.pdf

47

[15] “Decommissioning of The Underground Radioactive Effluents Pipes”, Ioan Iorga

Workshop on the Implementation of Decommissioning Schemes” under the

Research Reactors Decommissioning Demonstration Project (R2D2P) Bucharest,

22-26 June 2015.

[16] “Document management for VVR S Research Reactor Decommissioning -

electronic archiving system” Ioan Iorga R2D2P 10-th Workshop in IAEA R2D2P,

4-8 July 2011, Bucharest-Magurele, Romania, http://www-

ns.iaea.org/downloads/rw/projects/r2d2/workshop10/presentations/document-

management-electronic-archiving.pdf

[17] Decommissioning the research nuclear reactor VVR-S Magurele-Bucharest:

Analyze, justification and selection of decommissioning strategy M.Dragusin, I

Iorga, C. Tuca, V.Popa, C.Mustata, A Boicu World Scientific, New Jersey, 2004,

pp 178-180 ISBN: 981-238-933-4 2004

[18] Good practices in Decommissioning Planning and Pre-decommissioning Activities

for the Magurele VVR-S Nuclear Research Reactor M. Dragusin, A. O. Pavelescu,

I. Iorga Nuclear Technology & Radiation Protection, vol. 26, no.1, pp. 84-91,

1451-3994, (2011)

[19] Decommissioning of the Nuclear Research Reactor Vvr-S Magurele Bucharest

Romania”, M. Dragusin, R. Deju, V. Popa and I. Iorga,

http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/WTS-

Networks/IDN/idnfiles/Presentations-in-pdf-

Necsa/Country_presentations/Romania.pdf, 1 Sept. 2011.

[20] Planul detaliat de dezafectare a reactorului nuclear de cercetare VVR-S rev 11

Bucuresti, Magurele, Septembrie 2013

[21] I. Iorga, R. Deju, A.O.Pavelescu, D. Gurău (2018) Technical methodology to

evaluate the decommissioning of the contaminated underground structures

belonging to the VVR-S nuclear research reactor, Acta Physica Polonica A, volum

134 No. 1 pagini 311-317

[22] I. Iorga, D. Gurau, O. Sima. (2014) Analysis of radioactive effluents pipelines for

contamination /activation, Romanian Journal of Physics, volum 59, pagini 1043-

1047

[23] http://www.nipne.ro/facilities/laboratories/gamaspec.php

[24] A. Ene, A. Pantelica, Characterization of metallurgical slags using low-level gama

ray spectrometry and neutron activation analysis, Rom. Journ. Phys. 56 (7–8)

(2011) 1011–1018

[25] I. Iorga, A. Scarlat, A. Pantelică, M. Drăguşin (2016) Radioactivity Levels in

Water and Paraffin Samples from the Decommissioned VVR-S Nuclear Reactor

by Gamma-Ray Spectrometry, Romanian Journal of Physics, volum 61 no. 5-6,

pagini 1079-1086

http://www-ns.iaea.org/downloads/rw/projects/r2d2/workshop10/presentations/document-%20management-electronic-archiving.pdf



http://www.nipne.ro/facilities/laboratories/gamaspec.php

48

[26] IAEA, Improvements of radioactive waste management at WWER nuclear power

plants, TECDOC-1492, Vienna, 2006.

[27] IAEA, Application of the concepts of exclusion, exemption and clearance: safety

guide, no. RSG-1.7, STI/PUB/1202, Vienna, 2004.

[28] Taiju Shibata, Nuclear Graphite handbook, Handbook of Advanced Ceramics,

http://dx.doi.org/10.1016/B978-0-12-385469-8.00006-X, Elsevier Inc., 2013.

[29] Dr. Westmeier, Gesellschaft fur Kernspektrometrie mbH Beratung, Software,

Geräte, Ebsdorfergrund – Mölln, Germany, Version 18.03/ Feb. 2007.

[30] BIPM 5, Table of radionuclides, Vol. 7, 2013, http://www.nucleide.org/

DDEP_WG/DDEPdata.htm

[31] L.A. Currie, Limits for qualitative detection and quantitative determination,

Application to radiochemistry, Anal. Chem. 40 (3), 586-593 (1968), DOI:

10.1021/ac60259a007.

[32] ISO/FDIS 11929:2010 (E), Determination of the characteristic limits (decision

threshold, detection limit and limits of confidence interval) for measurements of

ionizing radiation – Fundamentals and applications.

[33] A. Pantelica, A. Scarlat, M. Dragusin, Determination of trace elements in graphite

by Instrumental Neutron Activation Analysis, 14th International Balkan Workshop

on Applied Physics (IBWAP-2014), Constanta, Romania, July 2–4, 2014.

[34] M. Dragusin, D. Stanga, D. Gurau, E. Ionescu, Radiation Monitoring under

Emergency Conditions, Rom. Journ. Phys. 59, 891–903 (2014).

[35] CNCAN, Norms of Radiological Safety (NSR-01), Bucuresti, Romania, 2002.

[36] A. Scarlat, A. Pantelică, I. Iorga, M. Drăguşin (2016) Investigation of the Natural

and Artificial Radioactivity in Graphite from the VVR-S Nuclear Reactor Deposit


pagini 1207-1212

[37] IAEA, Managing low radioactivity material from the decommissioning of nuclear

facilities, Technical reports series, ISSN 0074–1914 no. 462, STI/DOC/010/462,

Vienna, 2008.

[38] Taiju Shibata, Nuclear Graphite handbook, Handbook of Advanced Ceramics,

http://dx.doi.org/10.1016/B978-0-12-385469-8.00006-X, Elsevier Inc., 2013.

[39] E. Ionescu, D. Gurau, D. Stanga, O. G. Duliu, Decommissioning of the VVR-S

research reactor – radiological characterization of the reactor block, Rom. Rep.

Phys. 64 (2), 387–398 (2012).

[40] IAEA, Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic

Safety Standards, General Safety Requirements, Safety Standards Series No. GSR

Part 3, Vienna, 2014.

49

[41] http://www.nipne.ro/facilities/laboratories/gamaspec.php

[42] VVR-S RFS Reactor - Raportul final de securitate nucleră pentru reactorul VVR-S.

[43] I. Iorga, R. Deju, D. Gurau, M. Mincu (2017) Role of Operational Radioprotection

Simulation in the Dismantling of the Protection and Control Rods of VVR-S

Reactor, Acta Physica Polonica A, volum 131 No. 3 pagini 514-518

[44] IAEA Nuclear Energy Series No. NW-G-2.1, Policies and Strategies for the

Decommissioning of Nuclear and Radiological Facilities, InternationalAtomic

Energy Agency, Vienna 2011.

[45] TechnicalReportsSeriesNo.446, Decommissioning of Research Reactors:

Evolution, State of the Art, Open Issues, International Atomic Energy Agency

Vienna 2006.

[46] R. Deju, I. Iorga, D. Gurau (2017) Experience Gained during the

Decommissioning of the SSEC from the VVR-S Nuclear Research Reactor, Acta

Physica Polonica A, volum 131 No. 1, pagini 82-88,

[47] D. Peter, Dismantling Techniques, EUNDETRAF, Mol, Belgium 2002.

[48] L.E. Boing, in: Argonne National Laboratory, Advisory Committee on Nuclear

Waste, Working Group Meeting on Decommissioning Lessons Learned, Rockville

(USA), 2006.

[49] K. Lauridsen, N. Strufe, in: Danish Decommissioning IDN Annual Forum, IAEA,

Vienna, 2009.

[50] E. Wiese, in: IAEA/USA Interregional Training Course on Decontamination and

Decommissioning of Research Reactors and Other Small Nuclear Facilities,

Argonne National Laboratory (USA), 1998, Lecture #5B-5C.

[51] M. Klein, V. Massaut, H. Aït Abderrahim, R. Mandoki, C. Plateau, E. Rousseau,

in: Proc. Spectrum 98, Int. Conf. on Decommissioning and Decontamination and

on Nuclear and Hazardous Waste Management, Denver (USA), 1998, American

Nuclear Society.

[52] I. Iorga, (2019) Dose Rate Calculation and Shields Estimation for the Reactor

Vessel Model Simulation Concept using MicroShield Code at the VVR-S Nuclear

Research Reactor, Bucharest Magurele, Acta Physica Polonica A, volum 135 No.

5 pagini 1087-1088

http://www.nipne.ro/facilities/laboratories/gamaspec.php

50

VI Lista contribuțiilor proprii:

Se prezintă: Lista articolelor ISI, non ISI, Conferințelor nationale și internaționale prin

care autorul a diseminat rezultatele acestui studiu de cercetare.

VI.1 Reviste cotate ISI

1. M. Dragușin, A. O. Pavelescu, I. Iorga (2011) Good practices in Decommissioning

Planning and Pre-decommissioning Activities for the Magurele VVR-S Nuclear

Research Reactor, Nuclear Technology & Radiation Protection, volum 26 no.1,

pagini 84-91

2. I. Iorga, D. Gurau, O. Sima. (2014) Analysis of radioactive effluents pipelines for

contamination /activation, Romanian Journal of Physics, volum 59, pagini 1043-

1047

3. I. Iorga, A. Scarlat, A. Pantelică, M. Drăguşin (2016) Radioactivity Levels in

Water and Paraffin Samples from the Decommissioned VVR-S Nuclear Reactor


pagini 1079-1086

4. A. Scarlat, A. Pantelică, I. Iorga, M. Drăguşin (2016) Investigation of the Natural

and Artificial Radioactivity in Graphite from the VVR-S Nuclear Reactor Deposit


pagini 1207-1212

5. R. Deju, I. Iorga, D. Gurau (2017) Experience Gained during the

Decommissioning of the SSEC from the VVR-S Nuclear Research Reactor, Acta

Physica Polonica A, volum 131 No. 1, pagini 82-88,

6. I. Iorga, R. Deju, D. Gurau, M. Mincu (2017) Role of Operational Radioprotection

Simulation in the Dismantling of the Protection and Control Rods of VVR-S

Reactor, Acta Physica Polonica A, volum 131 No. 3 pagini 514-518

7. I. Iorga, R. Deju, A.O.Pavelescu, D. Gurău (2018) Technical methodology to

evaluate the decommissioning of the contaminated underground structures

belonging to the VVR-S nuclear research reactor, Acta Physica Polonica A, volum

134 No. 1 pagini 311-317

8. I. Iorga, (2019) Dose Rate Calculation and Shields Estimation for the Reactor

Vessel Model Simulation Concept using MicroShield Code at the VVR-S Nuclear

Research Reactor, Bucharest Magurele, Acta Physica Polonica A, volum 135 No.

5 pagini 1087-1088

51

VI.2 Reviste non-ISI

1. Journal of Nuclear Medicine & Radiation Therapy , Dismantling case study of the

reactor block at the VVR-S nuclear research reactor Magurele, Bucharest,

International Conference on Nuclear Chemistry December 08-09, 2016 San

Antonio, USA, Ioan Iorga (2016), Keynote: J Nucl Med Radiat Ther DOI:

10.4172/2155-9619.C1.007

https://www.omicsonline.org/proceedings/dismantling-case-study-of-the-reactor-

block-at-the-vvrs-nuclear-research-reactor-magurele-bucharest-60799.html

...........

VI.3 Conferinţe internaţionale

1. I. Iorga, (2018), Dose rate calculation and shields estimation for the reactor

vessels model simulation concept using MicroShield code at the VVR- S Nuclear

Research Reactor, Bucharest, 8th International Advances in Applied Physics and

Materials Science Congress & Exhibition – APMAS 2018, Turcia, Oludeniz,

Fethiye / Mugla, 24 – 30 Aprilie 2018, pag. 146, prezentare orală.

2. I. Iorga (2018), Methods of evaluation using simulation code for the Biological

concrete shield at the VVR-S Nuclear Research Reactor from Bucharest -

Magurele, Romania, Sixth International Conference on Radiation and Applications

in Various Field of Research – RAD 2018, Metropol Lake resort, Ohrid,

Macedonia 8 - 22, Iunie 2018, pag. 150, prezentare orală.

3. I. Iorga (2018), Simulated dose rate calculation for radioactive effluent transport

pipes at VVR-S Nuclear Research Reactor from Bucharest - Magurele, Romania, ,

Sixth International Conference on Radiation and Applications in Various Field of

Research – RAD 2018, Metropol Lake resort, Ohrid, Macedonia 8 - 22, Iunie

2018, pag. 152, prezentare orală.

4. Ioan Iorga, Radu Deju (2018), Calculation methods and models applicable on the

operational radioprotection at the VVR-S Nuclear Research Reactor Magurele

Bucharest, 2nd International Conference on Nuclear Chemistry, Las Vegas,

Nevada, USA, 15 - 16, pag. 32, Noiembrie 2018, prezentare orală invitată.

5. I. Iorga (2018), Dismantling Case Study of the radioactive effluents transport

pipes at the VVR-S Nuclear Research Reactor Magurele Bucharest, 2nd

International Conference on Nuclear Chemistry, Las Vegas, Nevada, USA, 15 -

16, Noiembrie 2018, pag. 25, prezentare orală invitată - keynote speaker.

6. I. Iorga, A. O. Pavelescu, R. Deju, M. Dragușin (2017), Integrated Approach

using SAFRAN code for Safety Assessment Framework of the radioactive wastes

resulted from the IFIN-HH VVR - S Reactor Block Concrete Shield Dismantling,

10th Annual International Conference on Sustainable Development throught

https://www.omicsonline.org/proceedings/dismantling-case-study-of-the-reactor-block-at-the-vvrs-nuclear-research-reactor-magurele-bucharest-60799.html

https://www.omicsonline.org/proceedings/dismantling-case-study-of-the-reactor-block-at-the-vvrs-nuclear-research-reactor-magurele-bucharest-60799.html

52

Nuclear Research and Education – NUCLEAR 2017, Pitești, România 24 - 26,

Mai 2017, pag. 63 prezentare orală.

7. A. O. Pavelescu, I. Iorga, R. Deju, M. Dragușin (2017), Total Effective Dose

Equivalent Assessment using RESRAD Code for the VVR - S Reactor Block

Concrete Shielding Dismantling from IFIN-HH Magurele Bucharest, 10th Annual

International Conference on Sustainable Development throught Nuclear Research

and Education – NUCLEAR 2017, Pitești, România, 24 - 26, Mai 2017, pag. 72-

73, prezentare orală.

8. Ioan Iorga, Radu Deju, Carmen Tucă, Daniela Gurău (2017) VVR-S Research

Reactor Block concrete analysis in preparation for the decommissioning, European

Advanced Materials Congress EAMC 2017, Stockholm, Suedia 22 - 24 August

2017, cap 17: Constructional, Sctructural & Engineering Materuals, pag. 6 – 7, ,

prezentare orală invitată.

9. Ioan Iorga, Radu Deju, Carmen Tucă, Daniela Gurău, Monica Mincu (2017)

Radioactive inventory migration study for the VVR-S Research Reactor

decommissioning project, European Advanced Materials Congress EAMC 2017,

Stockholm, Suedia, 22 - 24 August 2017, cap 17: Constructional, Sctructural &

Engineering Materials pag. 21 - 22, prezentare orală invitată.

10. A. O. Pavelescu, I. Iorga, R. Deju, M. Dragusin (2017) Total Effective Dose

Equivalent Assessment using RESRAD Code for the Dismantling Operation of the

Aluminium vessel of the IFIN-HH VVR - S Reactor from Magurele Romania, 17th

International Balkan Workshop on Applied Physics, Constanța, România, 11 – 14

Iulie 2017, pag. 113, prezentare orală.

11. Ioan Iorga, Radu Deju (2017) Role played by the operational radioprotection for

the cutting activities of the aluminum vessels for the VVR-S Nuclear Research

Reactor from Bucharest - Magurele, Romania, 5th International Conference on

Radiation and Applications in Various Fields of Research (RAD 2017), Budva,

Montenegro, 12 - 16 Iunie 2017, pag. 307, prezentare orală.

12. I. Iorga, R. Deju, A. O. Pavelescu (2017) Technical methodology to evaluate the

decommissioning of the contaminated underground structures belonging to the

VVR-S nuclear research reactor, 7th International Advances in Applied Physics

and Materials Science Congress & Exhibition – APMAS 2017, Turcia, Oludeniz,

Fethiye / Mugla, 22 – 26 Aprilie 2017, pag. 132, prezentare orală.

13. Ioan Iorga, Radu Deju (2016) Dismantling case study of the reactor block at the

VVR-S nuclear research reactor Magurele, Bucharest, 1st International Conference

on Nuclear Chemistry 2016, SUA, San Antonio, 08 – 09 Decembrie 2016,

Keynote: J Nucl Med Radiat Ther, DOI: 10.4172/2155-9619.C1.007, prezentare

orală invitată - keynote speaker.

14. R.Deju, I.Iorga, D. Gurau (2016) Experience Gained During the Decommissioning

of Systems, Structures, Equipment and Components from Pumps Room of the

VVR-S Nuclear Research Reactor from Magurele, 6th International Advances in

53

Applied Physics and Materials Science Congress & Exhibition – APMAS 2016,

Turcia, Istanbul, 01– 03 Iunie 2016, pag. 79, prezentare orală.

15. I. Iorga, R. Deju, D. Gurau, M. Mincu, (2016) Role of the Simulation Data in the

Operational Radioprotection at the Dismantling Time of One of the Control Rods

for the VVR-S Nuclear Research Reactor, 6th International Advances in Applied

Physics and Materials Science Congress & Exhibition – APMAS 2016, Turcia,

Istanbul, 01– 03 Iunie 2016, pag. 230, prezentare orală.

16. Ioan Iorga, Ionel Stoian, Daniela Gurau, Alexandru Pavelescu, Deju Radu, Mitica

Dragusin, (2016) Radiological Characterization of Biological Protection of the

IFIN-HH VVR-S Nuclear Research Reactor Block, The 16th International Balkan

Workshop on Applied Physics and Materials Science (IBWAP 2016), Constanta,

Romania, 7-9 Iulie 2016, pag. 111-112, prezentare orală.

17. Ioan Iorga, Daniela Gurau, Radu Deju, Ionel Stoian, (2016) Technology

Developing for Decommissioning of the Horizontal Channels of VVR-S Research

Reactor, Magurele - Bucharest Romania, The 16th

International Balkan Workshop

on Applied Physics and Materials Science (IBWAP 2016), Constanta, Romania, 7-

9 Iulie 2016, pag. 111-112, prezentare orală.

18. Ioan Iorga, Daniela Gurau, Alexandru Pavelescu, Deju Radu, Mitica Dragusin,

(2016) Lesson learned and sample preparation in onsite survey for

decommissioned underground radioactive effluents pipes from the, 9th

International Balkan School on Nuclear Physics, Constanta, Romania, 10-17 Iulie

2016, poster

19. Ioan Iorga, (2015) Decommissioning of the underground radioactive effluents

pipes, Workshop on the Implementation of Decommissioning Schemes” under the

Research Reactors Decommissioning Demonstration Project (R2D2P), București

Romania, 22-26 Iunie 2015, prezentare orală invitată.

20. A. Scarlat, A. Pantelică, I. Iorga, M. Drăguşin, (2015) Investigation of natural and

artificial radioactivity in graphite from vvr-s nuclear reactor deposit by gama-ray

spectrometry, The 15th

International Balkan Workshop on Applied Physics and

Materials Science (IBWAP 2015), Constanta, Romania, 2-4 Iulie 2015, pag. 110-

111, poster.

21. I. Iorga, A. Scarlat, A. Pantelică, M. Drăguşin, (2015) Radioactivity levels in water

and paraffin samples from the decommissiong vvr-s nuclear reactor by gama-ray

spectrometry, The 15th

International Balkan Workshop on Applied Physics and

Materials Science (IBWAP 2015), Constanta, Romania, 2-4 Iulie 2015, pag. 111-

112, poster.

22. A. Scarlat, C. Tucă, A. Pantelică, M. Drăguşin, I. Iorga, A. Zorliu (2014) Boron

equivalent determination in nuclear grade graphite, The 14th

International Balkan


Romania, 2-4 Iulie 2014, pag.143, poster.

54

23. I.Iorga, A.O.Pavelescu, M.Dragusin, D.Gurau (2014) Radiological

characterization of the decommissioned underground radioactive effluents pipes

from the IFIN-HH VVR-S nuclear research reactor, The 14th International Balkan


Romania, 2-4 Iulie 2014, pag.189, prezentare orală.

24. I. Iorga, A.O.Pavelescu, M.Dragușin (2013) ALARA principle application in the

decommissioning activities of the underground radioactive effluents pipes from the

IFIN-HH VVR-S research reactor, The 14th

International Balkan Workshop on

Applied Physics and Materials Science (IBWAP 2013), Constanta, Romania, 4-6

Iulie 2013, pag. 131-132, poster.

25. M.Dragușin, R.Deju, V.Popa, I. Iorga, (2011) Decommissioning of the Nuclear

Research Reactor VVR-S Magurele Bucharest Romania

http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/WTS-

Networks/IDN/idnfiles/Presentations-in-pdf-

Necsa/Country_presentations/Romania.pdf

...........

VI.4 Conferinţe naţionale

1. Ioan Iorga (2017), Aluminum vessels model simulation and integration concept

using MicroShield code for the dose and shields estimation for the VVR- S

Nuclear Research Reactor, Bucharest Magurele, University of Bucharest,

Faculty of Physics, 2017 Annual Scientific Conference, Knowledge meand

Physics, București, România, 23-24 Iunie 2017, pag 46.

2. Ioan Iorga, Daniela Gurau, Octavian Sima (2014), Analysis of radioactive

effluents pipelines for contamination / activation, 2014 Annual Scientific

Conference, București, România, 20 Iunie 2014.

...........

VI. 5 Cărţi

1. M.Dragusin, I Iorga, C. Tuca, V. Popa, C. Mustata, A Boicu (2004) New

Applications of Nuclear Fission, Proceedings, Editori Mueller, AC; Mirea, M;

TassanGot, L, Decommissioning the research nuclear reactor VVR-S Magurele-

Bucharest: Analyze, justification and selection of decommissioning strategy,

World Scientific, New Jersey, pagini 178-180

http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/WTS-Networks/IDN/idnfiles/Presentations-in-pdf-Necsa/Country_presentations/Romania.pdf



facultatea de fizică Școala doctorală de...

Documents