Reator Multipropósito Brasileiro. Relatório do Grupo 7 Rejeitos

Transcrição

1 Reator Multipropósito Brasileiro Relatório do Grupo 7 Rejeitos Sumário 1. Integrantes do Grupo 7: Definições das Abreviaturas: Metodologia de Trabalho Proposta de política para a Gestão de Rejeitos Radioativos no sítio do RMB Definições de critérios para a Gestão dos Rejeitos Radioativos Rejeitos de Atividade Alta Rejeitos Atividade Baixa Normas, Códigos e Regulamentações Aplicáveis: Regulamentações da CNEN Recomendações da IAEA Normas Integrantes do Grupo 7 José Claudio Dellamano LRR José Roberto Martinelli CCTM Julio Takehiro Marumo LRR Lalgudi V.Ramanathan CCTM Márcia Flavia Righi Guzela CDTN Luis Antonio A. Terremoto CENP Paulo Ernesto O. Lainetti CQMA Sandra Mara Garcia Bello CTMSP Roberto Vicente LRR 2. Definições das Abreviaturas: C.A: Carvão Ativado CECQV: Compartimento Elemento Combustível Queimado com Vazamento CECQ: Compartimento Elemento Combustível Queimado sem Vazamento ECQ: Elementos Combustíveis Queimados GRR: Gestão de Rejeitos Radioativos MTR: Reator para Teste de Materiais PR: Proteção Radiológica RAB: Rejeito Radioativo de Atividade Baixa RAA: Rejeito Radioativo de Atividade Alta RMB: Reator Multipropósito Brasileiro SAA: Sistema de Amostragem da Água da Piscina SCN: Sistema de Controle de Nível da Água da Piscina SLP: Sistema de Limpeza e Purificação de Água da Piscina SRE: Sistema de Resfriamento da Água da Piscina UGRR: Unidade de Gestão dos Rejeitos Radioativos

2 3. Metodologia de Trabalho METODOLOGIA DE TRABALHO DO GRUPO 7 REJEITOS RADIOATIVOS saídas entradas Diretrizes e referências do Projeto RMB Proposição de uma política geral de GRR Experiência dos membros do G7 Definição dos critérios gerais de GRR Informações dos outros grupos e definições do RMB Elaboração de proposta técnica para a UGRR Concepção da UGRR 1) Proposta de política para a Gestão de Rejeitos Radioativos no sítio do RMB 2) Relatório com as definições dos critérios gerais de Gestão dos Rejeitos Radioativos 3) Relatório com proposta técnica para a Unidade de Gestão dos Rejeitos Radioativos 4) Projeto conceitual da Unidade de Gestão dos Rejeitos Radioativos 4. Proposta de política para a Gestão de Rejeitos Radioativos no sítio do RMB i. Todas as etapas da GRR realizadas in situ, exceto a deposição final; ii. Em todas as etapas da GRR, obedecidas as leis e os regulamentos nacionais pertinentes e observadas as recomendações dos órgãos internacionais relevantes; iii. ECQ s armazenados como rejeito radioativo de atividade alta (RAA), de forma resgatável para, a qualquer tempo, poderem ser reciclados, em conformidade com a política que venha a ser adotada no país em relação ao reprocessamento; iv. ECQ s armazenados em depósito tipo piscina, anexo ao prédio do reator; v. Gestão dos rejeitos de atividade baixa (RAB) do sítio realizada em uma unidade central de tratamento, em edificação separada do reator e das instalações de produção; vi. Depósitos iniciais e um depósito intermediário, em conformidade com a Lei Federal nº , de 20 de novembro de 2001, incluídos na unidade central de tratamento dos RAB; vii. Laboratórios dedicados à caracterização físico-química e radiológica dos rejeitos incluídos na unidade central de tratamento; viii. Depósito inicial do RAA e depósito intermediário dos RAB com capacidade para armazenar todos os rejeitos produzidos em 30 anos de operação das plantas do sítio; ix. Previsão de espaços na planta para ampliação do depósito intermediário dos RAB e espaço para armazenamento dos ECQ em depósitos secos.

3 5. Definições de critérios para a Gestão dos Rejeitos Radioativos Rejeitos de Atividade Alta Requisitos do Depósito Inicial para os ECQ i. Erigido anexo ao edifício do reator multipropósito e conectado a este por intermédio de um canal de transferência; ii. Estruturado segundo requisitos correspondentes à Categoria Sísmica 1; iii. Interligado a um laboratório equipado com células quentes adequadas para realizar ensaios destrutivos em elementos combustíveis tipo MTR gastos e em materiais estruturais irradiados; iv. Equipado com sistema de ar condicionado e ventilação cujo funcionamento mantenha a pressão interna sempre menor que a pressão atmosférica, de maneira a impedir a liberação de radioatividade para o meio-ambiente; v. Projetado para armazenamento sob água de elementos combustíveis tipo MTR gastos, em piscina de estocagem revestida internamente com aço inoxidável, a qual possui sistemas auxiliares e de segurança adequados para desempenho das seguintes funções: remoção de calor de decaimento, limpeza e purificação da água, controle do nível da água, amostragem da água da piscina, detecção e coleta de vazamentos, iluminação interna e externa, monitoração de radiação, movimentação de elementos combustíveis embaixo da água e proteção contra incêndios; vi. Projetado para que a operação e a monitoração dos sistemas auxiliares e de segurança da piscina de estocagem sejam efetuadas a partir de um painel de controle local, segundo o conceito de automação de planta integrada que contemple também meios para intervenção do operador; vii. Dimensionado para armazenamento, em racks instalados no fundo da piscina de estocagem, para todos os elementos combustíveis tipo MTR gastos durante 30 anos de operação do reator multipropósito, observadas as condições de compatibilidade entre materiais e de pureza química da água para evitar a ocorrência de corrosão galvânica viii. Projetado para que o fator de multiplicação efetivo k na piscina de estocagem sempre permaneça mais de cinco pontos percentuais abaixo da condição de criticalidade (k < 0,95); ix. Capacitado adicionalmente para armazenamento sob água de componentes metálicos irradiados (barras de controle desgastadas, invólucros de cápsulas de irradiação usadas, fragmentos de amostras de materiais estruturais irradiados); x. Equipado com dispositivos para acondicionamento sob água de cupons metálicos destinados à medida de taxas de corrosão; xi. Construído com saguão suficientemente amplo e adequado para instalação ocasional, em torno da piscina de estocagem, de equipamentos a serem empregados em ensaios não destrutivos destinados à monitoração periódica dos elementos combustíveis tipo MTR gastos armazenados (inspeção visual com câmera subaquática e endoscópio, testes de sipping para detectar vazamento de produtos de fissão, medida de queima por espectrometria gama); xii. Equipado com uma instalação, anexa à piscina de estocagem, adequada para realizar tratamento químico da superfície de elementos combustíveis tipo MTR gastos que estiverem armazenados sob água há mais de três anos, o qual tem a finalidade de aumentar significativamente a resistência à corrosão dos elementos para diminuir as exigências quanto à pureza química da água utilizada na piscina (conceito inédito no mundo); xiii Construído com um compartimento anexo à piscina de estocagem, mas completamente separado desta e equipado com sistema autônomo de limpeza e purificação de água, destinado ao armazenamento sob água de elementos combustíveis tipo MTR com vazamento de produtos de fissão.

4 Unidade de Armazenamento de Rejeitos de Atividade Alta Arranjo Prédio do Combustível Prédio Reator Laboratório Tratamento Químico da Superfície ECQ SLP Canal de Transferência CECQV CECQ SAA Prédio Elemento Combustível Queimado SRE SCN Corte Laboratório Tratamento Químico da Superfície ECQ Célula Quente Sistema de Drenagem do Prédio Sistema de Ventilação do ECQ Água de Blindagem CECQV CECQ Sistema de Drenagem, Detecção e Coleta de Vazamento s

5 5.2 - Rejeitos Atividade Baixa Os RAB serão tratados para redução de volume, condicionamento físico-químico e imobilização em matriz sólida para deposição final. Os RAB serão classificados, inicialmente, em: i. líquidos e sólidos operacionais; ii. resina de troca iônica e carvão ativado do tratamento de água do reator; iii. amostras irradiadas; iv. peças e equipamentos substituídos; v. filtros de ar; vi. colunas de troca iônica da produção de Mo-99; vii. soluções líquidas da produção de Mo-99; viii. gases nobres da produção de Mo-99. Os seguintes processos de tratamento para os RAB serão adotados: i. compactação de rejeitos sólidos operacionais (neste momento, a necessidade de supercompactação é considerada improvável); ii. evaporação de soluções para concentração (neste momento, a necessidade de evaporação é considerada improvável); iii. iv. cimentação de líquidos/sólidos úmidos e encapsulamento de sólidos não compactáveis; descontaminação, como método de redução de volume, de peças metálicas e partes de equipamentos por banho químico com ultra-som, microondas, sal fundido, jateamento com gelo seco e métodos mecânicos Diagrama de blocos da Gestão dos Rejeitos Radioativos As etapas da gestão dos RAB, indicadas no diagrama a seguir, são: recolhimentos dos rejeitos em embalagens previamente aprovadas, próximo dos locais onde são gerados, dentro das instalações do sítio; transferência dos rejeitos nas mesmas embalagens de coleta ou em embalagens de transferência para a unidade de tratamento; retirada de amostra e análise para caracterização física, química e radiológica; uma ou mais etapas de tratamento; análise de conformidade do produto; armazenagem no depósito intermediário. Os rejeitos secundários gerados no tratamento dos rejeitos primários ingressam no fluxo de tratamento desses últimos e os rejeitos que podem ser dispensados dentro dos limites autorizados são descartados no sistema de coleta de lixo sólido, na rede de águas servidas do sítio e na atmosfera. Coleta Transporte Unidade de. Tratamento Caracterização. primária Tratamento e imobilização Caracterização produto Armazenamento. intermediário Rejeito secundário Rejeito dispensado Controle e descarte

6 5.2.2 Instalações e espaços necessários para a Unidade de tratamento de Rejeitos de Atividade Baixa Reator Depósito de ECQ Produção de Radioisótopo Rej. Compactáveis Resina X + C.A. Rej. Manutenção Soluções aquosas/orgânicas Amostras irradiadas Depósito Inicial Recepção e Triagem Descontaminação Tratamento de Rejeitos Líquidos e sólidos úmidos Compactação Imobilização e Encapsulamento Depósito Intermediário Outras Instalações. Radiativas e Nucleares do Sítio Bacia de coleta de efluentes do sítio Laboratório radioquímico Instalações Auxiliares Sala de Máquinas Laboratório radiométrico Controle de acesso Laboratório de caracterização de produto Sala de controle de radioproteção Instalações administrativas

7 6. Normas, Códigos e Regulamentações Aplicáveis: 6.1 Regulamentações da CNEN /1/ CNEN-NE-1.04 Licenciamento de Instalações Nucleares /2/ CNEN-NE-2.01 Proteção Física de Unidades Operacionais da Área Nuclear /3/ CNEN-NN-2.02 Controle de Materiais Nucleares /4/ CNEN-NN-3.01 Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica /5/ CNEN-NE-6.05 Gerencia de rejeitos em instalações radiativas /6/ CNEN-NN-6.05 Gerência de rejeitos radioativos (em preparação) /7/ CNEN-NN-6.09 Critérios de Aceitação para Deposição de Rejeitos Radioativos Recomendações da IAEA /1/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Concepts for the Conditioning of Spent Nuclear Fuel for Final Waste Disposal. IAEA Vienna, 1992 (Technical Reports Series Nº. 345) /2/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Classification of Radioactive Waste - A Safety Guide. Vienna, (Safety Series No. 111-G-L.L) /3/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Predisposal Management of Radioactive Waste, Including Decommissioning - Safety Requirements. IAEA Vienna, 2000 (Safety Standards Series No. WS-R-2) /4/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. The Management System for the Processing, Handling and Storage of Radioactive Waste. IAEA Vienna, (Safety Standards Series No. GS-G-3.3) /5/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Storage of Radioactive Waste. IAEA Vienna, (Safety Standards Series No. WS-G-6.1) /6/ ATOMIC ENERGY AGENCY. Predisposal Management of High Level Radioactive Waste - Safety Guide. IAEA Vienna, (Safety Standards Series No. WS-G-2.6) /7/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Predisposal Management of Low and Intermediate Level Radioactive Waste - Safety Guide. IAEA Vienna, 2003 (Safety Standards Series No. WS-G-2.5) /8/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Considerations for Waste Minimization at the Design Stage of Nuclear Facilities. IAEA Vienna, 2007 (Technical Reports Series No. 460) /9/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Methods for Maintaining a Record of Waste Packages During Waste Processing and Storage. IAEA Vienna, (Technical Reports Series No. 434) /10/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Predisposal Management of Organic Radioactive Waste. IAEA Vienna, 2004 (Technical Reports Series No. 427) /11/INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Application of Ion Exchange Processes for The Treatment of Radioactive Waste and Management of Spent Ion Exchangers. IAEA Vienna, (Technical Reports Series No. 408) /12/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Handling And Processing of Radioactive Waste From Nuclear Applications. IAEA Vienna, (Technical Reports Series No. 402)

8 /13/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Categorizing Operational Radioactive Wastes. IAEA Vienna, April (IAEA-TECDOC-1538) /14/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Strategy and Methodology for Radioactive Waste Characterization. IAEA Vienna, March (IAEA-TECDOC- 1537) /15/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Operation and Maintenance of Spent Fuel Storage and Transportation Casks/Containers. IAEA Vienna, January (IAEA-TECDOC-1532) /16/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Data Requirements and Maintenance of Records for Spent Fuel Management: A Review. IAEA Vienna, November (IAEA-TECDOC-1519) /17/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Development of Specifications for Radioactive Waste Packages. IAEA Vienna, October (IAEA- TECDOC-1515) /18/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Spent fuel management options for research reactors in Latin America. IAEA Vienna, June (IAEA- TECDOC-1508) /19/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Code of Conduct on the Safety of Research Reactors. IAEA, Vienna, 2006 (GC(48)/RES/10.A.8, 2004) /20/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Operational Limits and Conditions and Operating Procedures for Research Reactors Safety Guide. IAEA, Vienna, (Safety Standards Series No. NS-G-4.4) /21/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. The Operating Organization and the Recruitment, Training and Qualification of Personnel for Research Reactors - Safety Guide. IAEA, Vienna, (Safety Standards Series No. NS-G-4.5) /22/ INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Radiation Protection and Radioactive Waste Management in the Design and Operation of Research Reactors. IAEA, Vienna, (Draft Safety Guide DS340) 6.3 Normas /1/ ANSI/ANS Design Requirements for Light Water Reactor Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Plants. /2/ ISO :2004 Waste-packages activity measurement -- Part 1: High-resolution gamma spectrometry in integral mode with open geometry /3/ ISO 21238:2007 Nuclear fuel technology -- Scaling factor method to determine the radioactivity of low- and intermediate-level radioactive waste packages generated at nuclear power plants