PRINCIPLES OF OPTIMAL SAMPLING FOR CHARACTERIZATION OF SOLID RADIOACTIVE WASTE OF THE IGNALINA NUCLEAR POWER PLANT
E. Maceika, V. Remeikis, L. Juodis, A. Gudelis, A. Plukis, R. Plukienė, G. Duškesas, and D. Baltrūnas
Institute of Physics, Savanorių 231, LT-02300 Vilnius, Lithuania
E-mail: emaceika@ar.fi.lt

Received 31 July 2009; revised 9 September 2009; accepted 15 September 2009

Operation of the Ignalina Nuclear Power Plant (INPP) resulted in about 7500 tons of solid radioactive waste kept in 45 sections of four storage facilities (No 155, 155/1, 157, 157/1) at the INPP site. For safe and efficient decommissioning of these storages it is important to know the waste inventory. The nuclide vector (NV) method was used for characterization of the radionuclide inventory in the storages of solid radioactive waste (SRW). A well planned sampling and radionuclide composition measurements were needed to evaluate scaling factors of the NV.
The optimal number of the samples N, to be taken from every storage section of SRW, was evaluated by using a well-known relationship between error of the mean $Δ$ and dispersion $σ$: $Δ$ = $\sigma/\sqrt{N}$. The specific activity ratio (scaling factor) of ¹³⁷Cs to ⁶⁰Co radionuclides in the radioactive waste was selected as the most informative ratio, reflecting dispersion of the nuclide vector. Computer modelling of the radioactive waste streams and Monte Carlo simulations of the most representative ¹³⁷Cs/⁶⁰Co activity ratio dispersion in each waste storage section were done based on the historical data about the SRW management at the INPP and spectrometric measurements of the radionuclide activity of SRW at the main waste collection points. The evaluated optimal average number of required samples from the SRW storage sections was 7, whereas the number of required samples varied from 4 (storage facility No 157/1, section 1) to 19 (storage facility No 157/1, sections No 9 and 19/2).

Keywords: Ignalina Nuclear Power Plant, RBMK-1500, solid radioactive waste, nuclide vector, waste characterization, sampling, Monte Carlo modelling

OPTIMALAUS BANDINIŲ KIEKIO NUSTATYMO PRINCIPAI CHARAKTERIZUOJANT IGNALINOS AE KIETĄSIAS RADIOAKTYVIĄSIAS ATLIEKAS
E. Maceika, V. Remeikis, L. Juodis, A. Gudelis, A. Plukis, R. Plukienė, G. Duškesas, D. Baltrūnas
Fizikos institutas, Vilnius, Lietuva

Per Ignalinos atominės elektrinės (IAE) eksploatacijos laikotarpį (25 metus) susidarė apie 7500 tonų kietųjų radioaktyviųjų atliekų (KRA), kurios yra laikinai saugomos keturių saugyklų (Nr. 155, 155/1, 157, 157/1) 45 skyriuose IAE teritorijoje. Siekiant saugiai ir efektyviai nutraukti IAE eksploataciją, būtina žinoti šiose saugyklose saugomų atliekų radionuklidinę sudėtį. Sudėčiai nustatyti naudotas nuklidinio vektoriaus (NV) metodas. Norint įvertinti nuklidinio vektoriaus proporcingumo koeficientų skaitines vertes, reikėjo tinkamai suplanuoti kietųjų radioaktyviųjų atliekų bandinių paėmimą. Optimalus bandinių, kuriuos reikia paimti iš kiekvieno saugyklos skyriaus, skaičius N buvo įvertintas remiantis gerai žinomu sąryšiu tarp vidurkio paklaidos $Δ$ ir proporcingumo koeficiento dispersijos $σ$: $Δ$ = $\sigma/\sqrt{N}$. ¹³⁷Cs ir ⁶⁰Co radionuklidų savitųjų aktyvumų santykis (proporcingumo koeficientas) buvo pasirinktas kaip informatyviausias, atspindintis NV dispersiją. Pasinaudojant sudarytu KRA srautų Ignalinos AE modeliu, Monte Karlo metodu modeliuota ¹³⁷Cs ir ⁶⁰Co aktyvumų santykio dispersija saugyklos skyriuose, remiantis prieinamais IAE saugomais duomenimis apie atliekų tvarkymą ir naujais radionuklidų aktyvumų matavimais pagrindiniuose IAE kietųjų radioaktyviųjų atliekų kaupimo punktuose. Nustatyta, kad vidutinis optimalus bandinių, kuriuos reikia paimti ir išmatuoti iš saugyklų skyrių, kiekis yra 7. Tačiau kai kuriems saugyklų skyriams reikiamas bandinių skaičius kito nuo 4 (saugyklos Nr. 157/1, 1 skyriui) iki 19 (saugyklos Nr. 157/1, 9 ir 19/2 skyriams).