CC BY
41
DOI: 10.25702/KSC.2307-5228.2019.11.4.40-49 УДК 621.039.4
НАКОПЛЕНИЕ ГАММА-ИЗЛУЧАЮЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ 134Cs и 154Eu В РЕАКТОРАХ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ МОЩНОСТИ
В. А. Наумов, С. А. Гусак
ФГБУН Горный институт ФИЦ КНЦ РАН, г. Апатиты
Аннотация
Представлены результаты расчетно-теоретических исследований накопления 134Cs и 154Eu в водо-водяных (АБВ, «Унитерм», КЛТ-40С, РИТМ-200М) и жидкометаллических (СВБР-100) реакторах атомных станций малой мощности. Определены масса и активность 134Cs и 154Eu на конец кампании реакторов различного типа. Установлена сильная зависимость накопления радионуклидов от спектра нейтронов в активных зонах реакторов. На примере металлобетонного контейнера ТУК-120, загруженного облученным топливом реактора типа АБВ, на основе данных по активности 134Cs, 137Cs и 154Eu выполнено математическое моделирование процесса прохождения ионизирующего излучения через биологическую защиту контейнера. Определено, что относительный вклад 134Cs и 154Eu в полную мощность дозы Y-излучения увеличивается по толщине защиты — от 10 % на ее внутренней поверхности до 65 % на внешней поверхности. Полученные данные показывают большую значимость этих радионуклидов в формировании дозовых характеристик поля Y-излучения вблизи контейнера. Ключевые слова:
атомные станции малой мощности, отработавшее ядерное топливо, продукты деления, контейнер ТУК-120, гамма-излучение, радиационная безопасность.
ACCUMULATION OF GAMMA-EMITTING RADIONUCLIDES 134Cs AND 154Eu IN REACTORS OF SMALL NUCLEAR POWER PLANTS
Vadim A. Naumov, Sergey A. Gusak
Mining Institute of FRC KSC RAS, Apatity
Abstract
The paper presents the study results of computational and theoretical studies of the accumulation of 134Cs and 154Eu in reactors of small nuclear power plants — light water reactors (ABV, Uniterm, KLT-40S, RITM-200M) and liquid metal cooled reactors (SVBR-100). The mass and activity of 134Cs and 154Eu at the end of reactors campaign of various types are determined. We found a strong dependence of the accumulation of radionuclides on the neutron spectrum in the reactor cores. On the example of the TUK-120 metal-concrete container loaded with irradiated fuel of the ABV reactor, on the basis of data on the activity of 134Cs, 137Cs and 154Eu mathematical modeling of the passage of ionizing radiation through the biological protection of the container has been carried out. It was determined that the relative contribution of 134Cs and 154Eu to the total dose rate of gamma radiation increases by the thickness of the protection — from 10 % on its inner surface to 65 % on the outer surface. The obtained data show great importance of these radionuclides in the formation of dose characteristics of the gamma radiation field near the container.
Keywords:
small nuclear power plants, spent nuclear fuel, fission products, TUK-120 container, gamma
Введение
В последние годы в России и мире наблюдается повышенный интерес к созданию атомных станций малой мощности (АСММ) и их востребованность. Головными проектными организациями атомной отрасли России разработаны различные проекты ядерных реакторов для малой энергетики, которые показали, что реакторные установки (РУ) малой мощности и атомные станции на их основе имеют значительный потенциал для освоения новых и перспективных для атомной энергетики сегментов рынка, каким является энергоснабжение отдаленных или изолированных районов [1]. Так, «ОКБМ Африкантов» на основе технологий атомного судостроения разработало проекты плавучих
и стационарных наземных АСММ с легководными РУ типа АБВ, КЛТ-40С и РИТМ-200М. АО «НИКИЭТ» тоже подготовило технические предложения по созданию АСММ на основе РУ водо-водяного типа («Унитерм»), а ОКБ «Гидропресс» и ГНЦ РФ-ФЭИ разработали технические проекты и предложения по созданию АСММ с реакторами на быстрых нейтронах типа СВБР-100 и СВБР-10.
По результатам проектных разработок показано, что такие энергоисточники отличаются от атомных станций большой мощности компактностью, сокращенным периодом строительства, повышенным уровнем безопасности. Заявляемые разработчиками технико-экономические показатели АСММ позволяют говорить об их конкурентоспособности по сравнению с традиционными источниками для энергоснабжения потребителей на удаленных и труднодоступных территориях. Государственная программа инновационного развития и технической модернизации Госкорпорации «Росатом» на период до 2030 г. предполагает разработку технологий и создание линейки реакторов малой мощности, применение АСММ в Арктике и на Дальнем Востоке [2].
Современное состояние проблематики создания АСММ характеризуется различной степенью готовности к практической реализации предлагаемых проектов, которые отличаются имеющимся заделом в проектной и производственной части, объемом дополнительных научно -исследовательских и опытно-конструкторских работ. Важным этапом на этой стадии является рассмотрение вопросов, связанных с хранением и транспортированием отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В зависимости от типа и мощности РУ предлагаются различные концепции. Например, для ОЯТ атомного флота разработана и реализована на практике концепция с использованием металлических (ТК-18) и двухцелевых (перевозка и хранение) металлобетонных (ТУК-108/1 и ТУК-120) контейнеров. Эта концепция может быть применена к ОЯТ реакторов АСММ, проекты которых базируются на технологиях атомного судостроения.
Одной из основных проблем при хранении и транспортировании ОЯТ в контейнерах является обеспечение радиационной безопасности. Изучение этой научно-технической проблемы на стадиях НИР [3] и при проектировании [4, 5] показывает, что дозовые характеристики поля ионизирующего излучения в окрестности контейнера определяются гамма-квантами, испускаемыми продуктами деления (ПД) в ОЯТ, в основном 134С8, 137С8 и 154Еи.
Следует отметить, что работы по оценке накопления 137С8 в ОЯТ реакторов АСММ были выполнены авторами в рамках исследований радионуклидного состава облученного топлива с использованием специализированной реакторной программы «КРАТЕР», результаты которых представлены в статье [6]. Недостатком исследований радиоактивности ОЯТ реакторов АСММ, выполненных с помощью программы «КРАТЕР», является неполнота информации о радиоактивности гамма-излучающих радионуклидов. В частности, в данной программе
134^ 154т^
отсутствует алгоритм накопления радионуклидов С8 и Еи.
Целью настоящей статьи является расчетно-теоретическая оценка накопления этих дозообразующих радионуклидов в облученном топливе при эксплуатации реакторов АСММ различного типа и выявление их значимости в формировании дозовых характеристик поля ионизирующего излучения на поверхности контейнера с ОЯТ.
Методика и результаты исследования
Решение поставленной задачи базировалось на ряде упрощений, которые касаются представления плотности потока нейтронов, нейтронных поперечных сечений и схем распада продуктов деления:
• активная зона реактора представляется конечным числом цилиндрических слоев и среднее по слою абсолютное значение плотности потока нейтронов, относительно которой записано уравнение кинетики накопления ПД, определяется в расчетах по программе «КРАТЕР» последовательно на временных шагах, на которые разбивается эксплуатационный цикл активной зоны;
• образование 134С8 и 154Еи в реакторах водо-водяного типа (АБВ, «Унитерм», РИТМ-200М) происходит в основном в области энергий нейтронов ниже 1 кэВ (группы 8, 9 и 10 в библиотеке
групповых констант программы «КРАТЕР»), а в реакторах на быстрых нейтронах типа СВБР — в интервале энергий от 1 до 700 кэВ (группы 5, 6 и 7);
• выходы ПД зависят от парциальных вкладов в полное число делений ядер U, U и 239Pu. Значения независимых выходов нуклидов — продуктов деления определяются по данным работы [8], а постоянные распада — по данным библиотеки ENDF/B-VII.1 Decay data;
• схемы образования 134Cs и 154Eu заимствованы из справочника [7].
С учетом отмеченных упрощений накопление ПД можно описать системой уравнений, в которой i-е уравнение для числа ядер i-го нуклида N(t) в слое активной зоны имеет вид [7]:
dN, (t) dt
= -X,N, (t) - X а, Ф, (t) N, (t) + y Q(t) + X mNm (t) + £ а„, Ф, (t) N (t),
где X/ — постоянная распада /-го нуклида; Хш — постоянная распада ш-го нуклида (ядра-предшественника) в /-й нуклид; <5у — сечение поглощения /-го нуклида в энергетической группе ,; Ф/1) — плотность потока нейтронов ,-й группы в зоне топлива соответствующего слоя активной зоны; у. — средневзвешенный независимый выход /-го нуклида при делении ядер 235и, 238и и 239Ри; <2 (г) — скорость делений в зоне топлива соответствующего слоя активной зоны; <3ш] — сечение реакций поглощения нейтронов на ш-м ядре с образованием /-го нуклида в группе,; N^(1) — число ядер ш-го нуклида.
Рис. 1. Схема накопления 134Cs [7] Fig. 1. Scheme of 134Cs accumulation [7]
При выполнении расчетов накопления нуклидов учитывался конкретный вид каждой изобарной цепочки. При этом в качестве абсолютного независимого выхода родоначальника цепочки использовался его кумулятивный выход, включающий в себя абсолютный выход рассматриваемого нуклида и сумму абсолютных выходов его предшественников, период полураспада которых составляет пренебрежительно малую величину по сравнению с расчетным шагом по времени. Так, например, в расчетах накопления 134Cs в качестве родоначальника цепочки
Э" 7Е+12
- 8 группа I 6,7 эВ - 1000 эВ) 0,5 эВ - 6,7 эВ) (¿0,5 эВ)
- 10 группа
О 1000 2000 3000 4000 5000 6000
Время работы, сут.
Рис. 2. Плотность потока нейтронов различных энергетических групп в топливе для центральной области активной зоны реактора «Унитерм» при мощности РУ 24,4 МВт Fig. 2. Neutron flux density of various energy groups in the fuel for the central region of the Uniterm reactor core (the reactor facility capacity of 24,4 MW)
принят 133I, кумулятивный выход которого включает абсолютный выход самого нуклида и сумму абсолютных выходов радионуклидов предшественников 133Sn, 133Sb, 133mTe, 133Te и 133mI. При таком подходе в расчетах рассматривалась схема накопления 134Cs (рис. 1).
На рис. 1 приведены периоды полураспада нуклидов, коэффициенты ветвления и сечения реакций в тепловой и резонансной областях энергетического спектра. В соответствии с приведенной
134
схемой накопление 134Cs описывается системой из 6 дифференциальных уравнений. Аналогичный подход использован в расчетах накопления
154
Eu, которое определяется системой из 21 уравнения.
На основе рассмотренного алгоритма для расчета накопления ПД разработана математическая программа ACTFP (ACTivity of Fission Products), основанная на использовании стандартной подпрограммы библиотеки NAG, реализующей решение задачи Коши для системы обыкновенных дифференциальных уравнений методом Рунге — Кутта — Мерсона.
Уравнения кинетики накопления 134Cs и 154Eu требуют дополнительных пояснений. Первое пояснение касается плотности потока нейтронов (ППН). Зависящая от времени функция ППН определяется с помощью программы «КРАТЕР» для реакторов водо-водяного типа и жидкометаллических реакторов. На рис. 2-4 в качестве иллюстрации показаны результаты расчетов ППН для групп нейтронов, определяющих основной вклад в скорость реакций поглощения нейтронов в ПД в центральной области активных зон реакторов «Унитерм», РИТМ-200М и СВБР-100.
Необходимо отметить следующие закономерности и особенности ППН в реакторах АСММ. Во-первых, наблюдается сильный рост ППН со временем, особенно для группы нейтронов тепловых энергий (10-я группа) в с лучае водо -в одяных реакторов, которая увеличивается от начала к концу кампании в два и более раза.
Эта особенность объясняется значительным (примерно в 2,5 раза) выгоранием 235U. В случае реактора типа СВБР-100 плотность потока нейтронов также растет со временем, увеличиваясь в 1,3-1,4 раза от начала к концу кампании, что соответствует уровню выгорания топлива в активной зоне. Во-вторых, нужно отметить относительно низкий уровень плотности потока тепловых и замедляющихся нейтронов для водо-водяных реакторов АСММ, который обусловлен низкой энергонапряженностью их активных зон.
Рис. 3. Плотность потока нейтронов различных энергетических групп в топливе для центральной области активной зоны реактора РИТМ-200Ы при мощности РУ 113,8 МВт
Fig. 3. Neutron flux density of various energy groups in the fuel for the central region of the RITM-200M reactor core (the reactor facility capacity of 113,8 MW)
Второе пояснение относится к подготовке нейтронных поперечных сечений и других параметров цепочек образования 134Cs и 154Eu. В качестве исходной информации для расчета средних групповых сечений нейтронных реакций ПД использованы данные справочника [7] и библиотеки ENDF/B-VII.1. При этом значение сечений реакций для группы тепловых нейтронов определялось с учетом особенностей спектра ППН в тепловой области и температуры топлива в течение кампании реактора. Сечение реакций поглощения ПД в 5-9-й группах находилось осреднением по спектру 1/Е. Параметры цепочек образования 134Cs и 154Eu в реакторах различного типа, использованные в расчетах, приведены в табл. 1-3.
Результаты расчетов накопления гамма-
134^ 154т^
излучающих радионуклидов Cs и Eu в ОЯТ активных зон жидкометаллических и водо-водяных реакторов на момент окончания их кампании приведены в табл. 4 и 5. В табл. 4 расчетные параметры даны в форме величины массы радионуклидов, нормированной на единицу энерговыработки активной зоны соответствующего реактора.
Таблица 1 Table 1
Параметры цепочки образования 134Cs Generation chain parameters of 134Cs
Нуклид Nuclide X, c-1 X, s-1 У, % бе, барн 08, barns 69, барн б9, barns 610, барн 610, barns
Водо-водяные реакторы / Light water reactors
133J 9,254 10-6 6,74 - - -
133Xe 1,529 10-6 2,02-10-3 6,28 22,6 190
CscTa6 / Csstable - - 12,0 133,0 29,04
134Cs 1,064-10-* - 15,8 10,0 139,7
Реактор СВБР-100 / SVBR-100 reactor
133J 9,254 10-6 6,91 - - -
133Xe 1,529 10-6 1,68 10-3 0,03 0,05 0,135
С^таб / Csstable - - 0,11 0,20 1,0
134Cs 1,064 10-8 - 0,11 0,54 2,7
Наряду со значениями удельных масс рассматриваемых радионуклидов приведены значения удельных масс стабильных ядер 133С8 и 153Еи, что позволяет увидеть уровень конверсии стабильных ядер в радиоактивные. Кроме того, с целью выявления возможных различий в уровне накопления нуклидов в реакторах АСММ (по сравнению с реакторами средней и большой мощности) в табл. 4 приведены аналогичные показатели для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, полученные по данным справочника [7].
Рис. 4. Плотность потока нейтронов различных энергетических групп в топливе для центральной области активной зоны реактора СВБР-100 при мощности РУ 280 МВт
Fig. 4. Neutron flux density of various energy groups in the fuel for the central region of the SVBR-100 reactor core (the reactor facility capacity of 280 MW)
Таблица 2 Table 2
Параметры цепочки образования 154Eu в водо-водяных реакторах Generation chain parameters of 154Eu in the light water reactors
Нуклид Nuclide X, с-1 X, s-1 У, % 68, барн 68, barns 69, барн 69, barns 610, барн 610, barns
147Nd 7,305 10-7 2,22 81,9 50 440,6
148Шстаб / 148Ndstable - 1,68 0,22 1,95 18,69
150Шст / 150Ndstable - 0,728 1,75 2,64 1,04
147Pm 8,376 10-9 110-7 66,17 724 167,7
148mPm 1,943 10-7 5,4-10-8 200 1460 10618
148Pm 1,494-10-® 2-10-8 190,4 600 2000
149Pm 3,627-10-6 1,12 150 315,7 1400
150Pm 7,183-10-5 210-4 - - -
151Pm 6,778-10-6 0,478 60 1031,5 150
147Sm - - 50 202,1 56,98
148Sm - 1,08-10-10 1,0 12 2,4
149Sm - 1,28-10-8 106 1096 87381
^Sm^^ / 150Smstable - 4,110-7 61,47 10 100
151Sm 2,442 10-10 6,36-10-6 120 1092 15170
152Smстаб / 152Smstable - 0,321 560 60 205,9
153Sm 4,139-10-6 0,223 110 1682 4,073
Euстаб / Eustable - 9,110-10 131 1000 9200,7
152m1Eu 2,067-10-5 1,06-10-8 - - -
152Eu 1,652-10-9 3,95-10-9 120 658,7 12819
EU-стаб / Eustable - 5,8-10-7 100 353,9 358
154Eu 2,555-10-9 4,5 10-6 100 313,5 1663
Таблица 3 Table 3
Параметры цепочки образования 154Eu в реакторе СВБР-100 Generation chain parameters of 154Eu in the SVBR-100 reactor
Нуклид Nuclide X, с-1 X, s-1 У, % 68, барн 68, barns 69, барн 69, barns 610, барн 610, barns
147Nd 7,305 10-7 2,22 0,11 0,40 2,2
148Ndстаб / 148Ndstable - 1,68 0,039 0,091 0,27
15°№стаб / 150Ndstable - 0,728 0,04 0,11 0,23
147Pm 8,376-10-9 110-7 0,30 0,52 2,5
148mPm 1,943 10-7 5,4-10-8 1,0 3,0 18,0
148Pm 1,494 10-6 2-10-8 0,18 0,82 3,5
149Pm 3,627-10-6 1,12 0,17 0,54 2,2
150Pm 7,183-10-5 210-4 - - -
151Pm 6,778-10-6 0,478 0,08 0,5 2,3
147Sm - - 0,24 0,36 2,8
148Sm - 1,08-10-10 0,11 0,16 0,48
149Sm - 1,28-10-8 0,45 1,1 4,2
150Smст / 150Smstable - 4,110-7 0,13 0,16 1,0
Окончание таблицы 3 Table 3 (Continued)
Нуклид Nuclide X, с-1 X, s-1 J, % б8, барн б8, barns б9, барн б9, barns б 10, барн б 10, barns
151Sm 2,442 10-10 6,3610-6 0,55 1,4 2,7
^Smm- / 152Smstable - 0,321 0,12 0,2 1,0
153Sm 4,13910-6 0,223 0,08 0,2 3,0
151EuCT / 151Eustable - 9,110-10 0,9 1,7 8,0
152m1Eu 2,067 10-5 1,06 10-8 - - -
152Eu 1,652 10-9 3,95 10-9 1,1 2,4 10,0
153EuCT / 153Eustable - 5,810-7 0,5 1,5 5,8
154Eu 2,555 10-9 4,5 10-6 0,55 1,8 8,0
Таблица 4 Table 4
Сравнение удельного накопления ' Cs и 153'154Eu в активных зонах реакторов АСММ и реакторов коммерческих атомных станций
Comparison of specific accumulation of 133'134Cs and 153'154Eu in the core of SNPP reactors and reactors of commercial nuclear power plants
Реакторная установка Reactor facility Энерговыработка, ГВтсут/т U Power generation capacity, GW-day/t U Удельная тепловая мощность, МВт/кг 235U Specific thermal power, MW/kg 235U Масса нуклида, г/ГВтсут Nuclide mass, g/GW-day
133Cs 134Cs 153Eu 154Eu
BBЭР-1000 VVER-1000 40,5 1,0 34,1 3,87 3,29 1,22
BBЭР-440 VVER-440 30 0,84 34,8 3,24 3,24 1,07
КЛТ-40С KLT-40C 90 0,369 34,3 3,13 3,20 0,66
РИТМ-200М RITM-200M 91 0,203 34,3 2,51 3,24 0,66
AБB ABV 94 0,166 34,6 2,02 3,13 0,55
«Унитерм» Uniterm 75 0,078 34,8 1,39 3,08 0,48
СТБР-100 SVBR-100 69 0,185 34,9 0,917 1,25 0,245
Из табл. 4 видно, что удельное накопление нуклидов 133С8 и 153Еи практически не зависит от типа реактора, что можно оценить, как признак консервативности и надежности выполненных прогнозных оценок. Исключение составляет удельное накопление 153Еи в реакторе на быстрых нейтронах СВБР-100, которое примерно в 2,5 раза меньше, чем для водо-водяных реакторов. Авторы статьи объясняют этот эффект различием в спектрах ППН в активных зонах реакторов, которые определяют отличия в нейтронных поперечных сечениях нуклидов.
Из данных табл. 4 следует вывод о более низкой конверсии 133С8 в 134С8 (3-9 %) по сравнению с конверсией 153Еи в 154Еи (16-21 %), что обусловлено более высокими значениями сечения поглощения нейтронов 153Еи по сравнению с 133С8. Снижение накопления 134С8 в РУ типа АБВ и «Унитерм» по сравнению с реакторными установками КЛТ-40С и РИТМ-200М объясняется более сильным влиянием радиоактивного распада в случае АБВ и «Унитерм», для которых характерна более продолжительная кампания реактора. Наблюдается удовлетворительное согласие данных по накоплению 134С8 в реакторах ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и РУ КЛТ-40С, которые имеют близкие по продолжительности кампании активных зон — 3 и 3,9 года соответственно.
Табл. 5 содержит данные об активности 134Cs и 154Eu в ОЯТ реакторов АСММ различного типа, которая определена на основе показателей табл. 4. Для большей полноты характеризации у-излучающих радионуклидов, накапливающихся в ОЯТ реакторов АСММ, в табл. 5 показаны данные по активности 137Cs, которые вычислены по массе 137Cs, приведенной в работе авторов [6].
Полученные данные по активности гамма-излучающих радионуклидов были использованы в оценках радиационной безопасности обращения с ОЯТ реакторов АСММ.
Таблица 5 Table 5
Активность гамма-излучающих радионуклидов 134Cs, 137Cs и Eu в ОЯТ активных зон РУ АСММ различного типа, ПБк
Activity of gamma-emitting radionuclides 134Cs, 137Cs and 154Eu in SNF of cores of low-power reactors of various types, PBq
Реакторная установка Reactor facility Энерговыработка, ГВтсут Power generation capacity, GWday Радионуклид / Nuclide
134Cs 137Cs 154Eu
Период полу распада, лет / Half-life, years
2,065 30,1 8,6
КЛТ-40С / KLT-40C 137,5 20,56 15,74 0,908
РИТМ-200М / RITM-200M 291,7 35,0 32,37 1,915
АБВ / ABV 131,5 13,45 14,17 0,718
«Унитерм» / Uniterm 131 8,93 14,23 0,648
181 13,9 18,14 0,965
СВБР-100 / SVBR-100 631 27,66 70,0 1,543
Демонстрация применения данных по активности гамма-излучающих радионуклидов в задачах радиационной безопасности
С помощью математической программы DOZDAD, разработанной в Горном институте КНЦ РАН [9], было выполнено моделирование процесса прохождения гамма-излучения радионуклидов 13^, 13^ и 154Еи через защиту металлобетонного контейнера ТУК-120, загруженного ОЯТ реакторов АСММ различного типа. Защита ТУК-120 в радиальном направлении состоит из чередующихся стальных и бетонных экранов общей толщиной 43,3 см при соотношении стали и бетона как 20:80 % объемных [10].
В качестве характеристики интенсивности источника ионизирующего излучения использованы данные по активности 134Cs, 137Cs и 154Еи (см. табл. 5), при этом значение активности принималось в соответствии с коэффициентом загрузки контейнера ТУК-120, определяемым по соотношению между числом отработавших тепловыделяющих сборок в контейнере и в активной зоне реактора [11] с учетом времени выдержки ОЯТ в приреакторном хранилище. На рис. 5 и 6 в качестве примера представлены некоторые результаты исследования для контейнера ТУК-120 с ОЯТ реактора типа АБВ. На рис. 5 показано распределение полной мощности дозы гамма-излучения по толщине защиты контейнера в радиальном направлении
Рис. 5. Распределение мощности дозы гамма-излучения по толщине защиты контейнера ТУК-120 с ОЯТ реактора АБВ
Fig. 5. Distribution of gamma radiation dose rate over the thickness of protection of TUK-120 container with SNF of ABV reactor
s 0,9
я
от" O.X
S
О
5 0,7
s
Ï 0.6
л
2
§ 0,5
о 0,4
3
s
se 0,3
a
2 0,2
X
X
a o. 0,1
5 ce 0
37 34 54
- Cs- - Cs-1
5 10 15 20 25 30 35 40 45 Расстояние от внутренней поверхности защиты, СМ
Рис. 6. Относительный вклад дозообразующих радионуклидов в мощность дозы у-излучения по толщине защиты контейнера ТУК-120 с ОЯТ реактора АБВ
Fig. 6. Relative contribution of dose-forming radionuclides to gamma radiation dose rate over the thickness of protection of TUK-120 container with SNF of ABV reactor
на середине высоты источника, а также вклады в полную мощность дозы у-излучения радионуклидов и 154Би.
Из рис. 5 следует, что ослабление мощности дозы защитой контейнера ТУК-120 характеризуется величиной примерно 2-10б, а мощность эффективной дозы гамма-излучения на поверхности контейнера составляет около 0,1 мЗв/ч. В соответствии с нормативным документом [12] при таком значении мощности дозы перевозка контейнеров с ОЯТ данного типа может осуществляться на условиях обычного использования.
Распределение относительного вклада каждого из рассматриваемых радионуклидов в мощность дозы у-излучения по толщине защиты показано на рис. 6. Данный график наглядно иллюстрирует значительный рост защиты вклада у-излучения от 5 % на границе с источником до 55 % на поверхности контейнера, что свидетельствует о значимости учета гамма-излучения наличием в спектре у-квантов
с толщинои 154Eu
испускаемого при распаде этого 154Eu
радионуклида. Объясняется данный факт наличием в спектре у-квантов 15 Би линий с энергией примерно 1,6 МэВ, для которой коэффициент ослабления гамма-излучения материалами защиты имеет значительно меньшие значения по сравнению с 137Cs. Наличие «жестких» энергетических линий в спектре у-квантов 134Cs также определяет существенный вклад данного радионуклида в формирование мощности дозы на поверхности контейнера.
Заключение
Методами математического моделирования определены масса и активность гамма-излучающих радионуклидов Cs и Би, накапливающихся в активных зонах водо-водяных (АБВ, «Унитерм», КЛТ-40С, РИТМ-200М) и жидкометаллических (СВБР-100) реакторов. Установлена сильная зависимость накопления радионуклидов от спектра нейтронов в активной зоне реактора. Так, для реакторов на быстрых нейтронах типа СВБР накопление 134Cs и 154Би, нормированное на единицу энерговыработки, оказалось в 2-2,5 раза меньше, чем в реакторах на тепловых нейтронах.
Выполненные расчеты показали относительно низкую величину активности 154Би, которая составляет менее 3 % от суммарной активности гамма-излучателей (134Cs, 137Cs и 154Би) на конец кампании реактора. Однако роль 154Би в формировании мощности дозы сильно возрастает в задачах с большой кратностью ослабления ионизирующего излучения в защите.
Значимость 154Би продемонстрирована на примере изучения прохождения гамма-квантов, испускаемых при распаде
и 154Би, через защиту металлобетонного контейнера ТУК-120 с облученным топливом реакторов АСММ. Выполненные исследования показали, что при кратности ослабления мощности дозы у-излучения в защите контейнера, равной примерно 10б, относительный вклад гамма-излучения 154Би в суммарную мощность дозы возрастает с 5 % на границе с источником излучения до 55 % на поверхности контейнера. Эта особенность обусловлена наличием в у-спектре 154Би линий с энергией у-квантов около 1,6 МэВ, которая превышает максимальные энергии у-спектра 134С (примерно 1,3 МэВ) и 13^ (0,66 МэВ).
Полученные данные могут быть применены при решении задач, связанных с обеспечением радиационной безопасности при обращении с ОЯТ реакторов АСММ.
ЛИТЕРАТУРА
1. Адамов Е. О. Состояние разработок АСММ в мире и России, приоритеты и перспективы их создания / Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом». URL: http://innov-rosatom.ru/events/ grouparctic/5e334977fec5bf72d7dedcb904a914c0.pdf (дата обращения: 06.10.2018). 2. Паспорт программы инновационного развития и технологической модернизации Госкорпорации «Росатом» на период до 2030 года (в гражданской части) / Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом». URL: https://rosatom.ru/upload/iblock/5e1/5e130b6e7fba0fb511f400defad83aca.pdf (дата обращения: 28.10.2019). 3. Отработавшее ядерное топливо судовых энергетических установок на Европейском Севере России: в 2 ч. Ч. II / Н. Н. Мельников [и др.]. Апатиты: КнЦ РАН, 2003. 209 с. 4. Горин Н. В., Кандиев Я. З, Чернухин Ю. И. Обоснование ядерной и радиационной безопасности контейнера для отработавших ТВС реакторов АМБ Белоярской АЭС // Атомная энергия. 2006. Т. 100, вып. 6. С. 423-428. 5. Об утверждении заключения государственной экологической экспертизы проекта «Реконструкция здания 5 на ФГУП «Атомфлот» под хранилище контейнерного типа для хранения (до 50 лет) неперерабатываемого отработавшего ядерного топлива атомного ледокольного флота»: приказ Федер. службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 28.02.2005 № 118. URL: docs.cntd.ru/document/901950066 (дата обращения: 05.10.2019). 6. Наумов В. А., Гусак С. А., Наумов А. В. Атомные станции малой мощности для энергоснабжения арктических регионов: оценка радиоактивности отработавшего ядерного топлива // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2018. № 1. С. 75-86. 7. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива: справочник / В. М. Колобашкин [и др.]. М.: Энергоатомиздат, 1983. 382 с.
8. England T. R., Rider B. F. Evaluation and Compilation of Fission Product Yields: Report LA-UR-94-3106, ENDF-349 / Los Alamos National Laboratory. 1994. 173 р. URL: http://t2.lanl.gov/nis/publications/endf349.pdf (accessed 29.11.2018).
9. Научные и инженерные аспекты безопасного хранения и захоронения радиационно опасных материалов на Европейском Севере России / Н. Н. Мельников [и др.]. Апатиты: КНЦ РАН, 2010. 305 с. 10. Ядерная и радиационная безопасность объектов хранения отработавшего ядерного топлива на Кольском полуострове / Н. Н. Мельников [и др.]. Апатиты: КНЦ РАН, 2011. 142 с. 11. Наумов В. А., Гусак С. А. Изучение закономерностей образования источников тепла в хранилищах контейнерного типа для отработавшего ядерного топлива реакторов малой мощности // Вестник Кольского научного центра РАН. 2019. № 2. (11). С. 105-115. 12. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов (НП-053-16). URL: https://minjust.consultant.ru/files/22399 (дата обращения: 19.03.2019).
Сведения об авторах
Наумов Вадим Алексеевич — кандидат физико-математических наук, доцент, ведущий научный сотрудник Горного института ФИЦ КНЦ РАН E-mail: naumovva@goi.kolasc.net.ru
Гусак Сергей Андреевич — кандидат технических наук, доцент, ведущий научный сотрудник Горного института ФИЦ КНЦ РАН E-mail: gusnat52@mail.ru
Author Affiliation
Vadim A. Naumov — PhD (Physics & Mathematics), Associate Professor, Leading Researcher of the Mining
Institute of FRC KSC RAS
E-mail: naumovva@goi.kolasc.net.ru
Sergey A. Gusak — PhD (Engineering), Associate Professor, Leading Researcher of the Mining Institute of FRC KSC RAS E-mail: gusnat52@mail.ru
Библиографическое описание статьи
Наумов, В. А. Накопление гамма-излучающих радионуклидов 134Cs и 154Eu в реакторах атомных станций малой мощности / В. А. Наумов, С. А. Гусак // Вестник Кольского научного центра РАН. — 2019. — № 4 (11). — С. 40-49.
Reference
Naumov Vadim A., Gusak Sergey A. Accumulation of Gamma-Emitting Radionuclides 134Cs and 154Eu in Reactors of Small Nuclear Power Plants. Herald of the Kola Science Centre of RAS, 2019, vol. 4 (11), рp. 40-49. (In Russ.).
