Необходимость и роль паспортизации активируемых конструкционных и защитных материалов ядерных установок

20.09.2018 2018 - №03 Атомные электростанции

Б.К. Былкин И.А. Енговатов А.Н. Кожевников Д.К. Синюшин

https://doi.org/10.26583/npe.2018.3.04

В атомной отрасли сложилась ситуация, когда одновременно идут два процесса: проектирование и сооружение ядерных установок нового поколения и вывод из эксплуатации установок первых поколений. Для всех типов установок большое количество радиоактивных отходов, образующихся на стадии вывода из эксплуатации, определяется наведенной активностью конструкционных и защитных материалов. Важнейшей характеристикой, определяющей уровни наведенной активности, является содержание в исходных строительных и конструкционных материалах активационно-опасных элементов, причем их содержание в одном и том же материале с разных месторождений может отличаться на один – два порядка. Информация по содержанию активационно-опасных элементов в материалах радиационной защиты разрозненна и недоступна для практического использования.

Цель работы состояла в обосновании необходимости и практическом обеспечении паспортизации составов конструкционных и защитных материалов для проектируемых, действующих и выводимых из эксплуатации ядерных установок.

Для исследования были выбраны три состава бетона. Концентрации ативационно-опасных элементов были определены, в основном, с использованием метода инструментального нейтронно-активационного анализа. Расчеты прохождения нейтронного излучения через материалы элементов реактора и конструкции биологической защиты выполнены в одномерной геометрии по программе ANISN. Слои в расчетной модели приняты в следующей последовательности: активная зона, выгородка, шахта, вода, корпус, зазор, теплоизоляция, зазор, бетонная шахта толщиной 2м, выполняющая функции биологической защиты. Активация бетонной шахты рассчитывалась по программе CONRAD с библиотекой сечений ORIGEN.

Результаты позволяют оценить уровни наведенной активности в материале в зависимости от времени облучения, объемы и классы радиоактивных отходов, а также их изменение во временном диапазоне выдержки от одного года до 1000 лет.

Установлено, что наведенная активность радиационной защиты (при прочих равных условиях) зависит от реального содержания активационно-опасных химических элементов в составе защитных бетонов, в том числе на уровне «следов». Показано, что недоучет влияния таких элементов может привести к недооценкам объемов радиоактивных отходов и их категории.

Полученные результаты подтвердили необходимость паспортизации элементного состава конструкционных и защитных материалов. Сформулировано предложение возможного накопления информации, структура и содержание паспорта на химический состав защитных и конструкционных материалов ядерных установок.

Ссылки

1. Evans John C., Lepel Elwood A., Sundens Ronald W., Thomas Charles W., Robertson David E. Long-lived activation products in Light-water Reactor Construction Materials: Implication for Decommissioning . // Radioactive Waste Management and the Nuclear Fuel Cycle. – 1988. – Vol. 11(1). – PP. 1-39.
2. Engovatov I.A., Mashkovich V.P., Orlov Yu.V., Pologikh B.G., Khlopkin N.S., Tsypin S.G. Radiation Safety Assurance: Decommissioning Nuclear Reactors at Civil and Military Installations. Monographia. – Arlington, VA 22201 USA 2005. – 208 pp.
3. Енговатов И.А, Машкович В.П., Орлов Ю.В., Пологих Б.Г., Хлопкин Н.С., С.Г. Цыпин С.Г. Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения. Проект МНТЦ №465-97. Под ред. Н.С. Хлопкина. – М.: ПАИМС, 1999. 300 с.
4. Nazarov V.M., Frontyasyeva M.V., Baboshin N.G., Engovatov I.A., Lavdansky P.A., Stefanov N.I. Activation studies of concrete binding agent ingredients used for nuclear radiation shielding. // Kernenergie. – 1991. – Vol. 34. – PP. 7-8.
5. Bittner A., Jungwirth D., Bernard M., Gerland L., Brambilla G., Fitzpatrick J. Concepts Aimed at Minimizing the Activation and Contamination of Concrete. «Decommissioning of Nuclear Power Plants». Proc. of the European Conference held in Luxembourg, 22-24 May 1984. Springer Netherlands, 1984. – PP. 371-388.
6. Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors. IAEA Safety Standards Ser. № WS-G-2.1. Vienna: IAEA, 1999. – 41 pp.
7. Борисов С.Е., Крюков А.П., Машкович В.П., Неретин В.А. Двумерные исследования наведенной активности в материалах ИРТ МИФИ при выводе из эксплуатации или реконструкции. // Атомная энергия. – 1996. – Т. 81. – Вып. 4. – С. 277-281.
8. Былкин Б.К., Енговатов И.А., Кожевников А.Н., Синюшин Д.К. Наведенная активность радиационной защиты в проблеме вывода из эксплуатации ядерных установок. // Ядерная и радиационная безопасность. – 2017. – № 3 (85). – С. 1-14.
9. Былкин Б.К., Енговатов И.А. Вывод из эксплуатации реакторных установок. Монография. – М.: МГСУ, 2014. – 228 с.
10. Енговатов И.А., Былкин Б.К., Кожевников А.Н. Оптимизация составов бетонов радиационной защиты АЭС. / В сб.: IX Межд. научно-технич. конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2014. – М.: АО «ЭНИЦ», 2014. – С. 305-309.
11. Войткевич Г.А., Мирошников А.Е., Поваренных А.С., Прохоров В.Г. Краткий справочник по геохимии. – М.: Недра, 1977. – 180 с.
12. Енговатов И.А. Объемы радиоактивных отходов и активация радиационной защиты реакторных установок. // Вестник МГСУ. – 2011. – № 8. – С. 325-330.
13. Былкин Б.К., Енговатов И.А. Кожевников А.Н. Выбор бетона радиационной защиты для АЭС нового поколения. // Атомная энергия. 2015. – Т.118. – Вып. 6. – С. 350-354.
14. DOORS 3.2: One -Two- and Three Dimensional Discrete Ordinates Neutron/Photon Transport Code System, ORNL-RSICC C-650, 1998.
15. BUGLE-96: Coupled 47 Neutron, 20 Gamma-Ray Group Cross Section Library Derived from ENDF/B-VI for LWR Shielding and Pressure Vessel Dosimetry Applications, ORNL-RSICC DLC-185, 1999.
16. SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation. NUREG/CR-200, Rev. 5, 1995.
17. О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов. Постановление Правительства Российской Федерации от 19 октября 2012 г. № 1069 («Собрание законодательства РФ», 29.10.2012, № 44, ст. 6017; 09.02.2015, № 6, ст. 974).
18. Былкин Б.К., Давыдова Г.Б., Журбенко Е.А. Радиоактивные отходы при демонтаже реакторных установок. // Атомная энергия. – 2011. – Т. 110. – № 3. – С. 171-172.
19. Былкин Б.К., Енговатов И.А. Кожевников А.Н., Синюшин Д.К. К определению категории РАО для бетонов радиационной защиты ядерных установок при их выводе из эксплуатации. // Атомная энергия. – 2016. – Т. 121. – Вып. 5. – С. 298-301.
20. Енговатов И.А., Синюшин Д.К. Минимизация радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации атомных станций новых поколений. // Вестник БГТУ им. В.Г. Шухова. – 2017. – № 10. – С. 45-51.
21. Иванов Е.А., Коротков А.С., Пырков И.В. Радионуклидный вектор. // Росэнергоатом. – 2015. – № 1. – С. 42-45.
22. Былкин Б.К., Енговатов И.А., Кожевников А.Н., Синюшин Д.К. Банк данных по активационным характеристикам бетонов радиационной защиты ядерных установок. // Вестник МГСУ. – 2018. –Т. 13. – Вып. 2 (113). – С. 213-218.

ядерные установки блоки АЭС вывод из эксплуатации наведенная активность радиоактивные отходы бетонная радиационная защита паспортизация

Ссылка для цитирования статьи: Былкин Б.К., Енговатов И.А., Кожевников А.Н., Синюшин Д.К. Необходимость и роль паспортизации активируемых конструкционных и защитных материалов ядерных установок. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018. – № 3. – С. 41-51. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.3.04 .