Прогнозная оценка изменения объемов подлежащих глубинному захоронению радиоактивных отходов в активированных реакторных конструкциях в процессе их выдержки после окончательного останова энергоблоков Белорусской АЭС

Представлены результаты расчетных исследований количества твердых высокоактивных и долгоживущих среднеактивных радиоактивных отходов (ВАО и ДСАО), образующихся при нейтронной активации материалов конструкций, прилегающих к активной зоне реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС, в зависимости от времени после окончательного останова реактора. Оценка объемов ВАО и ДСАО активационного происхождения, образующихся за 60 лет эксплуатации реактора ВВЭР-1200, выполнена на основании расчетных исследований наведенной активности конструкционных и защитных материалов с использованием реакторных и Монте-Карло программных кодов (SERPENT 2, ТВС-М, DYN3D, MCU-PD). В результате рассчетных исследований установлено, что массы и объемы активированных материалов, по уровням загрязнения относящихся к ВАО и ДСАО, в течение 10 лет после окончательного останова реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС будут составлять соответственно 273 т и 43 м3 . В интервале 30–70 лет выдержки массы и объемы активированных материалов этих категорий РАО составят соответственно 262 т и 33 м3 . При выдержке от 100 до 200 лет массы и объемы активированных материалов этих категорий РАО составят соответственно 118 т и 15 м3 . Основной вклад в величину интегральной удельной активности материалов конструкций выгородки, шахты, наплавки, корпуса реактора, блока защитных труб (БЗТ), пространства под активной зоной, теплоизоляции в течение 10 лет после останова реактора будут вносить изотопы 55Fe (период полураспада 2,7 года), 60Co (5,27 года) и 63Ni (96 лет), а после 10 лет выдержки – 63Ni. Основной вклад в величину интегральной удельной активности материалов поглощающих элементов (ПЭЛ) с Dy2TiO5 в течение всего срока хранения будет вносить 63Ni.

1. Практические основы разработки и обоснования технических характеристик и безопасности эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР. – М.: НИЦ «Курчатовский институт», 2015. – 480 с.

2. Радиационные характеристики реакторных конструкций после окончательного останова АЭС с ВВЭР / Б. К. Былкин [и др.] // Атом. энергия. – 2009. – Т. 106, вып. 1. – С. 56–60.

3. К определению категории РАО для бетонов радиационной защиты ядерных установок при их выводе из эксплуатации / Б. К. Былкин [и др.] // Атом. энергия. – 2016. – Т. 121, вып. 5. – С. 298–301.

4. Наведенная активность радиационной защиты в проблеме вывода из эксплуатации ядерных установок / Б. К. Былкин [и др.] // Ядер. и радиац. безопасность. – 2017. – № 3 (85). – С. 1–14.

5. Оценка объемов подлежащих глубинному захоронению радиоактивных отходов, образующихся в результате активации конструкционных и защитных материалов реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС / М.Л. Жемжуров [и др.] // Материалы 8-й Междунар. конф. «Атомная энергетика, ядерные и радиационные технологии 21-го века». – Минск, 2020. – С. 11–21.

6. Calculation researches for the formation of high-level and long-life medium-level radioactive waste of activation origin for the VVER-1200 reactor of Belarusian NPP / M.L. Zhemzhurov [et al.] // Nonlinear Dynamics and Applications. – 2020. – Vol. 66. – P. 66–75.

7. Оценка объемов подлежащих глубинному захоронению радиоактивных отходов, образующихся в результате активации конструкционных материалов реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС / М.Л. Жемжуров [и др.] // Вес. Нац. акад. навук Беларусi Сер. фiз.-тэхн. навук. – 2021. – Т. 66, №3. – С. 365–377. https://doi.org/10.29235/1561-8358-2021-66- 3-365-377

8. Машкович, В. П. Защита от ионизирующих излучений: справочник / В. П. Машкович. – 3-е изд., перераб. и доп.– М.: Энергоатомиздат, 1982. – 296 с.