Аннотация
В настоящей работе представлены результаты расчета содержания радионуклида 14С в технологических средах реакторной установки типа БН-1200. Полученные расчетные результаты и их анализ свидетельствуют о том, что конструктивные и физические особенности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем позволяют обеспечить радиационную и радиоэкологическую безопасность по радиоактивному углероду при работе этих реакторов и на оксидном топливе, и на нитридном топливе с естественным содержанием изотопов азота.
При расчете содержания радионуклидов 14С в различных технологических средах РУ типа БН-1200, а также во внешней среде при длительной работе указанной установки с различным топливом принимается, что в указанные среды могут поступить только те радионуклиды 14С, которые образуются в топливе негерметичных твэл и в натрии первого контура.
Было получено, что примерно через 10 лет после начала эксплуатации РУ типа БН-1200 в отдельных технологических средах установки с нитридным топливом будут достигнуты предельные активности 14С:
в натрии I контура ~ 1.0∙1011 Бк;
в защитном газе I контура ~ 2.0∙1010 Бк.
На основе этих данных представлены также результаты расчета локальных доз облучения персонала в помещении АЭС и населения на местности за счет радиационного воздействия 14С, который выходит во внешнюю среду в условиях нормальной эксплуатации реактора типа БН-1200 со смешанным оксидным и нитридным топливом. Нормализованная мощность выброса 14С АЭС с реактором типа БН на нитридном топливе во внешнюю среду составила по расчетам ~ 0.02 ТБк/ГВт(э)∙год, что ниже показателей для реакторов ВВЭР и РБМК.
На порядок ниже ожидается выброс 14С во внешнюю среду, а также и радиационное воздействие указанного нуклида на персонал и население для реакторов типа БН, работающих на оксидном топливе.
Необходимо отметить, что некоторые из использованных в настоящей работе данных недостаточно изучены и проверены экспериментально. Поэтому полученные результаты следует рассматривать как предварительные оценки, которые при необходимости могут быть уточнены. Проблема радиоактивного углерода как глобального «загрязнителя» биосферы не исчерпывается изучением стадии эксплуатации реакторов типа БН с нитридным топливом, и должна быть прослежена вплоть до переработки топлива на радиохимическом заводе (РХЗ). Вопросы обеспечения радиационной и радиоэкологической безопасности РХЗ при повышенной наработке 14С в нитридном топливе заслуживают специального рассмотрения.
Ключевые слова
реакторная установка типа БН большой мощности, технологическая среда РУ, ядерное топливо, изотоп 14С, актиниды, нитридное топливо, нейтронные реакции, МОКС-топливо, активация примесей
УДК 621.039.54
Вопросы атомной науки и техники. Cер. Ядерно-реакторные константы, 2014, вып. 4, 4:1