Маковский С.В., Курындин А.В., Киркин А.М., Синегрибов С.В.
В настоящее время в Российской Федерации исследуется возможность использования РЕМИКС топлива, основанного на смеси урана и плутония, образующихся при переработке отработавшего ядерного топлива. Применение данного топлива позволяет в частности снизить потребление природного урана в реакторах на тепловых нейтронах, а также сократить накопление энергетического плутония. Однако, несмотря на многие преимущества такого подхода, необходимо особое внимание уделять безопасности обращения с отработавшим РЕМИКС топливом. В частности, в соответствии с требованиями НП-061-05 необходимо обеспечить выдержку отработавшего ядерного топлива в течение времени, достаточного для снижения остаточного тепловыделения и радиоактивности до уровней, позволяющих осуществлять вывоз топлива с площадки АЭС.
В работе представлены результаты расчетного исследования радиационных и теплофизических характеристик отработавшего РЕМИКС-топлива, проведенного с использованием программного средства SCALE 6. Проведена оценка необходимого времени выдержки отработавшего ядерного топлива, а также оценена мощность дозы ионизирующего излучения на поверхности транспортного упаковочного комплекта ТУК-13, загруженного отработавшими ТВС. Представлено сравнение полученных в работе характеристик отработавшего РЕМИКС-топлива с аналогичными характеристиками отработавшего уранового топлива.
1. Декусар В.М., Каграманян В.С., Калашников А.Г., Капранова Э.Н., Коробицын В.Е., Пузаков А.Ю. Анализ характеристик РЕМИКС-топлива при многократном рецикле в реакторах ВВЭР. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2013, №4, с. 109-117.
2. Балаковская АЭС: в реактор энергоблока №3 загружено инновационное РЕМИКС топливо. Российское атомное сообщество. Доступно на: http://www.atomic-energy.ru/news/2016/07/04/67233 (дата обращения 03.08.2017).
3. В ГНЦ НИИАР начались реакторные исследования РЕМИКС-топлива. Доступно на: http://www.rosatom.ru/journalist/news/v-gnts-niiar-nachalis-reaktornye-issledovaniya-remiks-topliva/ (дата обращения 03.08.2017).
4. Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Римский-Корсаков А.А., Бибичев Б.А., Чубаров М.Н., Алексеев П.Н. Возможность использования топлива из смеси обогащенного регенерированного урана и регенерированного плутония для 100%-ной загрузки активной зоны ВВЭР-1000. Атомная энергия, 2012, том 113, № 6, с. 307-314.
5. SCALE Code System – Oak Ridge National Laboratory. Reactor and Nuclear Systems Division – ORNL/TM-2005/39, Version 6.2, April 2016.
6. ENDF/B-VII.0 Library Description. OECD NEA Official Site. Available at: https://www.oecd-nea.org/dbforms/data/eva/evatapes/endfb_7/ (accessed 03.08.2017).
7. Колобашкин В.М. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. М.: Энергоатомиздат, 1983.
8. Бекман И.Н. Плутоний. Доступно на: http://profbeckman.narod.ru/Pluton.files/Glava2.pdf (дата обращения 03.08.2017).
9. Дьяченко А.И., Балагуров Н.А., Артисюк В.В. Использование регенерированного урана из топлива с глубоким выгоранием. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2012, №1, с. 135-143.
10. Сертификат-разрешение на конструкцию упаковки и перевозку RUS/052/B(U)F-96T(Rev.7). Транспортный упаковочный комплект ТУК-13/1В с отработавшим ядерным топливом серийных реакторов ВВЭР-1000. Пересмотр 7. Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом». Утверждено первым заместителем генерального директора Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» И.М. Каменских 21 июля 2014 г.
11. Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии. НП-061-05: утв. постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 декабря 2005 г. № 2.
12. Впервые отработавшее ядерное топливо транспортировано в новом контейнере ТУК-141О. Доступно на: http://www.rosatom.ru/journalist/news/vpervye-otrabotavshee-yadernoe-toplivo-oyat-transportirovano-v-novom-konteynere-tuk-141o (дата обращения 27.09.2017).
13. Сертификат-разрешение на конструкцию упаковки RUS/6443/B(U)F-96. Транспортный упаковочный комплект ТУК-141О с облученными тепловыделяющими сборками реакторов ВВЭР-1000. Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом». Утверждено первым заместителем генерального директора Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» И.М. Каменских 18 июля 2015 г.
14. Audi G., Bersillon O., Blachot J., Wapstra A. The Nubase evaluation of nuclear and decay properties. Nuclear Physics A, 2003, vol. 729, no. 1, pp. 3-128.
15. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов НП-053-16. Утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 15 сентября 2016 г. № 388.
16. Курындин А.В., Киркин А.М., Строганов А.А. Информационная система поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Ядерная и радиационная безопасность, 2012, № 1(63), c. 9-17.
