Сидоров Н.М., Ившин А.В., Федорович Е.Д.
В настоящей статье обсуждается тема обеспечения биологической защиты контейнера, предназначенного для вывоза с площадок АЭС блоков облученного графитового замедлителя
энергетических ядерных реакторов типа РБМК-1000 на этапе вывода их из эксплуатации. С использованием программных систем MicroShield (MS) и MCC 3D выполнен расчёт биологической защиты контейнера, который может быть использован как для транспортирования облученных графитовых блоков, так и для их хранения.
2018 год стал завершающим для 1-го энергоблока РБМК-1000, находившегося в эксплуатации с 1973 года на Ленинградской атомной электростанции. Останов этого энергоблока положил начало постепенному процессу вывода из эксплуатации данного типа энергетических реакторов на территории нашей страны.
Для энергетических реакторов, в которых в качестве замедлителя нейтронов используется графит, по окончании срока службы необходимо убрать его с площадки и хранить безопасным образом.
Для транспортировки и безопасного хранения облученных графитовых блоков необходимо разработать контейнер, который позволит обеспечить надлежащий уровень обращения с этим графитом на площадке выводимого из эксплуатации объекта, в пути до пункта переработки и/или окончательной изоляции. Конструкция контейнера должна удовлетворять требованиям радиационной безопасности, обеспечивая необходимый уровень биологической защиты, а также обладать должными прочностными характеристиками и способностью выдерживать предполагаемые динамические нагрузки без потери целостности упаковки и без её разгерметизации.
Практическая значимость данной работы заключается в том, что результаты проведенных расчётов могут быть использованы при проектировании и создании контейнеров для транспортировки и хранения облучённого графита.
Применение данных контейнеров актуально при выводе из эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами типа РБМК-1000, так как позволит значительно ускорить этот процесс и обеспечить выполнение требований экологической безопасности.
Использованные в настоящей работе программные системы моделирования позволяют оценить применение возможных защитных конструкционных материалов, которые могут быть использованы в качестве биологической защиты, и подобрать оптимальный вариант загрузки в контейнер графитовых блоков.
В работе представлены сведения о положительных свойствах высокопрочного чугуна с шаровидным графитом как перспективного конструкционного материала, позволяющего обеспечить высокий уровень экологической безопасности при эксплуатации контейнеров для облучённого графита.
1. Александров Н.Н., Радченко М.В., Зубков А.А. Современные состояния и перспективы применения высокопрочного чугуна с шаровидным графитом в атомной энергетике. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС, 2011, № 30, с. 105-111.
2. Dr. Wolfgang Steinwarz. Упаковочные комплекты и контейнеры из высокопрочного чугуна для
хранения и захоронения РАО. Siempelkamp Nucleartechnik. Moscow, AtomEco, 2013.
3. ГОСТ 9238-2013. Габариты железнодорожного подвижного состава и приближения строений.
Доступно на: http://docs.cntd.ru/document/1200107121 (дата обращения 19.11.2019).
4. Былкин Б.К., Давыдова Г.Б., Краюшкин А.В., Шапошников В.А. Радиационные характеристики
облучённого графита после окончательного останова АЭС с РБМК. Атомная энергия, 2004, т. 97,
№ 6, с. 451-457.
5. Бурлаков Е.В., Давыдова Г.Б., Захарова Л.Н., Краюшкин А.В. Расчеты радиационных характеристик облученного графита реакторов РБМК. Москва, НИЦ «Курчатовский институт», 2017.
17 с.
6. Новоселов И.Ю., Макаревич С.В., Давыдов Е.Ю. Оценка состояния радиоактивных микропримесей в облученном графите уран-графитовых ядерных реакторов. Радиоактивность и радиоактивные элементы в среде обитания человека. Труды V Международной конференции. Томск, 2016,
с. 465-468.
7. Туктаров М.А., Андреева Л.А., Роменков А.А. Кондиционирование реакторного графита выводимых из эксплуатации уран-графитовых реакторов для целей захоронения. Доступно на:
http://www.atomic-energy.ru/articles/2016/06/08/66585 (дата обращения 19.11.2019)
8. Симановский В.М. Безопасность консервации и демонтажа промышленных ядерных реакторов.
Дисс. канд. наук. Санкт-Петербург, 1998. 23 с.
9. Домашев Е.Д., Симановский В.М. Вывод из эксплуатации уран-графитовых реакторов. Промышленная теплотехника, 1999, т. 21, № 4-5, с. 111-117.
10. Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.Н. и др. Экспериментальные исследования радиоактивной загрязненности графитовых кладок реакторов Сибирского химического комбината. Атомная
энергия, 2002, т. 92, вып. 6, с. 477-485.
11. Харитонова Е.В., Сидоров Н.М., Новикова О.В., Ившин А.В. Анализ экономико-экологических
последствий выдержки облученного графита при выводе АЭС из эксплуатации. Труды Междунар. науч.-практ. конф. «Современные технологии и экономика энергетики». Санкт-Петербург, 2019, с. 100-104.
12. НРБ-99/2009. Нормы радиационной безопасности. Москва, Издательство стандартов, 2009. 86 с.
13. НП-053-16. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Правила
безопасности при транспортировании радиоактивных материалов». М.: Федеральная служба
по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2016. 174 c.
14. Калютик А.А., Федорович Е.Д., Плетнев А.А., Кузин В.А., Ананьев А.Н. К вопросу о разработке
технологий обращения с облучённым графитом и отработавшим ядерным топливом при выводе
из эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами типа РБМК-1000. Труды Междунар. науч.-практ. конф. «Современные технологии и экономика энергетики». Санкт-Петербург, 2019,
с. 84-86.
15. MicroShield - Radiation Software. Grove Software. Available at: https://www.radiationsoftware.com/
microshield (accessed 19.11.2019).
16. Багаев K.А., Козловский С.С., Новиков И.Э. Программа для имитационного трёхмерного моделирования систем детектирования и регистрации ионизирующего излучения на базе развитого
графического интерфейса. Аппаратура и новости радиационных измерений, 2007, № 4, с. 35-40.
17. Гатауллин Р.М., Давиденко Н.Н., Свиридов Н.В. и др. Контейнеры для радиоактивных отходов
низкого и среднего уровней активности: монография. М.: Логос, 2012. 255 с.
18. Сорокин В.Т., Демин А.В., Кащеев В.В., Ирошников В.В., Гатауллин Р.М., Меделяев И.А., Перегудов Н.Н., Шарафутдинов Р.Б. Контейнеры для радиоактивных отходов низкого и среднего
уровня активности. Ядерная и радиационная безопасность, 2013, с. 15-22.
19. Павлов Д.И., Сорокин В.Т., Гатауллин Р.М., Шарафутдинов Р.Б. Состояние и основные направления создания парка контейнеров для кондиционирования и захоронения радиоактивных отходов. Ядерная и радиационная безопасность, 2016, № 3 (81), с. 18-29.
20. Радченко М.В. Упаковки для радиоактивных отходов. Москва, Инженерный Центр Ядерных
Контейнеров (ИЦЯК), 2014. 12 с.
21. Радченко М.В., Кормилицына Л.А., Моргулян В.Г., Матюшин Ю.И. Многоцелевые упаковки для
радиоактивных отходов. Радиоактивные отходы. Научно-технический журнал, 2017, № 1,
с. 114.
22. Лощаков И.И. и др. Расчет ослабления гамма-излучения защитным железобетонным контейнером. Научно-технические ведомости, 2010, № 1 (95), с. 211–215.
23. Ivshin A., Kalyutik A., Blagoveshchenskii А. Investigation of the characteristics of the container for storage of radioactive waste of nuclear power plants with uranium-graphite reactors. International Scientific Conference on Energy, Environmental and Construction Engineering (EECE-2018). MATEC
Web Conf. Volume 245, 2018.
24. Ившин А.В., Лощаков И.И. Коэффициент ослабления гамма-излучения железобетонного контейнера, предназначенного для хранения радиоактивных отходов. Глобальная ядерная безопасность, 2013, № 1 (6), с. 18-22.
25. Москвин А.В. Новый справочник химика и технолога. Радиоактивные вещества. Вредные вещества. Гигиенические нормативы. Санкт-Петербург, АНО НПО «Профессионал», 2004. 1142 с.
26. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. М.: Энергоатомиздат, 1984. 296 с.
