EDN: JPHWMW
Авторы
Уляхин С.М.2, Тыклеева К.В.1, Грабежной В.Н.1, Забродская С.В.1, Легких К.Г.1, Смыков В.Б.1
Организация
1 Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации –
Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
2 Обнинский институт атомной энергетики НИЯУ МИФИ, Обнинск, Россия
Уляхин С.М.2 – стажёр-исследователь. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-70-00 (доб. 44-07); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Тыклеева К.В.1 – научный сотрудник.
Грабежной В.Н.1 – старший научный сотрудник, кандидат физико-математических наук.
Забродская С.В.1 – ведущий научный сотрудник, кандидат физико-математических наук.
Легких К.Г.1 – начальник лаборатории.
Смыков В.Б.1 – руководитель направления, кандидат технических наук.
Аннотация
В мировой практике накоплен опыт по переработке больших объемов радиоактивных щелочных теплоносителей в связи с выводом ядерных энергетических установок из эксплуатации. В АО «ГНЦ РФ – ФЭИ» был проведен анализ различных способов переработки щелочных металлов и разработаны свои методы. Одним из них является твердофазное окисление щелочного металла шлаком медеплавильного производства (метод ТФО). В настоящее время техническая реализация метода ТФО переходит от экспериментальных устройств, таких как МИНЕРАЛ-3, МИНЕРАЛ-30, МИНЕРАЛ-50 и рабочих участков (модуль МАГМА в составе опытно-производственной установки БР-10), к полнофункциональному образцу установки МИНЕРАЛ для утилизации натрия с целью перевода его в безопасные формы, приемлемые для длительного хранения или захоронения.
При работе с установкой для переработки отработавших щелочных жидкометаллических теплоносителей (натрий, натрий-калий) необходимо учитывать дозовую нагрузку, получаемую персоналом, и знать максимально допустимое время нахождения персонала в непосредственной близости от этой установки. В данной работе была рассмотрена расчетная модель (в модель заложены основные узлы, входящие в состав всех установок типа МИНЕРАЛ) установки реализации метода ТФО, а также получены предварительные результаты расчета по максимальным эффективным дозам на различных расстояниях от этой установки на определенных этапах работы устройства.
Данные результаты могут быть использованы при разработке и реализации концепции по выбору референтных технологий переработки Na с целью дальнейшего распространения данных технологий при выводе из эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.
Ключевые слова
быстрый реактор, переработка натрия, шлакоподобный компаунд, метод твердофазного окисления, РАО, МИНЕРАЛ-3, МИНЕРАЛ-30, МИНЕРАЛ-50, БР-10, модуль МАГМА, эффективная доза
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Смыков В.Б., Крючков Е.А., Багдасаров Ю.Е. и др. Проблемы кондиционирования радиоактивных отходов щелочных теплоносителей при выводе из эксплуатации исследовательского реактора БР-10. Сборник докладов конференции: «50 лет пуска реактора БР-5». Обнинск, 2009, с. 115–127.
- Смыков В.Б. Проблемы вывода из эксплуатации быстрых реакторов и пути их решения на базе исследовательского реактора БР-10. Известия ВУЗов. Ядерная Энергетика, 2022, № 2, с. 90–101.
- Смыков В.Б., Журин А.В., Легких К.Г., Алексеев В.В., Жданов В.П. Переработка теплоносителя первого и второго контуров при выводе из эксплуатации реактора БН-350. Известия ВУЗов. Ядерная Энергетика, 2023, № 3, с. 164–169.
- Канухина С.В., Кононюк М.Х., Бутов К.А., Смыков В.Б. Расчетные и экспериментальные исследования твердофазного окисления щелочных металлов шлаком медеплавильного производства. Атомная энергия, 2016, т. 120, вып. 6, с. 330–336.
- Смыков В.Б., Легких К.Г., Трифанова Е.М., Раскач О.В. Метод твердофазного окисления отработавшего ЩЖМТ. Соответствие критериям приемлемости для захоронения. Тезисы докладов XVI Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров». Обнинск, 26–27 октября 2023, с. 225–227.
- Смыков В.Б., Легких К.Г., Трифанова Е.М., Грушичева Е.А. Определение соответствия продукта твердофазного окисления отработавшего натриевого теплоносителя критериям приемлемости к длительному хранению. Сб. тезисов научно-технической конференции «Теплофизические экспериментальные и расчетно-теоретические исследования в обоснование характеристик и безопасности ядерных реакторов (Теплофизика-2024)». Обнинск: АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», с. 49–50.
- Попов Э.П., Тыклеева К.В., Грабежной В.А., Забродская С.В., Смыков В.Б., Жданов В.П., Мезенцев А.Н. Расчет исследования дозовых гамма-полей от контейнера с твердыми продуктами переработки натрия. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2023, вып. 1, с. 180–187.
- Архипов В.М. Техника работы с натрием на АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986. 136 c.
- Briesmeister J.F. (Ed.). MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport code. LA-12625-M, Vers. 4B, 1997.
- Leppänen J. et al. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013. Ann. Nucl. Energy, 2015, vol. 82, pp. 142–150.
- MCNP4B. Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер паспорта аттестации ПС № 236 от 18.09.2007. Срок действия паспорта продлен до 18.09.2027 (протокол НТЦ ЯРБ № 19/c3-2016 от 26.05.2016).
- Бобков В.П., Блохин А.И., Румянцев В.Н., Соловьев В.А., Тарасиков В.П. Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий: [в 6 т.]. Под общ. ред. В.М. Поплавского. Т. 1. М.: Издат, 2011-.
- Зубченко А.С., Колосков М.М., Каширский Ю.В. и др. Марочник сталей и сплавов. М.: Машиностроение, 2003. 784 c.
- Бобков В.П., Блохин А.И., Румянцев В.Н., Соловьев В.А., Тарасиков В.П. Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий: [в 6 т.]. Под общ. ред. В.М. Поплавского. Т. 5. М.: Издат, 2011-.
- Нормы национальной безопасности (НРБ-99/2009). Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 07.07.2009 № 47 Об утверждении Сан ПиН 2.6.1.2523-09.
УДК 621.181.6
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 4, c. 92–100
