Главная страница
Сведения об авторах

РАЗРАБОТКА ПРЕДЛОЖЕНИЙ ПО СОЗДАНИЮ ПАРАМЕТРИЧЕСКОГО РЯДА УПАКОВОЧНЫХ КОМПЛЕКТОВ ДЛЯ ПЕРЕВОЗКИ И ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Батий В. Г., Егоров В. В., Кафтанатина О. А., Стоянов А. И., Институт проблем безопасности атомных электростанций Национальной академии наук Украины, Чернобыль, Киевская обл., Украина
Прохорец И. М., Прохорец С. И., Рудычев Е. В., Селюкова В. В., Хажмурадов М. А., Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт», Харьков, Украина

Применение упаковочных комплектов параметрического ряда двойного назначения позволит минимизировать технологические операции с ВАО и снизить дозовые нагрузки на персонал путем:
– проведения оптимизации процедур загрузки;
– использования дистанционно управляемых механизмов;
– применения дополнительной радиационной защиты и др.

В настоящей работе рассмотрена возможность создания упаковочных комплектов на базе существующего транспортно-защитного контейнера для высокоактивных отходов КТЗВ-0,2 для транспортирования и хранения ВАО на ЧАЭС и рассчитаны мощности эквивалентной дозы (МЭД) на поверхности упаковки и на расстоянии. Данные использованы для выработки технических требований к системам контроля и определения граничных условий использования КТЗВ-0,2 для создания параметрического ряда упаковок.

Виды и характеристики ВАО. При проведении расчетов рассмотрены ВАО:
– гомогенные и гетерогенные;
– содержащие γ-излучающие радионуклиды (¹³⁷Cs и ⁶⁰Co), которые вносят подавляющий вклад в мощность дозы гамма-излучения.

Материалы ВАО, которые подлежат транспортировке и/или хранению в упаковочных комплектах: песок, бетон, металл, фрагменты ТВС, фрагменты ТВЭЛа, фрагменты конструкционных элементов активной зоны реактора и их возможные комбинации и смеси.

Максимальный объем и масса ВАО, которые можно разместить в составе внутреннего компонента упаковочного комплекта, должны быть определены расчетным путем с учетом радионуклидного состава, уровня активности, вида отходов и принятой мощности эквивалентной дозы излучения от КТЗВ-0,2. В соответствии с Правилами безопасной перевозки радиоактивных материалов максимальное значение МЭД в любой точке на внешней поверхности упаковочного комплекта (на расстоянии 10 см) не должно превышать 2 мЗв/ч, а на расстоянии 200 см — 0,1 мЗв/ч.

Модели источников излучения. Для решения задач оптимизации (при транспортировании, хранении и пр.) и учета указанных выше требований разработан методический подход, который предполагает проведение стандартных независимых расчетов для двух изотопов (¹³⁷Cs и ⁶⁰Co) с определенной активностью. Это позволит использовать полученные данные для оценки МЭД в случае любого радионуклидного состава, учитывая линейную зависимость МЭД от активности.

В качестве источников излучения рассмотрены:
1) гомогенная среда — песок SiO₂ плотностью 1,6 г/см³ с равномерно распределенной по объему активностью 10⁸ Бк (¹³⁷Cs или ⁶⁰Co);
2) гетерогенная среда — кусок ТВЭЛа диаметром 11,5 мм и длиной, равной длине упаковки, материал — UO₂ (источник ¹³⁷Cs) или Fe (источник ⁶⁰Co), расположен в центре упаковки, вдоль оси, без песка, активность 10⁸ Бк;
3) гетерогенная среда — кусок ТВЭЛа диаметром 11,5 мм и длиной, равной длине упаковки, материал — UO₂ (источник ¹³⁷Cs) или Fe (источник ⁶⁰Co), в центре упаковки, вдоль оси, в песке, активность 10⁸ Бк.

Модели упаковок. Параметрический ряд упаковочных комплектов должен быть спроектирован на базе КТЗВ-0,2 с учетом его массы, объема и формы. Стандартный КТЗВ-0,2 имеет первичный контейнер КТ-0,2а (бочка 200 л). Для транспортирования и хранения ВАО, для которых КТЗВ-0,2 не обеспечивает требуемого уровня радиационной безопасности, необходимо в КТ-0,2 поместить первичные контейнеры меньшего объема и дополнительную защитную оболочку.

Предполагается проведение расчетов для упаковочных комплектов, состоящих из защитного контейнера (КТЗВ-0,2) и помещенного в него первичного контейнера (ПК) объемом 200, 100 и 40 л. Вокруг 100- и 4-литровых бочек возможно размещение «вставок» — дополнительного защитного контейнера из свинца. Максимальная толщина защитного контейнера определяется массой комплекта внутренних компонентов — не более 750 кг. При расчетах можно исходить из средней плотности РАО (для 200-литрового первичного контейнера ρ = (4,5 – 0,3)/2 = 2,1 г/см³⁾ и из максимальной массы 450 кг (для 100-литровой упаковки) и 400 кг (для 40 л).

В зависимости от вида ВАО упаковочный комплект может содержать (рис. 1):
– защитно-транспортный контейнер КТЗВ-0,2 и 200-литровый первичный контейнер с ВАО;
– защитно-транспортный контейнер КТЗВ-0,2 и 200-литровый первичный контейнер с помещенным внутрь него дополнительным ПК 40- или 100-литрового объема с ВАО, окруженным дополнительной свинцовой защитой (дополнительный защитный контейнер).

Рис. 1. Упаковочный комплект

Для проведения математического моделирования использованы хорошо известные верифицированные программы Microshield ver.5/05 (аналитический метод) и MCNPX (метод Монте-Карло).

Результаты расчетов и их анализ. Предварительные расчеты показали, что наиболее критическими являются точки на середине боковой поверхности. Рассчитаны модели упаковочных комплектов и приведены расчеты в критических точках вокруг упаковки.

На рис. 2–4 приведены зависимости МЭД на боковой поверхности упаковок с различными видами РАО от относительного вклада активности ⁶⁰Со в суммарную активность смеси радионуклидов (¹³⁷Cs + ⁶⁰Со).

Рис. 4. Зависимость МЭД на боковой поверхности упаковок с гетерогенными РАО (вариант с песком) от относительного вклада активности ⁶⁰Со в суммарную активность смеси радионуклидов (¹³⁷Cs + ⁶⁰Со)

Особенно резко возрастает МЭД при увеличении относительного содержания ⁶⁰Со от 0 до 15 %. Приведенные графики позволяют оценить МЭД для различных видов РАО различного радионуклидного состава.

В таблице приведены сводные значения (выбранные по указанным критериям) максимальных активностей в упаковках.

Максимальные значения активности упаковочных комплектов для безопасного транспортировании РАО, согласно санитарно-гигиеническим регламентам

Выводы
Полученные результаты позволяют выбрать подходящий тип упаковки исходя из данных по радионуклидному составу, активности и плотности РАО, которые необходимо поместить внутрь упаковки.

Наибольшую активность (до 3,4∙10¹⁴ Бк) можно безопасно транспортировать в случае гомогенных РАО, загрязненных ¹³⁷Cs (упаковка У3а). Наименьшую активность (2,2∙10¹⁰ Бк) можно перевозить при наличии крупных фрагментов (требующих использования 200-литрового ПК), содержащих ⁶⁰Со (упаковка У1). При их фрагментации и использовании 40-литрового ПК (упаковка У3а) можно будет перевозить до 3,8∙10¹¹ Бк ⁶⁰Со в одной упаковке.

В работе приведены также зависимости МЭД на поверхности упаковок с различными видами РАО от относительного вклада активности ⁶⁰Со в суммарную активность смеси радионуклидов (¹³⁷Cs + ⁶⁰Со). МЭД особенно резко возрастает при увеличении относительного содержания ⁶⁰Со от 0 до 15 %. Приведенные зависимости позволяют оценить МЭД для различных видов РАО различного радионуклидного состава.
Работа выполнена в рамках проекта УНТЦ № 3511.

PROPOSED OPTIONS FOR DEVELOPING A PARAMETRIC SERIES OF PACKAGING SETS FOR HIGHLY RADIOACTIVE WASTE TRANSPORTATION AND TEMPORARY STORAGE

Batiy V. G., Yegorov V. V., Kaftanatina O. A., Stoyanov A. I., Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants, National Academy of Sciences of Ukraine, Chornobyl, Kyiv Oblast, Ukraine
Prokhorets I. M., Prokhorets S. I., Rudychev Ye. V., Selyukova V. V., Khazhmuradov M. A., National Scientific Center «Kharkiv Institute of Physics & Technology», Kharkiv, Ukraine

The parametric series of packaging sets for HRW have been developed. The calculations of dose rate limit values for packaging materials were carried out. Based on these calculations, the boundary conditions which ensure that packages can be safely used for transportation and storage at ChNPP site were determined.
 

Главная страница

Сведения об авторах

Батий Валерий Григорьевич, канд. физ.-мат. наук, ст. науч. сотр., зав. отделом, Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, ул. Кирова, 36А, Чернобыль, Киевская обл., 07270, Украина. Тел. (04493) 5-12-54, факс (04493) 5-14-34. E-mail
Егоров Владимир Владимирович, мл. науч. сотр., Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, ул. Кирова, 36А, Чернобыль, Киевская обл., 07270, Украина. Тел. (04493) 5-18-01, факс (04493) 5-14-34
Кафтанатина Ольга Анатольевна, зав. сектором, Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, ул. Кирова, 36А, Чернобыль, Киевская обл., 07270, Украина. Тел. (04493) 5-18-01, факс (04493) 5-14-34
Стоянов Александр Иванович, науч. сотр., Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, ул. Кирова, 36А, Чернобыль, Киевская обл., 07270, Украина. Тел. (04493) 5-18-01, факс (04493) 5-14-34
Прохорец Иван Михайлович, канд. физ.-мат. наук, ст. науч. сотр., Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт», ул. Академическая, 1, Харьков, 61108, Украина. Тел. (057) 335-65-94
Прохорец Светлана Ивановна, мл. науч. сотр., Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт», ул. Академическая, 1, Харьков, 61108, Украина. Тел. (057) 335-65-94
Рудычев Егор Владимирович, мл. науч. сотр., Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт», ул. Академическая, 1, Харьков, 61108, Украина. Тел. (057) 335-65-94
Селюкова Виктория Владимировна, инженер-исследователь, Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт», ул. Академическая, 1, Харьков, 61108, Украина. Моб. (098) 466-57-12. E-mail
Хажмурадов Манап Ахматович, д-р техн. наук, нач. отдела, Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт», ул. Академическая, 1, Харьков, 61108, Украина. Тел. (057) 335-68-46. E-mail

 

© Независимое агентство экологической информации

Последние изменения внесены 22.09.08