THE ACTIVATING CHARACTERISTICS OF PROTECTIVE CONCRETES IN A TYPICAL OPTIMIZED AND COMPUTERIZED WATER-COOLED POWER REACTOR IN AN ATOMIC POWER STATION

Research article
DOI:
https://doi.org/10.23670/IRJ.2023.129.20
Issue: № 3 (129), 2023
Suggested:
06.01.2023
Accepted:
21.02.2023
Published:
17.03.2023
794
3
XML
PDF

Abstract

The article presents and analyses the results of computational studies of the activative characteristics of concretes (activation levels) of several of the most commonly used compositions as applied to a typical optimized and computerized water-cooled power reactor in an atomic power station.

Analysis of the results makes it possible to evaluate activation levels of protective concretes, select the least activated of them, which, in turn, provides the possibility to reduce the volume of generated radioactive waste, significantly decrease financial costs for handling and disposal, reduce dose loads on personnel at the stage of decommissioning. The analysis of the results also allows to optimize the composition of concretes for biological protection at the stage of design of new generation nuclear facilities.

1. Введение

Масштабное использование атомной энергетики привело к необходимости разработки проектов атомных электростанций (далее по тексту АЭС) нового поколения III+ повышенной безопасности с улучшенными технико-экономическими показателями. В настоящее время госкорпорацией «Росатом» с этой целью реализуется проект «ВВЭР-ТОИ».

АЭС ВВЭР ТОИ проект двухблочной АЭС с реактором технологии ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) типовой оптимизированный и информатизированный.

Типовой – выделена неизменяемая часть, которая не зависит от условий выбранной площадки строительства. Объем типовой части оценивается в 60% от проекта.

Информатизированный – в проекте предусматривается создание единого информационного пространства, объединяющего в себе данные на всех этапах жизненного цикла.

Проект «ВВЭР-ТОИ» реализуется у нас в стране и за рубежом. Требования по радиационной безопасности в нормативных документах (внутренних и международных) и экономическая составляющая в плане оптимизации расходов на обращение с радиоактивными отходами (далее по тексту РАО) диктуют необходимость сокращения объемов РАО и снижения дозовых нагрузок на персонал, в том числе и на стадии вывода из эксплуатации. Ранее в работах

,
,
отмечалось, что одним из источников РАО при выводе из эксплуатации АЭС с ВВЭР являются активированные материалы и конструкции радиационной защиты, включая «сухую» и биологическую защиту реактора. Таким образом, вопрос выбора материалов радиационной защиты с позиции их активации актуален, и рекомендации к выбору наименее активируемых из них необходимы.

Наибольшее распространение при возведении зданий АЭС получили бетоны различного химического и технологического составов. Бетоны являются оптимальным материалом с точки зрения изменения в широком диапазоне их технических и физических свойств, в том числе и защитных.

В настоящей работе объектом исследования являются бетоны, наиболее часто используемые в качестве материала радиационной защиты реактора АЭС.

Предметом исследования являются активационные характеристики бетонов (уровни активации) нескольких наиболее часто используемых или перспективных составов, а целью определение наименее активируемых, что позволит сократить уровень наведенной активности материала защиты после эксплуатации, а, следовательно, и уменьшить как объем образовавшихся РАО, так и существенные финансовые затраты на обращение и их захоронение

, снизить дозовые нагрузки на персонал на стадии вывода из эксплуатации (ВЭ)
,
,
,
.

2. Методика расчета

Активированные конструкции и материалы невозможно дезактивировать, они подлежат безусловному захоронению в соответствии с классом, определяющимся уровнем активации. В работах

,
,
приведены основные радионуклиды, определяющие активацию за счет реакций на изотопах химических элементов, входящих в состав защитных бетонов в качестве основных (массовое содержание в материале более 1%), примесных (с содержанием от 0,01 до 1%) и следовых (с содержанием менее 0,01% по массе). Радиационно-физические характеристики, исследуемые в работе, приведены в табл. 1.

Таблица 1 - Характеристики важнейших радионуклидов, определяющих суммарную удельную активность защитных бетонов АЭС с ВВЭР

Радионуклид

Реакция образования

Определяющий вид излучения:

α, β, γ-излучение,

КХ- излучение, электроны Оже

Период полураспада, T1/2

Предельные значения удельной активности (ПЗУА) радионуклида, Бк/г

.

1.

3H

 6Li(n,à)3H

β

12,35 года

1.106

2.

41Ca

40Ca(n,γ) 41Ca

электроны Оже

1,031E+05 лет

1.104

3.

55Fe

54Fe(n,γ)55Fe

КХ

2,73 года

1.104

4.

60Co

59Co(n,γ) 60Co

 γ

5,27 лет

10

5.

63Ni

62Ni(n,γ)63Ni,

β

101,1 лет

1.105

6.

59Ni

58Ni(n,γ)59Ni,

β,КХ

7,5. 104 лет

1.104

7.

94Nb

93Nb(n,γ)94Nb

γ

2,03. 104 лет

10

8.

134Cs

133Cs(n,γ)134Cs,

γ

2,065 лет

10

9.

152Eu

151Eu(n,γ)152Eu,

γ

13,542 лет

10

10.

154Eu

153Eu(n,γ)154Eu.

 γ

8,592 лет

10

11.

233U

232Th(n,γ)233U

ά

1,58. 105 лет

10

12.

239Pu

238U(n,γ)239Pu

ά

24065 лет

1

При определении уровней активации элементов бетонных конструкций принимались во внимание следующие параметры:

- распространенность элемента и материнского изотопа в природе;

- сечение взаимодействия (активации) под действием нейтронов и протонов;

- период полураспада образовавшегося радионуклида;

- компонентно-энергетический состав излучения образовавшегося радионуклида.

Исходя из этих критериев, были выбраны элементы, на изотопах которых в результате ядерных реакций образуются радионуклиды, удовлетворяющие вышеизложенным требованиям.

Как видно из табл. 1 нуклиды, определяющие наведенную активность бетонных защитных конструкций реакторов, имеют значительно отличающиеся периоды полураспада и различные спектрально-энергетические характеристики излучения. Среди них присутствуют гамма-излучатели (дозообразующие радионуклиды), бета-излучатели, нуклиды, испускающие характеристическое излучение и электроны Оже и альфа-излучатели, трансурановые элементы (239Pu).

Для учета важности радионуклида при определении категории и класса радиоактивных отходов в табл. 1 приведены предельные значения удельной активности (далее по тексту – ПЗУА) радионуклида Бк/г для твердых радиоактивных отходов в соответствии с российским законодательством

. С этой точки зрения их влияние различно. Наиболее опасными являются дозообразующие радионуклиды. Влияние других радионуклидов (излучателей низко энергетических фотонов и бета-частиц) менее значительно. Радионуклид 41Ca вообще не нормируется при определении категории РАО, поскольку его вклад в дозу пренебрежимо мал. Эти факты следует принимать во внимание, когда в качестве РАО рассматривается такие сложные композиционные материалы как бетоны радиационной защиты. Кроме того, следует обратить внимание на влияние таких радионуклидов как 233U и 239Pu ввиду их малого предельного содержания для классификации РАО и больших периодов полураспада.

Расчеты выполнены для геометрии реактора АЭС ВВЭР ТОИ (рис. 1).

Геометрия расчета активационных характеристик защитных бетонов: АЗ – активная зона; 1 – биологическая защита – бетон (варианты); 2 – радиационно-тепловая защита – бетон на серпентините; 3 – опорная ферма

Рисунок 1 - Геометрия расчета активационных характеристик защитных бетонов:

АЗ – активная зона; 1 – биологическая защита – бетон (варианты); 2 – радиационно-тепловая защита – бетон на серпентините; 3 – опорная ферма

Расчеты приведены для одномерной модели «реактор радиационно-тепловая защита – биологическая защита», типичной для АЭС с ВВЭР. Источником нейтронов принята гомогенизированная активная зона реактора ВВЭР-ТОИ при номинальной тепловой мощности. Нейтронное излучение, генерируемое в активной зоне, последовательно проходит через элементы реактора и слои конструкций радиационно-тепловой («сухой») и биологической защиты. Используемая одномерная модель соответствует двумерной модели в радиальном направлении на середине высоты активной зоны.

Концентрации активационно-опасных элементов, на изотопах которых образуются радионуклиды, получены из данных по содержанию элементов и химическому составу бетонов и их составляющих

,
,
,
.

Расчеты прохождения нейтронного излучения через последовательные слои конструкций радиационной защиты РУ выполнены с использованием модулей программного комплекса DOORS3.2

с использованием 67-групповой библиотеки сечений BUGLE-96
. Сечения активации для элементов были взяты из библиотеки ORIGEN программного комплекса SCALE
.

Рассчитывались следующие величины и характеристики:

· удельная и суммарная активность радионуклидов в материалах радиационно-тепловой («сухой») и биологической защиты реактора ВВЭР ТОИ при времени облучения 60 лет и времени выдержки 1, 5, 10, 25, 50 и 100 лет;

· вклад радионуклидов в суммарную наведенную активность материала защиты в зависимости от времени выдержки;

· распределение удельной и суммарной активности по толщине радиационно-тепловой и биологической защиты реактора ВВЭР ТОИ в зависимости от времени выдержки 1, 5, 10, 25, 50 и 100 лет для радионуклидов, определяющих наведенную активность;

· объемы и категория РАО и их изменения в зависимости от состава бетона биологической защиты и времени выдержки.

Обоснование выбора материалов радиационной защиты

Для исследования выбраны следующие составы бетонов:

· состав бетона №1 – серпентинитовый бетон «сухой» защиты;

· состав бетона №2 – бетон биологической защиты на граните;

· состав бетона №3 – бетон биологической защиты на известняке;

· состав бетона №4 бетон биологической защиты на известняке с карбидом бора;

· состав бетона №5 бетон биологической защиты на известняке с карбидом бора и высокоглиноземистым цементом.

Серпентинитовый бетон – основной материал конструкции «сухой» защиты реактора. Конструкция «сухой» защиты применяется на всех АЭС с ВВЭР новых поколений. Она окружает корпус реактора и выполняет функции радиационно-теплового экрана, а также обеспечивает работу ионизационных камер в устойчивом режиме.

Составы бетона на граните и известняке – распространенные строительные бетоны, используемые обычно в качестве материала биологической защиты реактора. Для достижения целей работы также приняты к расчету бетон с добавкой бора. Выбранные к расчету бетоны имеют различные плотности – от 2061,7 до 2237,8 кг/м3.

3. Результаты расчетов

Результаты расчетов удельной наведенной активности серпентенитового бетона «сухой защиты» (бетон №1) в зависимости от времени выдержки позволяют заключить:

1. Несмотря на высокую удельная активность трития 3H, ее значение меньше ПЗУА

.

2. Удельная активность 3H, 41Ca, 63Ni, 59Ni, 233U при всех временах выдержки меньше предельного значения удельной активности радионуклида, Бк/г ПЗУА

.

3. 60Co, 154Eu дозообразующие радионуклиды, необходимые для учета до 50 лет выдержки.

4. 134Cs дозообразующий радионуклид необходим для учета до 10 лет выдержки.

5. 94Nb, 152Eu  дозообразующие радионуклиды при всех рассмотренных временах выдержки.

6. 55Fe является значимым радионуклидом до 10 лет выдержки.

7. 239Pu является ά-излучателем, его необходимо учитывать при всех рассмотренных временах выдержки.

Таким образом, из всех радионуклидов, представленных в табл. 1, необходимо учитывать в соответствии с

при определении класса и категории РАО для «сухой» защиты только 7.

Ниже приводятся и анализируются результаты расчета удельной и суммарной наведенной активности для бетонов биологической защиты (составы №№2-5). Отметим, что на биологическую защиту падает меньший поток нейтронов, так как существенная их часть поглощается в бетоне «сухой» защиты. Толщина биологической защиты достигает 2-х и более метров, и она определяется из условий не превышения допустимой дозы за биологической защитой.

Анализ результатов расчетов для биологической защиты из бетона на граните (№2) позволяет заключить:

1. Значимыми радионуклидами для данного бетона являются три -60Co, 152Eu и 154Eu;

2. Вклад остальных 9-ти радионуклидов пренебрежимо мал;

3. Вклад 60Co существенен только при времени выдержки 1 год;

4. Вклад 152Eu существенен при времени выдержки до 50 лет, а 154Eu до 10 лет;

5. Суммарная активность этих трех радионуклидов требует учета для времени выдержки до 50 лет.

Аналогичные расчеты для бетонов биологической защиты №№ 3-5 показывают:

1. Определяющими радионуклидами наведенную активность бетонов биологической защиты для состава №3 так же как и для бетона №2 являются 60Co, 152Eu и 154Eu, а для бетонов с добавками карбида бора (№4,5) определяющим является только 152Eu. Причем данный радионуклид необходимо использовать только при выдержке до 10 лет.

2. Из всех 4-х бетонов биологической защиты наибольшую наведенную активность имеет бетон на граните №2, а наименьшую бетоны с добавками бора (№ 4 и 5).

3. Важнейший вывод по результатам расчета активации бетона биологической защиты состава (№5) состоит в том, что значение наведенной активности меньше ПЗУА для всех интервалов выдержки.

Расчет толщины активированного слоя

Расчет суммарной удельной активности (Ам, Бк/г) и ее распределение по толщине произведено аналогично расчету предыдущего раздела. Для каждого значения R (толщины защиты) с соответствующими значениями плотностей потоков нейтронов по каждому радионуклиду проведен расчет и найдена суммарная активность. Полученные суммарные активности для соответствующих времен выдержки по принятым к расчету материалам в качестве примера, приведены в табл. 2 и 3.

Таблица 2 - Суммарная активность для различного времени выдержки по толщине «сухой» защиты из серпентинитового бетона

R,см

Ам 1 год

Ам 5 лет

Ам 10 лет

Ам 25 лет

Ам 50 лет

Ам 100 лет

1

1, 88E+06

1,11 E+06

644 498.53

1,86 E+05

4,01 E+04

4,09E+03

10

1,26 E+06

7,57 E+05

4,52 E+05

1,47 E+05

3,42 E+04

3,52 E+03

20

4,23 E+05

2,55 E+05

1,56 E+05

5,42E+04

1,31 E+04

1.35 E+03

30

1,28 E+05

7,74 E+04

4,72 E+04

1,64 E+04

3, 96 E+03

4,10 E+03

50

1,04 E+04

6,31 E+03

3,48 E+03

1,33 E+03

3,23 E+02

3,34 E+01

58

3, 05 E+03

2, 21 E+03

1,35 E+03

4,69 E+02

1,13 E+03

1,17 E+01

Таблица 3 - Суммарная удельная активность для различного времени выдержки по толщине биологической защиты - бетон на граните

R, см

Ам 1 год

Ам 5 лет

Ам 10 лет

Ам 25 лет

Ам 50 лет

Ам 100 лет

341

1,57E+03

1,045T+03

7,08E+02

2,90 E+02

7,62 E+01

7.33

351

8,54 E+02

5,69 E+02

3,86 E+02

1,58 E+02

4,17 E+01

4.01

361

4,35 E+02

2,90 E+02

1,97 E+02

8,13 E+01

2,13 E+01

2.06

381

1,05 E+02

7,0 E+01

4,70 E+01

1,99 E+01

-

-

401

2,190 E+01

1,460 E+01

9.96

вклад пренебрежимо мал

441

меньше ПЗУА

вклад пренебрежимо мал

Результаты расчетов показывают, что вся радиационно-тепловая «сухая» защита будет относиться к РАО для всех рассматриваемых времен выдержки.

Не более первых 40 см биологической защиты для бетона на граните (состав №2) можно рассматривать в качестве РАО.

Результаты расчетов для остальных составов бетонов №№3-5 показывают, что они будут относиться к материалам повторного использования или к промышленным отходам

.

Объемы и категории РАО

В таблице 4 в качестве примера приведены результаты расчета толщины активированного слоя биологической защиты и доля его от общего объема для различных времен выдержки после окончательного останова блока АЭС. Видно, что при выдержке блока АЭС 10 и более лет все отходы биологической защиты из всех рассмотренных марок бетона будут относиться к очень низкоактивным отходам (далее по тексту ОНРАО) и материалам повторного использования (далее по тексту МПИ).

Таблица 4 - Результаты расчета толщины активированного слоя биологической защиты и доля его от общего объема для различных времен выдержки после окончательного останова блока АС

№ бетона

Толщина активированного слоя биологической защиты (см) и % от общего объема

Время выдержки 1 год

НАО (низкоактивные отходы)

ОНРАО (очень низкоактивные радиоактивные отходы)

МПИ (материалы повторного использования)

см

%

см

%

см

%

2

8

4

34

17

158

79

3

-

 -

41

20,5

159

79,5

4

-

 -

6

3

194

97

5

-

 -

4

2

196

98

№ бетона

Толщина активированного слоя биологической защиты (см) и % от общего объема

Время выдержки 5 лет

НАО

ОНРАО

МПИ

см

%

см

%

см

%

2

1

0,5

37

18,5

162

81

3

-

-

33

16,5

167

83,5

4

-

-

2

1

198

99

5

-

-

-

-

200

100

№ бетона

Толщина активированного слоя биологической защиты (см) и % от общего объема

Время выдержки 10 лет

НАО

ОНРАО

МПИ

см

%

см

%

см

%

2

-

-

34

17

166

83

3

-

--

28

14

172

86

4

-

-

-

-

200

100

5

-

-

-

-

200

100

№ бетона

Толщина активированного слоя биологической защиты (см) и % от общего объема

Время выдержки 25 лет

НАО

ОНРАО

МПИ

см

%

см

%

см

%

2

-

-

18

9

182

91

3

-

-

12

6

188

94

4

-

-

-

-

200

100

5

-

-

-

-

200

100

Наиболее важными выводами, имеющими научное и практическое значение являются следующие:

- только небольшая часть биологической защиты толщиной 2 метра в соответствии с

на стадии вывода из эксплуатации будет относиться к ОНРАО для времен выдержки до 25 лет за исключением небольшого слоя для бетона №2 который до 5 лет будет относиться к НАО;

- практически вся биологическая защита после времени выдержки 25 лет будет относиться к МПИ;

- подбором состава бетона можно достичь того, что на момент начала работ по выводу из эксплуатации биологическая защита не будет относиться к какому-либо классу РАО.

4. Заключение

1. Долгоживущая наведенная активность бетонов радиационно-тепловой и биологической защиты реакторов определяется радионуклидами с различными радиационными характеристиками и образованными в основном на химических элементах, входящих в состав защитных бетонов в качестве примесных и следовых.

2. Полученные результаты показали ряд существенных особенностей при классификации РАО защитных бетонов. К ним в частности относятся:

- незначительные удельные активности трансурановых элементов, а также долгоживущих радионуклидов с периодом полураспада более 31 года, наличие которых в РАО определяет их отнесение к наиболее высоким классам по потенциальной опасности с наиболее жесткими ограничениями верхнего предела суммарной удельной активности всех радионуклидов;

- несмотря на высокие значения удельной активности 3H и 55Fe они все же ниже предельных значений удельной активности 106 и 105 Бк/г, соответственно по критерию отнесения к РАО;

3. Результаты расчетов доказали возможность значительного уменьшения объемов РАО путем управления сроком выдержки на стадии вывода из эксплуатации и оптимизации состава бетонов для биологической защиты на стадии проектирования ядерных установок нового поколения.

Article metrics

Views:794
Downloads:3
Views
Total:
Views:794