Техническая концепция захоронения очень низкоактивных, низкоактивных и короткоживущих среднеактивных радиоактивных отходов Белорусской АЭС

The paper briefly presents the principal technical solutions for radioactive waste disposal facilities (RWDF), as well as for auxiliary buildings, structures and engineering systems for this RWDF, which ensure safe and economically feasible disposal of radioactive waste (RW) generated from two units of the Belarusian NPP during 60 years of operation and during decommissioning. The suggested conceptual RWDF design includes an assessment of its radiation safety during operation and long-term post-closure safety. It is shown that the suggested RWDF concept ensures safe RW disposal in the period of potential danger of RW taking into account possible external impacts of natural and man-made origin. The aggregate technical and economic parameters of the suggested RWDF project were evaluated both in general and for the first stage of construction. The RW total activity that can be placed in a RWDF, provided the long-term safety of the RWDF is ensured, is 9.0·1014 Bq, including α-emitters – 6.8·109 Bq, transuranium radionuclides – 6.8·109 Bq; for very low-level waste – 4.1·109 Bq. Taking into account the achieved level of detailing of technical solutions in the conceptual design, it can be used at the stage of object design.Представлены принципиальные технические решения по сооружениям захоронения радиоактивных отходов (РАО), а также по вспомогательным зданиям, сооружениям и системам инженерно-технического обеспечения пункта захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО), обеспечивающие безопасное и экономически целесообразное захоронение РАО, образующихся от двух блоков Белорусской АЭС в течение 60 лет эксплуатации и при выводе АЭС из эксплуатации. Предложенная техническая концепция ПЗРО включает оценку его радиационной безопасности во время эксплуатации и долговременной безопасности после закрытия. Показано, что обеспечивается безопасное захоронение РАО в период потенциальной опасности захораниваемых отходов с учетом возможных внешних воздействий природного и техногенного происхождения. Выполнена оценка технико-экономических показателей предлагаемого проекта ПЗРО как в целом, так и для первой очереди его строительства. Общая активность РАО, которая может быть размещена в ПЗРО при условии обеспечением долговременной безопасности, составляет 9,0 ·1014 Бк, в том числе α-излучателей – 6,8·109 Бк, трансурановых радионуклидов – 6,8·109 Бк; в свою очередь активность очень низкоактивных отходов – 4,1·109 Бк. Учитывая достигнутую степень детализации технических решений в концептуальном проекте, он может быть использован на стадии проектирования объекта

Корреляционные зависимости для определения выгорания и содержания актинидов в облученном ядерном топливе

Correlation dependencies have been obtained to determine the burn­out and content of actinides in spent nuclear fuel based on an analysis of published experimental data on the definition of burnout and isotopic composition of spent nuclear fuel rods for samples of PWR and VVER reactor types using statistical methods. Given dependencies of the mass concentration of actinides at the end of irradiation after checking for normality correspond to the initial experimental data. These relationships may be of interest to use for non­destructive methods for the purpose of express evaluation of spent nuclear fuel burnout at all stages of the nuclear cycle.Получены корреляционные зависимости для определения выгорания и содержания актинидов в облученном ядерном топливе на основании анализа опубликованных экспериментальных данных по определению выгорания и изотопного состава облученного ядерного топлива для образцов твэлов реакторов PWR и ВВЭР с использованием статистических методов. Корреляционные зависимости по определению массовой концентрации актинидов по окончании облучения после проверки на нормальность соответствуют исходным экспериментальным данным. Эти зависимости могут представить интерес для использования методов неразрушающего контроля с целью проведения экспрессной оценки выгорания и содержания компонентов ОЯТ на всех этапах ядерного цикла

ДВУМЕРНАЯ МОДЕЛЬ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПУНКТОВ ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Single-dimensional models of contaminants migration in soil do not always adequately reflect the processes that occur in real life. Transition to two- or three- dimensional modeling would help enormously improving accuracy of calculations.Одномерные модели переноса загрязнения в грунте не всегда адекватно отражают реально происходящие процессы. Переход к двумерной или трехмерной моделям позволяет многократно повысить точность расчетов

Оценка объемов подлежащих глубинному захоронению радиоактивных отходов, образующихся в результате активации конструкционных материалов реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС

The study of the issue of constructing a disposal facility for high-activity radioactive waste in the Republic of Belarus is associated with an assessment of the volume of radioactive waste to be deeply disposed of, generated as a result of the activation of structural materials of the VVER-1200 reactor of the Belarusian NPP. This paper presents the results of computational studies of the formation of solid high-level radioactive waste (HLW) and long-lived intermediate level radioactive waste (ILW-LL) during neutron activation of materials adjacent to the core of the VVER-1200 reactor structures of the Belarusian NPP. The assessment of the volumes of HLW and ILW-LL of activation origin, formed over 60 years of operation of the VVER-1200 reactor, was carried out on the basis of computational studies of the induced activity of structural and shielding materials using reactor and Monte Carlo program codes (SERPENT 2, TVS-M, DYN3D, MCU- PD). As a result of the research, it was found that when neutrons activate materials of the sections of the VVER-1200 reactor structures of the Belarusian NPP adjacent to the core (in the steel structures of the baffle, shaft, surfacing, part of the reactor vessel, structures of the protective tube unit (PTU), the space under the core, in heat insulation materials, rods of absorbing elements (Dy2TiO5)) are formed by HLW and ILW-LL with a total weight of 272,5 tons and a volume of 43 m3 . Calculated studies of the activation of dry protection materials, building concrete, support truss and biological protection showed that these structural elements will not belong to either HLW or ILW-LL.Проработка вопроса о сооружении пункта захоронения радиоактивных отходов высокой активности в Республике Беларусь связана с оценкой объемов подлежащих глубинному захоронению радиоактивных отходов, образующихся в результате активации конструкционных материалов реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС. В данной работе представлены результаты расчетных исследований образования твердых высокоактивных радиоактивных отходов (ВАО) и долгоживущих среднеактивных радиоактивных отходов (ДСАО) при нейтронной активации материалов конструкций, прилегающих к активной зоне реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС. Оценка объемов ВАО и ДСАО активационного происхождения, образующихся за 60 лет эксплуатации реактора ВВЭР-1200, выполнена на основании расчетных исследований наведенной активности конструкционных и защитных материалов с использованием реакторных и Монте-Карло программных кодов (SERPENT 2, ТВС-М, DYN3D, MCU-PD). В результате исследований установлено, что при активации нейтронами материалов участков конструкций реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС, близлежащих к активной зоне (в стальных конструкциях выгородки, шахты, наплавки, части корпуса реактора, конструкциях блока защитных труб (БЗТ), пространств под активной зоной, в материалах теплоизоляции, стержней поглощающих элементов (Dy2TiO5)) образуются ВАО и ДСАО общей массой 272,5 т и объемом 43 м3 . Расчетные исследования активации материалов сухой защиты, строительного бетона, опорной фермы и биологической защиты показали, что данные элементы конструкции не будут относиться ни к ВАО, ни к ДСАО

Прогнозная оценка изменения объемов подлежащих глубинному захоронению радиоактивных отходов в активированных реакторных конструкциях в процессе их выдержки после окончательного останова энергоблоков Белорусской АЭС

This paper presents the results of computational studies of the amount of solid high-level and long-lived intermediate level radioactive waste (HLW and ILW-LL) generated during neutron activation of structural materials adjacent to the core of the VVER-1200 reactor of the Belarusian NPP, depending on the time after the final shutdown of the reactor. The assessment of the volumes of HLW and ILW-LL of activation origin, formed over 60 years of operation of the VVER-1200 reactor, was carried out on the basis of computational studies of the induced activity of structural and shielding materials using reactor and Monte Carlo program codes (SERPENT 2, TVS-M, DYN3D, MCU- PD). As a result of calculation studies, it was established that the masses and volumes of activated materials, according to the levels of pollution related to HLW and ILW‑LL, within 10 years after the final shutdown of the VVER-1200 reactor of the Belarusian NPP will be 273 tons and 43 m3 , respectively. In the interval of 30–70 years, the masses and volumes of activated materials of these categories of RW will amount to 262 t and 33 m3 , respectively. From 100 years to 200 years, the masses and volumes of activated materials of these categories of RW will be 118 t and 15 m3 , respectively. Within 10 years after the reactor shutdown, isotopes 55Fe (2.7 years), 60Co (5.27 years), 63Ni (96 years) will make the main contribution to the value of the integral specific activity of the materials of the structures of the fence, shaft, surfacing, reactor vessel, block of protective tubes (BPT), the space under the core, thermal insulation; after 10 years – 63Ni. The main contribution to the value of the integral specific activity of materials of absorbing elements (PEL) with Dy2TiO5 during the entire period of storage will be made by 63Ni.Представлены результаты расчетных исследований количества твердых высокоактивных и долгоживущих среднеактивных радиоактивных отходов (ВАО и ДСАО), образующихся при нейтронной активации материалов конструкций, прилегающих к активной зоне реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС, в зависимости от времени после окончательного останова реактора. Оценка объемов ВАО и ДСАО активационного происхождения, образующихся за 60 лет эксплуатации реактора ВВЭР-1200, выполнена на основании расчетных исследований наведенной активности конструкционных и защитных материалов с использованием реакторных и Монте-Карло программных кодов (SERPENT 2, ТВС-М, DYN3D, MCU-PD). В результате рассчетных исследований установлено, что массы и объемы активированных материалов, по уровням загрязнения относящихся к ВАО и ДСАО, в течение 10 лет после окончательного останова реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС будут составлять соответственно 273 т и 43 м3 . В интервале 30–70 лет выдержки массы и объемы активированных материалов этих категорий РАО составят соответственно 262 т и 33 м3 . При выдержке от 100 до 200 лет массы и объемы активированных материалов этих категорий РАО составят соответственно 118 т и 15 м3 . Основной вклад в величину интегральной удельной активности материалов конструкций выгородки, шахты, наплавки, корпуса реактора, блока защитных труб (БЗТ), пространства под активной зоной, теплоизоляции в течение 10 лет после останова реактора будут вносить изотопы 55Fe (период полураспада 2,7 года), 60Co (5,27 года) и 63Ni (96 лет), а после 10 лет выдержки – 63Ni. Основной вклад в величину интегральной удельной активности материалов поглощающих элементов (ПЭЛ) с Dy2TiO5 в течение всего срока хранения будет вносить 63Ni