Верификация и использование математических программ для оценки запасов радиоактивности в обеспечение радиационной безопасности комплекса ядерных установок на промплощадке АЭС

Размещено на http://www.allbest.ru/

ВЕРИФИКАЦИЯ И ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МАТЕМАТИЧЕСКИХ ПРОГРАММ ДЛЯ ОЦЕНКИ ЗАПАСОВ РАДИОАКТИВНОСТИ В ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ КОМПЛЕКСА ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК НА ПРОМПЛОЩАДКЕ АЭС

Н.В. Горбачева, Н.В. Береснева, Н.В. Кулич, В.В. Скурат,

ГНУ «ОИЭЯИ-СОСНЫ» НАН БЕЛАРУСИ, Минск, Беларусь

В ближайшей перспективе правительства Литвы и Украины планируют активизировать хозяйственную деятельность по сооружению новых крупных объектов использования атомной энергии на площадках, вплотную примыкающих к границе Республики Беларусь, соответственно, на северо-западе и юго-востоке страны. Так, на площадке Игналинской АЭС в план-график работ до 2017 года включены операции снятия с эксплуатации Игналинской АЭС, ввод в эксплуатацию промежуточного хранилища отработавшего ядерного топлива (ПХОЯТ) ИАЭС на 2500 т тяжелого металла и сооружение здесь же новой АЭС. В Украине в зоне отчуждения Чернобыльской АЭС, где уже имеются несколько крупных ядерных установок - Объект «Укрытие», временное хранилище ядерного топлива Чернобыльской АЭС, будет сооружаться Централизованное хранилище отработавшего ядерного трех АЭС с ВВЭР на 5600 т тяжелого металла. Имея жесткие нормативные ограничения на облучение населения, Правительство и природоохранные органы Беларуси в данной ситуации столкнулись с весьма сложной задачей по обеспечению радиационной безопасности. В Беларуси установленная квота на облучение критической группы населения при нормальной эксплуатации объекта не может превышать минимально значимую величину - 10 мкЗв/год, что составляет 1% от дозового предела 1 мЗв/год [1,2]. Следует отметить, что введение в Беларуси ограничения дозы облучения в 10 мкЗв/год полностью соответствует положениям обновленных Рекомендаций МКРЗ 2005, где ограничения дозы конкретизированы в виде уровней, соответствующих различным радиационным ситуациям с точки зрения соотношения пользы общественной и пользы для облучаемых индивидуумов. Ограничение эффективной дозы величиной 1 мЗв/год рекомендуется в тех случаях, когда отсутствует прямая польза для облучаемых людей, но может иметься общественная польза, тогда как значение эффективной дозы 10 мкЗв/год является минимальным ограничением дозы, когда потребности в радиационной защите не возникает. Введенное ограничение следует признать вполне оправданным, поскольку размещение на границе крупных объектов использования атомной энергии в Литве и в Украине не дает общественной пользы для населения Беларуси. Кроме того, малая вероятность тяжелой аварии 10-7 на реактор в год, активно используемая Литвой в обоснование безопасности новой АЭС при проведении консультаций в рамках Конвенции о воздействии на окружающую среду в трансграничном контексте (Espoo Convention), является слабым аргументом для населения Беларуси, пострадавшего от аварии на Чернобыльской АЭС. Тогда как размещение новой АЭС на расстоянии от границы меньшим радиуса зоны планирования защитных мероприятий может серьезно осложнить для структур МЧС Беларуси принятие неотложного решения о мерах защиты населения на ранней стадии аварии.

Таким образом, на указанных выше площадках вблизи границ Беларуси на протяжении многих десятилетий будут функционировать установки с ядерным топливом различных типов реакторов РБМК1000 и ВВЭР (в Украине), РБМК1500 и PWR (предположительно) в Литве. На наш взгляд, представляется вполне оправданной позиция ведущих российских специалистов в отношении пересмотра вероятностных целей безопасности [3]. В частности, предлагается оценивать вероятность повреждения ядерного топлива (твэлов) независимо от его местонахождения - корпусе реактора, бассейне выдержки, на установках по обращению с отработавшим ядерным топливом или других объектах, расположенных на одной площадке с АЭС. В работе изложен подход к созданию методического обеспечения и математического аппарата для системного исследования потенциальной опасности совокупности различных ядерных установок на площадке АЭС. В этом отношении идея представить цельный технологический процесс на площадке АЭС с использованием детерминированных и вероятностных методов соответствует методическому подходу, представленному в работе [4].

Существенным аспектом проблемы оценки потенциальной опасности совокупности установок на площадке АЭС является прогнозирование запасов радионуклидов и оценка активности. В данной работе для расчета выгорания ядерного топлива и наработки радионуклидов в облученном ядерном топливе разработана детерминированная модель и ее компьютерная реализация - математическая программа DECA на языке программирования FORTRAN. Программа DECA выполняет расчет концентраций и активностей актиноидов в зависимости от глубины выгорания по широкому спектру радионуклидов, образующихся в облученном ядерном топливе реактора [5]. Математическая модель учитывает образование актиноидов при нейтронном облучении уранового топлива (238U обогащенного по 235U), выход при делении первичного (235U) и вторичного топлива (239Pu и 241Pu) и последующие радиоактивные превращения в изобарных цепочках, дополненные реакцией захвата нейтронов продуктами деления. В схеме радиоактивных превращений актиноидов учтены сложные ветвления и замкнутые петли обратных связей. Учитывая практическую направленность применительно к задачам радиационной безопасности, в алгоритм расчета радиационных характеристик включена упрощенная процедура согласованного вычисления скоростей нейтронных реакций, использующаяя комбинированно-итерационный метод, что позволяет сократить число обращений к сложной математической программе расчета энергетического спектра нейтронов в реакторе [6]. При созданнии базы данных и задании графа генетических связей продуктов деления и актиноидов при нейтронном облучении ядерного топлива G(V,E) за основу взяты ядерно-физические характеристики библиотеки JNDC-V2 и схема радиоактивных превращений 58 ядер актиноидов с атомными номерами Z=90-100. База данных содержит абсолютные независимые выходы осколков при делении тепловыми нейтронами 235U, 239Pu, 241Pu, постоянные радиоактивных распадов, коэффициенты ветвления по изобарным цепочкам, тепловые сечения реакции захвата и реакции деления при энергии Еn=0,0235 эВ и резонансные интегралы. Достоинствами математической модели и алгоритма программы DECA являются:

- информационное содержание графа связей, как математического объекта, строго описывающего структуру генетических связей в соответствии со схемой радиоактивных превращений 58 ядер актиноидов и совокупности 94 изобарных цепочек, охватывающих радиоактивные превращения 650 ядер продуктов деления; - эффективный численный метод решения системы дифференциальных уравнений, основанный на аналитическом представлении решения в виде матричной экспоненты и аппроксимации этой функции рядом по степеням матрицы, с использованием технологии разреженных матриц для систем дифференциальных уравнений большой размерности.

Для оценки запасов радиоактивности в хранилище отработавшего ядерного топлива АЭС в условиях неопределенности по срокам выгрузки, техническим характеристикам по каждой ОТВС (архивным данным) разработана вероятностная имитационная модель технологического процесса перемещения из активной зоны на хранение ОТВС, выгорание которой достигло номинальной глубины выгорания выгружаемого топлива. Вероятностный подход первоначально был реализован для площадки ИАЭС. На наш взгляд, имитация процесса формирования запасов и прогнозирования радиоактивности ОЯТ с использованием методология анализа дискретных вероятностных процессов наиболее адекватна режиму непрерывной перегрузки топлива при эксплуатации РБМК [7]. Неопределенность по срокам выгрузки и огромное число ОТВС, образовавшихся при снятии с эксплуатации АЭС, дает нам основание рассматривать процедуру извлечения с ОЯТ случайным процессом на интервале [tA,tB]- времени эксплуатации АЭС. В результате параметр, характеризующий длительность выдержки n= t - tn каждой из N ОТВС, выгружаемых из энергоблоков АЭС, является случайной величиной на интервале. Тогда и уровень активности r - радионуклида Arn(tp-tn ) в n - ой ОТВС в момент времени tp, также будет случайной величиной.

Суммарная активность по сумме радионуклидов всей массы отработавшего топлива в некоторый момент tp определяется по следующей формуле:

(1)

где Tr1/2 - период полураспада r - го нуклида.

Тогда задача оценки суммарной активности сводится к простой, но весьма трудоемкой процедуре суммирования. Однако в нашем случае эти значения не известны. Параметр tn является случайной величиной, заданной на интервале [tA,tB]его возможных значений, где tА и tВ есть моменты времени выгрузки из реактора первой и последней ОТВС. Для формализации случайного процесса формирования запасов ОЯТ в хранилище использован метод статистического моделирования Монте-Карло, с помощью которого реальная последовательность моментов выгрузки ОТВС моделируется равномерной случайной выборкой значений на интервале [tA,tB]. С помощью уравнения (1) строим соответствующую выборку A(s). Размер выборки принимает значение N, равное числу ОТВС, наработанных на АЭС.

Выше изложенные идеи реализованы на языке FORTRAN в виде программного блока CUB.

Верификация и расчетные исследования

Рассмотрим результаты расчетов с использованием программного комплекса DECA и CUB для оценки запасов активности в проектируемых ПХОЯТ ИАЭС в Литве.

Вероятностная модель адаптирована к технологическому процессу выгрузки ОТВС из реакторов РБМК1500 энергоблоков №1 и №2 ИАЭС и размещения в промежуточное хранилище отработавшего ядерного топлива (ПХОЯТ). Суммарное количество число ОТВС при снятии с эксплуатации ИАЭС, равное 16800 единиц, и характеристики топлива, использованного на энергоблоках №1 и №2 известно из отчета Оценки воздействия на окружающую среду Промежуточного хранилища отработавшего ядерного топлива ИАЭС, выполненного в Литовском энергетическом институте (ЛЭИ) в 2006 году. Технические характеристики отработавших топливных сборок ИАЭС приведены в таблице 1. Интервальные оценки количества и сроков выгрузки ОТВС из реакторов получены с учетом сведений работы [8]. Необходимые данные по радионуклидному составу и активности отработавшего ядерного топлива РБМК1500 для топлива с обогащением 2% по 235U были получены методом математического моделирования по программе DECA. В таблице 2 приведены результаты расчета активности по широкому спектру радионуклидов в сопоставлении с результатами ЛЭИ, полученными с использованием известного кода ORIGEN/S. При сопоставлении результатов нами сделан вывод о высокой степени достоверности результатов моделирования наработки продуктов деления и актиноидов в топливе с обогащением 2% по программе DECA.

установка ядерный топливный литва

Таблица 1.

Технические характеристики отработавших топливных сборок, облученных в реакторах РБМК1500 Игналинской АЭС

Таблица 2.

Активность радионуклидов в ТВС, выдержка 5 лет: расчет

по программе DECA в сопоставлении с данными ЛЭИ, код ORIGEN/S

Приведенные выше данные использованы для прогнозирования запасов активности в ПХОЯТ ИАЭС методом статистического моделирования на основе процедуры Монте-Карло по программе CUB. В результате моделирования получены данные, показывающие динамику снижения активности топлива в ПХОЯТ ИАЭС в течение 2010-2114 гг. (таблица 3) .

Таблица 3

Снижение активности выгруженного топлива из каждого реактора и суммарная активность топлива в ПХОЯТ в течение промежуточного этапа хранения

На текущий момент суммарная активность всей массы отработавшего топлива составляет величину 0,8•1019Бк, а через 100 лет, в конце срока эксплуатации хранилища активность снизится в 18 раз и составит величину 0,45•1018Бк. В первые годы эксплуатации хранилища наибольший вклад в интегральную активность ОЯТ дают актиноиды 241Pu, 238Pu, 241Am, 242Pu, 244Cm, 239Pu, из продуктов деления - 137Cs, 90Sr, 125Sb, 154Eu, 155Eu, 99Tc.

Расчетные исследования запасов активности в Централизованном хранилище отработавшего ядерного топлива трех Украинских АЭС с ВВЭР

Разработанная методика имитационного моделирования использована для прогнозирования запасов радиоактивности в Централизованном хранилище отработавшего ядерного топлива (ЦХОЯТ) трех украинских АЭС с ВВЭР.

Основное функциональное назначение объекта хранения ОЯТ дано в отчете ОВОС, размещенном на сайте Киевского проектного института «Энергоатом» www.energoatom.kiev.ua. Сооружение ЦХОЯТ планируется на площадке в зоне отчуждения Чернобыльской АЭС. Хранилище рассчитано на долговременное хранение (не менее 100 лет) отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР, образующегося на энергоблоках № 1-4 Ровенской, энергоблоках № 1-2 Хмельницкой и энергоблоках № 1-3 Южно-Украинской АЭС - всего 9 энергоблоков. При сооружении ЦХОЯТ будет использована технология корпорации "Holtec International" (США).

В качестве исходных данных при проведений модельных исследований приняты:

- проектные характеристики ЦХОЯТ;

- эксплуатационные характеристики трех Украинских АЭС и оценки сроков загрузки ОЯТ на хранение, приведенные в таблице 4;

- ожидаемое количество отработавших топливных сборок и масса тяжелого урана по каждому энергоблоку, приведенные в таблицах 5;

- радионуклидный состав и удельная активность ОТВС, выгружаемого топлива реакторов типа ВВЭР 1000 и ВВЭР 440, приведенные в таблице 6 [9].

Таблица 4

Эксплуатационные характеристики Украинских АЭС и оценка ядерных материалов по каждому энергоблоку

Динамика накопления отработавших топливных сборок в ЦХОЯТ

Таблица 5

Динамика накопления ОТВС и проектные характеристики ЦХОЯТ

Таблица 6

Удельная активность продуктов деления и актиноидов

1 ОТВС после одного года выдержки

Результаты оценки запасов активности в ЦХОЯТ. Учитывая многочисленность ОТВС, облученных на энергоблоках разных АЭС, отсутствие индивидуальных сведений по топливным сборкам, и, как результат, «размытый» во времени параметр, определяющий длительность выдержки всей массы ОЯТ, проведено вероятностно-статистическое моделирование рассматриваемого технологического процесса по программе CUB. Проведенный анализ показал, что суммарная активность ОЯТ в 2056 г. будет составлять З,92·1019 Бк, из них 95%- активность топлива, выгруженного из реакторов ВВЭР 1000. Наибольший вклад в активность будут давать продукты деления: 137Cs - 0,89·1019Бк, 90Sr - 0,64·1019, актиноиды: 241Pu - 0,46·1019Бк, 238Pu - 0,3·1018Бк; 241Am - 0,75·1018, 244Cm - 0,15·1018Бк. Результаты прогнозирования запасов активности в ЦХОЯТ отработавшего топлива реакторов ВВЭР 1000 на период 2011 - 2056 гг. приведены в таблице 7.

Таблица 7

Активность облученного топлива АЭС с ВВЭР1000 в ЦХОЯТ

Заключение

В работе обсуждаются вопросы безопасности комплекса установок, планируемых к вводу эксплуатацию на промплощадке Игналинской АЭС и в зоне отчуждения Чернобыльской АЭС, с точки зрения радиационной безопасности приграничных районов Беларуси. В рамках системного подхода к анализу потенциальной опасности сложных технологических процессов работе разработана методика прогнозирования активности отработавшего ядерного топлива, размещаемого в хранилище ОЯТ. Методика вероятностного анализ представлена детерминированной моделью выгорания и накопления продуктов деления и актиноидов в облученном ядерном топливе реакторов и вероятностной моделью процесса формирования запасов на объекте хранения, сначала была использована для оценки потенциальной опасности промежуточного хранилища отработавшего ядерного топлива на площадке Игналинской АЭС. Численные исследования радиационных характеристик в топливе РБМК1500 по программе DECA при сопоставлении с расчетами по программе ORIGEN/S подтвердили достоверность результатов.

Вероятностная модель и математическая программа CUB использованы для оценки запасов активности в Централизованного хранилища отработавшего ядерного топлива трех Украинских АЭС с ВВЭР. Полученные результаты показали, что в 2060 г. запас активности ЦХОЯТ 3,92•1020Бк, что в 70 раз больше, чем активность хранилища на площадке Игналинской АЭС.

Список литературы

1. СанПиН 2.6.1.8-8-2002 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002). - Мн.: Минздрав РБ, 2004. - 70 с.

2. 1. ГН 2.6.1.8-127-2000 Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000). - Мн.: УП «ДИЭКОС», 2002. - 124 с.

3. С.О. Волковицкий. О вероятностных целях безопасности атомных станций. Ядерная и радиационная безопасность, №2. - 2007.

4. А.М. Бахметьев, И.А. Былов. К вопросу о системном исследовании безопасности ядерных установок с использованием вероятностных методов/ Известия вузов. Ядерная энергетика. - №1.- 2006 г.

5. Горбачева, Н.В. Радиационные характеристики топлива при авариях на объектах с ядерной технологией: автореф.....дис. канд. техн.наук: 621.039.58/ Г.А. Шароваров: НАН Беларуси, Объед. ин-т энергет. и ядер. исслед. - Сосны. - Минск. - 2002.

6. Герасимов А.С., Зарицкая Т.С., Рудик А.П. Справочник по образованию нуклидов.-М.: Энергоатомиздат, 1989. - 575 с.

7. Вентцель, Е.С. Исследование операций. - М.: Наука, 1972. - 552 с.

8. Шевалдин, В.Н., Опыт использования уран-эрбиевого топлива на Игналинской АЭС// Атомная энергия. - 1998. - Т.85. - Вып.2. - С.91-96.

9. Радиационные характеристики облученного топлива: Справочник / Под ред. В.М. Колобашкина. - М.: Энергоатомиздат, 1983. - 384 с.

Размещено на Allbest.ru