SCI Библиотека

В водо-водяном реакторе типа ВВЭР избыточную реактивность могут компенсировать материалы с высоким поглощением нейтронов. В статье проведен теоретический и расчетный анализ использования выгорающих поглотителей, размещенных в твэле, для снижения запаса реактивности и увеличения времени перегрузки реакторов типа ВВЭР. Для исследования снижения запаса реактивности расчет выгорания топлива проводился без выгорающего поглотителя и с комбинацией различных выгорающих поглотителей, а именно природного гадолиния (Gd) и эрбия (Er), с использованием упрощенной программы GETERA. В результате расчета установлено, что изменение количества выгорающего поглотителя (Gd, Er) внутри ТВС определяет запас реактивности по выгоранию топлива и повышает эффективность уранового топлива (UO2). Совместное использование Gd и Er приводит к более плавному снижению реактивности реактора за счет меньшего сечения поглощения Er, что позволяет снизить общую массу Gd в твэле и уменьшить эффект блокировки. При расчете использовались концентрации Gd в пределах 1,5% и 3%, а концентрации Er использовались в диапазоне 0,1–0,6%.

Методом сканирующей электронной микроскопии с рентгеноспектральным микроанализом изучены основные разновидности горных пород участка «Енисейский» (Красноярский край), на котором начато строительство подземной исследовательской лаборатории, как первого этапа сооружения пункта глубинного захоронения радиоактивных отходов (РАО). Петрографическая типизация изученных образцов пород обоснована их текстурно-структурными характеристиками, главными парагенезисами и составом породообразующих минералов, которые обусловлены генезисом пород. Полученные результаты могут быть использованы при обосновании безопасности объекта захоронения РАО для уточнения геолого-структурных моделей массива горных пород и физико-химических условий распространения радиационного загрязнения в результате мобилизации и переноса радионуклидов с порово-трещинными подземными водами.

Представлены результаты многолетнего (1976–2019 гг.) радиоэкологического мониторинга водоема-охладителя Белоярской АЭС. Изучено влияние сбросных технологических вод тепловых (AMБ-100 и AMБ-200) и быстрых (БН-600 и БН-800) реакторов АЭС на содержание техногенных радионуклидов в поверхностных водах, донных отложениях, макрофитах и ихтиофауне Белоярского водохранилища. Показано, что технология производства электроэнергии на Белоярской АЭС, основанная на быстрых реакторах, оказывает гораздо меньшее влияние на поступление техногенных радионуклидов в водную экосистему водохранилища. Представлена долговременная динамика удельной активности 60Co, 90Sr, 137Cs и 3H в основных компонентах водной экосистемы на разном расстоянии от источника сброса радионуклидов. В течение всего периода мониторинговых исследований снижение удельной активности радионуклидов станционного происхождения в поверхностных водах составило 4,3–74,5 раза, в донных отложениях – 10–505 раз, в макрофитах – 13–25800 раз, в ихтиофауне – 1,3 – 44,6 раза. Улучшение радиоэкологического состояния водоема-охладителя произошло в результате остановки эксплуатации тепловых реакторов первой очереди атомной станции (AMБ-100 и AMБ-200), а также за счет распада и перераспределения радиоизотопов из водной фазы в донные отложения и миграции с водным стоком из водохранилища в речную систему. Максимальный сброс техногенных радионуклидов в водохранилище отмечен в период проведения восстановительных и дезактивационных работ, направленных на устранение аварий на тепловых реакторах AMБ-100 и AMБ-200 первой очереди Белоярской АЭС.