No abstract

Статья поступила в редакцию 5 июня 2018 г. Представлены некоторые результаты комплексных исследований, связанных с разработкой научных и инженерных основ создания подземных комплексов для размещения атомных станций малой мощности (АСММ) в скальных массивах российской Арктики. Разработаны и опробованы методические подходы для обоснования рекомендаций, направленых на обеспечение различных аспектов безопасности (ядерной, радиационной, тепловой) при эксплуатации подземных АСММ. Приведены основные концептуальные положения методологии создания подземных комплексов АСММ в условиях Арктики. Ключевые слова: арктические регионы, криолитозона, подземные комплексы, атомные станции малой мощности, отработавшее ядерное топливо, тепловые воздействия. Комментарий редакции журнала «Арктика: экология и экономика» После Чернобыльской аварии в связи с широким общественным протестом, направленным на прекращение дальнейшего строительства атомных электростанций, большой интерес был проявлен к строительству этих объектов под землей как возможному направлению радикального повышения их безопасности. Однако последующие научные исследования показали, что строительство атомных электростанций под землей не может рассматриваться как альтернативное направление атомной энергетики (Саркисов А. А., Николаев Ю. Б. Итоги обсуждения проблемы строительства подземных АЭС на секции ОФТПЭ АН СССР // Энергетич. стр-во.-1990.-№ 6). В 1990-х годах этот вопрос был снят с повестки дня также и с точки зрения экологических и технико-экономических параметров. В то же время в отдельных случаях подходящие природные условия и геологическая структура какоголибо региона могут оказаться благоприятными для размещения атомных электростанций под землей. С учетом особенностей экологии Арктики и ее чувствительности к антропогенным воздействиям строительство здесь отдельных подземных атомных электростанций может оказаться целесообразным. Статья публикуется с учетом данного комментария.

The purpose of the present study is the investigation of mass composition of long-lived radionuclides accumulated in the fuel cycle of small nuclear power plants (SNPP) as well as long-lived radioactivity of spent fuel of such reactors. Analysis was performed of the published data on the projects of SNPP with pressurized water-cooled reactors (LWR) and reactors cooled with Pb-Bi eutectics (SVBR). Information was obtained on the parameters of fuel cycle, design and materials of reactor cores, thermodynamic characteristics of coolants of the primary cooling circuit for reactor facilities of different types. Mathematical models of fuel cycles of the cores of reactors of ABV, KLT-40S, RITM-200M, UNITERM, SVBR-10 and SVBR-100 types were developed. The KRATER software was applied for mathematical modeling of the fuel cycles where spatial-energy distribution of neutron flux density is determined within multi-group diffusion approximation and heterogeneity of reactor cores is taken into account using albedo method within the reactor cell model. Calculation studies of kinetics of burnup of isotopes in the initial fuel load (235U, 238U) and accumulation of long-lived fission products (85Kr, 90Sr, 137Cs, 151Sm) and actinoids (238,239,240,241,242Pu, 236U, 237Np, 241Am, 244Cm) in the cores of the examined SNPP reactor facilities were performed. The obtained information allowed estimating radiation characteristics of irradiated nuclear fuel and implementing comparison of long-lived radioactivity of spent reactor fuel of the SNPPs under study and of their prototypes (nuclear propulsion reactors). The comparison performed allowed formulating the conclusion on the possibility in principle (from the viewpoint of radiation safety) of application of SNF handling technology used in prototype reactors in the transportation and technological process layouts of handling SNF of SNPP reactors.

No abstract