К строительству АЭС в Беларуси

Резюме. В статье раскрываются физические принципы и некоторые направления фундаментальных исследований в Беларуси по повышению ядерной и радиационной безопасности атомных электростанций и способов использования отработавшего на них ядерного топлива. Представлены результаты многолетних работ в области физики ядерных реакторов и использования радиоактивных излучений в Объединенном институте энергетических и ядерных исследований - Сосны НАН Беларуси и его предшественниках. Описана их экспериментальная база, предложены новые направления работ в этой области.

Ключевые слова: радиационная и ядерная безопасность АЭС, контроль накопления плутония-239, физика реакторов, строительство АЭС.

Олег Ярошевич,

ведущий научный сотрудник ОИЭЯИ - Сосны НАН Беларуси, кандидат технических наук, профессор

Святослав Сикорин,

завлабораторией экспериментальной физики и ядерной безопасности реакторных установок ОИЭЯИ - Сосны НАН Беларуси

Игорь Жук,

завлабораторией

экспериментальных ядерно-физических исследований и экспертных анализов радиоактивных материалов ОИЭЯИ - Сосны НАН Беларуси, кандидат технических наук

Леонард Сальников,

завлабораторией

радиационно-химических процессов ОИЭЯИ - Сосны НАН Беларуси, кандидат технических наук

Исаак Рубин,

старший научный сотрудник лаборатории физики ядерных реакторов ОИЭЯИ - Сосны НАН Беларуси

Началом исследований в области атомной энергетики в Беларуси следует считать 1960 г. - время переезда в БССР Андрея Красина, одного из создателей первой в мире АЭС в г. Обнинске, лауреата Ленинской премии, который был назначен директором отделения атомной энергетики Энергетического института АН БССР. Под руководством Андрея Капитоновича формировалась группа физиков-реакторщиков, проводились фундаментальные и прикладные исследования по физике реакторов различных типов. Важнейшей задачей научной организации стала разработка экспериментальной и расчетной базы для исследований в области атомной энергетики и использования радиоактивных излучений.

В 1965 г. по инициативе А.К. Красина был организован Институт ядерной энергетики АН БССР (ИЯЭ АН БССР), правопреемником которого ныне является ГНУ «ОИЭЯИ - Сосны» НАН Беларуси. За время существования института созданы более 10 реакторов физической мощности (критических стендов), на которых были изучены основные нейтронно-физиче-ские характеристики более 50 активных зон (критических сборок); передвижная атомная электростанция (ПАЭС) «Памир-630Д» электрической мощностью 630 кВт и тепловой мощностью 5050 кВт на диссоциирующем теплоносителе на основе N2O4 [1-5]; пять быстро-тепловых реакторов физической мощности (критиче-

ских стендов) для исследований по физике газоохлаждаемых энергетических реакторов на быстрых нейтронах и перспективных пароводяных энергетических реакторов повышенной безопасности. В ряду других значимых достижений - уникальный реактор физической мощности (критический стенд «Астра» с вращающейся активной зоной, содержащей шариковые микротвэлы), разработка методик и оборудования для измерения всех основных ядерно-физических характеристик ядерных установок, создание файлов оцененных ядерных данных для делящихся и конструкционных материалов, необходимых для расчетов и проектирования ядерных установок, которые вошли в мировые библиотеки ядерных дан-

ных ENDF/B, JENDL, BROND

и JET. На основе разработанной в институте научной концепции создан ядерно-физический подкритический комплекс (ЯФПК) «Ялша», включающий генератор нейтронов НГ-12-1, уран-полиэтиленовую (тепловую) и бустерную (быстро-тепловую) подкритические сборки и измерительный комплекс для проведения исследований в областях нейтронной физики, кинетики подкритических систем, физики связанных нейтронных систем, измерений скоростей реакций в различных спектрах нейтронов и для ряда других задач.

В настоящее время ОИЭЯИ - Сосны является единственным в Беларуси научным учреждением, имеющим многолетний опыт проектирования и изучения характеристик реакторных установок различного назначения и обладающим лицензией на работы в этой сфере. Сегодня институт предлагает следующие новые разработки.

Создание устройства и способа аварийной защиты ядерных реакторов, основанных на эффекте разблокировки поглотителя нейтронов с высоким содержанием нейтронно-погло-щающих изотопов.

Известно, что каждый ядерный реактор любого типа и назначения должен быть обеспечен надежной «ручной» или автоматической аварийной защитой при возникновении в нем опасных ситуаций, в том числе условий неконтролируемого разгона реактора, как это произошло на ряде ядерных установок, тяжелейшими последствиями которых стали авария на Чернобыльской АЭС, а также на АЭС «Три Майл Айленд» в США и установке по переработке радиоактивных отходов «Маяк» (СССР). В числе основных физических принципов аварийной защиты ядер-

ных реакторов - максимально быстрое введение в активную зону сильных поглотителей нейтронов, приводящее к изменению баланса нейтронов в реакторе и переводящее его в безопасное подкритическое состояние. Наиболее распространенные способы - введение в активную зону стержней, содержащих материалы с большим сечением радиационного захвата нейтронов (бор, кадмий, гафний и др.); использование выпадающих пакетов с тепловыделяющими элементами, замедлителями и отражателями нейтронов; впрыскивание в активную зону жидких (например борной кислоты с высоким содержанием изотопа 10В) или твердых (дроби из В4С) поглотителей нейтронов или комбинации этих методов [7]. В реакторах, где применяется жидкий замедлитель либо жидкое топливо (гомогенные реакторы), для аварийной защиты используется их слив из активной зоны.

Все эти способы и устройства содержат перемещающиеся элементы и должны предусматривать дополнительные механизмы для исключения их заклинивания в случае форс-мажорных обстоятельств (землетрясений, пожара и др.). В предлагаемых устройствах и способе применяется пассивный метод (отсутствуют подвижные элементы).

Разработка способа нераз-рушающего контроля на АЭС глубины выгорания урана-235, накопления плутония-239 и несанкционированного извлечения плутония из активной зоны АЭС.

Накопление 239Ри в реакторе АЭС можно отслеживать путем радиохимического анализа выгоревшего ядерного топлива. Однако при этом определяется суммарное количество всех изотопов плутония, необходима

остановка станции и извлечение радиоактивных образцов высокой активности. С большими трудностями также связаны и другие методы, например импульсный [7]. В разработанном нами способе контроля измеряется параметр, связанный с эффективной долей запаздывающих нейтронов вэф, обеспечивающий непрерывное отслеживание накопления 239Ри в реакторе. Скачкообразное увеличение этого параметра позволяет сделать вывод о несанкционированном извлечении 239Ри из реактора. Таким образом, данная методика контроля может рассматриваться как дополнительная к существующим средствам предотвращения радиационного и ядерного терроризма.

Физической предпосылкой управления цепным процессом деления ядер в ядерных реакторах является наличие запаздывающих нейтронов со средней энергией ~ 0,5 МэВ. Они образуются не одновременно с осколками деления и испусканием вторичных (мгновенных) нейтронов со средней энергией ~ 2 МэВ, а несколько позже после р-распада некоторых осколков деления.И хотя доля запаздывающих нейтронов в в общем количестве испускаемых при делении ядерного топлива вторичных нейтронов невелика (менее 1%), они играют фундаментальную (решающую) роль в обеспечении безопасного управления процессом размножения нейтронов в реакторе, увеличивая время жизни нейтронов одного поколения в сотни тысяч раз. Поскольку энергия запаздывающих нейтронов меньше, чем мгновенных, то вероятность их утечки из активной зоны в процессе замедления также меньше и эффективная доля в конкретном реакторе больше фактической, равной при делении 235и

тепловыми нейтронами 0,0064 (или 0,64%), 239Ри - 0,0021 (или 0,21%). Значения долей запаздывающих нейтронов в для различных видов ядерного топлива впервые были измерены Дж. Кипиным и др. [7-11].

Исследование возможности использования радиоактивного излучения выгоревших на АЭС тепловыделяющих сборок (ТВС) для создания мощных и экономичных источников гамма-излучения.

Отходы энергетических ядерных реакторов (продукты деления и актиниды: изотопы плутония, америция, кюрия, образующиеся из урана-238) потенциально представляют собой мощные и экономичные источники у- и нейтронного излучения. Однако использование отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) практически невозможно вследствие сложности технологии его переработки и наведенной активности облучаемой продукции. Топливо реакторов ВВЭР-1000 не перерабатывается до сих пор.

Идея применять в облучателях радиационных установок (РУ) выгоревшее топливо без его переработки возникла еще в 1960-х гг. В ОИЭЯИ - Сосны по предварительным изысканиям в рамках Государственной программы научных исследований «Атомная энергетика, ядерные и радиационные технологии» показана принципиальная возможность использования в качестве у-облучателей РУ отработавшее топливо реактора ВВЭР-1200, выбранного для первой белорусской АЭС как дополнительное звено топливного цикла [12]. Применение ОЯТ предполагается на стадиях как «мокрого», так и «сухого» хранения, после извлечения его из приреакторного бассейна выдержки.

Основным источником у-квантов в отработавшей те-

пловыделяющей сборке (ОТВС) является распад нестабильного продукта деления имеющего большую вероятность образования при делении ядер топлива и подходящий для радиационной технологии период полураспада 30,1 года. Соответствующим источником нейтронов в основном является спонтанное деление изотопа кюрия 244Ст с периодом полураспада 18,1 года, а также а-распад (и последующая реакция (а,п) на 180) образовавшихся в топливе актинидов. Средняя энергия вылетающих из одной ОТВС у-квантов равна ~ 0,62 МэВ, нейтронов ~ 1,9 МэВ. Как показала оценка, по интенсивности вылетающих у-квантов несколько ОТВС вполне могут конкурировать со стандартными облучателями РУ на основе 60Со [12].

Комплексное исследование компонент суммарного радиоактивного облучения населения Беларуси от всех природных и техногенных источников ионизирующего излучения (ИИИ).

Степень отрицательного воздействия радиоактивных излучений на здоровье человека определяется величиной эффективной дозы независимо от того, какими ИИИ она обусловлена: природными (радон и дочерние продукты его распада (ДПР) -свинец-214, висмут-214, по-лоний-214, полоний-210 и др.; калий-40, космические лучи, земное у-излучение и др.) или техногенными (медицинская диагностика и лечение, испытания ядерного оружия в атмосфере, чернобыльская авария, сбросы и выбросы радионуклидов при эксплуатации АЭС и др.). Главным дозообра-зующим фактором в настоящее время является активность радона-222 и его ДПР в воздухе зданий. Основные источники радона в нем - почвогрунт под

зданиями и стройматериалы. Во многих странах реализуются многолетние (до 25 лет и более) национальные программы по мониторингу объемной активности радона-222 и его ДПР, выполнены измерения в десятках и даже сотнях тысяч помещений (Россия, Швеция, Чехия, США, Украина, Финляндия, Германия и др.). В Беларуси объем таких радоновых исследований, как в абсолютном количестве обследованных зданий, так и в их количестве на 1 млн населения, несоизмеримо меньший. Поскольку распределение радия-226 (предшественника радона-222) по поверхности земной коры неравномерно, то и относительные вклады радона-222 и его ДПР в суммарную дозу облучения населения в различных странах существенно различаются (США ~ 55%, Англия ~ 50%, Финляндия ~ 90%, Россия ~ 30%, Украина ~ 70-75%) [13].

Необходимость контроля уровней объемной активности радона-222 в воздухе зданий была установлена в Законе Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» и введенных Министерством здравоохранения Нормах радиационной безопасности населения (НРБ-2000).

В ОИЭЯИ - Сосны систематические исследования объемной активности радона-222 и его ДПР в воздухе зданий проводятся при участии ряда организаций Минздрава на территории всех регионов страны начиная с 2004 г. Используется наиболее представительный метод пассивных твердотельных трековых детекторов а-частиц. В связи со строительством в Беларуси атомной электростанции мониторинг радона приобретает еще один аспект: предотвращение (возможно спекулятивного) преувеличения влияния АЭС после введения ее в эксплуата-

Новые горизонты белорусской кардиологии

цию на здоровье жителеи путем сравнительного анализа эффективных доз облучения от всех компонент природных и техногенных источников, включая выбросы и сбросы радионуклидов от АЭС при ее нормальной эксплуатации и маловероятных проектных авариях с начальными фоновыми значениями.

Таким образом, проводимые комплексные радоновые исследования носят важную социальную направленность: уменьшение доз радиоактивного облучения населения от управляемой радоновой компоненты - основного дозообразу-ющего фактора в республике в настоящее время. Их результаты станут основой для создания базы по уровням активности радона и его ДПР в воздухе зданий и годовым эффективным дозам облучения жителей нашей страны.

Разработка предлагаемых устройств и способов приоритетна для ОИЭЯИ - Сосны. Некоторые поисковые исследования по упомянутым направлениям могут быть проведены уже в 2014-2015 гг.

See: http://innosfera.org/2014/05/nps

Литература

1. Гребеньков Ж.А., Михалевич А.А., Шароваров Г.А., Ярошевич О.И. История создания ПАЭС «Памир-630» в Беларуси. История атомной энергетики Советского Союза и России / под ред. В.А. Сидоренко. РНЦ «Курчатовский институт». Вып. 5. - М., 2004. С. 121-153.

2. Гульник С.И., Сикорин С.Н., Ярошевич О.И. и др. Экспериментальные исследования по физике реактора ПАЭС «Памир» // Проблемы использования ядерной энергии. Сб. докл. научн. семинара / под ред. А.А. Михалевича, С.Е. Чигринова. - Мн., 1996. С. 34-39.

3. Malykhin A.P., Sikorin S.N., Yaroshevich O.I., Levadnyi, V.A. Determination of Physical Reactor Parameters of Transportable NPP at Physical and Power Reactor Start-Up / A Simposium on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics SMORN VII, 19-23 June, 1995, Avignon, France: Proceedings. Vol. 2. - Paris, 1996. P. 48-56.

4. Edch Hidrid Z Proceed

k I., Sapoznikov V., Yaroshevich 0. et al. Temperature Effects of Reactivity of Uranium-rconium Critical Sistems with Fuel of 21% and 36% enrichments and Calculation Analyses. ngs of 3th International Yugoslav Nuclear Society Conference. - Belgrade, 2001. P. 739-741.

5. Сапожников В.В., Сикорин С.Н., Ярошевич О.И. Экспериментальные исследования в обоснование нейтронно-физических характеристик реактора передвижной атомной электростанции «Памир-630Д» // От первой в мире АЭС к атомной энергетике XXI века. Сб. тезисов докл. Х ежегод. конф. ядерного общества России. - Обнинск, 22 июня - 2 июля 1999 г. С. 168.

6. Chigrinov S., Petlitsky V., Rutkovskaya K., Kiyavitskaya A. et al. The Research of Transmutation of Long-lived Fission Products and Minor Actinides in a Sub-critical Assembly Driven by the Neutron Generator. Proc. of 2nd Int. Conference on Accelerator Driven Trasmutation Technologies&Applications (ADTTA). - Kalmar, Sveden, June 1996. V. 2. P. 737-741.

7. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальные методы физики реакторов. - М., 1984.

8. Кипин Дж. Физические основы кинетики ядерных реакторов / под ред. В.А. Кузнецова. Пер. с англ. - М., 1967.

9. Динамика ядерных реакторов / под ред. Я.В. Шевелева. - М., 1990.

10. Матвиенко И.П., Случевская В.М. Основные данные по запаздывающим нейтронам // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. 1980, вып. 3 (38). С. 29.

11. Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физика переходных процессов ядерных реакторов. - М., 1983.

12. Сальников Л.И., Рубин И.Е., Кузьмин А.В. и др. Расчетно-теоретическое исследование возможностей использования отработавших тепловыделяющих сборок на различных стадиях хранения в качестве источника гамма-излучения для радиационно-технологических процессов / 3-я межд. конф. «Ядерные технологии XXI века». - Минск, 23-26 октября 2012. С. 44-51.

13. Ярошевич О.И., Жук И.В., Конопелько М.Н., Василевский Л.Л. и др. Исследования по проблемам радона в Беларуси и других странах Европы // Вестник фонда фундаментальных исследований. 2013, №4. С. 101-117.

Сотрудники РНПЦ «Кардиология» совместно с коллегами из Белорусской медицинской академии последипломного образования, Белорусского национального технического университета и научно-технологического парка БНТУ «Политехник» разработали систему аортального стентграфта. Она предназначена для хирургического лечения аневризм грудной аорты при операциях с искусственным кровообращением. Конструкция сегментов системы доставки выполнена по принципу автономных модулей, технологически связанных друг с другом, что значительно упрощает сборку системы в условиях «чистой комнаты». Специально подобранные материалы обеспечивают устройству большую гибкость по сравнению с известными аналогами, что гарантирует плавный ввод стентграфта в сжатом виде в нисходящую аорту несмотря на ее анатомические изгибы. Специально разработанный режим термообработки пружинной части каркаса обеспечивает ее полное разжатие до заданного диаметра при высвобождении с сохранением необходимой радиальной жесткости.

Сейчас система аортального стентграфта проходит экспертизу технических условий и процедуру регистрации медицинского изделия в Министерстве здравоохранения Беларуси.

Калибровка средств измерений мощности лазерного излучения

Высокая точность, а также широкий динамический и спектральный диапазоны современных измерителей мощности лазерного излучения предъявляют повышенные требования к приборам для их калибровки.

Установка, разработанная Институтом физики им. Б.И. Степанова НАН Беларуси, предназначена для измерений средней мощности непрерывного лазерного излучения при проведении метрологической аттестации различных типов лазеров и калибровки средств измерений мощности лазерного излучения.

Устройство создано на современной элементной базе и по сравнению с существующими аналогами имеет более широкие спектральный и динамический диапазоны.

Российские награды белорусским разработчикам

В Научно-исследовательском институте импульсных процессов с опытным производством созданы технологии и технологическое оснащение получения ультра- и нанодисперсных оксидных порошков, а также дешевого и качественного порошка наноуглеродной алмазосодержащей шихты из конверсионного сырья. Первая разработка может быть использована для модификации металлических, керамических и полимерных материалов, вторая позволит решить важную социально-экономическую проблему утилизации боеприпасов.

Решением Научно-технического совета при Правительстве Санкт-Петербурга полученные порошки были награждены дипломами и золотыми медалями в номинациях «Лучший инновационный проект в области: наносистемы, наноустройства, наномате-риалы, нанотехнологии» и «Лучший инновационный проект в области машиностроения и металлургии».

Денис МОРОЗ

п

J .

г

г

г

_I .

с

J .

г

п

72