Вестник Кольского научного центра РАН. 2013, №3.

Следует отметить, что Горный институт Кольского научного центра Российской Академии наук, в течение более двадцати лет занимающийся исследованиями в области инженерно­ геологического обеспечения и оценки безопасности создаваемых в Северо-Западном регионе России объектов, предназначенных для долговременного хранения и захоронения ядерных и радиационно опасных материалов, является непосредственным участником ряда международных проектов, а также проводит комплексные научные исследования по заданиям Президиума РАН. Решенные научно-практические задачи могут быть сформулированы следующим образом [1, 2 и др.]: • выполнен комплекс работ на строительстве Пункта длительного хранения реакторных отсеков утилизируемых атомных подводных лодок (АПЛ) и Центра кондиционирования и долговременного хранения радиоактивных отходов (РАО) в Сайда-губе; • разработана методология выбора площадок для размещения наземных и подземных объектов долговременного хранения и захоронения РАО и ОЯТ, рекомендованы конкретные площадки для размещения регионального подземного могильника РАО для Северо-Западного региона России, Пункта долговременного хранения реакторных отсеков утилизируемых АПЛ и Центра кондиционирования и долговременного хранения РАО; • создана научная и инженерная база проектирования и технологий строительства подземных объектов, предназначенных для хранения неперерабатываемых видов ОЯТ судовых реакторов и захоронения РАО на Европейском Севере Российской Федерации. Настоящая работа посвящена изучению накопления долгоживущих радионуклидов в активных зонах реакторов атомных ледоколов (а/л) «Ленин», «Арктика» и «Сибирь», ОЯТ которых является важнейшей составляющей радиационного потенциала хранилища топлива на ПТБ «Лепсе», считающейся самым ядерно и радиационно опасным плавучим объектом на северо-западе России. Цели и задачи Главная цель работы - определение ядерных и радиационных характеристик современного состояния ОЯТ, находящегося в хранилище ПТБ «Лепсе». Эта цель продиктована желанием получить необходимые исходные данные для возможных академических экспертиз и оценок степени рисков от обращения с ОЯТ, в основном, при выгрузке топлива и перевозке его на перерабатывающий завод ПО « Маяк», планируемых в ближайшие годы на заводе «Нерпа». Заметим, что в опубликованной литературе эти данные по ряду важных параметров противоречивы или не обладают необходимой полнотой. Достижение этой цели предполагает решение нескольких задач, а именно: • систематизация информации о реакторах атомных ледоколов, из которых ОЯТ перегружалось на ПТБ «Лепсе», и их эксплуатационных характеристиках (мощности, энерговыработки, типы и начальные загрузки топлива и др.); • разработка или усовершенствование математических моделей эксплуатационных циклов этих реакторов; • проведение математического моделирования топливных циклов и определение изотопного состава ОЯТ реакторов атомных ледоколов на время окончания эксплуатации активных зон; • определение активности долгоживущих радионуклидов в ОЯТ и ее динамики при длительном хранении топлива на «Лепсе». Методика расчета изотопного состава ОЯТ Начальная топливная загрузка в реактор содержит в своем составе 2 основных изотопа 235 23 8 урана: U и U. При работе реактора на мощности, которая определяется величиной плотности потока нейтронов (ППН), в ядерных реакциях при поглощении нейтронов ядрами атомов 235U и 238U образуются новые актиниды, а в реакциях деления этих ядер - осколки деления и выделяется энергия. Таким образом, одной из задач методики является определение абсолютных значений ППН при определенной мощности, развивающейся в объеме активной зоны (АЗ), а также спектра ППН, так как вероятности ядерных реакций зависят от энергии нейтрона. Физика 10