Вестник Кольского научного центра РАН № 2, 2019 г.

Изучение закономерностей образования источников тепла в хранилищах контейнерного типа. В последующий период проявляется существенный вклад а-распада актиноидов в суммарную величину МОЭ, который увеличивается со временем. При времени выдержки ОЯТ в интервале от 10 до 30 лет вклад а-распада возрастает от 6 до 11 % для ОЯТ реактора СВБР, а для облученного топлива реактора «Унитерм» вклад актиноидов повышается с 16 до 28 %. Различия в относительном вкладе актиноидов обусловлены изотопным составом ОЯТ, который, наряду с энерговыработкой активных зон и временем выдержки топлива, в значительной степени определяется особенностью спектров плотности потока нейтронов, характерных для активных зон водо-водяных и жидкометаллических реакторов. В табл. 2 приведены данные, иллюстрирующие различия в величине МОЭ топлива проектируемых реакторов АСММ и эксплуатирующихся реакторов большой мощности типа ВВЭР- 1000. Приведенные данные показывают, что МОЭ одной тонны ОЯТ реакторов АСММ в 1,5-2 раза превышает аналогичный параметр для реактора ВВЭР-1000, что объясняется более глубоким (также в 1,5-2 раза) выгоранием топлива в активных зонах реакторов АСММ. Результаты сравнительной оценки свидетельствуют об актуальности изучения задачи отвода остаточных тепловыделений от ОЯТ реакторов АСММ. Таблица 2 Table 2 Сравнение МОЭ облученного топлива реакторов коммерческой АЭС и АСММ, МВт/т U Comparison of residual heat of the irradiated fuel from reactors of the commercial NPP and SNPP, MW/t U Реактор Reactor Время выдержки ОЯТ, лет / Cooling time, years 3 10 30 Актиноиды Actinides ПД FP Сумма Total Актиноиды Actinides ПД FP Сумма Total Актиноиды Actinides ПД FP Сумма Total ВВЭР-1000 WWER-1000 0,26 3,64 3,90 0,25 1,10 1,35 0,26 0,60 0,86 «Унитерм» “Uniterm” 0,48 5,18 5,66 0,51 2,58 3,09 0,53 1,35 1,88 АБВ ABV 0,34 5,26 5,60 0,37 2,36 2,73 0,40 1,23 1,63 РИТМ-200 RITM-200 0,37 6,32 6,69 0,41 2,46 2,87 0,45 1,28 1,73 СВБР-100 SVBR-100 0,13 5,07 5,20 0,13 1,89 2,02 0,13 0,98 1,11 Оценки величины МОЭ топлива, загружаемого в контейнер ТУК-120, выполнялись в предположении, что после выдержки в приреакторном хранилище облученное топливо перегружается в контейнеры, которые помещаются на хранение в подземный модуль хранилища ОЯТ. При этом время выдержки ОЯТ реакторов различного типа принималось равным продолжительности соответствующего топливного цикла [5]. Исключение составляет ОЯТ реактора СВБР-100, для которого, согласно технологической схеме обращения с ОЯТ в проекте опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой этого типа [6], время выдержки в приреакторном хранилище принималось равным 21 году. Результаты оценки МОЭ в контейнерах ТУК-120 приведены в табл. 3. Мощность остаточного энерговыделения в контейнере ТУК-120 зависит от количества размещенных в нем ОТВС и численно может быть определена по соотношению между числом ОТВС в контейнере и активной зоне (коэффициент загрузки ТУК-120). Приведенные в табл. 3 данные соответствуют варианту размещения ОТВС в контейнере в два яруса, при котором формируется наиболее высокая энергонапряженность в контейнере. Для оценки коэффициента загрузки контейнеров ТУК-120 были проведены исследования ядерной безопасности, целью которых являлось определение компоновки ОТВС в контейнере, отвечающей нормативному требованию по безопасности [7]. По результатам исследований установлено, что ядерно безопасная ВЕСТНИК Кольского научного центра РАН 2/2019 (11) 109