Вестник Кольского научного центра РАН № 4, 2019 г.

Накопление гамма-излучающих радионуклидов 134 Cs и 154 Eu в реакторах атомных станций… ВЕСТНИК Кольского научного центра РАН 4/2019 (11) 41 и стационарных наземных АСММ с легководными РУ типа АБВ, КЛТ-40С и РИТМ-200М. АО «НИКИЭТ» тоже подготовило технические предложения по созданию АСММ на основе РУ водо-водяного типа («Унитерм»), а ОКБ «Гидропресс» и ГНЦ РФ-ФЭИ разработали технические проекты и предложения по созданию АСММ с реакторами на быстрых нейтронах типа СВБР-100 и СВБР-10. По результатам проектных разработок показано, что такие энергоисточники отличаются от атомных станций большой мощности компактностью, сокращенным периодом строительства, повышенным уровнем безопасности. Заявляемые разработчиками технико-экономические показатели АСММ позволяют говорить об их конкурентоспособности по сравнению с традиционными источниками для энергоснабжения потребителей на удаленных и труднодоступных территориях. Государственная программа инновационного развития и технической модернизации Госкорпорации «Росатом» на период до 2030 г. предполагает разработку технологий и создание линейки реакторов малой мощности, применение АСММ в Арктике и на Дальнем Востоке [2]. Современное состояние проблематики создания АСММ характеризуется различной степенью готовности к практической реализации предлагаемых проектов, которые отличаются имеющимся заделом в проектной и производственной части, объемом дополнительных научно- исследовательских и опытно-конструкторских работ. Важным этапом на этой стадии является рассмотрение вопросов, связанных с хранением и транспортированием отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В зависимости от типа и мощности РУ предлагаются различные концепции. Например, для ОЯТ атомного флота разработана и реализована на практике концепция с использованием металлических (ТК-18) и двухцелевых (перевозка и хранение) металлобетонных (ТУК-108/1 и ТУК-120) контейнеров. Эта концепция может быть применена к ОЯТ реакторов АСММ, проекты которых базируются на технологиях атомного судостроения. Одной из основных проблем при хранении и транспортировании ОЯТ в контейнерах является обеспечение радиационной безопасности. Изучение этой научно-технической проблемы на стадиях НИР [3] и при проектировании [4, 5] показывает, что дозовые характеристики поля ионизирующего излучения в окрестности контейнера определяются гамма-квантами, испускаемыми продуктами деления (ПД) в ОЯТ, в основном 134 Cs, 137 Cs и 154 Eu. Следует отметить, что работы по оценке накопления 137 Cs в ОЯТ реакторов АСММ были выполнены авторами в рамках исследований радионуклидного состава облученного топлива с использованием специализированной реакторной программы «КРАТЕР», результаты которых представлены в статье [6]. Недостатком исследований радиоактивности ОЯТ реакторов АСММ, выполненных с помощью программы «КРАТЕР», является неполнота информации о радиоактивности гамма-излучающих радионуклидов. В частности, в данной программе отсутствует алгоритм накопления радионуклидов 134 Cs и 154 Eu. Целью настоящей статьи является расчетно-теоретическая оценка накопления этих дозообразующих радионуклидов в облученном топливе при эксплуатации реакторов АСММ различного типа и выявление их значимости в формировании дозовых характеристик поля ионизирующего излучения на поверхности контейнера с ОЯТ. Методика и результаты исследования Решение поставленной задачи базировалось на ряде упрощений, которые касаются представления плотности потока нейтронов, нейтронных поперечных сечений и схем распада продуктов деления:  активная зона реактора представляется конечным числом цилиндрических слоев и среднее по слою абсолютное значение плотности потока нейтронов, относительно которой записано уравнение кинетики накопления ПД, определяется в расчетах по программе «КРАТЕР» последовательно на временных шагах, на которые разбивается эксплуатационный цикл активной зоны;  образование 134 Cs и 154 Eu в реакторах водо-водяного типа (АБВ, «Унитерм», РИТМ-200М) происходит в основном в области энергий нейтронов ниже 1 кэВ (группы 8, 9 и 10 в библиотеке