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) 47 Табл. 5 содержит данные об активности 134 Cs и 154 Eu в ОЯТ реакторов АСММ различного типа, которая определена на основе показателей табл. 4. Для большей полноты характеризации γ-излучающих радионуклидов, накапливающихся в ОЯТ реакторов АСММ, в табл. 5 показаны данные по активности 137 Cs, которые вычислены по массе 137 Cs, приведенной в работе авторов [6]. Полученные данные по активности гамма-излучающих радионуклидов были использованы в оценках радиационной безопасности обращения с ОЯТ реакторов АСММ. Таблица 5 Table 5 Активность гамма-излучающих радионуклидов 134 Cs, 137 Cs и 154 Eu в ОЯТ активных зон РУ АСММ различного типа, ПБк Activity of gamma-emitting radionuclides 134 Cs, 137 Cs and 154 Eu in SNF of cores of low-power reactors of various types, PBq Реакторная установка Reactor facility Энерговыработка, ГВт  сут Power generation capacity, GW  day Радионуклид / Nuclide 134 Cs 137 Cs 154 Eu Период полураспада, лет / Half-life, years 2,065 30,1 8,6 КЛТ-40С / KLT-40C 137,5 20,56 15,74 0,908 РИТМ-200М / RITM-200M 291,7 35,0 32,37 1,915 АБВ / ABV 131,5 13,45 14,17 0,718 «Унитерм» / Uniterm 131 8,93 14,23 0,648 181 13,9 18,14 0,965 СВБР-100 / SVBR-100 631 27,66 70,0 1,543 Демонстрация применения данных по активности гамма-излучающих радионуклидов в задачах радиационной безопасности С помощью математической программы DOZDAD, разработанной в Горном институте КНЦ РАН [9], было выполнено моделирование процесса прохождения гамма-излучения радионуклидов 134 Cs, 137 Cs и 154 Eu через защиту металлобетонного контейнера ТУК-120, загруженного ОЯТ реакторов АСММразличного типа. Защита ТУК-120 в радиальном направлении состоит из чередующихся стальных и бетонных экранов общей толщиной 43,3 см при соотношении стали и бетона как 20:80 % объемных [10]. В качестве характеристики интенсивности источника ионизирующего излучения использованы данные по активности 134 Cs, 137 Cs и 154 Eu (см. табл. 5), при этом значение активности принималось в соответствии с коэффициентом загрузки контейнера ТУК- 120, определяемым по соотношению между числом отработавших тепловыделяющих сборок в контейнере и в активной зоне реактора [11] с учетом времени выдержки ОЯТ в приреакторном хранилище. На рис. 5 и 6 в качестве примера представлены некоторые результаты исследования для контейнера ТУК-120 с ОЯТ реактора типа АБВ. На рис. 5 показано распределение полной мощности дозы гамма-излучения по толщине защиты контейнера в радиальном направлении Рис. 5. Распределение мощности дозы гамма- излучения по толщине защиты контейнера ТУК-120 с ОЯТ реактора АБВ Fig. 5. Distribution of gamma radiation dose rate over the thickness of protection of TUK-120 container with SNF of ABV reactor