рудычев1 20.10.2017

1. Эффективность расчетов дозовых нагрузок
методами Монте-Карло и интегрированием точечных
источников при обращении с РАО
В.Г. Рудычев1
, Н.А. Азаренков1
, И.А. Гирка1
, Е.В. Рудычев2
1
ХНУ им. В.Н.Каразина, 2
ННЦ «ХФТИ», Харьков, Украина,
e-mail: rud@pht.univer.kharkov.ua

2. При работе АЭС образуется большое количество твердых и
жидких радиоактивных отходов (ТРО и ЖРО).
Запорожская АЭС,
ОБРАЗОВАНО за 2015 год
ЖРО
730 м3
в виде кубового остатка, хранятся в емкостях до 1000 м3
Переработанных ЖРО в виде солевого плава 91.2 м3
в контейнерах КРВ-200,
размещаемых в хранилищах. Активность ЖРО от 1,32 до 2,7867 E+03 МБк/м3
,
солевого плава от 2,42 до 11,06 E+03 МБк/м3.
Изотопный состав ЖРО и солевого
плава : 137Cs; 134Cs, 60Co, 58Co, 54Mn, 110mAg, 122Sb, 124Sb
ТРО
Низкой активности 682,4 м3, 159,315 т из них сжигаемые 278,75 м3
55,75 т,
Активность от 1,6 до 4,67 E+02 (от 1,10E+01 до 5,30E+02) МБк/м3
(кБк/кг)
1) Переработано сжигаемых ТРО 223,1 м3 , 31,538 т,
получено в 25 упаковках 5 м3 весом 3,82 т, Активность 7,22E+02 МБк/м3
2) Переработано прессуемых ТРО 425,8 м3 , 53 т,
получено в 408 упаковках 81,6 м3
весом 67 т 1,98E+02 МБк/м3
Средней активности 44,034 м3
, 36,54 т , активностью от 2,29E+03 до 1,09E+05
(от 1,01E+03 до 8,10E+05) МБк/м3
(кБк/кг)
Изотопный состав НАО и САО : Cs137
,Co60
, Cs134
,Co58
, Mn54
, Ag110m

3. УИТРО ЗАЭС
Устройство Извлечения ТРО
предназначено для извлечения и
первичной упаковки низкоактивных и
среднеактивных ТРО, находящихся в
ячейках хранилищ твёрдых
радиоактивных отходов ЗАЭС.

4. Геометрическая схема
модели кессона в пакете
MCNP, моделирование
воздействия излучения на
персонал
Изолинии мощности доз созданных
транспортной тарой и грейфером внутри
и снаружи кессона

5. На Запорожской АЭС построен комплекс по переработке РАО
В состав комплекса входят установки: фрагментации твердых
РАО, сжигания твердых и жидких РАО и прессования
Установка сжигания твердых и жидких РАО ЗАЭС

6. Установка прессования и
смежные помещения
Схема расчета дозовых нагрузок
от бочек с золой в кессонах установки сжигания
ХНУ выполнены все расчеты по обеспечению
радиационной безопасности комплекса переработки
РАО:
1) оптимизация характеристик биологической защиты;
2) радиационная обстановка во всех помещениях с учетом
источников изучения в смежных помещениях;
3) дозовые нагрузки на персонал на всех этапах
обращения с РАО, включая транспортировку всех видов
отходов.
Работы прошли экспертизу НАЭК и
ГП «ГНТЦ ЯРБ», а также ЕВРОАУДИТ
(оборудование установок сжигания
и прессования поставляет
ГЕРМАНИЯ).
Пример оптимизации биологической защиты:
вместо стальных дверей толщиной 10 см за счет
введения зоны ограничения доступа персонала
толщина дверей 1-2 см и уменьшена толщина
стен

7. Комплекс переработки жидких
радиоактивных отходов ЮУАЭС
ХНУ предложено изменить технологию работ, что привело к уменьшению
дозовых нагрузок на обслуживающий персонал. Оптимизация защитных
сооружений позволила уменьшить объем строительных работ.

8. В легком ангарном хранилище ЗАЭС намечается хранить продукты переработки ТРО
и ЖРО как уже имеющиеся в хранилищах, так и вновь образующиеся в процессе эксплуатации
АЭС, в универсальных защитных железобетонных контейнерах (УЗЖК). Универсальный
контейнер является вторичной упаковкой, в которой помещены металлические цилиндрические
контейнеры (бочки) объемом 200 и 280 л, содержащие радиоактивные отходы.
Конструкция универсального
железобетонного контейнера
Распределение МД вокруг
контейнера на высоте 100 см.
Распределение МД в плоскости (XZ) на
поверхности боковой стороны контейнера
ЛАХ ЗАЭС
25 × 13 (12) рядов УЗЖК
размещенных в 4-ре яруса
~ 1300 контейнеров

9. Методы Монте-Карло: MCNP (USA), PENELOPE (Spain), PHITS (Japan)
УЗЖК установленные в 4-е яруса
Расчет одного варианта в пакете MCNP из-за значительного количества источников больших размеров
в ЛАХ и на больших расстояниях требует значительного количества времени. Подобные расчеты в
Аргонской национальной лаборатории (США) осуществлялись на 30 PC объединенных в КЛАСТЕР в
течение недели. Нами для решения поставленной задачи использовались комбинированные методики
с использованием пакетов VOLUME и MicroShield.
Размещение УЗЖК (25 шт.) вдоль длинной стороны ЛАХ
Сравнения
результатов
расчетов МД в
пакетах MCNP
и VOLUME для
первого ряда
детекторов.

10. Методика расчетов
Предполагается что в объеме V равномерно распределены источники излучения так, что каждый элемент объема dV
изотропно испускает γ −кванты с энергией Е и плотностью nγ
. Тогда количество γ −квантов определяется соотношением
dV
R
eeyEBxEBEn
ERN
V
yExE
PRPR
PR
∫
−−
⋅⋅
= 2
)()(
))(())((
4
)(
),(
µµ
γ
γ
µµ
π
где B(µ(E)x) – фактор накопления в веществе источника, µ(E) – линейный коэффициент ослабления γ - квантов с энергией E
в веществе источника, х – длина пробега γ -квантов из объема dV до пересечения с границей источника, BPR
(µPR
(E)y) – фактор
накопления в защите, µPR
(E) – линейный коэффициент ослабления γ - квантов в защите, y – длина пробега γ - кантов из объема dV в
защите. Факторы накопления зависят от величины µ(E)·x, которая пропорциональна длине свободного пробега γ – квантов так, что
µ(E)·x = 1 и, соответственно, exp[-(µ(E)·x )] = 1 / e. Коррекцию факторов накопления в источнике и защите определим следующим
образом: KxEBKxEBC /)1))(((1),)(( −+= µµ PRPRPRPRPR KyEBKxEBC /)1))(((1),)(( −+= µµ
При K = KPR = 1 скорректированные значения факторов накопления равны исходным факторам накопления
K и KPR > 1
Геометрия для самопоглощающего цилиндрического
объемного источника с защитой в пакете VOLUME
Геометрия для самопоглощающего цилиндрического
объемного источника с защитой в пакете MicroShield
Отметим, что в широко используемом при расчете защит пакете
MicroShield корректировка факторов накопления невозможна

11. Мощность доз создаваемая
цилиндрическим источником
МД создаваемые излучением 137
Cs и 60
Co
в зависимости от плотности источника
МД создаваемой цилиндрической емкостью с наиболее
часто используемых на АЭС объемом 200 л, заполненной
РАО, с типичным изотопным составом ‑ 54
Mn, 60
Co, 110m
Ag,
134
Cs, 137
Cs может выполняться как методом Монте-Карло так
и методом интегрирования точечных источников в
диапазоне плотностей РАО от 0.5 до 4 г/см3
. Проведенные
расчеты показали, что аналогичные вывод следует при
расчете МД от емкостей «кубической» формы с объемами
от 200 л до 1000 л.
МД создаваемые излучением 54
Mn, 60
Co и 137
Cs в
зависимости от толщины защиты из бетона
Мощность доз создаваемая
цилиндрическим источником
за защитой
Практически такие же зависимости для защиты
из железа (при эквивалентной толщине защиты)
При расчете защит из бетона (стали) в диапазоне
толщин до 40 см, результаты расчетов,
полученных в пакете MicroShield дают
завышенные значения МД (20÷50%) по сравнению
с данными полученными в пакете MCNP. Пакет
VOLUME позволяет, за счет корректировки
фактора накопления выполнять расчеты с
точность лучшей чем 10%.

12. Схема расчета МД
от контейнеров,
размещенных в
несколько ярусов
Модель расчета МД в
точке P на расстоянии
Y от контейнеров
УЗЖК размещенных
вдоль длинной
стороны ЛАХ

13. Зависимости МД вдоль длинной стороны
дисциплинирующего ограждения на расстоянии 27 м
от поверхности контейнеров с прессованными ТРО
Зависимости МД вдоль длинной стороны
дисциплинирующего ограждения на расстоянии 27 м
от поверхности контейнеров с прессованной золой
ЛАХ ЗАЭС
25 × 13 рядов УЗЖК размещенных в 4-ре яруса
Показано, что при установке в рядах, размещенных на периметре ЛАХ,
контейнеров с прессованными ТРО может быть исключено
сооружение радиационно – защитной стены. А за
дисциплинирующим ограждением соблюдаются условия норм
радиационной безопасности для категории Б.

14. СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ !!!