автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Активация и o6paщение с радиоактивными материалами термоядерных реакторов

На правах рукописи

? Г б од

; ' юз ! с!

^ пч/11

Сериков Аркадий Геннадьевич

Активации-и обращение с радиоактивными материалами термоядерных реакторов

Специальность: 05.14.03 - Ядерно-энергетические установки

Автореферат

диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук

Автор:

Москва 1999 г.

Работа выполнена в Московском государственном инженерно-физическом институте (техническом университете) и Институте ядерного синтеза Российского научного центра "Курчатовский институт".

Научный руководитель:

доктор физико-математических наук, профессор Шаталов Г.Е.

Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

доктор физико-математических наук, профессор Климанов В. А. доктор физико-математических паук Блохин А.И. Научно-исследовательский и -конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ), Москва.

Защита состоится

Иг

1999 г.

час. ЭЦ мин. на заседании диссертационного совета К-053.03.02

в МИФИ по адресу: 115409, Москва. Каширское шоссе, д.31, тел. 324-84-98, 323-91-67.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МИФИ. Автореферат разослан " ^" 1999 г.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенном печатью организации.

Учёный секретарь диссертационного совета, к.т.н., доцент

В.Н.Яльцев

¡¡446 - 03,0 .С

г

Общая характеристика работы

Введение: На пороге XXI пека рассматриваются альтернативные

г

источники энергии, среди которых энергия синтеза ядер водорода занимает первое место. Рассмотрение радиационных характеристик термоядерных реакторов имеет важное значение. Результаты активационных расчётных исследований, проведённых в данной работе, позволили построить выгодную стратегию обращения с отработанными материалами термоядерных реакторов (Т.ЯР), нацеленную на рефабрикацию ценных материалов, радиационную безопасность и охрану окружающей среды. Для -проведения диагностических и обслуживающих работ на международном термоядерном экспериментальном реакторе ИТЭР, проект которого разработан к настоящему времени, необходимо было детально знать радиационную обстановку в зонах портов, а также между криостатом и конструкцией реактора. В диссертации получено это знание.

Актуальность темы определяется потенциальной потребностью развития термоядерной энергетики. Проект ИТЭР показал, что термоядерный реактор-токамак может быть построен при современном уровне развития технологии. Международная экспериментальная программа на реакторе ИТЭР, начавшись в начале 21 века, позволит' получить плазменно-фнзические параметры и ядерно-технологические данные, необходимые для строительства в 2030+2035 году первого демонстрационного реактора токамака ДЕМО, который будет прототипом промышленного энергетического реактора. В настоящий момент разрабатывается проект РФ ДЕМО-С.

Термоядерная энергетика обладает рядом особенностей: • Внутренне присущие свойства пассивной безопасности термоядерных реакторов.

• Нет делящихся нуклидов и продуктов их распада.

• Короткий период цикла обращения материалов при рефабрикации.

• Низкий выброс радиоактивных материалов в случае повреждения системы внешней защиты.

Цели диссертационной работы заключаются в

1) анализе и оценке точности программ решения уравнения переноса излучений для практического применения при проектировании ТЯР;

2) оценке применимости методов расчёта активационных характеристик материалов ТЯР и создании расчётного комплекса для проектирования ТЯР;

3) определении композиции бридериого блаикета и защиты магнитов ТЯР;

4) исследовании радиационной обстановки в пространстве между криостатом и конструкцией экспериментального реактора ИТЭР с учётом влияния деталей конструкции на радиационную обстановку в зонах обслуживания криостата;

5)определении способов обращения с отработанными радиоактивными материалами термоядерного реактора ДЕМО и возможностей их рефабрикации.

. Научная новизна работы определяется тем, что в ней впервые:

1) разработана комбинированная методика оценки динамики спада активационных и дозовых характеристик материалов ТЯР;

2) определены коэффициенты корреляции нейтронных потоков и мощности дозы для термоядерного реактора ИТЭР;

3) определена оптимальная по соотношению энерговыделения и наработки трития композиция бридерного бланкета и радиационной защиты магнитов термоядерного реактора ДЕМО;

4) исследована применимость различных способов обращения с отработанными радиоактивными материалами термоядерного реактора

ДЕМО.

Достоверность и обоснованность проведённых нейтронных и _ i

актпвационных расчётных исследований объясняется применением лицензированных по условиям проекта ИТЭР хорошо проверенных программ переноса и активации MCNP-4A, ONEDANT, TWODANT, DOT3, DORT, FISPACT3, а также экспериментально проверенных библиотек ядерных данных FENDL-1/MG, FENDL-1/MC, EAF-97. Основные научные положения и выводы диссертационной работы • подтверждены результатами расчётов в смежных областях, общением на симпозиумах, они не противоречат последним публикациям в научной литературе.

Практическая значимость

Диссертационная работа имеет прикладной характер, проходила в рамках реальных проектов термоядерных реакторов: российского ДЕМО и международного ИТЭР.

На защиту выносятся следующие основные положения:

• Создание алгоритма комбинированной методики оценки .динамики спада актнвационных ндозовых характеристик материалов ТЯР.

• Результаты исследования радиационной обстановки между криостатом и конструкцией экспериментального термоядерного реактора, ИТЭР с учётом влияния неодпородностей портов удалённого доступа.

• Приближённая оценка мощности дозы по коэффициентам корреляции нейтронных потоков и мощности дозы в реакторе ИТЭР.

• Результаты"' расчёта остаточного энерговыделення в бланкете термоядерного реактора ДЕМО с учётом переноса распадных у-квантов.

• Результаты исследований по обращению с радиоактивными материалами ТЯР и возможностям рефабрикации материалов реактора ДЕМО.

Структура и объём диссертации.

Диссертация состоит из введения, семи глав, заключения, списка

«

литературы из 113 наименований. Общий объем диссертации, включая 37 рисунков, 37 таблиц и приложение из 7 страниц, составляет 158 страниц.

Содержание работы

Во введении рассмотрены основные направления диссертационных исследований, обоснована актуальность выбранной темы.

В главе I сделан обзор существующих методов расчета активации и обращения с радиоактивными материалами ТЯР, предназначенных для концептуального проектирования ТЯР и исследовательских целей. Недостаточная точность описанных ' методов для ; инженерного проектирования ТЯР привела к созданию схемы комбинированной методики.

В главе II сделан анализ применимости методов расчёта активации материалов для инженерного проектирования термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО. Для решения уравнения переноса нейтронов и у-квангов были выбраны два метода: метод дискретных ординат (МДО) и статистический метод Монте-Карло. Неоднородности экспериментального реактора ИТЭР включают порты с защитными пробками со сложной структурой диагностических каналов и каналов системы нагрева плазмы. Предметом исследований являются компоненты ТЯР с уровнями нейтронных и гамма-потоков, отличающихся на 5-6 порядков. Таким образом, совместный расчёт переноса нейтронов и гамма-квантов требует решения задач с глубоким проникновением излучения. Отдельные нейтронно-физические характеристики ИТЭР приведены в тезисах [1].

Проверена применимость МДО-программ DORT, TWODANT, DOT3 в канальной задаче расчёта радиационной обстановки за защитными, пробками в порту реактора ИТЭР. При расчёте по МДО имеется двух-

трехкратное занижение скалярных нейтронных потоков на выходе из канала по сравнению с методом Монте-Карло. Для решения канальных задач лучше применять метод Монте-Карло, при использовании МДО необходимо подбирать несимметричные угловые квадратуры. В сложных трёхмерных задач возможно комбинированное использование метода Монте-Карло для нахождения потоков в широких энергетических группах с нормировкой на них спектров, расчитанных по МДО.

Среди существующих активационных программ по чцслу просчитываемых цепочек реакций образования нуклидов и нх распада выигрывает программа FISPACT. При построении активационных и , дозовых характеристик в FISPACT не учитывается перенос распадных гамма-квантов. Такой подход справедлив для расчёта интегральных дозовых характеристик модели или в изолированных областях модели с полным самопоглощением энергии в материалах. По его нельзя считать верным для взаимосвязанных систем с большим числом открытых границ, являющихся источниками гамма-квантов.

Для расчётов в сложной активированной нейтронами системы, которой является реактор ИТЭР, была разработана комбинированная трёхэтапная методика оценки динамики спада активационных и дозовых характеристик, схема которой показана на рисунке II. 1, тезисы методики опубликованы в сборнике [2]. В моделях со сложной геометрией перенос распадных у-квантов даёт увеличение мощности дозы в несколько раз по сравнению со значением без переноса. Комбинированная методика даёт более точную по сравнению с традиционными методиками картину изменения радиационной обстановки в остановленном термоядерном реакторе.

Рисунок II. 1. Общая схема комбинированной методики

В главе III содержатся результаты применения метода параметрического анализа в одномерном приближении программы ONEDANT при решении двух задач переноса нейтронов и гамма-квантов: поиск оптимальных составов бридерного модуля Д1-М0 и радиационной защиты магнитов реактора ДИМО.

Первая задача состояла в том, чтобы разместить ряды бридерных элементов в модуле ДР.МО таким образом, чтобы достичь подходящею соотношения между коэффициентом наработки трития (К|) и энерговыдслением в бридерных рядах. Важно также было сделать наиболее гладким профиль распределения Кт и энерговыделения по рядам для уменьшения пиковых значений, температуры бридера. Изменяемыми параметрами были обогащение бридера LLiSiO^ 110 Li-6, толщины бериллиевых зон и диаметр бридерного элемента в ряду.

После проведения серии параметрических расчетов была выбрана конфигурация модуля, которая лучше всего спрофилирована и имеет достаточное значение локального К[=1,2. Установлено, в оптимальном модуле литий керамики LijSiO.) имеет следующие значения обогащения по изотопу ''Li по бридерным рядам: естественное в 1-ом, 15% во 2-ом, 30% в

3-ем, 80% в 4-ом, 90% в 5-ом и 6-ом рядах бридера. Полностью в модуле оптимальной конфигурации выделяется 2131 кВт.

Расчеты трёхзонной цилиндрической ячейки (бридер, сталь, бериллий) были проведены методом Монте Карло. Найдено, что при увеличении обогащения по У-6 энергопыдсление спадает более резко вглубь цилиндрического керамического блока из Ь^Ю.», следовательно, возрастает неравномерность энерговыделения. Максимальное энерговыделение 42 Вт/см1 получается на краю блока ЫдБЮ.! 4-го ряда.

Вторая задача состояла в поиске зашиты магнитов тороидального поля от недопустимого перегрева, вызванного энерговыделением в материалах магнита от потоков (нейтронов и гамма-квантов. Кроме железоводной защиты с оптимальным составом (60% стали и 40% воды) потребовалась специальная защита, в качестве которой были выбраны слои из карбида бора и свинца.. Свинец служил для защиты от гамма-излучения. Ослабление потока быстрых нейтронов происходит в железоводной защите за счёт упругого и неупругого замедления на водороде и стали соответственно. Тогда как ослабление тепловых нейтронов происходит за счёт процесса поглощения. Было рекомендовано использование карбида бора - сильного поглотителя тепловых нейтронов. Поглощение тепловых и неупругое рассеяние быстрых нейтронов сопровождаются испусканием захватного гамма-излучения, поэтому защита от нейтронов должна быть одновременно защитой' и от вторичного гамма-излучения.

Оптимальным составом специальной защиты являются слои 5 см свинца и 4 см карбида бора, последовательно следующие за вакуумной камерой. Такое расположение позволяет эффективно поглощать тепловые нейтроны в спец. защите, диффундирующие из корпуса магнита, снижая энерговыделение в корпусе. Полное энерговыделение на единицу высоты в полоидапьном направлении во внутреннем и внешнем магнитах реактора

ДЕМО с оптимизированной радиационной зашитой составило 5,5 Вт/см.

В главе IV проведено исследование радиационной обстановки между криостатом и конструкцией реактора ИТЭР . с учётом влияния неоднородностей экспериментальных портов.

Одномерный расчёт переноса нейтронов и. гамма-квантов по программе ONEDANT выявил взаимное влияние основных структур реактора ИТЭР. Кроме ослабления потоков нейтронов в защитном -материале был заметен эффект ■ обратного отражения нейтронов от конструкций магнитов, криостата и биозащиты. Сильнее всего эффект обратного отражения проявляется в увеличении потока тепловых нейтронов в мягком спектре криостата. -

Для решения задачи о нахождении профиля распределения: мощности дозы по криостату с учетом трёхмерных . эффектов при прохождении нейтронов и у-квантов через неоднородности в портах реактора ИТЭР была построена полномасштабная (180". по тору) трёхмерная MCNP-модель (авторь1 Шелудяков C.B., Борисов À.А [3], [4]). В тороидальном направлении модель разделена На 10 секторов, Каждый чётный сектор имел вертикальный порт .с коллектором ; охлаждения, трубы которого проходили через вертикальный порт на криостат. Трёхмерная модель реактора ИТЭР включала бридинговый тест-модуль в 10-ом секторе и интегрированный диагностический модуль в 9-ом секторе. Экваториальные порты во всех других секторах имели стандартные защитные пробки, которые должны обеспечить удалённый доступ к портам. ■ " •

Процесс радиоактивных превращений моделировался при помощи программы FISPACT3 с константами EAF3. Материалы реактора активировались во время работы реактора на основной фазе нарузок с

флюенсом нейтронов 0,3 Мвтлет/м2 продолжительностью семь лет. В качестве режима работы был выбран рекомендованный разработчиками ИТЭР сценарий со следующим распределением нейтронной нагрузки: 2 года с нейтронной нагрузкой 0,015 МВт/м2, 1 год - с 0,02 МВт/м2, 4 года - с 0,0625 МВт/м2. Зависимость мощности активационной дозы на криостате от сценариев работы реактора ИТЭР анализировалась в работах [12] и [13]. Результатами активационных расчётов явились скорости образования распадных гамма-квантов в 24-групповом представлении. Также были найдены значения контактной мощности дозы от полубесконечной пластины в приближении Р15РАСТ и активности радиоактивных материалов с перечнем доминантных радионуклидов. Получено пространственное распределенние скорости образования распадных гамма-квантов по толщине криостата. Полные результаты расчётов переноса излучения и активации материалов реактора ИТЭР можно найти в работе [3]. Доминирующими радиоактивными изотопами при формировании мощности дозы в стали остановленного реактора после 1^-30 дней являются "'Со, 58Со, 54Мп. Основной вклад в мощность дозы оказывают фотоны с энергией в диапазоне 0,2*1,4 МэВ. На стали 55316ЬЫ-Ю идут следующие основные нейтронно-ипициируемые реакции 59Со(п,у)г>0Со, 54Ре(п,р)54Мп, 58№(п,р)58Со."

В ходе исследований было установлено, что особенностью расчёта контактной мощности дозы на криостате являются геометрические эффекты, связанные с кривизной его поверхности, и эффект изменения формы спектра по толщине криостата. Полная мощность дозы на внутренней поверхности в верхней области бокового криостата в тороидальных секторах 1+6 не превосходит 40 мкЗв/час, в секторах 9 и 10

достигает 400+500 мкЗв/час. Принятая в проекте ИТЭР предельная величина мощности дозы для ограниченного доступа персонала составляет 750 мкЗв/час. Вклад в мощность дозы на криостате от вторичных у-источпнков самого криостата составляет 50+90% в секторах 1+6, уменьшается до 10+30% в секторах 9+10. Это связано с тем, что доза на внутренней поверхности криостата напротив 9+10 секторов формируется за счёт'прострела нейтронов через диагностические каналы девятого порта, ослабленную защиту бридерного тест-модуля в десятом порчу и образования источников вторичных у-квантов.на стенках экваториального порта и конструкции между магнитами.

. На внешней поверхности криостата мощность дозы определяется

только источниками распадных у-квантов самого криостата, уровень

мощности дозы в наиболее опасном месте 10-го сектора около 170

мкЗв/час. Подробные результаты исследовании радиационной обстановки в

районе криостата содержатся в работах [4]+[11 ].

- ^ ■ .

В главе V отражено состояние исследований [14]+(16] по созданию

методик приближённой оценки мощности дозы.

На основе накопленных / расчётио-аналитнческих . данных зависимости мощности дозы от нейтронных потоков в одно-, двух- и трехмерных геометриях реактора ИТЭР [3]+[11] были предприняты шаги по созданию приближённой методики расчёта мощности дозы. В одномерной геометрии зависимость потоков нейтронов всех групп, в том числе и полного, теряет линейность в районе стальной конструкции между магнитами. Нелинейность объясняется эффектами отражения и накопления тепловых нейтронов в районе криостата.

Дальнейшим приближением в оценке мощности дозы и корреляции с нейтронными потоками явились трёхмерные расчёты переноса распадных

у-квантов по программе MCNP методом Монте-Карло по 180° модели реактора ИТЭР. В результате проведённых исследований установлено, что точность при использовании коэффициентов корреляции нейтронных потоков и мощности дозы для первичной диагностики зависят от грех основных факторов:

1) соответствия элементов базовой модели и модели, используемой для первичной оценки мощности дозы в реальных объектах;

2) величины изменения нейтронного спектра по толщине криостата, .в частности, от уровня потока тепловых нейтронов;

3) геометрического фактора* влияющего на перенос раснадных у-квантов от радиоактивных материалов криостата и конструкций экваториальных портов.

Перечисленные факторы создают неопределённость при

аппроксимации мощности дозы по потоку, коэффициент корреляции

может меняеться до 10 раз но тороидальному Направлению реактора.

Изменение нейтронного спектра приводит, к необходимости учёта

спектральных коэффициентов (для i-епловых, быстрых и полных потоков

нейтронов). Фактор переноса распадных у-квантов от радиоактивных

источников на криостатс, стенках и дверях экваториальных портов создаёт

распределение коэффициентов по поверхности криостата, отличное от

распределения нейтронных потоков.

Из трёхмерных расчётов получены рекомендуемые для

ограниченного применения при модификации базовой модели ИТЭР

- За / '«'£'

значения коэффициентов Di/Ft в интервале 0,5-10'й-г1,0-10'л ,,/(с„; .с) • Но

Dl/Ft можно оценить мощность дозы на крйостате от у-источников самого криостата, умножив коэффициент на полный поток нейтронов.

Для уменьшения ошибки аппроксимации использовались также

коэффициенты, полученные по комбинированной трёхэтапной методике расчета мощности дозы (ОЫЕрЛЫТ, МСЫР + РЮРАСТ + МСЫР).

Идею использования коэффициентов корреляции можно применять только при предварительном прогнозировании радиационной картины в реакторе на основе опыта расчетов аналогичных моделей реактора,

В главе VI приведены результаты исследования [17] остаточного-( - .энерговыделения в керамическом гелииохлаждармом бланкете прототипного термоядерного реактора ДЕМО с учётом переноса распадных у-квантов. Важность расчёта остаточного энерговыделения проявляется в авариях с потерей охлаждения бланкета, особенно его первой стеики. . '■..•; " ' ; :

Расчет остаточного энерговыделения проходил в рамках одномерных предварительных оценок по . программам ОЫЕРАМТ и РКЧРАСТЗ. Вследствие того, что у-кванты имеют большую проникающую способность. .в веществах, возникла необходимость в проведении расчётов переноса распадных у-квантов. Остаточное' энерговыделение определялось как сумма у-энерговыделения и всех остальных (а-, р-распад и электронный захват) радиоактивных источников энерговыделения. Был выбран следующий сценарий непрерывной работы ДЕМО: за 8 лет на первой стенке флюенс составит 10 МВт-лет/м2, при средней нейтронной нагрузке на первую стенку 2,5 МВт/м2 и коэффициенте использования мощности 0,5. ' • ;-■"■'-. "• ; : '

Анализ полученных данных показал, что на первой стенке бланкета радиоактивные нуклиды-источники у-квантов 56Мп и 54Мп, доминируют по вкладу в остаточном энерговыделении в интервале трёх часов после остановки реактора. Затем доминирует яМп. Через 10 лет после остановки реактора в остаточном энерговыделении преобладает ^Со.

■в 1-»

Среди материалов бланкета радиоактивная сталь 10Х9МФБ является основным источником у-квантов. Было проведено исследование вклада в у-энерговыделенис на стали 10Х9МФБ в зависимости от местоположения у' источников внутреннего и внешнего блаикстоп. Установлено, что у-источи-ики на первой стенкё дают основной вклад в остаточное энерговыделение всей .бридернои зоны бланкета. Остаточное у-энерговыделение в бериллии и керамике ЬиЯЮ.) бланкета также определяется у-исгочникамн в стали внутренних конструкций.

Результаты интегрального на единицу высоты расчёта остаточного энерговылсления во внутреннем и внешнем брилфных бланкетах ДЕМО показали, ' что через один час полный источник остаточного энерговыделения равен 9,46 кВт/см» энерговыдслепие с учётом переноса распадных у-квантов в одномерной модели равно 9,04 кВт/см. В данной конфигурации бланкета ннтсфальные по объёму бланкета значения источников энерговыделения больше значений остаточного энерговыделения всего на 4%. Перенос распадных у-квантов важен для оценки локальных значений остаточного энерговыделения, так как через один час значение суммарного источника энерговыделсиия на первой стенке превышает энерговыделение на 30%.

В главе VII'проведен'анализ, возможных способов обращения с отработанными радиоаюииныи.м материалами (отходами) реактора ДЕМО. Анализ проводился на основе проведённых активациониых расчётов [|8]*[20], корм радиационной безопасности НРБ-96, рекомендаций МКРЗ и существующих подходов к проблеме. При этом не затрагивались социальные, психологические и политические аспекты выбора стратегии обращения с радиоактивных отходов. Активационные расчёты материалов реактора ДЕМО проходили по созданной комбинированной методике.

Сценарий работы ДЕМО описан в главе VI.

Правила работы с радиоактивными материалами определялись классом отходов, который основывался на предельных значениях радиоактивности, мощности контактной дозы и остаточного энерговыделения. Спецификация реактора ДЕМО должна удовлетворять международным стандартам, поэтому для классификации отходов выбрана I европейская четырёхуровневая система (ЫАУ/, ИЛУ, МЬ\>/, которая

принята МАГАТЭ. Допустимость методов обращения с радиоактивными материалами определялась при условии только внешнего облучения. ,

Для активационных расчётов реактора ДЕМО была принята модель с керамическим Ц^Ю.» : бридерным гелийохлаждаемым бланкетом. Конструкционным материалом бланкета является хромистая сталь ферритомаргенсигиого класса 10Х9МФБ, размножителем нейтронов является бериллий марки 8-65С. Были найдены активационные реакции, формирующие остаточное энерговыделенйе, радиоактивность и мощность дозы в материалах термоядерных реакторов. Установлено, что через 30 лет выдержки будет возможна ручная рефабрикация персоналом класса" А радиационных объектов 60 вес. % отходов ДЕМО (катушки тороидальных и полоидальных магнитных полей, конструкции между катушками магнитов, крностат). Через 100 лет на модифицированную ручную переработку можно будет отправлять сталь вакуумного корпуса» а также керамику Ь^Ю.) и бериллий марки Б-65С из бридерного бланкета, составляющих в сумме 25 вес. % материалов реактора. Оставшиеся 15 вес. % радиоактивных отходов (сталь бланкета 10Х9МФБ) требуют околоповерхностного захоронения или использования долговременных хранилищ в зависимости от норм страны-приёмщика радиоактивных отходов. Мощность дозы в стали 10Х9МФБ бланкета ДЕМО достигает . среднего уровня МЬ\У .через 80 тысяч лет из-за наличия в ней,

долгоживущего изотопа ',JNb с периодом полураспада 20,3 тысяч лег, которой образовался по реакции '"Nb(ii,y)'"Nb в'работающем реакюре. стали долгоживушие радионуклиды нарабатываются на 1-е, а также на примесях Со, Ni, Nb. Из вариантов конструкционых сталей блапкета 10Х9МФ1>, MANI-T, Hl I ROI-I-R только очищенная от примесей, оптимизированная по неитропно-физнческнм свойствам спин. I-UROI-'I-R через 100 лег выдержки достигает уровня дистанционного обслуживания. Опустить ниже мощночь дозы путем подбора состава стали не представляется возможным в связи с тем, что на базовом элементе - железе происходит наработка радионуклида "'Со (Т|я = 5,268 лет). В 100% железе только через 70 лет выдержки мощность дозы опустится ниже уровня дистанционного обслуживания.

Сталь вакуумного корпуса SS316LN-IG за бланкетом через 10 лет остается высокоактивной (HLW) и должна находиться в хранилище до 100 лет, когда уровень мощности дозы от стали снижается до класса I.LW и спин, можно направить на модифицированную ручную переработку. Сталь корпуса тороидального магнита через полгода достигает уровеня LLW с полностью дистанционным обслуживанием, через 10 лет появляется возможность модифицированной ручной переработки, а через 27 лет мощность дозы опускается ниже HOR, и со сталыо можно работать вручную без средств радиационной защиты. Матрица сверхпроводящей катушки магнита тороидального поля активируется слабо. Через 2 дня выдержки матрицу сверхпроводника можно направлять на квазидистанционную переработку, через 10 лег - модифицированная ручная переработка, а через 27 лег выдержки матрица опускается ниже уровня 1IOR и из ней можно после ручной переработки снова делать обмотку магнита.

При рассмотрении проблем активации жидкометаллического

самоохлаждаемого бланкета ДЕМО установлено, что сильнее всего активируется конструкционный материал, в роли которого" выступает ванадиевый сплав У-'П-Сг. Ванадиевые сплавы активируются слабее, чем стали. Путём двухкратного электролитического рафинирования на примере ванадия марки ВнМ-00 можно через 100 лет выдержки приблизится к уровню полиостью дистанционной переработки. Но и в случае абсолютно .чистого 100% ванадия будет происходить активация, через 10 лет будет доминировать радионуклид (Т|д = 330 сут); через 100 лег - 42К (Т1/2 . 12,36 ч), образовавшийся в длинной цепочке радиоактивных распадов. Мощность дозы в чистом на 100% ванадии для 1/3 материалов б.11 пикета опустится ниже уровня дистанционного обслуживания через 5 - 10 лет выдержки.

В связи с единичным и экспериментальным строительством. установки типа ИТЭР в случае возможности повторного использования и рефабрикации материалы после облучения в И'ГЭР могут быть использованы в установках следующего поколения (типа ДЕМО или ТЯЭС). В диссертации исследовалась динамика спада активационных характеристик после остановки' реактора, отработавшего только основную фазу нарузок по стандартному сценарию, описанному в главе IV. Вследствие набора за время работы более низкого флюенса в ИТЭРе (0,3 МВт лет/м2) по сравнению с ДЕМО (10 МВт-лет/м2) мощность дозы для рассмотренных времён после остановки реактора получилась меньше в , 1000 раз на обмотке катушки тороидального-поля, в 1000 раз на вакуумной камере, в 100 раз на первой стенке. В итоге, сталь защитного бланкета после 100 лет выдержки в хранилище высокоактивных отходов можно отправлять на дистанционное рециклирование. Сталь вакуумного корпуса можно дистанционно перерабатывать уже через 10. лет, а через 100 лет работать как с обычным материалом. В материалах, находившихся дальше

вакуумного корпуса от плазмы во время работы реактора, после 10 лет хранения мощность лозы снижается до уровня НСЖ и вести переработку материалов можно без средств радиационной защиты.

Наиболее выигрышная стратегия нацелена на переработку радиоактивных отходов и возвращение материалов обратно в реактор с максимально коротким периодом обращения, в связи с чем возникает потребность развития технологии дистанционной переработки низкоактивных отработанных материалов с ограниченными природными ресурсами. Удлинение периода обращения материалов реактора снижает их радиоактивность н тем'самым упрощает технологию переработки, делает её более безопасной вплоть до уровня переработки без средств радиационной зашиты (ручной переработки). Оптимальный период обращения материалов будет определяться финансово-экономическими ограничениями при проведении безопасносной рефлбрикацни.

Основные результаты работы

1) Разработана комбинированная трёхтгапная методика оценки динамики спада активационных и лозовых характеристик материалов ТЯР. Комбинированная методика показывает более точную по сравнению с традиционными методиками картину изменения радиационной обстановки в остановленном термоядерном реакторе.

2) Проведен параметрический анализ и найдены оптимальные конфигурации керамического бридермого модуля бл анкета и радиационной защиты катушек тороидального магнитного поля термоядерного реактора ДЕМО.

3) Выполнено исследование радиационной обстановки между крностатом и конструкцией реактора ИТЭР с учётом влияния неолнородностсй экспериментальных портов. Построен профиль распределения мощности дозы на криостате реактора ИТЭР с бридингопым тест-модулем и

интегрированным диагностическим модулем.

4) Найдены коэффициенты корреляции между нейтронными потоками и мощност ью доты для реактора ИТЭР. Полученные коэффициенты могут применяться при предварительном прогнозировании радиационной картины.

5) Установлена важность учёта переноса распадных гамма-квантов для ( . оценки локальных значений остаточного. энерговыделения

радиоактивных материалов ТЯР.

6) Исследованы вклады и пути образования радиоактивных нуклидов, формирующих активационные и дозовые характеристики материалов термоядерных реакторов ДЕМО и ИТЭР. Определена возможность рсфабрикации 60 вес. % отходв всего термоядерного реактора ДЕМО после 30 лет выдержки, другие материалы в количестве 25 вес. % можно отправить на рефабрикацию после 100 лет. Оставшиеся 15 вес. % подлежат захоронению.

Автор выражает искреннюю благодарность научному руководителю Шаталову Гсллию Евгеньевичу за постоянную помощь в процессе работы над диссертацией, коллективу сотрудников отдела 045 ИЯС РНЦ "Курчатовский институт", особенно Борисову А.А, Шелудякову C.B., а также Карташсву И.А. из НИКИЭТ за предоставленные материалы трёхмерных расчётов по MCNP-4A.

Аппробация работы и публикации. Основные результаты диссертационной работы докладывались на Международном молодёжном симпозиуме "Ядерная энергетика в третьем тысячелетии" (Обнинск, 7-11 октября 1996), Научных сессиях МИФИ-98 (МИФИ, 20-23 января 1998 г.), МИФИ-99 (МИФИ, 18-22 января 1999 г.), 4-ом международном симпозиуме по термоядерным технологиям (ISFNT-4 "Fourth. International Symposium on Fusion Nuclear Technology", Meiji Kincnkan, Tokyo, Japan,

April 6-11, 1997), научных семинарах МИФИ, ИЯС РИЦ "Курчатовский Институт", НИКИЭТ, запланирован доклад на 5-ом международном симпозиуме по термоядерным технологиям (ISFNT-5 "5th International Symposium on Fusion Nuclear Technology", Roma, September 19-24, 1999). Материалы диссертации использованы при проектировании термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО.

Материалы диссертации опубликованы в следующих работах:

[1] Сериков Л.Г. Нсйтромно-физическис характеристики международного термоядерного реактора ИТЭР, //Международный молодёжный, симпозиум "Ядерная энергетика в третьем тысячелетии", Обнинск, 1996.

[2] Шаталов Г.Е., Сериков А.Г. Комбинированный метод оценки динамики спада акгивационных характеристик материалов в термоядерных реакторах, //Научная сессия МИФИ-98, Сборник научных трудов, Часть 4, М.: МИФИ,'i 998.

[3] Neutron and photon transport inside cryostat volume and activation dose rate . profile at cryostat wall for the ten sector model of ITER, Final report for 1997,

I.A.Kartasliev, O.L. Scliipakin, G.E.SIiatalov, A.A. Borisov, A.G.Serikov, S.V.Shcludjakov, Moscow, January 1998. -

[4] Щииакин О.Д., Карташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов А.А., Сериков А.Г. Нейтронно-физический анализ влияния экспериментальных портов реактора ИТЭР на радиационную обстановку. Отчёт НИКИЭТ, инв.№160-059-5046, 1997. .

[5J I.A.Kartasliev, O.L.Schipakin, G.E.. Shatalov; A.A. Borisov, A.G.Serikov, S.V.Sheludjakov, Dose Rates Behind an Unshield Duct Containing Blanket Cooling Pipes and Hands-On Repair of Equatorial Port Seal Plates, /Report IDoMS NO: NA/NAG-I2-11-20-96, JWS, Garching, Gcmialiy. [6] Щипакнн О.Л., Кпрташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов А.А., ГПелудяков С.В., Сериков А.Г., Анализ радиационной обстановки в зонах

обслуживания криостата peaicropa ИТЭР. Отчёт НИКИЭТ, инв.№160-126-5161, 1997.

[7] l.A.Kartashcv, O.L.Schipakiri, G.E. Shatalov, A.G.Serikov, and S.V. Shcludjakov, "Neutron Flux Distribution at the Cryostat Surfacc for a 180° Reactor Model: Weighting Functions for Analytical Definition of the 'CrossTalk' Effect Between Sectors Of The Machine", RDIPE, Report for the second

t • quarter of 1997.

[8] I.A.Kartashev, O.L.Schipakin, G.E. Shatalov, A.A. Borisov, A.G.Serikov, arid S.V. Slieludjakov, Three-dimensional Monte Carlo analysis of ITER Mid-plane port&environments /Final report for 1996 performed under contract with Ministry of the Russian Federation on Atomic energy, Moscow.

[9] Щипакин O.Jl., Карташсв И.А., Шаталов Г.E., Борисов А.А., Шелудяков С.В., Сериков А.Г. Нейтронно-физнческнй анализ радиационной нагрузки на поверхности криостата ИТЭР /Термоядерный синтез. Сборник статей НИКИЭТ за 1996-1997 гг., Москва 1998. '

[10] G.Shatalov, A. Borisov, S. Sheludjakov, A. Serikov, Neutronics for ITER; diagnostic system and ports, Fusion Engineering and Design, 42, pp. '221-228, 1998.

t

[11] Nuclear Analysis ITER Engineering Design Activity, Nuclear Analysis Group, NAG-100-12-01-97, Garching, Germany, 1997.

[12] Щипакин О.Л., Карташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов А.А., Шелудяков С.В., Сериков А.Г. Исследование распределения мощности дозы активационного излучения при различных режимах работы реактора ИТЭР. Отчёт НИКИЭТ. инв.№160-126-5095, 1997.

[13] Щипакин О.Л., Карташев И.А., Шаталов Г.Е., Борисов А.А., Шелудяков С.В., Сериков А.Г. Зависимость мощности активационной дозы на криостате от сценария эксплуатации ИТЭР /Термоядерный синтез. Сборник статей НИКИЭТ-за 1996-1997 гг., Москва 1998.