Работен пакет 7

Tема 7.1: Приложение на ядрено-физични методи, използвани за оценка на радиоактивните изхвърляния при експлоатацията на ядрени реактори ВВЕР 1000 модел B 320.

Усъвършенстване и прецизиране на инструментални ядрено-физични за контрол на разпостранението на радиоактивни вещества-продукти на ядреното деление и изотопи, продукти на неутронна активация на конструктивни елементи.

7.1.1 Избор на подходящи инструментални ядрено-физични методи за оценка на състоянието на технологичните и санитарно-техническите бариери по отношение на ефективността им.

За минимизиране на изхвърлянията и разпространението на радиоактивни вещества, в АЕЦ са предвидени технологични и санитарно-технически бариери, чиято цел е да се ограничи разпространението на радионуклиди извън границите на контролираната зона (КЗ). Ефективността на тези бариерите трябва да се контролира непрекъснато.

7.1.2 Разработване на метод за оценка на разпространението на повърхностни радиоактивни замърсявания чрез отлагане върху адхезивно фолио.

Във всяка ядрена централа редица ешелонирано разположени санитарно-технически бариери спират разпространението на продуктите на ядреното делене в района на централата и в околната среда. Основната цел на този дейност е пряко свързана с намаляване на дозовото натоварване на населението в т. нар. „зона за наблюдение” (около АЕЦ) и изобщо на населението в страната, което не бива да превишава установената по нормативна база граница, като последното би довело до незабавно спиране на експлоатацията.

Ограничаването на разпространението на радионуклиди в АЕЦ и в околната среда зависи от ефективността на технологичните и санитарно-технически бариери, която трябва да се контролира постоянно. Оттук произлиза необходимостта за разработка на бързи и надеждни методи за оценка на ефективността на санитарно-технически бариери.

7.1.3 Валидиране на метода за контрол на замърсяванията с адхензивно фолио в ядрени съоръжения и разработване на ръководство за приложението му.

7.1.4 Разработване на иновативен течносцинтилационен метод за измерване на трудни за определяне радионуклиди като 3H и 14C в дебалансни води и газовоаерозолни емисии.

При нормална експлоатация на реактори от тип ВВЕР 1000, в активната зона се образуват високо радиоактивни продукти на ядрено делене и неутронна активация. Една част от тях се изхвърлят в атмосферата и хидросферата под формата на газовоаерозолна емисия през вентилационните системи и водна емисия – в река Дунав. Тези емисии са основен потенциален източник на замърсяване на биосферата и на облъчване на населението. Газовоаерозолната емисия в атмосферата се състои от няколко компоненти: радиоактивни благородни газове (РБГ), аерозоли, 3H, 14C и изотопи на йод.

В ядрените реактори 3H се получава по един от следните механизми:

• третично делене на уран;

• реакции на неутронен захват от ядра на азот или бор, присъстващи в охладителя;

• активация на охладителя;

• реакции на високоенергетични неутрони с конструкционни материали на реактора.

14C се генерира в значителни количества в атомните електроцентрали с реактори тип ВВЕР:

1. в ядреното гориво от 17О в UO2 по реакцията 17O (n, α) 14С и от примес 14N в UO2 по реакцията 14N (n, р) 14С;

2. в топлоносителя от17О във вода по реакцията 17O (n, α) 14С, от разтворен N2 във вода по реакцията 14N (n, р) 14С и от разтворен C – като СО2 и органични съединения по реакцията 13C (n, ) 14С.

Основната част от генерирания в топлоносителя 14C (около 95 %) постъпва в околната среда с газообразните изхвърляния, а останалите 5 % попадат в радиоактивните отпадъци. Полученият в горивото и в конструкционните материали 14C обикновено не се отделя.

Изпълнители:

проф. д-р Димитър Тонев

проф. дфн Венцислав Русанов

проф. дхн. Александър Стрезов

доц. д-р Николай Гутев

доц. д-р Христо Протохристов

доц. д-р Владимир Ангелов

доц. д-р Мария Явахчова

гл. ас. д-р Елена Гелева

гл. ас. д-р Ангел Демерджиев

гл. ас. д-р Лиляна Панталеев-Симеонова

д-р Цветан Маринов

д-р Людмил Неделчев

ас. Стефан Генчев

ас. Николай Петров

ас. Боян Бончев

ас. Десислава Димитрова

инж. Наско Михов

инж. Владимир Лалев

докторант Галина Димитрова

Велислава Павлова

Вержиния Варийска

Тема 7.2: Обучение на специалисти (кадри) в ядрената енергетика

Задача 7.2: Обучение на докторанти, студенти и млади учени по ядрена физика и радиохимия.

7.2.1 Докторантски програми по „Ядрена физика“, „Неутронна и реакторна физика“ и „Радиохимия”.

Институтът за ядрени изследвания и ядрена енергетика (ИЯИЯЕ) при Българската академия на науките (БАН) е акредитиран за обучение на докторанти по специалностите „Ядрена физика“ „Неутронна и реакторна физика“ и „Радиохимия”. Целите на докторските програми са провеждането на научни изследвания, обучение и дейности от национално и международно значение; решаването на проблеми, свързани с повишаване на ядрената безопасност; запазване и разширяване на тематичния обхват и съдържанието на научните изследвания в посочените области, чрез изготвяне на дисертационни трудове с висока научна стойност.

7.2.2 Студентски стажове и практики.

Институтът притежава висококвалифициран научен потенциал, изградена инфраструктура, широко международно сътрудничество и дългогодишни традиции в обучението на специалисти по ядрена физика, радиохимия, радиоекология, радиационна защита, безопасна експлоатация на ядрени съоръжения и всички научни направления, свързани с използване на ядрени методи.

Тема 7.3: Приложения на компютърни кодове за изчисляване на разпределението на радиационните полета излъчвани от отработеното ядрено гориво (ОЯГ) за реактори ВВЕР-440 и ВВЕР-1000 при АЕЦ „Козлодуй“.

Задача 7.3: Оценка на разпределението на радиационните полета генерирано от отработеното ядрено гориво, от реактори ВВЕР-440 и ВВЕР-1000, в хранилищата за сухо и мокро съхранение.

7.3.1 Касетите с ОЯГ излъчват неутронно и гама лъчения. Енергетичните им спектри трябва да бъдат пресметнати. За целта ще бъде използван софтуера ORIGEN. При необходимост и налични данни от литературата, компютърни кодове и бази данни като: NJOY, TALYS, ENDF, TENDL и др.

7.3.2 Създаване на реалистични геометрични модели на Хранилището за отработено гориво („мокър тип“) (ХОГ) и на Хранилището за сухо съхраняване на отработено ядрено гориво (ХССОЯГ) при АЕЦ „Козлодуй“. Това включва да бъдат правилно отразени размерите и материалите, от които са изградени хранилищата. Следващата стъпка е в моделите да се добавят източниците на радиоактивно лъчение. Съответно, на кошниците с херметични касети с ОЯГ в ХОГ и на контейнерите в ХССОЯГ. За изчисляване на разпределенията на радиационните полета ще бъдат проведени Монте Карло симулации с подходящ за целта код. Примерни програми, които могат да бъдат използвани са: FLUKA и Geant4.

7.3.3 Разработване на компютърни програми за обработка на получените резултати. Поради спецификата на провеждането на Монте Карло симулациите са необходими няколко програми, които да улеснят процеса на обработване на получените данни. Симулациите за даден сценарии, например неутронно и гама лъчения от касетите с ОЯГ в ХОГ се провеждат успоредно на множество нишки на процесора. Затова автоматизирането на обединяването на резултатите от успоредно пресмятани процеси и сортировката ще намали значително времето за обработка.

7.3.4 Разработване на компютърни програми за визуализация на получените резултати. Резултатите от Монте Карло симулациите са в числен формат и за представянето им в графичен вид е необходима допълнителна обработка с програми като Gnuplot и Gle. Тези програми работят със скриптове, които потребителите сами трябва да напишат.

7.3.5 Моделиране на източниците на първични частици. Получените спектри по енергия на гама и неутронното лъчения ще бъдат използвани като източници на първични частици.

7.3.6 Провеждане на симулации за получаване на резултати за разпределението на гама и неутронните лъчения в ХОГ. Ще бъдат проведени симулации за различна подредба на кошниците съдържащи херметични касети с ОЯГ. Резултатите ще дадат полезна информация за оптимизиране на подредбата на касетите.

7.3.7 Провеждане на симулации за получаване на резултати за разпределението на гама и неутронните лъчения в ХССОЯГ. Ще бъдат проведени симулации за различна подредба на контейнерите. Резултатите ще дадат полезна информация за оптимизиране на подредбата на контейнерите.

Изпълнители:

проф. д-р Димитър Тонев

проф. дфн Венцислав Русанов

проф. дхн. Александър Стрезов

доц. д-р Николай Гутев

доц. д-р Христо Протохристов

доц. д-р Владимир Ангелов

доц. д-р Мария Явахчова

гл. ас. д-р Елена Гелева

гл. ас. д-р Ангел Демерджиев

гл. ас. д-р Лиляна Панталеев-Симеонова

д-р Цветан Маринов

д-р Людмил Неделчев

ас. Стефан Генчев

ас. Николай Петров

ас. Боян Бончев

ас. Десислава Димитрова

инж. Наско Михов

инж. Владимир Лалев

докторант Галина Димитрова

Велислава Павлова

Вержиния Варийска