Актуальность
В утвержденной Указом Президента Республики Казахстан К.К. Токаевым «Стратегии достижения углеродной нейтральности Республики Казахстан до 2060 года» определено, что в структуру мощностей, в качестве стабильного источника энергии, войдут АЭС. В этом направлении ведется последовательная работа по формированию видения по развитию атомной энергетики, подготовке решения о строительстве атомной электростанции (АЭС). Такое решение, будет, безусловно, опираться на существующие компетенции, кадровый потенциал и результаты научных исследований в данной сфере, которые создают научно-технологическую основу для ее развития.
Научные исследования в поддержку создания АЭС способствуют формированию качественных и объективных данных, необходимых для принятия обоснованных решений в отношении выбора применяемых технологий и обеспечения безопасной и эффективной эксплуатации АЭС. На первом этапе представляется важным сосредоточиться на нескольких, наиболее критичных аспектах функционирования АЭС, а именно, на прогнозной оценке ядерно-физических характеристик перспективных видов реакторов, определении концепции обращения с радиоактивными отходами (РАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), а также формулировке требований к схеме и составу системы радиационного мониторинга в районе размещения АЭС. Выбор данных аспектов для проведения исследований обусловлен как перспективой получения новых данных, так и их высоким социально-экономическим эффектом.
Важным при эксплуатации АЭС является четкое понимание и возможность прогнозирования физических процессов, протекающих в ядерном реакторе, которое обеспечивается созданием расчетных моделей, позволяющих обеспечивать детальное их моделирование. Разработка расчетных моделей с использованием зарекомендовавших себя специализированных программных комплексов и их применение позволяет обеспечить понимание таких важнейших характеристик работы реактора как реактивность, эффективность органов регулирования, поле энерговыделения, параметры теплоносителя и т.д. Новые данные по ядерно-физическим характеристикам, полученные в ходе исследований, и приобретенные компетенции лягут в основу создания алгоритмов управления ядерным реактором и его топливной кампанией.
Управление отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами является важным аспектом ядерной энергетики. Каждая страна и эксплуатирующая АЭС организация разрабатывает собственные программы и стратегии управления отработавшим топливом и радиоактивными отходами с учетом конкретных условий. Для Казахстана, на начальном этапе внедрения атомной энергетики, особенно важно определить верное направление, выработать оптимальные подходы к управлению ОЯТ и РАО, которые обеспечат их минимальное воздействие на окружающую среду. В настоящее время наиболее оптимальной представляется концепция долгосрочного контролируемого хранения ОЯТ, которое воспринимается как ценный ресурс при обеспечении в будущем возможности для его переработки и повторном использовании делящихся материалов в ядерном топливном цикле. Это будет способствовать более полному использованию ресурсного потенциала. Для обеспечения такого долговременного хранения необходимы научно-обоснованные данные по радиационной стойкости материалов, используемых в качестве контейнеров для такого хранения. В отношении РАО, образующихся на АЭС, также возможны различные варианты утилизации, при этом результаты исследований будут способствовать выбору наиболее оптимального для условий Республики Казахстан.
Объекты ядерного топливного цикла оказывают многофакторное воздействие на окружающую среду, однако повышенное внимание общественности приковано к радиационному фактору. Для оценки возможного негативного радиационного воздействия АЭС на окружающую среду и население региона в период ее эксплуатации в рамках Программы будут получены данные содержания основных радионуклидов, обусловленные предыдущей деятельности человека, в том числе глобальными радиоактивными выпадениями после испытаний ядерного оружия, в объектах окружающей среды, местных продуктах питания, воде и воздухе. Дополнительно будут выполнены расчеты возможного поступления радионуклидов при штатной работе АЭС и в случае нештатных и аварийных ситуаций, определен фоновый уровень хромосомных аберраций и оценка доз для населения. Итогом станет создание основ системы радиационного мониторинга территорий и населенных пунктов в зоне влияния АЭС, что является необходимым условием для обеспечения радиационной безопасности и способствует дальнейшему развитию топливно-энергетического комплекса Республики Казахстан.
Цель Программы – Проведение комплекса научных исследований в поддержку создания и безопасного функционирования атомной электростанции в Республике Казахстан.
Ожидаемые результаты
Прямые результаты:
по направлению 1. «Исследование ядерно-физических характеристик перспективных проектов энергетических реакторов»:
- разработаны расчетные модели активной зоны энергетического реактора, рассматриваемого для строительства в Республике Казахстан;
- с использованием разработанных моделей рассчитаны важные с точки зрения пуска реактора характеристики: запас реактивности при первой топливной загрузке, температурный коэффициент реактивности, эффективность органов регулирования, поле энерговыделения в начале первой кампании;
- на основании полученных результатов выполнен анализ технических решений, заложенных в конструкции активной зоны реактора.
по направлению 2. «Управление отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами»:
- получены расчетные данные физических параметров ОЯТ в процессе мокрого и сухого хранения в бассейне выдержки и пристанционном хранилище;
- выработаны рекомендации по обращению и захоронению РАО, образующегося в процессе эксплуатации АЭС;
- разработана расчетная модель коррозионного процесса и получены экспериментальные данные по ресурсной стойкости материалов стабилизирующих пеналов в условиях длительного (до 100 лет) сухого хранения ОЯТ.
по направлению 3. «Разработка основ системы радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС»:
- получены количественные данные содержания радионуклидов в объектах естественных экосистем (почвенный покров, растительность, животные, воздушный бассейн, водные объекты), рассчитаны коэффициенты накопления;
- получены количественные данные содержания радионуклидов, характеризующие радиационную обстановку в населенном пункте (содержание радионуклидов в почвенном покрове, воздушном бассейне (в том числе в помещениях), объектах водопользования, сельскохозяйственной продукции), рассчитаны коэффициенты накопления;
- проведена индикация фоновых хромосомных аберраций биологических объектов, выполнена оценка дозовой нагрузки на население;
- разработаны основные требования к организации и проведению радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС.
Конечный результат:
по направлению 1. «Исследование ядерно-физических характеристик перспективных проектов энергетических реакторов»
Будет получен комплекс данных по ядерно-физическим характеристикам перспективных проектов энергетических ядерных реакторов, расчетные компьютерные модели активных зон с подробным моделированием их размерно-материальных характеристик. Результаты анализа технических решений, заложенных в конструкции активной зоны.
Экономический эффект, заключающийся в получении новых данных для анализа условий эффективной эксплуатации атомной электростанции с реакторами, перспективными для строительства в Республике Казахстан.
Экологический эффект, который заключается в получении результатов, способствующих безопасной для окружающей среды эксплуатации АЭС.
Социальный эффект в виде опыта проведения сложных расчетных исследований, придан импульс к развитию научно-исследовательского потенциала Республики Казахстан в области реакторной ядерной физики, развитие новых научных направлений, подготовка докторантов и магистрантов.
по направлению 2. «Управление отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами»:
Будут получены параметры отработавшего ядерного топлива в процессе сухого и мокрого хранения; рекомендации по выбору технологий обращения с радиоактивными отходами АЭС; данные для определения ресурсной стойкости материалов контейнеров для долговременного хранения ОЯТ.
Экономический эффект, основанный на выборе максимально эффективных и экономически приемлемых способов обращения с РАО и ОЯТ, которые будут нарабатываться при эксплуатации АЭС.
Экологический эффект, заключающийся в выработке решений для минимизации радиационной нагрузки от ОЯТ и РАО, образующихся при функционировании АЭС.
Социальный эффект: проводимые исследования будут способствовать росту доверия к атомной энергетике, внесут свой вклад в решение наиболее острой и общественно значимой проблемы АЭС – безопасное обращение с радиоактивными отходами.
по направлению 3. «Разработка основ системы радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС»:
Будут определены уровни содержания радионуклидов в основных компонентах природной среды территории, выбранной под строительство АЭС. Получена информация о распределении исследуемых радионуклидов в объектах естественных экосистем и о значениях ожидаемой годовой эффективной дозы внутреннего и внешнего облучения населения, проживающего в районе размещения АЭС. Выработаны рекомендации для создания системы радиационного мониторинга территорий и населенных пунктов в зоне влияния АЭС.
Экономический эффект будет заключаться в научной проработке вопроса организации системы экологического мониторинга АЭС, которая позволит четко сформулировать требования к ее схеме и составу, и позволит избежать приводящих к избыточности или недостаточности примененных при ее создании решений в будущем.
Экологический эффект заключается в формировании научно-обоснованных требований к обеспечению качественного радиационного мониторинга, который позволит своевременно регистрировать возможные угрозы и оперативно на них реагировать, снижая радиационную нагрузку на население и окружающую среду.
Социальный эффект: разработанные рекомендации для создания системы экологического мониторинга АЭС позволят в дальнейшем обеспечить непревышение нормативных дозовых нагрузок, установленных в РК, за счет своевременного принятия решений по выявлению и предупреждению угроз радиационного загрязнения. Будет обеспечена доступность и "прозрачность" информации о реальной радиационной обстановке в зоне влияния АЭС.
В результате реализации программы будут обеспечены:
1) Публикация 12 (двенадцати) статей и (или) обзоров в рецензируемых научных изданиях по научному направлению программы, входящих в 1 (первый), 2 (второй) квартиль по импакт-фактору в базе данных Web of Science и (или) имеющих процентиль по CiteScore в базе данных Scopus не менее 50 (пятидесяти). Публикация 17 (семнадцати) статей в журналах, рекомендованных КОКНВО.
2) Публикация 5 (пяти) монографии или учебных пособии в казахстанских издательствах;
3) Получение 7 (семи) объектов интеллектуальной собственности, зарегистрированных в Национальном Институте интеллектуальной собственности Республики Казахстан.
Основные результаты НИР
При выполнении работ по программе «Исследования в поддержку создания и безопасного функционирования атомной электростанции в Республике Казахстан» в 2023 году получены следующие важные результаты:
По разделу 1 «Исследование ядерно-физических характеристик перспективных проектов энергетических реакторов»:
По результатам аналитического обзора конструкцонных решений различных типов реактора собраны входные данные для компьютерного моделирования активных зон наиболее перспективных ядерных (энергетических) реакторов – водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200; реакторов на быстрых нейтронах типа БН-600 и БН-800; высокотемпературного реактора малой мощности типа HTGR-30. Также рассмотрены конструкции наиболее перспективных ММР.
Сформированы основные данные размерно-материального состава активной зоны и параметров ядерного топлива, используемого для загрузки реактора. Дана характеризация физических и нейтронно-физических свойств материалов, применяемых в различных активных зонах. Количество приведенных данных позволяет выполнить моделирование активной зоны рассмотренных реакторов. Детализация компьютерной модели возможна на уровне 3-D моделирования оболочек и сердечников отдельных твэлов с учетом дополнительных элементов: дистанционирующие решетки, торцевые части твэлов и ТВС.
Также сформированы данные для последующей верификации компьютерных моделей. Это позволит оценить качество моделирования по различным нейтронно-физическим параметрам. К этим параметрам относятся: запас реактивности реактора, коэффициенты реактивности, длительность кампании топлива и прочее.
По разделу 2 «Управление отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами»:
1) В рамках работ по управлению отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами проведен аналитический обзор вариантов обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом на действующих АЭС (Приложение Ж), сформированы данные по возможным видам ОЯТ и РАО для кандидатных ядерных реакторов АЭС Республики Казахстан. Методы обращения с ОЯТ и РАО были изучены применительно к водо-водяным энергетическим реакторам поколения III и III+.
В случае наиболее распространенного на сегодняшний день открытого ЯТЦ ОЯТ не перерабатывается и после промежуточной выдержки в пристанционных бассейнах направляется на «сухое» хранение в специальные хранилища или хранилища, расположенные при АЭС, которое может длиться десятилетиями. После длительного хранения ОЯТ предполагается направлять на окончательное захоронение. Данный подход осуществляется в настоящее время в Республике Казахстан в отношении ОЯТ реакторной установки БН-350, которое после выдержки в пристанционном бассейне было упаковано в ТУК и размещено на открытой площадке долговременного хранения до принятия решения о его окончательной утилизации. В связи с отсутствием в Казахстане возможностей по переработки ОЯТ, а также действующих ПЗРО для высокоактивных отходов, строительство которых является технически сложным, дорогостоящим и требующим проведения многолетних лабораторных исследований, на текущий момент долговременное хранения является наиболее предпочтительной стратегией в отношении ОЯТ.
В соответствии с общепринятыми принципами во всех странах порядок обращения с РАО регламентирован национальным законодательством и международными соглашениями. РАО после их образования на АЭС, в целях уменьшения опасности и экономической обоснованности подвергаются ряду процессов преобразования и перемещения перед их долговременным хранением или окончательным захоронением. Последовательность процессов может различаться, но почти всегда она включает сбор и сортировку РАО по категориям; обработку и уменьшение объема; кондиционирование; транспортирование; хранение или захоронение.
Методы обработки и кондиционирования отходов АЭС достигли в настоящее время высокого уровня эффективности и надежности и продолжают совершенствоваться целях повышения безопасности и экономичности всей системы обращения с отходами.
Согласно последним мировым тенденциям при проектировании и строительстве АЭС оснащаются комплексами установок по переработке образующихся РАО с хранилищами, обеспечивающие экологическую безопасность АЭС в течение всего периода эксплуатации. В состав комплекса обычно входят участок сортировки, установки измельчения и прессования, установка ионоселективной очистки ЖРО, установка сжигания, установка цементирования и другое оборудование для перевода всех образующихся РАО в кондиционированное состояние, отвечающие требованиям для долговременного хранения или захоронения. Хранилища кондиционированных РАО на АЭС обеспечивают размещения всего объема РАО за весь период эксплуатации с соблюдением безопасных условий хранения до их передачи в пункты окончательной изоляции.
2) Реализовано реакторное облучение материалов стабилизирующих пеналов, выполняющих функцию первого барьера для выхода радионуклидов ОЯТ негерметичных твэлов.
В качестве конструкционного материала для стабилизирующих пеналов была выбрана сталь 12Х18Н10Т, которая использовалась при упаковке негерметичных твэлов реактора БН-350. На данном этапе работ:
Полученные образцы облученной стали будут применены для отжига, изучения влияния облучения на изменение эксплуатационных характеристик материала стабилизирующего пенала (физико-механических свойств и структурно-фазового состояния) и определения коррозионной и ресурсной стойкости материалов стабилизирующих пеналов.
По разделу 3 «Разработка основ системы радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС»:
1) На основе анализа многолетних данных, характеризующих атмосферные выбросы АЭС, определены основные радионуклиды – вкладчики в суммарную активность. Установлено, что с течением времени перечень контролируемых радионуклидов изменялся в сторону увеличения. Так, содержание радиоэкологически значимых радионуклидов 14C и 3H в составе выбросов стали детектировать для большинства АЭС только после 2018 г. Тестовые расчеты показали, что именно эти радионуклиды могут вносить основной вклад в дозовую нагрузку на население в регионах расположения АЭС. Определен перечень радионуклидов, которые необходимо определять при оценке «нулевого» фона радиоактивного загрязнения: естественные (40K, 238U, 226Ra, 232Th, 222Rn) и техногенные (90Sr, 137Cs, 3H, 14C) радионуклиды. К объектам естественных экосистем, подлежащих оценке содержания данных радионуклидов необходимо отнести почву, воду, атмосферный воздух, растительный и животный мир. Составлен обзор методик для определения содержания данных радионуклидов, образующихся в процессе работы АЭС, в объектах естественных экосистем.
2) Проведен обзор рекомендаций по методике определения радиационной нагрузки на население и персонал АЭС при нормальной ее эксплуатации или в случае аварийной ситуации. Рассмотрены основные характеристики, функции, преимущества и недостатки расчетных средств для прогноза дозовых нагрузок на население по различным путям облучения при штатных (RESRAD, CROM, PC-CREAM 08®, ESTE Annual Impacts, РОМ) и аварийных (ESTE, НОСТРАДАМУС, RECASS, RODOS) выбросах АЭС. Выделены критерии, по которым можно оценивать качество и эффективность программных средств, такие как тип модели, входные и выходные данные, поддерживаемые платформы, тип лицензии и т.д. Определен населенный пункт для формирования генеральной выборки группы, соответствующий критериям исследования – с. Улькен, единственной административной единицы Улькенского сельского округа Жамбылского района Алматинской области. Определена методика определения радиационной нагрузки на население и персонал АЭС – флуоресцентная in situ гибридизация (FISH), молекулярно-цитогенетический метод, используемый для определения фонового уровня стабильных хромосомных аберраций в регионе, где планируется строительство АЭС, к ней разработаны критерии анкеты-опросника и информированного согласия для участия в исследовании.
По результатам работ в 2023 году опубликована монография «Импульсный графитовый реактор: опыт эксплуатации и применения для испытаний твэлов и ТВС», в которой представлены основные характеристики ИГР, обобщен опыт его эксплуатации и применения в поддержку исследований в обоснование безопасности новых ядерных энергетических реакторов, которые могут быть рассмотрены в качестве перспективных для строительства в Казахстане. Также, в рамках выполняемых по данной программе НИР будут проведены исследования в обоснование технологий обращения и переработки различных типов отработавшего ядерного топлива, в том числе на основе исследований с высокообогащенным отработавшим ядерным топливом ИГР.
Некоторые материалы НИР были апробированы на VI Международной научно-практической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики», состоявшейся 14-17 ноября 2023 года в г. Москва, Россия.
При выполнении работ по программе в 2024 году получены следующие важные результаты:
По разделу 1 «Исследование ядерно-физических характеристик перспективных проектов энергетических реакторов»:
Созданы модели реакторов ВВЭР-1000, EPR, APR-1400 и ВТГР с использованием многоцелевой программы MCNP. При создании моделей воспроизведена сложная геометрия и композиция активной зоны и других ключевых компонентов реактора, что позволило точно имитировать нейтронно-физические свойства, влияющие на работу реактора. Разработанные расчетные модели продемонстрировали удовлетворительную точность при выполнении нейтронно-физических расчетов коэффициента размножения включая расчет критических состояний, расчет влияния регулирующих стержней, обратных связей по изменению температуры активной зоны и концентрации бора в теплоносителе. Верификация подтверждает достоверность моделирования рассмотренных активных зон, что позволяет использовать полученные данные для исследования характеристик этих ядерных реакторов в том числе для оптимизации эксплуатации реакторов и повышения их безопасности.
По разделу 2 «Управление отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами»:
Описаны концепции хранения ОЯТ в бассейне выдержки и хранении топлива в пристанционном хранилище, даны основные характеристики топлива активных зон реакторов EPR-1200 и ВТГР, получены расчетные данные нейтронно-физических характеристик ОЯТ данных реакторов при мокром и сухом хранении в бассейне выдержки и пристанционном хранилище. Установлено, что при условии хранения в бассейне выдержки c использованием стойки из борированной стали со вставкой из карбида бора значения kэф для свежего топлива реактора EPR-1200 (обогащение 3,25 % по 235U) и ОЯТ ВТГР не превышают 0,94 и 0,39, соответственно. При снижении или отсутствии воды в бассейне, критичность остается на уровне безопасного (kэф<0,95) использования хранилища. Расчеты при сухом хранении показали, что для ОЯТ EPR (при нормальных условиях) kэф≤ 0,29, а при условии заводнения (аварийные условия) – kэф≤ 0,73. В условиях сухого хранения ОЯТ как в одиночном ТУК ВТГР-8, так и для массива ТУК значения kэф не превышают 0,56. Полученные результаты значительно ниже нормативного предела – 0,95, что является показателем безопасного хранения ОЯТ реакторов разного типа в условиях как мокрого, так и сухого хранения.
В рамках экспериментальных исследований ресурсной стойкости материалов контейнеров для хранения ОЯТ изучено влияние облучения на изменение эксплуатационных характеристик материала (сталь 12Х18Н10Т) стабилизирующего пенала. Исследования микростурктуры и текстуры облученных и необлученных образцов стали 12Х18Н10Т показали, что в поперечном сечении облученных образцов наблюдается небольшое уменьшение размеров зерен, что свидетельствует о выравнивании микроструктуры во всех направлениях. Установлено, облучение приводит к образованию деформационных полос и увеличению дефектности структуры и может привести к ухудшению механических свойств материала. Облучение образцов привело к повышению их микротвердости, что может быть связано с радиационной упрочненностью, вызванной накоплением дефектов (дислокаций) и усилением взаимодействия между зернами. В результате облучения пластичность материала стабилизирующего пенала снизилась на ≈35 %, прочность – на ≈1 %. Выработан подход к прогнозированию свойств облученной аустенитной хромоникелевой стали в условиях длительных температурных воздействии. Установлены зависимости, описывающие изменение твердости хромоникелевой стали от температуры и длительности пострадиационного термического воздействия, что позволяет прогнозировать эволюцию механических свойств барьерных материалов во время длительного сухого хранения ОЯТ энергетических реакторов.
По разделу 3 «Разработка основ системы радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС»:
Получены первичные количественные данные содержания радионуклидов в объектах естественных экосистем на территории предполагаемого размещения АЭС. Содержание в верхнем слое почвенного покрова составляет: 40К до 1900±400 Бк/кг, 232Th до 96±19 Бк/кг, 238U до 160±30 Бк/кг, 137Cs до 17±3 Бк/кг, 210Pb до 100±20 Бк/кг, 90Sr до 7,7±1,3 Бк/кг, 3H (в связанной форме) до (1900±300) Бк/кг, 3H (в свободной воде) до (53000±8000) Бк/кг. Содержание радионуклидов 235U, 14С, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu и 155Eu в почве находится ниже предела обнаружения. Содержание радионуклидов в растительном покрове составляет: 40К до 900±180 Бк/кг, 232Th до 6,4±1,3 Бк/кг, 238U до 20±4 Бк/кг, 241Am до 2,6±0,5 Бк/кг, 137Cs до 1,0±0,2 Бк/кг, 210Pb до 39±8 Бк/кг, 212Pb до 38±8 Бк/кг, 3H (в свободной воде) до 14±2 Бк/кг. Содержание радионуклидов 235U, 14С, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu и 214Pb в растениях находится ниже предела обнаружения. Удельная активность радионуклидов в донных отложениях составляет: 40К до 710±140 Бк/кг, 238U до 133±27 Бк/кг, 226Ra до 40±8 Бк/кг, 137Cs до 15±3 Бк/кг, 210Pb до 118±23 Бк/кг, 3H (в свободной воде) до 350±50 Бк/кг. Содержание радионуклидов 235U, 14С, 241Am, 60Co и 152Eu в донных отложениях находится ниже предела обнаружения. Содержание радионуклидов 137Cs, 90Sr, 14C и 3H в воде находится ниже предела обнаружения. Установленные количественные значения рекомендуются для дальнейшего определения с учетом географических и климатических особенностей места размещения АЭС.
Получены первичные количественные данные содержания радионуклидов, характеризующие радиационную обстановку в населенном пункте. Содержание в верхнем слое почвенного покрова составляет: 40К до 900±180 Бк/кг, 232Th до 62±12 Бк/кг, 238U до 61±16 Бк/кг, 137Cs до 21±4 Бк/кг, 210Pb до 120±20 Бк/кг, 90Sr до 10±2 Бк/кг, 3H (в свободной воде) до 40±6 Бк/кг. Содержание радионуклидов 235U, 14С, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu и 155Eu в почве находится ниже предела обнаружения. Содержание радионуклидов 137Cs, 90Sr, 14C и 3H в воде находится ниже предела обнаружения (искл. единственное количественное значение удельной активности 90Sr, равное (3,0±1,0)×10-2 Бк/кг). Содержание радионуклидов в растениеводческой продукции составляет: 40К до 1200±200 Бк/кг, 232Th до 2,8±1,3 Бк/кг, 137Cs до 0,19±0,09 Бк/кг, 210Pb до 6,2±3,1 Бк/кг Бк/кг. Содержание радионуклидов 238U, 235U, 14С, 3H, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 212Pb и 214Pb в растениях находится ниже предела обнаружения. Содержание в пробах рыбы составляет: 40К до 130±20 Бк/кг, 137Cs до 0,14±0,03 Бк/кг, 3H до 8,4±1,4 Бк/кг. Содержание радионуклидов 232Th, 238U, 235U, 14С, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu и 210Pb в рыбе находится ниже предела обнаружения. Выполнена оценка хромосомных аберраций биологических объектов. Методом рутинного кариотипирования проведено культивирование лимфоцитов периферической крови, проанализировано 47439 метафазных клеток. Промежуточные результаты фоновой частоты хромосомных аберраций варьируют в диапазоне от 0 до 5,08 на 1000 метафазных клеток. Для приведения рекомендаций по прогнозированию дозовых нагрузок на население на основе характеристик штатных и аварийных выбросов АЭС с использованием комплекса расчетных средств проведена оценка для различных типов реакторов (ВВЭР-1200, HPR-1000 и APR-1400). Результаты показали, что все значения дозовых нагрузок на население, рассчитанные на основе данных о планируемых штатных выбросах и сбросах, значительно ниже установленных международных и национальных пределов безопасности. В случае аварийной ситуации реактора APR-1400 радиоактивное загрязнение территории приводит к формированию значительных доз облучения населения. Превышение аварийных дозовых пределов требует как немедленных, так и долгосрочных мер защиты (эвакуации и отселения). Результаты прогностических расчетов для ВВЭР-1200 показывают, что при максимальной проектной и запроектной авариях радиационная нагрузка на население существенно ниже, по сравнению с аварийными сценариями для реактора APR-1400. Дозовая нагрузка на население не превышает порогового значения 50 мЗв, что означает отсутствие необходимости в эвакуации населения с загрязненной территории.
Рассмотрены международные подходы, а в частности принципы и методы организации исходного мониторинга в зонах планируемого размещения АЭС. Определен перечень наблюдаемых параметров в зависимости от особенностей природно-техногенных условий района размещения АЭС. Установлено, что элементы сети (места измерения мощности амбиентной дозы, экологические полигоны, контрольные пункты и фермы) должны быть выбраны в местах, которые могут либо подтвердить оценку воздействия предприятия на репрезентативного человека, либо позволить ее уточнить. Пробы различных экологических объектов следует отбирать таким образом, чтобы можно было установить взаимосвязи и проследить тенденции в изменении концентраций радионуклидов в объектах природной среды: почве, растительности, животных. Места мониторинга будут выбраны с учетом метеорологических факторов, текущего и будущего землепользования, сельскохозяйственной практики, почвенных и гидрологических свойств. Мониторинг будет проводится в зонах, где ожидается максимальное осаждение радионуклидов, а также районов, где ожидается отсутствие выпадений, которая может служить в качестве контроля.
При выполнении работ по программе в 2025 году получены следующие важные результаты:
По разделу 1 «Исследование ядерно-физических характеристик перспективных проектов энергетических реакторов»:
Проведен обзор энергетических реакторов, которые в перспективе могут быть построены в Республике Казахстан. Для дальнейшей работы в рамках проекта выбраны четыре реактора от разных международных консорциумов. Разработаны модели активных зон реакторов ВВЭР-1000, APR-1400, EPR и HTGR для проведения нейтронно-физических расчетов с использованием кода MCNP6 и библиотеки ядерных данных ENDF/B-VII.0. Модели построены на основе доступных опубликованных данных об активных зонах энергетических реакторов. Учтены все геометрические параметры, состав и обогащение топлива и конструкционных материалов активной зоны. Детализация модели активных зон учитывает конструкцию следующих материалов активной зоны: твэлов, состоящих из сердечника, оболочки, головки, хвостовика и имеющих газовую полость; стержней управления, состоящих из сердечника и оболочки с газовым зазором между ними; направляющие трубки для стержней управления и размещения датчиков системы управления, представляющих собой герметичные трубки в активной зоне; полость движения теплоносителя учитывает расположение всех вышеуказанных элементов; дополнительные конструкционные материалы моделируются в зависимости от типа реактора.
С использованием моделей можно рассчитать влияние регулирующих органов и теплоносителя на различные параметры реактора в различный период эксплуатации при заданной композиции активной зоны. В число таких параметров входят: запас реактивности, распределение мощности по объему активной зоны, регулировочную характеристику органов СУЗ и эффективность аварийной защиты, эффективность борного регулирования для водяных реакторов.
Результаты расчётов коэффициента размножения нейтронов, динамики выгорания 235U, накопления плутония и образования ядерных ядов (135Xe, 149Sm) показали хорошее совпадение с литературными данными и подтвердили корректность моделирования. Таким образом разработанные модели активных зон энергетических реакторов могут быть использованы для оценки топливной композиции в зависимости от начальной загрузки ядерного топлива и от временной диаграммы мощности реактора. Это особенно важно для обеспечения эффективного использования ядерного топлива при планировании кампании энергетического реактора и для контроля состава отработавшего ядерного топлива.
Полученные результаты свидетельствуют о высокой достоверности разработанных моделей и возможности их применения для анализа топливного цикла, исследования воспроизводства делящихся материалов и оценки влияния продуктов деления на реактивность. Модели могут быть использованы при дальнейшем исследовании нейтронно-физических характеристик перспективных реакторов, оптимизации их работы и научном обосновании безопасного функционирования атомной электростанции в Республике Казахстан.
По разделу 2 «Управление отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами»:
В рамках разработки основ технологии переработки и захоронения твердых и жидких РАО, образуемых при эксплуатации АЭС была обозначена общая концепция обращения с РАО, которая включает такие этапы как: классификацию отходов, предварительную обработку, переработку РАО, кондиционирование, хранение и захоронение.
Для этапа кондиционирования (иммобилизации) предложена цементная матрица, состав которой был разработан в филиале ИАЭ РГП НЯЦ РК. Была проведена оценка прочности и стойкости матрицы к выщелачиванию радионуклидов. Параметры прочности (на сжатие) обоих составов матрицы превышают установленные критерии и имеют значения 15,3 ± 1,3 МПа и 18,2 ± 0,9 МПа. Параметры скоростей выщелачиваемости радионуклидов 129I, 235U, 137Cs очень низкие: скорость выщелачивания самого подвижного радионуклида - 137Cs на два порядка ниже предельного и составляет ~6,16×104 ppb, а у остальных значительно ниже - около 0,35 ppm для 129I и 6–19 ppb для 235U.
В рамках исследования коррозионной и ресурсной стойкости материалов стабилизирующих пеналов была разработана методика испытаний образцов облученной аустенитной стали 12Х18Н10Т на стойкость к коррозионному растрескиванию и получены экспериментальные данные по образованию оксидной пленки при температуре 500°С в среде аргона и паров воды в течение 100 часов.
Построена расчетная модель коррозионного процесса, учитывающая процессы радиолиза воды во влажном аргоне, окисления и рост оксидной плёнки, влияние радиационно-индуцированных дефектов. С использованием расчетной модели сделана прогнозная оценка ресурсной стойкости материалов стабилизирующих пеналов на 100 лет и рекомендации по ее продлению.
По разделу 3 «Разработка основ системы радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС»:
Получены количественные данные содержания радионуклидов в объектах естественных экосистем в зоне предполагаемого размещения АЭС. Удельная активность 137Cs, 90Sr, 239+240Pu, 14C и 3H в воде находится ниже предела обнаружения. Объемная активность 239+240Pu в воздухе достигает до 1,0×10-2 Бк/м3, 137Cs и 241Am – находится ниже предела обнаружения (искл. 241Am (2,6×10-5 Бк/м3) в т.6). Содержание в почве достигает до: 40K до 770 Бк/кг, 232Th до 50 Бк/кг, 226Ra до 84 Бк/кг, 238U до 40 Бк/кг, 210Pb до 100 Бк/кг, 137Cs до 18 Бк/кг, 90Sr – до 7,7 Бк/кг, 3Н (в свободной воде) – до 27 Бк/кг, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 14С, 3Н (в связанной форме) – количественно не установлено. Содержание в донных отложениях достигает до: 40К до 1040 Бк/кг, 232Th до 70 Бк/кг, 238U до 230 Бк/кг, 226Ra до 40 Бк/кг, 210Pb до 118 Бк/кг, 137Cs до 15 Бк/кг, 90Sr до 2,5 Бк/кг, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu, 14С, 3H (в связанной и свободной воде) – количественно не установлено. Содержание в растениях достигает до: 40К до 1630 Бк/кг, 232Th до 6,5 Бк/кг, 238U до 3,2 Бк/кг, 241Am до 2,6 Бк/кг, 137Cs до 1 Бк/кг, 210Pb до 31 Бк/кг, 3Н (в свободной воде) до 28 Бк/кг, 235U, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 14С и 3Н (в органической составляющей) – количественно не установлено. Коэффициенты накопления радионуклидов для наземных растений составляют: Кн 40К – 0,77, Кн 232Th – 0,081, Кн 226Ra – 1,2, Кн 238U – 0,2, Кн 137Cs – 0,27; для водных растений: Кн 40К – 1,1, Кн 232Th – 0,10, Кн 210Pb – 0,092. Установленные количественные значения содержания и Кн радионуклидов рекомендуются для дальнейшего использования при мониторинге места размещения АЭС.
На основании исследований получены количественных данные содержания радионуклидов, характеризующий радиационную обстановку в населенных пунктах. Содержание радионуклидов в растениеводческой продукции достигает до: 40К до 1200 Бк/кг, 232Th до 2,8 Бк/кг, 137Cs до 0,19 Бк/кг, 210Pb до 6,2 Бк/кг, 238U, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu и 154Eu – количественно не установлено. Содержание радионуклидов в животноводческой продукции: 40К до 130 Бк/кг, 232Th до 1,1 Бк/кг, 238U до 5 Бк/кг, 137Cs до 0,8 Бк/кг, 210Pb до 0,5 Бк/кг, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu и 154Eu – количественно не установлено. Содержание радионуклидов в рыбе: 40К до 130 Бк/кг, 137Cs до 19 Бк/кг, 90Sr до 0,27 Бк/кг, 3H (в форме НТО) до 8,9 Бк/л, 232Th, 238U, 235U, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 210Pb, 239+240Pu и 14C количественно не установлено. Содержание в почве: 40K до 900 Бк/кг, 232Th до 62 Бк/кг, 238U до 79 Бк/кг, 210Pb до 120 Бк/кг, 137Cs до 21 Бк/кг, 90Sr до 10 Бк/кг, 3Н (в свободной воде) до 40 Бк/кг; концентрация 235U, 241Am, 60Co, 152Eu, 154Eu, 155Eu, 14С, 3Н (в связанной форме) во всех обследованных населенных пунктах количественно не установлена. Содержание 137Cs, 90Sr, 239+240Pu, 14C и 3H в воде объектов водопользования, а также значения объемной активности 241Am, 137Cs, 90Sr и 239+240Pu в воздухе количественно не установлены. Диапазон результатов измерений ЭРОА радона в жилых домах варьирует от 3 до 29 Бк/м3, в помещениях административных зданий – от 5 до 29 Бк/м3, ОА радона в жилых домах – от 21 до 92 Бк/м3, в помещениях административных зданий – от 18 до 28 Бк/м3. На основании данных обследования 49 постоянных жителей села Улькен (128294 метафазных клеток) идентифицировано 254 нестабильных хромосомных аберрации, что соответствует средней частоте 1,98 ± 0,16 на 1000 клеток. Значения ожидаемой годовой эффективной дозы на человека от естественных и искусственных радионуклидов, при проживании на территории населенных пунктов Куйган, Чиганак и Улькен, не превышают регламентирующие нормативы.
Сформулированы основные требования к организации и проведению радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС. Определено, что система радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС должна быть комплексной, охватывающей все компоненты окружающей среды и обеспечивающей непрерывное наблюдение за радиационной обстановкой. Необходимо предусмотреть создание автоматизированной сети контроля с возможностью передачи данных в режиме реального времени и интеграцией в национальную систему радиационного мониторинга. Программы наблюдений должны соответствовать требованиям документов МАГАТЭ, ICRP, UNSCEAR, ISO и ВОЗ, обеспечивая сопоставимость с международной практикой. Следует проводить долговременные фоновые экологические исследования до начала строительства АЭС для установления исходных характеристик среды. Организация мониторинга должна учитывать природно-климатические и геологические особенности региона Казахстана, включая ветровые режимы, гидрогеологию и сейсмичность. Для минимизации последствий потенциальных инцидентов необходимо внедрить систему раннего оповещения и аварийного реагирования.
Таким образом, по итогам реализации задач программы в 2023-2025 годах опубликованы: 32 научные статьи, из них 13 статей – в рецензируемых научных изданиях, входящих в 1 (первый), 2 (второй) квартили по импакт-фактору в базе данных Web of Science и (или) имеющих процентиль по CiteScore в базе данных Scopus не менее 50 (пятидесяти), 19 статей – в журналах, рекомендованных Комитетом по обеспечению качества в сфере науки и высшего образования (КОКНВО); 5 монографий в казахстанских издательствах. Получены 7 объектов интеллектуальной собственности (включая заявку на изобретение), зарегистрированные в РГП «Национальный институт интеллектуальной собственности».
В исследовательскую группу по данной программе входят: 2 доктора наук, 2 кандидата наук, 12 PhD, 2 профессора, 9 ассоциированных профессора, 2 докторанта и 5 магистрантов, 2 из которых успешно защитили магистерские диссертации с присвоением академической степени магистра.