Радиационная и пожарная опасность натриевого теплоносителя

БЕЗОПАСНОСТЬ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И ОБОРУДОВАНИЯ

ПОЖАРОВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТЬ/FIRE AND EXPLOSION SAFETY. 2023. Т. 32. № 2. С. 33–43

POZHAROVZRYVOBEZOPASNOST/FIRE AND EXPLOSION SAFETY. 2023; 32(2):33-43

ОБЗОРНАЯ СТАТЬЯ/REVIEW PAPER

УДК 614.876

https://doi.org/10.22227/0869-7493.2023.32.02.33-43

Радиационная и пожарная опасность натриевого теплоносителя

Любим Николаевич Прытков , Николай Михайлович Барбин,

Станислав Андреевич Титов

Уральский институт Государственной противопожарной службы Министерства Российской Федерации по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий, г. Екатеринбург, Россия

АННОТАЦИЯ

Введение. Атомные электростанции Российской Федерации вырабатывают около 20 % доли общей электро­ энергии. На базе реакторов на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, где применяется натрий,

Госкорпорацией «Росатом» реализуется проект «Прорыв», нацеленный на реализацию замкнутого ядерного топливного цикла за счет применения энергетического потенциала природного урана. Изучение и обобще- ние информации о пожарной и радиационной опасности натриевого теплоносителя является актуальной задачей для обеспечения безопасности при эксплуатации реакторов данного типа.

Цели и задачи. Целью статьи является аналитическое исследование информации о радиационной и пожар- ной опасности натриевого теплоносителя, опубликованной в отечественной и зарубежной научной литера- туре. Для ее достижения проведен анализ реакторов на быстрых нейтронах, эксплуатирующихся в мире, рассмотрены теплоносители, применяемые в быстрых реакторах. Проведен системный анализ радионукли- дов, присутствующих в натриевом теплоносителе, представлены сравнительные диаграммы по показателям радиационных свойств радионуклидов, определены наиболее опасные для человека радионуклиды, при- сутствующие в натриевом теплоносителе. Проанализированы пожарная опасность металлического натрия и особенности тушения пожаров, связанных с утечкой натриевого теплоносителя в первом и втором контуре реакторной установки.

Результаты и их обсуждение. На данный момент в мире эксплуатируется 1 опытно-промышленный реактор на быстрых нейтронах, находящийся в России, 1 экспериментальный реактор в Индии и в Китае. В качестве теплоносителя на данных реакторах применяется натрий. В результате анализа литературы из открытых источников установлено, что основными источниками образования примесей в металлическом тепло­ носителе являются защитный газ, конструкционные и технологические материалы установки и продукты ядерных реакций. Проведенный системный анализ свойств радионуклидов, присутствующих в металличе- ском теплоносителе, позволил определить наиболее опасные из них для жизни и здоровья человека. Пожар- ная опасность натриевого теплоносителя обусловлена в основном его химической активностью. Основ- ными способами тушения разлитого натрия является изолирование от кислорода за счет засыпания лужи металличе­ского натрия порошком огнегасящим МГС, порошкообразным оксидом алюминия или уменьше- ние концентрации кислорода в воздухе ниже 4 % за счет объемного газового пожаротушения азотом, угле- кислотой или инертными газами.

Выводы. В результате проведенного анализа радионуклидов, присутствующих в натриевом теплоносителе реактора на быстрых нейтронах, установлено, что наиболее опасными для человека являются 24Na, 137Cs, 125Sb,

Na, 239Pu, 54Mn, 110mAg, 131I. По результатам анализа пожарной опасности радиоактивного натрия установ­лены наиболее распространенные огнетушащие вещества и описаны особенности тушения пожаров, возникаю- щих при возгорании натриевого теплоносителя.

Ключевые слова: пожар; радионуклид; примеси; огнетушащий состав; тушение пожара; выброс ради­о­ активности

Для цитирования: Прытков Л.Н., Барбин Н.М., Титов С.А. Радиационная и пожарная опасность натрие- вого теплоносителя // Пожаровзрывобезопасность/Fire and Explosion Safety. 2023. Т. 32. № 2. С. 33–43.

DOI: 10.22227/0869-7493.2023.32.02.33-43

Прытков Любим Николаевич, e-mail: prytkov.l.n@mail.ru

Radiation and fire hazard of sodium coolant

Lyubim N. Prytkov , Nikolay M. Barbin, Stanislav A. Titov

Ural Institute of State Fire Service of the Ministry of Russian Federation for Civil Defense, Emergencies and Elimination of Consequences of Natural Disasters, Ekaterinburg, Russian Federation

SAFETY OF TECHNOLOGICAL PROCESSES AND EQUIPMENT

ABSTRACT

Introduction. Nuclear power plants in the Russian Federation produce about 20 % of the total electricity.

On the basis of fast neutron reactors using sodium as a coolant, Rosatom State Corporation is implementing the “Breakthrough” project aimed at the implementation of a nuclear fuel cycle using the energy potential of natural uranium. Study and generalization of information about fire and radiation hazards of sodium coolant is an urgent task to ensure safety in the operation of this type of reactors.

Goals and objectives. The purpose of the article is an analytical study of information about sodium coolant radiation and fire hazard, published in domestic and foreign scientific literature. To achieve it, an analysis of fast neutron reactors operating in the world was carried out, the coolants used in fast reactors were considered. Sys- tem analysis of radionuclides present in sodium coolant has been carried out, comparative diagrams according to radionuclide radiation properties are presented, the most dangerous radionuclides for humans present in the sodium coolant have been identified. The fire hazard of sodium metal and peculiarities of extinguishing fires associated with the leakage of sodium coolant in the primary and secondary circuits of the reactor plant are analyzed.

Results and its discussion. At the present time, there is 1 experimental-industrial fast neutron reactor in opera- tion in the world, located in Russia, and 1 experimental reactor in India and China. Sodium is used as a coolant in these reactors. As a result of the literature analysis from open sources, it was found that the main sources of impurities in the metal coolant are protective gas, structural and technological materials of the installation, and products of nuclear reactions. A systematic analysis of the properties of radionuclides present in the metal coolant made it possible to determine the most dangerous of them for human life and health. The fire hazard of sodium coolant is mainly due to its chemical activity. The main ways of extinguishing spilled sodium is isolation from oxygen by covering the puddle of metallic sodium with powdered fire-extinguishing MHS, powdered alumi- num oxide or reduction of oxygen concentration in the air below 4 % by volume gas extinguishing with nitrogen, carbon dioxide or inert gases.

Conclusions. As a result of the analysis of radionuclides present in the sodium coolant of a fast neutron reactor, it was found that the most dangerous for people are 24Na, 137Cs, 125Sb, 22Na, 239Pu, 54Mn, 110mAg, 131I. Based on the results of the analysis of the fire hazard of radioactive sodium, the most common fire extinguishing agents are established and the features of extinguishing fires that occur when a sodium coolant ignites are described.

Keywords: fire; radionuclide; impurities; fire extinguishing composition; fire extinguishing; release of radioactivity

For citation: Prytkov L.N., Barbin N.M., Titov S.A. Radiation and fire hazard of sodium coolant. Pozharovzryvo­bez­­ opasnost/Fire and Explosion Safety. 2023; 32(2):33-43. DOI: 10.22227/0869-7493.2023.32.02.33-43 (rus).

Lyubim Nikolaevich Prytkov, е-mail: prytkov.l.n@mail.ru

Введение                                     ●● высокий уровень коммерческой реализации дан-
ных типов АЭС.
Около 20 % доли электроэнергии в Российской
Основным минусом технологии реакторов
Федерации вырабатывается на атомных электро-
на тепловых нейтронах является применение
станциях, которые вносят значительный вклад
урана-235 в качестве топлива, который состав-
в борьбу с глобальным потеплением, предотвращая
ляет порядка 0,7 % в природном уране, оставшиеся
выброс в атмосферу порядка 100 млн тонн CO2.
99,3 % составляет уран-238, который для тепловых
Всего на территории России эксплуатируется
реакторов не может применяться в качестве ядерного
37 энергоблоков, из которых 22 энергоблока с реак-                  топлива, так как практически не делится в спектре
торами типа ВВЭР (4 энергоблока с ВВЭР-1200,                        тепловых нейтронов, а проблема обращения с отра-
13 энергоблоков с ВВЭР-1000 и 5 энергоблоков                        ботавшим ядерным топливом не позволяет одно-
с ВВЭР-440 различных модификаций); 11 энерго­                       значно отнести ядерную энергетику к разряду устой-
блоков с канальными реакторами (8 энергоблоков                      чивых.
с реакторами типа РБМК-1000 и 3 энергоблока                            Всего в недрах нашей планеты имеется около
с ЭГП-6); 2 энергоблока с реакторами на быстрых                     10–14 млн тонн урана, порядка 4 млн из них уже
нейтронах (БН-600 и БН-800) и 2 реакторные уста-                    израсходовано.
новки типа КЛТ-40С в составе плавучей атомной                          По мнению экспертов, при работе только реакто­
теплоэлектростанции. Общая электрическая мощ-                       ров на тепловых нейтронах, которые составляют
ность 11 атомных электростанций России состав-                      сегодня основу мировой ядерной энергетики, уже
ляет 29,5 ГВт [1].                                                  к концу XXI в. запасы урана-235 исчерпаются,
Основу мировой ядерной энергетики в настоящее                   следо­вательно, атомная энергетика, построен-
время составляют реакторы на тепловых нейт­ро­­нах.                 ная только на основе тепловых реакторов, имеет
К основным преимуществам тепловых реакторов                         такой же недостаток, что и традиционная энерге-
можно отнести:                                                      тика на органическом топливе — исчерпаемость
●● большой опыт, накопленный в ходе эксплуата-                      топливных ресурсов.
ции;                                                               В реакторе на быстрых нейтронах основным
●● высокий уровень безопасности;                                    делящимся материалом является плутоний-239, кото-

34 POZHAROVZRYVOBEZOPASNOST/FIRE AND EXPLOSION SAFETY 2023 VOL. 32 NO. 2

БЕЗОПАСНОСТЬ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И ОБОРУДОВАНИЯ

рый образуется из урана-238 при захвате нейт­рона,   сутствующих в натриевом теплоносителе, их радиа­
при этом возможна наработка плутония в количе-       ционных свойств, определить наиболее опасные
ствах, превышающих потребности самого реактора,      радионуклиды для здоровья человека. Проанализи-
поэтому реакторы на быстрых нейтронах называют       ровать пожарную опасность металлического натрия
размножителями.                                      и особенности его тушения при утечке в первом
Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах     и втором контуре реакторной установки.
дают возможность практически полного использова-
ния энергетического потенциала природного урана.        Анализ реакторов на быстрых нейтронах,
Эти два типа реакторов могут успешно работать             эксплуатирующихся в мире
в единой системе, в которой реакторы на быстрых
нейтронах будут осуществлять расширенное вос-            Перспективность применения реакторов
производство топлива с вовлечением плутония,         на быстрых нейтронах изучалась во многих странах,
накапливаемого в тепловых реакторах, а также         в СССР в 1955 г. был запущен первый экспери-
в перспективе трансмутировать минорные акти-         ментальный реактор на быстрых нейтронах БР-1,
ниды, являющиеся наиболее опасными радиоактив-       на котором впервые в мире была экспериментально
ными отходами.                                       доказана возможность расширенного воспроиз-
В связи с этим следует отметить, что внедрение   водства ядерного топлива. На основании данных
реакторов на быстрых нейтронах является усло-        с офици­а льного сайта Физико-энергетического
вием, способствующим развитию крупномасштаб-         института имени А.И. Лейпунского, быстрые реак-
ной ядерной энергетики.                              то­ры, работающие в мире на данный момент, пред-
При эксплуатации реакторов на быстрых нейтро-    ставлены в табл. 1.
нах возможно решить важнейшую задачу — созда-            Компоновка АЭС на быстрых нейтронах обычно
ние замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ),     является интегральной, при которой все элементы
при котором переработка отработавшего ядерного       первого контура — реактор, теплообменники, глав-
топлива будет циклически повторяться и будет соз-    ные циркуляционные насосы расположены в преде-
даваться на основе выделенного плутония новое        лах одного корпуса.
топливо для атомной энергетики.
Решение этой задачи позволит:                             Теплоносители, применяемые
●● осуществить расширенное воспроизводство                        в быстрых реакторах
уран-плутониевого топлива с вовлечением
Вопрос выбора оптимального теплоносителя
в него плутония, накапливаемого и в тепловых
для быстрых реакторов исследовался многими уче-
реакторах, а также оружейного плутония, увели-
ными во всем мире, так как от выбора оптималь-
чив эффективность использования природного
ного теплоносителя зависит надежная и длительная
урана в ~100 раз;
●● выделить радиоактивные отходы тепловых            работа ядерной энергетической установки [8–11].
и быстрых реакторов, образующиеся в процессе     При выборе теплоносителя учитывалось:
ядерных реакций;                                 ●● тип, назначение, параметры установки;
●● обеспечить в перспективе выжигание наиболее       ●● применяемые конструкционные и технологиче-
опасных радиоактивных отходов — трансурано-         ские материалы;
вых элементов (изотопов нептуния, америция,      ●● влияние теплоносителя на ядерно-физические
кюрия с большим периодом полураспада).              характеристики активной зоны;
Обеспечение безопасной эксплуатации ядерных      ●● возможность максимального исключения пара­зит­
реакторов с учетом опыта чрезвычайных ситуаций          ного захвата нейтронов;
и инцидентов на данных объектах [2–7] является       ●● способность теплоносителя к формированию
чрезвычайно актуальной задачей.                         необходимого для определенного типа реактора
С учетом вышесказанного целью настоящей             спектра нейтронов и росту коэффициента вос-
статьи является аналитическое исследование инфор-       производства;
мации о радиационной и пожарной опасности натри-     ●● возможные аварийные ситуации, влияние тепло­
евого теплоносителя, опубликованной в отечествен-       носителя на их развитие и ликвидацию послед-
ной и зарубежной научной литературе.                    ствий;
Для достижения указанной цели в рамках статьи    ●● возможные затруднения при проведении обслужи-
необходимо провести анализ реакторов на быстрых         вающих и ремонтных работ ядерной установки;
нейтронах, эксплуатирующихся в мире, и тепло-        ●● стоимость теплоносителя, оборудования и мате-
носителей, применяемых в данных реакторах.              риалов для реализации нормального технологи-
Провести системный анализ радионуклидов, при-           ческого процесса;

ПОЖАРОВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТЬ/FIRE AND EXPLOSION SAFETY 2023 VOL. 32 NO. 2 35

SAFETY OF TECHNOLOGICAL PROCESSES AND EQUIPMENT

Таблица 1. Быстрые реакторы, работающие в мире
Table 1. Fast reactors operating in the world
Мощность                                               Годы
Реактор        Характеристики реактора                                        Топливо        Страна
(тепловая/электрическая)                                 эксплуатации
Reactor         Reactor characteristics                                         Fuel         Country
Power (thermal/electric)                               Years of operation

Исследовательский, петлевой,
БОР-60                                                                         Оксид         Россия
натрий                                      55/10                                            1969–2020
BOR-60                                                                         Oxide         Russia
Research, loop, sodium
Опытно-промышленный,
БН-600                                                                         Оксид         Россия
интегральный, натрий                      1470/600                                           1980–2020
BN-600                                                                         Oxide         Russia
Industrial, integrated, sodium
Опытно-промышленный,                                              МОКС
БН-800                                                                                       Россия
интегральный, натрий                      2100/800              Mixed-Oxide                  2016–2043
BN-800                                                                                       Russia
Industrial, integrated, sodium                                      fuel
Экспериментальный,                                                 Карбид
Индия
FBTR        интегральный, натрий                       40/13,2                (металл)                   1985–2030
India
Experimental, integrated, sodium                               Carbide (metal)
Прототип, интегральный,
Оксид (металл)    Индия
PFBR        натрий                                    1250/500                                                 –
Oxide (metal)    India
Prototype, integrated, sodium
Экспериментальный,                                             Оксид (МОКС)
Китай
CEFR        интегральный, натрий                        65/20              Oxide (Mixed-                 2010–2040
China
Experimental, integrated, sodium                                 Oxide fuel)

Экспериментальный,
Оксид         Япония
Joyo        интегральный, натрий                        140/–                                            1978–2007
Oxide          Japan
Experimental, integrated, sodium

Прототип, петлевой, натрий                                         Оксид         Япония      1994–1996,
Monju                                                  714/280
Prototype, loopback, sodium Oxide Japan

●● способность теплоносителей образовывать в зна­                Однако серьезные проблемы возникали в случае
чительных количествах изотопы с большим пери-                необходимости процесса аварийного расхолажива-
одом полураспада в результате ядерной реакции                ния и из-за возможной разгерметизации контура.
и многие другие вопросы.                                        В результате исследований и поисков оптималь-
В ходе исследований было установлено, что вода,              ного вещества, применяемого в качестве тепло­
органические теплоносители и кремнийорганиче-                    носителя для быстрых реакторов, предпочтение
ские соединения были непригодны для быстрых                      было отдано жидким металлам, а среди них —
реакторов, в связи с этим в качестве теплоносителей              натрию. Данный выбор объясняется хорошими
рассматривались жидкие металлы, газы и пар.                      теплофизическими свойствами натрия, которые
Применение в качестве теплоносителя сухого                   позволяют осуществлять интенсивный теплосъем
пара имело ряд существенных проблем:                             как при нормальном режиме эксплуатации ядерной
●● снижение коэффициента воспроизводства;                        установки, так и в случае аварийного расхолажива-
●● возрастание удельной загрузки топлива;                        ния за счет естественной конвекции.
●● серьезные проблемы с аварийным расхолажи-                        Применение таких тяжелых жидких металлов
ванием и теплосъемом в процессе перегрузки                   как висмут, свинец, олово и их сплавы в качестве
топлива.                                                     теплоносителя имело существенный недостаток,
Среди газов, применяемых в качестве тепло­                   связанный с коррозионной активностью данных
носителя, рассматривалась возможность примене-                   металлов по отношению к конструкционным мате-
ния гелия, углекислого газа и тетраоксида диазота                риалам ядерной установки.
N 2O 4. Существенным преимуществом в случае                         Проблема поиска высокотемпературных тепло-
применения газов в качестве теплоносителя для                    носителей с наиболее оптимальными параметрами
быстрых реакторов являлось повышение коэффици­                   имеет особую важность в связи с процессами интен-
ента воспроизводства по сравнению с натрием.                     сификации современных энергетических установок.

36 POZHAROVZRYVOBEZOPASNOST/FIRE AND EXPLOSION SAFETY 2023 VOL. 32 NO. 2

БЕЗОПАСНОСТЬ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И ОБОРУДОВАНИЯ

Верхний температурный предел применения ●● продукты ядерных реакций;

жидких металлов в качестве теплоносителя опре- ●● имеющиеся неплотности технологического обо- деляется исходя из его коррозионного воздействия рудования [13–17].

на материалы конструкции установки, температу- Содержание примесей в натрии, применяемом рой кипения при определенном давлении. Высокие в качестве теплоносителя в реакторе EBR-II (Франция), коэффициенты теплоотдачи у жидких металлов зна- приведено в табл. 2 [18].

чительно превышают коэффициенты теплоотдачи Радионуклиды естественного и искусственного других возможных веществ, которые возможно при- происхождения оказывают негативное воздействие менить в качестве теплоносителей, что свидетель- на человеческий организм. Ввиду серьезной опасно- ствует о перспективности применения в качестве сти радионуклидов необходимо иметь представление теплоносителей жидких металлов. о характеристиках радиоактивных элементов. На осно-

Жидкометаллические теплоносители нашли при- вании справочных данных о примесях в натриевом менение в ядерной энергетике, в Российской Федера- теплоносителе реактора EBR-II (Франция) [18] про­ ции на Белоярской АЭС успешно функционирует 1 веден системный анализ по определению наиболее промышленный реактор БН-800. В качестве теплоно- опасных для человека радионуклидов из числа при­ сителя в данном реакторе применяется металлический месей в натриевом теплоносителе.

натрий. Коммерческий натрий получают при помощи В соответствии с Постановлением1 радионук­ электролиза расплавленного хлори­­да натрия, с добав- лиды делятся на 4 группы радиационной опасно- лением расплава хлорида кальция для уменьшения сти (А, Б, В, Г) в зависимости от параметра мини- температуры плавления [12].

мально значимой суммарной активности (табл. 3).

Системный анализ был проведен на основании

Примеси в теплоносителе свойств радионуклидов, указанных в [19]: период

Примеси в теплоносителе неизбежно присут- полураспада, средняя энергия характеристического, ствуют и могут способствовать образованию отложе- γ- и аннилигационного излучения, средняя энергия ний на поверхностях установок, повышенным кор- β-излучения, электронов Оже, а также конверсион- розионным эффектам и ухудшению радиационной ных электронов.

обстановки на установке. Свойства радионуклидов, присутствующих

Допустимые концентрации примесей ограничи- в натриевом теплоносителе, представлены в табл. 4.

ваются следующими факторами: Наиболее опасными радионуклидами по пери-

●● радиационной обстановкой, создаваемой при вза- оду полураспада являются: 239Pu — 24 065 лет, имодействии примесей с ядерным излучением;

Cs — 30 лет, 125Sb — 2,77 года, 22Na — 2,602 года,

●● влиянием на ядерно-физические свойства реак-

Mn — 312,5 суток, 110mAg — 249,9 суток. Наибо- тора; лее опасные радионуклиды по периоду полураспада

●● коррозионным воздействием примесей на кон- схематично представлены на рис. 1.

струкционные детали ядерной установки; Проанализировав среднюю энергию β-излуче-

●● исключением образования отложений приме- ния, конверсионных электронов и электронов Оже, сей на поверхности установки, контактирующей следует отметить, что наиболее опасными являются:

с теплоносителем

Na — 0,553 МэВ/Бк·с, 22Na — 0,194 МэВ/Бк·с,

Примеси в теплоносителе разделяются на:

I — 0,19 МэВ/Бк·с, 137Cs — 0,187 МэВ/Бк·с,

●● имеющиеся в исходном теплоносителе; 117m

Sn — 0,161 МэВ/Бк·с, 125Sb — 0,0993 МэВ/Бк·с.

●● появляющиеся в процессе эксплуатации уста-

Наиболее опасные радионуклиды средней энергии новки в штатном режиме при проведении ремонт- β-излучения, электронов Оже и конверсионных ных работ и возникающие в результате аварий- электронов схематично представлены на рис. 2.

ных ситуаций.

В соответствии с данными о средней энергии

Количество примесей в исходном теплоносителе характеристического γ- и аннилигационного излуче- зависит от технологии производства, используемого ния радионуклидов можно сделать вывод, что наи- сырья и условий хранения до загрузки в ядерную энер- гетическую установку. Концентрации примесей, появ- более опасными являются: 24Na — 4,12 МэВ/Бк·с, ляющихся в теплоносителе в процессе эксплуатации

110m

Ag — 2,74 МэВ/Бк·с, 54Mn — 0,835 МэВ/Бк·с, установки со временем, увеличиваются. Основными

Sb — 0,43 МэВ/Бк·с, 131I — 0,38 МэВ/Бк·с, 117mSn — источниками образования примесей в процессе экс- 0,158 МэВ/Бк·с. Наиболее опасные радионуклиды плуатации ядерной установки являются: по средней энергии характеристического γ- и анни-

●● защитный газ;

Об утверждении СанПиН 2.6.1.2523–09. Приложение 4 : По-

●● конструкционные и технологические материалы становление Главного государственного санитарного врача РФ установки; от 07.07.2009 № 47.

ПОЖАРОВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТЬ/FIRE AND EXPLOSION SAFETY 2023 VOL. 32 NO. 2

SAFETY OF TECHNOLOGICAL PROCESSES AND EQUIPMENT

Таблица 2. Содержание примесей в натрии в реакторе EBR-II            Таблица 3. Группы радиационной опасности
Table 2. The content of impurities in sodium in the EBR-II reactor   Table 3. Radiation hazard groups
Элемент                                                                       Минимально значимая
Массовая концентрация, C · 10–4, %        Группа                                                                                                        Нуклид
(радионуклид)                                                                     суммарная активность
Mass concentration, C · 10–4, %          Group                                                                                                         Nuclide
Element (radionuclide)                                                           Minimum significant total activity

O2 1,1 1·103 Бк

А –

1·103 Bq

H2 0,1 Б 1·104 и 1·105 Бк

Cs, 210Po,

B 1·104 and 1·105 Bq

Pu, 24Na

C 0,2

В 1·106 и 1·107 Бк

110m

Ag, 131I,

B 0,05

Sb, 22Na,

С 1·106 and 1·107 Bq

Mn

Bi 2,9 Г 1·108 и 1·109 Бк

–

D 1·108 and 1·109 Bq

Cr 0,02

Таблица 4. Свойства радионуклидов, присутствующих

Fe 0,07 в натриевом теплоносителе

Table 4. Properties of radionuclides present in sodium coolant

Li 0,0005 Средняя энергия излучения,

МэВ/Бк·с

Ni 0,04 Average radiation energy,

MeV/Bq·s

Si 0,2

Период полураспада

β radiation, conversion electrons характеристическое γ- и анни-

β-излучение, конверсионные лигационное излучение

Sn

Half life

Нуклид

Nuclide

anniligation radiation characteristic γ- and

and Auger electrons и электроны Оже электроны

Mn 0,005

90 нКи/г

Na

90 nCi/g

2,6 мКи/г

Na

2.6 mCi/g

0,2 нКи/г 2,602 года

Mn

Na – 1,94·10–1

2.602 years

0.2 nCi/g

15 ч

2 нКи/г

Na 4,12 5,53·10–1

110m

Ag 15 hours

2 nCi/g

312,5 суток

22 нКи/г

Mn 8,35·10–1 4,22·10–3

113m

I 312.5 days

22 nCi/g

249,9 суток

110m

Ag 2,74 7,13·10–2

11 нКи/г 249.9 days

117m

Sn

11 nCi/g 13,61 суток

117m

Sn 1,58·10–1 1,61·10–1

3,6 нКи/г 13.61 days

Sb

3.6 nCi/g 2,77 года

Sb 4,3·10–1 9,93·10–2

2.77 years

22 нКи/г

I 8,04 суток

22 nCi/g

I 3,8·10–1 1,9·10–1

8.04 days

64 нКи/г

Cs 30 лет

64 nCi/g

Cs – 1,87·10–1

30 years

160 пКи/г 138,38 суток

Po

Po 8,5·10–6 8,18·10–8

160 pCi/g 138.38 days

0,3 пКи/г 24 065 лет

Pu

Pu 7,96·10–4 6,65·10–3

0.3 pCi/g 24,065 years

38      POZHAROVZRYVOBEZOPASNOST/FIRE AND EXPLOSION SAFETY 2023 VOL. 32 NO. 2
рисунок 1                                                        рисунок 3

БЕЗОПАСНОСТЬ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И ОБОРУДОВАНИЯ

Na

Ag

137 m

Mn

Sb

22

Sn

117m

Рис.рисунок

1. Схема

2 расположения радионуклидов, присутству­ Рис. 3. Схема расположения радионуклидов, присутству­ ющих в натриевом теплоносителе, по периоду полураспада ющих в натриевом теплоносителе, по средней энергии харак-

Fig. 1. Scheme of the arrangement of radionuclides present in теристического γ- и аннилигационного излучения the sodium coolant, according to the half-life Fig. 3. Scheme of the arrangement of radionuclides present in the sodium coolant, according to the average energy of the char- acteristic γ- and annihilation radiation

с наличием примесей окислов натрия. Предот-

Na

вратить взаимодействие с цинком, нержавеющей сталью и другими металлами возможно за счет

Na очищения натрия от окислов. Нагревание тепло­ носителя приводит к взаимодействию с водородом, серой, оксидами некоторых металлов, углеродом и диоксидом кремния. Натриевый теплоноситель

Cs не взаимодействует с инертными газами, бензином, парафином и минеральным маслом [20]. Химиче-

Sn

117m ская активность натрия с водой и с атмосферой воздуха создает определенные сложности при его

Sb тушении.

Возгорание радиоактивного натрия из первого

Рис. 2. Схема расположения радионуклидов, присутству­ ющих в натриевом теплоносителе, по средней энергии или второго контура реактора является серьезной β-излучения, электронов Оже и конверсионных электронов опасностью для участников тушения пожара ввиду

Fig. 2. Scheme of the arrangement of radionuclides present in образования высокой концентрации активности the sodium coolant, according to the average energy of β-radia- в реакторном зале.

tion, Auger electrons and conversion electrons

В научных работах А.К. Микеева [21, 22] скорость лигационного излучения схематично представлены истечения натрия составляет около 10 л/с. Натрий на рис. 3. из первого или второго контура реактора воспламе-

Проведя системный анализ опасности радио­ няется в атмосфере воздуха при 280–350 °С. При нуклидов, присутствующих в натриевом теплоноси- эксплуатации натриевого теплоносителя его темпе- теле, можно сделать вывод, что наибольшую опас- ратура составляет от 300 до 550 °С и, как следствие, ность для жизни и здоровья людей представляют при попадании в атмо­сферу воздуха сразу же воспла- следующие радионуклиды: 24Na, 137Cs, 125Sb, 22Na, меняется.

Pu, 54Mn, 110mAg, 131I. Горение натриевого теплоносителя сопровожда- ется образованием густого белого дыма — до 40 %

Пожарная опасность натриевого продуктов горения может перейти в аэрозоли. Основу теплоносителя смеси аэрозолей составляют оксиды натрия, а при зна-

Химическая активность натрия является основ- чительной влажности воздуха — гидроксид. Хими- ной проблемой при его эксплуатации в качестве ческая активность аэрозольных частиц способствует теплоносителя. Данный металлический тепло­ причинению серьезных повреждений оборудованию, носитель взаимодействует со многими металлами находящемуся в помещении пожара, и представляет при относительно низкой температуре, что связано особую опасность для человека.

ПОЖАРОВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТЬ/FIRE AND EXPLOSION SAFETY 2023 VOL. 32 NO. 2

SAFETY OF TECHNOLOGICAL PROCESSES AND EQUIPMENT

Особенности тушения жидкометаллического                          На реакторе БР-5 (СССР) в марте 1959 г. произо­
натрия рассматриваются в Стандарте и Рекоменда-                 шел прожог трубопровода 1-го контура за счет дуги,
циях2, 3.                                                       возникшей при замыкании электронагревателей,
В качестве огнетушащих средств натрие-                      что привело к выбросу радиоактивного газа и роз-
вого теплоносителя применяются порошковые                       ливу около 2 кг металлического натрия. Данный
и газообразные вещества. Порошковые огнетуша-                   инцидент был обнаружен за счет показаний уровне­
щие средства, подаваемые на поверхность горя-                   мера и изменения давления аргона в газовой поло-
щего теплоносителя, изолируют его от кисло-                     сти насоса 2-го контура. Ликвидация последствий
рода и подавляют горение. Недостатками данных                   аварии заняла около 1,5 мес. Личный состав, про­
средств являются:                                               водивший осмотр места течи и уборку натрия, при-
●● низкая теплопередача;                                        менял кожаную спецодежду и шлемы с принуди-
●● сложность доставки к месту пожара по трубо-                  тельной подачей воздуха.
проводам;                                                        На Белоярской АЭС (СССР) на реакторе БН-350
●● слеживаемость при хранении;                                  21 марта 1973 г. в результате ошибки персонала был
●● поглощение влаги.                                            включен электрообогрев на замороженном участке
Для тушения натриевого теплоносителя наибо-                 трубопровода, отделявшем место ремонта от рабо-
лее распространенными являются: порошок огне-                   тающей петли, натрий был подан на разгерметизи-
гасящий МГС и порошкообразный оксид алюми-                      рованный узел петли 2-го контура. Течь составила
ния — глинозем. При тушении натрия порошком                     порядка 20 кг и была устранена закрытием отсеч-
происходит его смачивание и порошковый состав                   ной арматуры узла индикации. Пожар продолжался
тонет в луже металла, данный факт способствует                  около 40 мин и был потушен глиноземом.
большому расходу огнетушащего порошка. Эффек-                        6 октября 1973 г. при работе реактора из-за недо-
тивное применение порошковых средств пожаро-                    статков конструкции пробоотборника 2-го контура
тушения возможно лишь в случае, если толщина                    и ошибки персонала произошел выброс 3–5 кг
слоя разлившегося теплоносителя составляет                      натрия с возгоранием. При выбросе 2 работника
не более 50 мм. Расход порошка МГС при туше-                    получили ожоги. Течь устранили за счет отключе-
нии 1 м2 натрия толщиной 30–40 мм составляет                    ния насоса, сброса давления аргона и дренирова-
8 кг, расход глинозема при аналогичных условиях                 ния петли. Пожар ликвидировали через 50 мин при
составляет 60 кг.                                               помощи глинозема.
Газообразные средства при возгорании метал-                      16 февраля 1975 г. произошла значительная
лического натрия прекращают его горение за счет                 течь натрия на выходном трубопроводе аварийного
снижения концентрации кислорода ниже 4 %.                       испарителя ПГ-5 в районе тройника по 2-му конту­
Эффективность тушения очага пожара газом                        ­ру. Утечке предшествовала разгерметизация дан-
во многом зависит от герметичности помещения.                    ного испарителя с возникновением реакции натрия
При экспериментальной проверке газового туше-                    с водой. Из-за ошибочных действий персонала
ния металлического натрия оказалось, что в резуль-               отключение ПГ было неполным и вода продолжала
тате тушения азотом или аргоном на поверхности                   поступать во 2-й контур. В результате взаимодей-
металла образуются соединения, снижающие                         ствия натрия с водой при высокой температуре была
темпе­ратуру самовоспламенения до 70 °С. Данный                  прожжена стенка трубопровода. Истечение натрия
недостаток был устранен введением в основной                     и продуктов взаимодействия с водой сопровожда-
газ углекислоты в объемном содержании 4 % или                    лось возгоранием и было оперативно затушено
более. В результате температура самовоспламене-                  глиноземом. В процессе реакции натрия с водой
ния возросла до 260 °С.                                          выделялся водород, который выходил из отверстия
в трубопроводе и горел факелом, длина которого
Пожары натриевого теплоносителя                           составляла около 20–30 см. Факельное горение
на атомных электростанциях                              продолжалось 2,5 ч. Для тушения данного пожара
Данные о пожарах натриевого теплоносителя                     под струю вытекающего натрия и продуктов реак-
на атомных электростанциях были взяты из учеб-                   ции устанавливались металлические ящики из-под
ного пособия [23].                                               глино­зема, в которых было собрано 300 кг натрия.
С 1980 по 1991 г. на реакторе БН-600 Белоярской
СТО 1.1.1.04.001.1500–2018. Правила пожарной безопасности      АЭС (СССР) было 27 течей натрия. Самая крупная
при эксплуатации атомных станций.
из них произошла 31 декабря 1990 г. в дренажном
МР 1.3.3.99.0227–2014. Тушение пожара на объектах с обраще-
трубопроводе диметром 40 мм, при этой аварии
нием жидкометаллического натрия АС с реактором БН. Особен-
ности применения первичных и стационарных средств пожаро-        вытекло порядка 600 кг натрия. После уборки
тушения. Методические рекомендации.                              продуктов горения и изоляции была обнаружена

40 POZHAROVZRYVOBEZOPASNOST/FIRE AND EXPLOSION SAFETY 2023 VOL. 32 NO. 2

БЕЗОПАСНОСТЬ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И ОБОРУДОВАНИЯ

трещина размером 30 мм, которая образовалась                ность обнаружения, оперативное принятие управ-
из-за дефекта штуцера и воздействующих эксплуа-             ленческих решений, направленных на локализа-
тационных нагрузок.                                         цию и ликвидацию горения с минимальной угрозой
В декабре 1982 г. в 1-м контуре реактора БН-600         жизни и здоровью участников тушения.
на всасывающем патрубке насоса бакового хозяйства
произошла утечка 1 кг натрия. Течь была обнаружена                                Выводы
оперативно за счет дозиметрической сигнализации.
В 1989 и 1990 г. на одном и том же участке трубо­                 Проанализировав радионуклиды, присутст­
провода выхода натрия из фильтр-ловушки произо­             ву­­­ющие в натриевом теплоносителе реактора
шли незначительные утечки, которые были обнару-             на быстрых нейтронах, были определены наиболее
жены при помощи дозиметрической сигнализации.               опасные радиоактивные элементы для человека.
В декабре 1995 г. на АЭС Monju (Япония)                 Данные, полученные в ходе проведения системного
из-за дефекта сварных швов в трубах, перекачива­            анализа радионуклидов, будут использованы для
ющих натрий, произошла утечка 3 тонн тепло­                 последующих исследований в области радиацион-
носителя на пол энергоблока, произошел крупный              ной безопасности реакторов на быстрых нейтро-
пожар, в результате которого температура в помеще-          нах. По результатам анализа пожарной опасности
нии повысилась до нескольких сотен градусов [24].           радиоактивного натрия, применяемого в реакторах
При анализе данных о пожарах натриевого                 на быстрых нейтронах, были определены наиболее
теплоносителя на атомных электростанциях сле-               распространенные огнетушащие вещества, описа­
ду­ет отметить, что ключевым фактором, который              ­ны особенности тушения пожаров, возникающих
способствует уменьшению последствий утечки                   на ядерных энергетических установках с натриевым
натриевого теплоносителя, является своевремен-              теплоносителем.

СПИСОК ИСТОЧНИКОВ
1. Nuclear power reactors in the world. Vienna : Inter-         coolants technology in loop-type and mono-block-
national Atomic Energy Agency. 2022. 102 p.                  type reactor installations // Nuclear Engineering
2. Barbin N.M., Titov S.A., Kobelev M. Accidents that           and Design. 2007. Vol. 237. Issue 15–17. Pp. 1829–
occurred at nuclear power plants in 1952–1972 //             1837. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2007.03.008
IOP Conference Series: Earth and Environmen-             10. Асхадуллин Р.Ш., Мартынов П.Н., Рачков В.И.,
tal Science. 2021. Vol. 666. Issue 2. P. 022018.             Легких А.Ю., Стороженко А.Н., Ульянов В.В.,
DOI: 10.1088/1755-1315/666/2/022018                          Гулевский В.А. Контроль и регулирование содер-
3. Dhillon B.S. Safety, reliability, human factors, and         жания кислорода в тяжелых жидкометалличе-
human error in nuclear power plants. CRC Press,              ских теплоносителях для противокоррозионной
2017. Pp. 62–88. DOI: 10.1201/b22260                         защиты сталей // Теплофизика высоких темпера-
4. Титов С.А., Барбин Н.М., Кобелев А.М. Анализ                 тур. 2016. Т. 54. № 4. С. 595–604. DOI: 10.7868/
аварийных ситуаций, связанных с пожарами                     S0040364416040013
на атомных электростанциях // Пожаровзрыво­              11. Thomson J.R. High integrity systems and safety man-
безопасность/Fire and Explosion Safety. 2021.                agement in hazardous industries. Butterworth-Heine-
Т. 30. № 5. С. 66–75. DOI: 10.22227/0869-                    mann, 2021. 360 p.
7493.2021.30.05.66-75                                    12. Englander M., Stohr J.A. Chimie et industrie. 1956.
5. Nayak A., Kulkarni P. Severe accidents in nuclear            Vol. 75. Issue 2. Pp. 53–60
reactors. Woodhead Publishing, 2021. 394 p.              13. Носов Ю.В., Ровнейко А.В., Ташлыков О.Л., Ще-
6. Kumar S. Reliability and probabilistic safety assess-        клеин С.Е. Особенности вывода из эксплуата-
ment in multi-unit nuclear power plants. Academic            ции быстрых реакторов БН-350, -600 // Атомная
Press, 2021. 260 p.                                          энергия. 2018. Т. 125. № 4. С. 195–199.
7. Petrangeli G. Nuclear safety. Butterworth-Heine-         14. Kozlov F.A., Alexeev V.V., Zagorul’ko Yu.I., et al.
mann, 2019. 586 p.                                           The summary of the sodium coolant technology
8. Рачков В.И., Арнольдов М.Н., Ефанов А.Д., Ка-                development in application to LMFBRs // Working
лякин С.Г., Козлов Ф.А., Логинов Н.И. и др.                  material TM on the Coordinated Project (CRP)
Использование жидких металлов в ядерной,                     Analyses and Lessons Learned from the Opera-
термо­ядерной энергетике и других инновацион-                tional Experience with Fast Reactor Equipment and
ных технологиях // Теплоэнергетика. 2014. № 5.               Systems (Obninsk, February 14–18, 2005). Vienna,
С. 20. DOI: 10.1134/S0040363614050087                        IAEA, 2005. Pp. 237–259.
9. Orlov Y.I., Efanov A.D., Martynov P.N., Gulevsky V.A.,   15. Сорокин А.П., Гулевич А.В., Клинов Д.А., Кузи-
Papovyants A.K., Levchenko Yu.D., Ulyanov V.V.               на Ю.А., Камаев А.А., Иванов А.П. и др. Иссле-
Hydrodynamic problems of heavy liquid metal                  дования высокотемпературной ядерной энерго-

ПОЖАРОВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТЬ/FIRE AND EXPLOSION SAFETY 2023 VOL. 32 NO. 2

SAFETY OF TECHNOLOGICAL PROCESSES AND EQUIPMENT

технологии для производства водорода и других              19. Баженов В.А., Булдаков Л.А., Василенко И.Я.
инновационных применений // Вопросы атом-                      Вредные химические вещества. Радиоактивные
ной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные                  вещества. Л., 1990. С. 425–459.
константы. 2020. № 1. С. 102–119. DOI: 10.55176/           20. Бельтюков А.И., Карпенко А.И., Полуяктов С.А.,
2414‑1038‑2020‑1‑102‑119                                       Ташлыков О.Л., Титов Г.П., Тучков А.М. и др.
16. Кузина Ю.А., Сорокин А.П. Теплофизика щелоч-                   Атомные электростанции с реакторами на бы-
ных жидких металлов. Часть 2: Физхимия, техно-                 стрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
логия и инновационные приложения (ретроспек-                   Ч. 1 / под общ. ред. С.Е. Щеклеина, О.Л. Ташлы-
кова. Екатеринбург, 2013. 548 с.
тивно-перспективный взгляд) // Вопросы атомной
21. Микеев А.К. Противопожарная защита АЭС. М. :
науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные кон-
Энергоатомиздат, 1990. 432 с.
станты. 2019. № 3. С. 233–251. DOI: 10.55176/
22. Микеев А.К. Пожары на радиационно-опасных
2414‑1038‑2019‑3‑233‑251
объектах. Факты, выводы, рекомендации. М. :
17. Сутягина Р.О., Алексеев В.В., Сутягин И.А. Об-                 ВНИИПО, 2000. 346 с.
зор существующих систем очистки в области                  23. Соловьев С.П. Аварии и инциденты на атомных
жидкометаллических теплоносителей Препринт                     электростанциях / под общ. ред. С.П. Соловьева;
ФЭИ – 3295. Обнинск, 2021. 53 с.                               учеб. пос. Обнинск : ИАТЭ, 1992. 300 с.
18. Козлов Ф.А., Волчков Л.Г., Кузнецов Э.К., Матю-            24. Жаворонков И.С., Ильюшонок А.В. Обеспечение
хин В.В. Жидкометаллические теплоносители                      пожарной безопасности атомных электростан-
ЯЭУ. Очистка от примесей и их контроль / под                   ций // Вестник Университета гражданской защи-
ред. Ф.А. Козлова. М. : Энергоатомиздат, 1983.                 ты МЧС Беларуси. 2018. Т. 2. № 3. С. 343–350.

REFERENCES
1. Nuclear power reactors in the world. Vienna, Interna-       10. Askhadullin R.Sh., Martynov P.N., Rachkov V.I., Le-
tional Atomic Energy Agency, 2022; 102.                         gkikh A.Yu., Storozhenko A.N., Ul’yanov V.V., Gu-
2. Barbin N.M., Titov S.A., Kobelev M. Accidents                   levskiy V.A. Monitoring and control of the oxygen
that occurred at nuclear power plants in 1952–1972.             content in heavy liquid-metal coolants for anticor-
IOP Conference Series: Earth and Environmental                  rosion protection of steels. Thermal Physics of High
Science. 2021; 666(2):022018. DOI: 10.1088/1755-                Temperatures. 2016; 54(4):595-604. DOI: 10.7868/
1315/666/2/022018                                               S0040364416040013
3. Dhillon B.S. Safety, reliability, human factors, and hu-    11. Thomson J.R. High integrity systems and safety man-
man error in nuclear power plants. CRC Press, 2017;             agement in hazardous industries. Butterworth-Heine-
62-88. DOI: 10.1201/b22260                                      mann, 2021; 360.
4. Titov S.A., Barbin N.M., Kobelev A.M. The analysis          12. Englander M., Stohr J.A. Chimie et industrie. 1956;
of emergency situations related to fires at nuclear power       75(2):53-60.
plants. Pozharovzryvobezopasnost/Fire and Explo-            13. Nosov Yu.V., Rovneiko A.V., Tashlykov O.L., Shchek-
sion Safety. 2021; 30(5):66-75. DOI: 10.22227/0869-             lein S.E. Features of fast reactors decommissioning
7493.2021.30.05.66-75 (rus).
БН-350, -600. Atomic Energy. 2018; 125(4):195-199.
5. Nayak A., Kulkarni P. Severe accidents in nuclear re-
14. Kozlov F.A., Alexeev V.V., Zagorul’ko Yu.I., et al.
actors. Woodhead Publishing, 2021; 394.
The summary of the sodium coolant technology devel-
6. Kumar S. Reliability and probabilistic safety assess-
opment in application to LMFBRs. Working material
ment in multi-unit nuclear power plants. Academic
TM on the Coordinated Project (CRP) Analyses and
Press, 2021; 260.
7. Petrangeli G. Nuclear safety. Butterworth-Heinemann,            Lessons Learned from the Operational Experience
2019; 586.                                                      with Fast Reactor Equipment and Systems. Obninsk,
8. Rachkov V.I., Arnoldov M.N., Efanov A.D., Kalya-                14–18 February 2005. Vienna, IAEA, 2005; 237-259.
kin S.G., Kozlov F.A., Loginov N.I., et al. Use of liquid   15. Sorokin A.P., Gulevich A.V., Klinov D.A., Kuzi-
metals in nuclear, thermonuclear power engineering              na Yu.A., Kamaev A.A., Ivanov A.P., et al. Studies
and other innovative technologies. Teploenergetika.             of high-temperature nuclear energy technology for hy-
2014; 5:20. DOI: 10.1134/S0040363614050087                      drogen production and other innovative applications.
9. Orlov Y.I., Efanov A.D., Martynov P.N., Gulevsky V.A.,          Problems of Atomic Science and Technology. Series:
Papovyants A.K., Levchenko Yu.D., Ulyanov V.V. Hy-              Nuclear reactor constants. 2020; 1:102-119. DOI: 10.
drodynamic problems of heavy liquid metal coolants              55176/2414‑1038‑2020‑1‑102‑119
technology in loop-type and mono-block-type reactor         16. Kuzina Yu.A., Sorokin A.P. Thermal physics of alkaline
installations. Nuclear Engineering and Design. 2007;            liquid metals. Part 2: Physical chemistry, technology
237(15-17):1829-1837.        DOI: 10.1016/j.nucengdes.          and innovative applications (retrospective-perspective
2007.03.008                                                     view). Questions of Atomic Science and Technology.

42 POZHAROVZRYVOBEZOPASNOST/FIRE AND EXPLOSION SAFETY 2023 VOL. 32 NO. 2

БЕЗОПАСНОСТЬ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И ОБОРУДОВАНИЯ

Series: Nuclear reactor constants. 2019; 3:233-251.              power plants with sodium-cooled fast neutron reac-
DOI: 10.55176/2414‑1038‑2019‑3‑233‑251                           tors. Part 1. S.E. Shchekleina, O.L. Tashlykova (ed.).
17. Sutyagina R.O., Alekseev V.V., Sutyagin I.A. Review              Ekaterinburg, 2013; 548.
of existing purification systems in the field of liquid      21. Mikeev A.K. Fire protection of nuclear power plants.
metal coolants Preprint FEI-3295. Obninsk, 2021; 53.             Moscow, Energoatomizdat Publ., 1990; 432.
18. Kozlov F.A., Volchkov L.G., Kuznetsov E.K., Matyu-           22. MikeevA.K. Fires at radiation-hazardous objects. Facts,
khin V.V. Liquid-metal coolants of nuclear power                 conclusions, recommendations. Moscow, VNIIPO,
plants. Purification from impurities and their control.          2000; 346.
F. Kozlov (ed.). Moscow, Energoatomizdat Publ.,              23. Solovyov S.P. Accidents and incidents at nuclear
1983.                                                            power plants : textbook. S.P. Solovyov (ed.). Obninsk,
19. Bazhenov V.A., Buldakov L.A., Vasilenko I.Ya. Harm-              IATE, 1992; 300.
ful chemicals. Radioactive Substances. Leningrad,            24. Zhavoronkov I.S., Ilyushonok A.V. Ensuring fire safe-
1990; 425-459.                                                   ty of nuclear power plants. Bulletin of the Universi-
20. Beltyukov A.I., Karpenko A.I., Poluektov S.A., Tash-             ty of Civil Protection of the Ministry of Emergency
lykov O.L., Titov G.P., Tuchkov A.M., et al. Nuclear             Situa­tions of Belarus. 2018; 2(3):343-350.

Поступила 17.02.2023, после доработки 06.03.2023;

принята к публикации 20.03.2023

Received February 17, 2023; Received in revised form March 6, 2023;

Accepted March 20, 2023

Информация об авторах                                          Information about the authors
ПРЫТКОВ Любим Николаевич, адъюнкт, научный сотруд-               Lyubim N. PRYTKOV, Adjunct, Researcher of Research
ник Научно-исследовательского отделения Учебно-научного          Department of Educational and Scientific Complex of Fire
комплекса пожаротушения и проведения аварийно-спасатель-         Extinguishing and Emergency Rescue Operations, Ural Institute
ных работ, Уральский институт Государственной противо-           of State Fire Service of the Ministry of Russian Federation for
пожарной службы Министерства Российской Федерации                Civil Defense, Emergencies and Elimination of Consequences of
по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям             Natural Disasters, Mira St., 22, Ekaterinburg, 620062, Russian
и ликвидации последствий стихийных бедствий, Россия,             Federation; SPIN-Code: 8849-2525; ID RSCI: 1105831; ORCID:
620062, г. Екатеринбург, ул. Мира, 22; РИНЦ ID: 1105831;         0000‑0002‑8047‑5174; e-mail: prytkov.l.n@mail.ru
ORCID: 0000‑0002‑8047‑5174; e-mail: prytkov.l.n@mail.ru

БАРБИН Николай Михайлович, д-р техн. наук, доцент, веду-         Nikolay M. BARBIN, Dr. Sci. (Eng.), Associate Professor,
щий научный сотрудник Научно-исследовательского отделения        Leading Researcher of Research Department of Educational and
Учебно-научного комплекса пожаротушения и проведения             Scientific Complex of Fire Extinguishing and Emergency Rescue
аварийно-спасательных работ, Уральский институт Государ-         Operations, Ural Institute of State Fire Service of the Ministry
ственной противопожарной службы Министерства Российской          of Russian Federation for Civil Defense, Emergencies and
Федерации по делам гражданской обороны, чрезвычайным             Elimination of Consequences of Natural Disasters, Mira St., 22,
ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий,           Ekaterinburg, 620062, Russian Federation; ID RSCI: 31647;
Россия, 620062, г. Екатеринбург, ул. Мира, 22; РИНЦ ID: 31647;   Scopus AuthorID: 6701448034; ResearcherID: AGQ-1655-2022;
Scopus AuthorID: 6701448034; ResearcherID: AGQ-1655-2022;        ORCID: 0000‑0002‑6709‑4334; e-mail: nmbarbin@mail.ru
ORCID: 0000‑0002‑6709‑4334; e-mail: nmbarbin@mail.ru

ТИТОВ Станислав Андреевич, научный сотрудник Научно-­            Stanislav A. TITOV, Researcher of Research Department
исследовательского отделения Учебно-научного комплекса           of Educational and Scientific Complex of Fire Extinguishing
пожаротушения и проведения аварийно-спасательных работ,          and Emergency Rescue Operations, Ural Institute of State
Уральский институт Государственной противопожарной               Fire Service of the Ministry of Russian Federation for Civil
службы Министерства Российской Федерации по делам                Defense, Emergencies and Elimination of Consequences of
гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликви-             Natural Disasters, Mira St., 22, Ekaterinburg, 620062, Russian
дации последствий стихийных бедствий, Россия, 620062,            Federation; ID RSCI: 1064766; ORCID: 0000‑0002‑6903‑575X;
г. Екатеринбург, ул. Мира, 22; РИНЦ ID: 1064766; ORCID:          e-mail: tsa-nhl@mail.ru
0000‑0002‑6903‑575X; e-mail: tsa-nhl@mail.ru

Вклад авторов: все авторы сделали эквивалентный вклад            Contribution of the authors: the authors contributed equally
в подготовку публикации.                                         to this article.
Авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов.               The authors declare no conflicts of interests.

ПОЖАРОВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТЬ/FIRE AND EXPLOSION SAFETY 2023 VOL. 32 NO. 2