Научно-техническое обоснование радиационно-экологической безопасности рецикла плутония и минор-актинидов в ядерном топливном цикле

• Автор: Кириллович, Анатолий Павлович
• Шифр специальности: 05.26.01
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 1997
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 66 с. : ил.; 20х15 см

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ
Актуальность работы. Ядешо-энергетическая технология признана наиболее передовой в мире, но и у нее есть проблемы, требующие своего решения, как в настоящее время, так и в перспективе. Одна из них - повышение безопасности реакторных технологий и ядерного топливного цикла (ЯТЦ) в целом.
Вовлечение в ядерный топливный цикл энергетического плутония, накапливающегося в ядерных реакторах при выработке энергии, и оружейного плутония, высвобождающегося в процессе разоружения, а также создание замкнутого топливного цикла (ЗТЦ) определены как стратегические задачи ядерной энергетики в «Концепции энергетической политики России в новых условиях», одобренной Правительством Российской Федерации.
Актуальной задачей, с точки зрения повышения безопасности ЯТЦ, является трансмутация низших (минор)-актинидов Мр, Ат, Ст и некоторых продуктов деления (Ся, 8г) с использованием реакторов на быстрых нейтронах (РБН) нового поколения в качестве дожигателей. Оба эти направления получили приоритет и в других странах с высокоразвитой ядерной энергетикой.
Снижение радиационного воздействие на персонал и окружающую среду - актуальная проблема всего ЯТЦ. Значимость ее особенно возрастает при рецикле плутония и минор-актинидов (МА), поскольку они в сотни раз токсичнее урана. Широкое использование их в ЯТЦ, и тем более рецикл, требует решения целого ряда задач в области радиационной безопасности и экологии.
Работы в этом направлении были начаты в конце 70-х годов специалистами ГНЦ РФ "Институт биофизики", ГНЦ РФ "Физико-энергетический институт", ПО «Маяк», ВНИИНМ, ГНЦ РФ НИИАР и ряда других предприятий страны.
Однако комплексные исследования безопасности при крупномасштабном рецикле энергетического плутония, отработке и экспериментальной проверке основных стадий замкнутого ядерного топливного цикла стали возможными и были впервые осуществлены в ГНЦ РФ НИИАР, где по решению Правительства и Руководства отрасли была создана уникальная экспериментальная база для их проведения. Она включает опытную АЭС БОР-60 с реактором на быстрых нейтронах, опытно-исследовательский комплекс по производству гранулированного уран-плутониевого топлива и дистанционному изготовлению твэлов и ТВС методом виброуплотнения (ОИК), пилотные установки для отработки «сухих» технологий регенерации облученного ядерного топлива, крупнейшую в России радиохимическую лабораторию по выделению трансплутониевых элементов и производству источников излучений, стенды и экспериментальное хранилище для отработки технологии обращения с высокоактивными отходами ЗТЦ.
Нель работы - научно-техническое обоснование радиационно-экологической безопасности рецикла плутония, минор-актинидов и трансплутониевых элементов (ТПЭ) в ядерном топливном цикле. Для осуществления поставленной цели необходимо решить следующие задачи: предложить критерии оценки и методологию исследования безопасности новых технологических процессов ЯТЦ; провести комплексные исследования их безопасности, в частности, изучить баланс ядерных материалов и распределение радионуклидов; источники и основные закономерности формирования радиационной обстановки; воздействие радиационно-вредных факторов на персонал и окружающую среду; создать банк данные для расчетных моделей по оценке безопасности подобных производств; разработать способы повышения безопасности и рекомендации по улучшению условий труда при работах с плутонием.

реактора БОР-60. Во-вторых, в процесс, помимо накопившихся в топливе при обручении минор-актинидов, был дополнительно введен нептуний с цслыо изучения рецикла МА с использованием быстрого реактора и пироэлектрохнмической технологии переработки топлива.
Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности опытной переработки облученного топлива в ГНЦ РФ МИИАР выполнено впервые. Оно базировалось на результатах, полученных при регенерации топлива БН-350 (1993 г.), и на данных расчетов по накоплению продуктов деления и активности актинидов в опытных ТВС ОГ-115, ОГ-116. Определен расчетный валовой выброс (консервативная оценка),
который составил 100 мКи или 50% от разрешенного для НИИ АР месячного выброса бета-, гамма-излучающих радионуклидов и 2.8 мКи при контрольном уровне выброса 18.9 мКи/мес. - для альфа-нуклидов. Итогом этого этапа исследований явились технические предложения автора по включению в схему очистки камерного воздуха дополнительной, второй ступени (применение сдвоенных фильтров В-05) [24] и специально разработанного фильтра для очистки газов от солевых возгонов [25]. Эти меры позволили значительно снизить (против расчетного) валовой выброс радионуклидов с установки и здания в вентиляционный центр [23, 26] и повысить безопасность опытной переработки.
Принципиальная технологическая схема процесса пнроэлектрохимической регенерации топлива в эксперименте представлена на рис. 3.1. Вскрытие оболочки твэлов (куски длиной по 220мм) осуществляли двумя методами: электрохимическим и * путем механической резки. Топливо после отделения оболочки измельчали в мельнице для катодных осадков, отбирали пробы на радиохимический, масс-спектрометрический (изотопный) и калориметрический анализы.
В процессе эксперимента подводили полный материальный баланс по топливу, продуктам деления и минор-актинидам, а также определяли параметры радиационной обстановки и изучали факторы, влияющие на ее формирование.
Радиаиионпо-дозиметрические характеристики облученного топлива и продуктов его переработки. Твэлы и ТВС ОГ-115 и ОГ-116 были изготовлены на установке “Орел” из уран-плутониевого топлива следующего состава. Уран: 2ии - 0.62,23би - 0.39, 238и
30.0, 23зи - 68.99%. Плутоний: 23?Ри - 67.98, 24°Ри - 21.79, 24|Ри - 7.0, 2«Ри - 3.23%; массовое содержание в топливе 31.6%. Количество геттера (порошок металлического урана) в твэлах до 11.6% по массе.
Характеристика облученного топлива ТВС ОГ-115 и ОГ-116 реактора БОР-60 приведена в табл. 3.2. В переработку было взято 1.581 кг топлива ОГ-115 и 1.677 кг ОГ-116. Общая масса 3.258 кг. уран-плутониевого топлива из активной зоны (АЗ) ТВС.
Таблица 3.2. Характеристика ТВС ОГ-115 и ОГ-116 (паспортные данные после облучения)
№ п/п Параметр ТВС
ОГ-115 ОГ
1 2 3 4 V
"Т. Масса топлива, г 3200 3200
2. Начало облучения, дата, месяц, год 6.11.87
з. “ Конец облучения, дата, месяц, год 17.05.92
4. Выгорание, % т.а.: » максимальное; 21
среднее; 19
среднее по урану; 17