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

^ ' ^^ //

Московский государственный инженерно-физический институт ( Технический университет)

Активация и обращение с радиоактивными материалами термоядерных реакторов

Специальность: 05.14.03 - ядерно-энергетические установки

Диссертация на соискание учёной степени кандидата технических наук

На правах рукописи

Сериков Аркадий Геннадьевич

Москва 1999 г.

Содержание

Введение

Актуальность диссертационной темы........

Цели диссертационной работы..................

Научная новизна работы.............................

Достоверность и обоснованность работы.

Практическая значимость работы..............

Основные положения диссертации............

Структура и объём диссертации.................

Аппробация работы и публикации.............

4 8 9

9

10 10 10 12

Глава I. Обзор литературы по проблемам активации и обращения с радиоактивными отходами термоядерных реакторов (ТЯР)

1.1. Тритий в материалах ТЯР..........................................................

1.2. Радиационные нормы безопасности при обращении с радиоактивными отходами ТЯР...............................................

1.3. Методы обращения с радиоактивными отходами ТЯР...........

1.4. Методы расчёта активационных и дозовых характеристик материалов ТЯР.........................................................................

13

16 21

30

Глава II. Анализ приме нимости методов расчёта активации материалов для инженерного проектирования термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО..........................................................................

Глава III. Применение методов переноса при поиске оптимальной конфигурации керамического бридерного модуля реактора ДЕМО и решении задачи радиационной защиты магнитов ДЕМО III. 1. Параметрический анализ и поиск оптимальной конфигурации керамического бридерного модуля бланкета ДЕМО, помещённого в реактор ИТЭР.......................................... III.2. Радиационная защита магнитов ДЕМО................................ 64 74

Глава IV. Исследование радиационной обстановки между криостатом и конструкцией реактора ИТЭР с учётом влияния неоднородностей экспериментальных портов............................................................................... 77

Глава V. Методика приближённой оценки мощности дозы в материалах термоядерного реактора ИТЭР........ 97

Глава VI. Исследование остаточного энерговыделения в керамическом гелийохлаждаемом бланкете термоядерного реактора ДЕМО........................................ Одномерный метод расчёта остаточного энерговыделения.......... Источники остаточного энерговыделения...................................... Энерговыделение в процессе переноса остаточного излучения... 110 111 112 114

Глава VII. Способы обращения с отработанными радиоактивными материалами термоядерных реакторов VII. 1. Обращение с радиоактивными материалами ДЕМО........... VII.2. Обращение с радиоактивными материалами ИТЭР............ Приложение VII.A. Описание одномерной модели реактора ДЕМО и химических составов материалов ТЯР............................ 121 136 141

Общее заключение............................................................ 148

Литература.......................................................................... 150

Введение

Актуальность диссертационной темы определяется потенциальной потребностью развития термоядерной энергетики. Исходя из сложившихся закономерностей истощения природных ресурсов и загрязнения окружающей среды, на смену нефти и природного газа должен прийти энергоресурс лучшего качества с высоким энергетическим выходом.

Ядерная реакция синтеза лёгких ядер может служить мощным источником энергии. Термоядерные технологии и знания прошли долгий путь совершенствования. Управляемый термоядерный синтез потребовал более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г. самая крупная термоядерная установка -Европейский токамак, JET, получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу. Трудность осуществимости управляемой термоядерной реакции играет положительную роль с точки зрения безопасности реактора. В любом из известных устройств для управляемого термоядерного синтеза термоядерные реакции не могут войти в режим неконтролируемого нарастания мощности без последующего срыва плазмы и прекращения реакции. Таким образом, термоядерный реактор (ТЯР) обладает свойствами внутренней безопасности.

Теоретические и экспериментальные исследования токамаков ведутся с начала 50-х годов. Первый токамак был построен в России в Институте Атомной Энергии им. И.В. Курчатова в 1956 г. За прошедшие почти полвека направление токамаков получило широкое распространение, магнитное удержание плазмы позволяет осуществлять реакцию дейтерий-тритиевого синтеза при практически значимых временах удержания. Наиболее глобальное объединение мировых высокотехнологичных достижений в различных областях науки реализовалось в крупномасштабном проекте Интернационального Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР). Концепция проекта ИТЭР изложена в документе [1], программа

исследований в рамках проекта содержится в [2]. Обзор [3] даёт представление о физике и современных технологиях проекта ИТЭР. В 1998 г. был разрабатан инженерный проект реактора ИТЭР, работы проводились усилиями четырёх сторон: Европы, России, США и Японии. Итоговые материалы инженерной стадии проекта собраны в отчёте [4]. Общий вид реактора ИТЭР показан на рисунке В.1

Проект ИТЭР показал, что термоядерный реактор-токамак может быть построен при современном уровне развития технологии. Реактор ИТЭР с дейтерий-тритиевым топливом будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет и защиту от нейтронного и гамма излучений, систему дистанционного обслуживания реактора. Основная задача ИТЭРа будет заключаться в демонстрации практичности реактора-токамака для производства электроэнергии. Экспериментальная программа, которая будет продолжаться на реакторе ИТЭР около двадцати лет, позволит получить плазменно-физические параметры и ядерно-технологические данные, необходимые для строительства в 2030-4-2035 году первого демонстрационного реактора токамака ДЕМО, который будет прототипом промышленного

энергетического реактора. В настоящий момент разрабатывается проект РФ ДЕМО-С, основы концепции российского проекта ДЕМО изложены в работах [5], [6]. По внешнему виду реактор ДЕМО похож на ИТЭР. Параметры термоядерных реакторов РФ ДЕМО-С и ИТЭР представлены в таблице В.1. Решение о применимости термоядерной энергии для промышленного производства энергии может быть принято в середине 21 века, оно будет зависеть от общего состояния энергетики, в частности от меры истощения обычных топливных ресурсов. Развитие термоядерной промышленности будет происходить на основе накопленного опыта

атомной промышленности.

Таблица В. 1. Основные параметры термоядерных реакторов РФ ДЕ МО-С, ИТЭР

Параметр РФ ДЕМО-С ИТЭР

Большой радиус плазмы, м 7,8 8,14

Малый радиус плазмы, м 1,5 2,8

Длительность импульса горения плазмы 1 - 10 сут. 1000 с

Термоядерная мощность реактора, ГВт 2,44 1,5

Тепловая мощность реактора, ГВт зд 1,8

^Средняя нейтронная нагрузка на первую стенку, МВт/м2 2,5 1,0

Время работы, лет - сменных элементов реактора - несменяемых элементов реактора 8-s-lO 20 - 30 7

Полный флюенс нейтронов на первой стенке, МВтлет/м2 10- 13 0,3

Тип конструкци бланкета Бридерный с модульной структурой Защитный с модульной структурой

Основные материалы бланкета: конструкции наработчик трития (бридер) размножитель нейтронов сталь 10Х9МФБ Li4Si04 бериллий сталь SS316LN-IG

Охлаждение: Давление, МРа Температура на входе, °С Температура на выходе, °С Не 8 300 550 Вода 4 150 190

Коэффициент наработки трития 1,03 - 1,07 -

Максимальное тороидальное поле, Т 14,3 12,2

* - Нетронная нагрузка 1 МВт/м2 соответствует току нейтронов 4,43-1013 н-с_1-см"2 с энергией 14 Мэв.

Термоядерная энергетика обладает рядом особенностей:

• Внутренне присущие свойства пассивной безопасности термоядерных реакторов.

• Нет делящихся нуклидов и продуктов их распада.

• Короткий период цикла обращения материалов при рефабрикации.

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

Предполагаемый промышленный термоядерный реактор будет работать на смеси дейтерия с тритием. Энергия термоядерных реакций выносится в основном нейтронами, которые поглощаются в бридерном бланкете, содержащем литий. На литии в процессе работы реактора нарабатывается тритий. Выделяемое в бланкете тепло снимается теплоносителем первого контура охлаждения и используется для получения электроэнергии. Исходное топливо, потребляемое термоядерным реактором - дейтерий и литий, как и конечный продукт реакций - гелий, не радиоактивны. В процессе работы термоядерного реактора в нём накапливаются радиоактивные элементы, представляющие радиационную опасность для персонала, населения и окружающей среды. В реакторе синтеза дейтерия с тритием существует два основных источника радиоактивности - это тритий и активированные нейтронами материалы реактора. Тритий превращается в 3Не с испусканием р-излучения с периодом полураспада 12,3 лет. Тритий обладает высокой мобильностью. Для удержания трития применяется система многобарьерной защиты.

Экстремальные условия, при которых должен работать термоядерный реактор (ТЯР), требуют материалов, которые смогли бы устоять при больших термомеханических нагрузках во время работы реактора. Материалы первой стенки и бланкета должны быть химически совместимы с теплоносителем и материалами, содержащими литий для воспроизводства трития. В дополнение к прочностным свойствам, выбор конструкционного материала должен учитывать наведённую нейтронами радиоактивность, а также возможность переработки и захоронения.

Уровень наведённой активности конструкций реактора определяется величиной, спектром и продолжительностью нейтронного облучения, а также химическим составом облучаемых материалов. Одной из проблем, которая будет тормозить промышленное развитие термоядерной энергетики, является ограничение по ресурсам малораспространённых материалов (бериллия, ниобия, ванадия, лития, олова). Решение этой проблемы видится в исследовании возможностей рефабрикации малораспространённых материалов. Уменьшение активации материалов может быть достигнуто за счёт устранения из них примесей, на которых нарабатываются долгоживущие радиоизотопы, необходимые данные могут быть получены из активационного анализа. Результаты активационных расчётных исследований позволят построить выгодную стратегию обращения с отработанными материалами термоядерных реакторов, нацеленную на рефабрикацию ценных материалов, радиационную безопасность и охрану окружающей среды.

Для проведения диагностических и обслуживающих работ на реакторе ИТЭР необходимо детально знать радиационную обстановку в районе криостата. В диссертационной работе получено это знание.

Результаты диссертационной работы были использованы при разработке проектов реакторов ИТЭР и ДЕМО.

Пели диссертационной работы заключаются в

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

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

3) определении композиции бридерного бланкета и защиты магнитов ТЯР;

4) исследовании радиационной обстановки в пространстве между

криостатом и конструкцией экспериментального реактора ИТЭР с учётом влияния деталей конструкции на радиационную обстановку в зонах обслуживания криостата; 5) определении способов обращения с отработанными радиоактивными материалами термоядерного реактора ДЕМО и возможностей их рефабрикации.

Научная новизна работы определяется тем, что в ней впервые:

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

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

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

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

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

Практическая значимость

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

На защиту выносятся следующие основные положения:

• Создание алгоритма комбинированной методики оценки динамики спада активационных и дозовых характеристик материалов ТЯР.

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

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

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

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

Структура и объём диссертации.

Диссертация состоит из введения, семи глав, заключения, списка литературы из 113 наименований. Общий объём диссертации, включая 37 рисунков, 38 таблиц и приложение из 7 страниц, составляет 158 страниц.

В главе I содержится обзор литературы по проблемам активации и обращению с радиоактивными отходами материалов термоядерных реакторов.

В главе II описываются результаты анализа примененимости методов расчёта активации материалов для проектирования термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО. Предметом исследований являются компоненты ТЯР с уровнями нейтронных и гамма-потоков, отличающихся на 5-6

порядков. Таким образом, совместный расчёт переноса нейтронов и гамма-квантов требует решения задач с глубоким проникновением излучения. Отдельные нейтронно-физические характеристики ИТЭР приведены в тезисах [1а].

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

В главе IV проведено исследование радиационной обстановки между криостатом и конструкцией реактора ИТЭР с учётом влияния неоднородностей экспериментальных портов в одно-, двух- и трёхмерных геометриях. В ходе исследований было установлено, что особенностью расчёта контактной мощности дозы на криостате являются геометрические трёхмерные эффекты, связанные с кривизной его поверхности и влиянием неоднородностей портов, а также эффект изменения формы спектра по толщине криостата.

В главе V отражено состояние исследований [14а]-[16а] по созданию методики приближённой оценки мощности дозы в материалах термоядерного реактора ИТЭР. Исследования проходили на основе накопленных расчётно-аналитических данных зависимости мощности дозы от нейтронных потоков в одно-, двух- и трёхмерных геометриях реактора ИТЭР [ЗаМПа].

В главе VI приведены результаты исследования [17а] остаточного энерговыделения в керамическом гелийохлаждаемом бланкете термоядерного реактора ДЕМО с учётом переноса распадных у-квантов.

В главе VII исследована применимость различных способов

и

обращения с отработанными радиоактивныим материалами (отходами) реакторов ДЕМО и ИТЭР на основе проведённого активационного анализа [18а]-г-[20а], норм радиационной безопасности НРБ-96, рекомендаций МКРЗ и существующих подходов к проблеме. При этом не затрагивались социальные, психологические и политические аспекты выбора стратегии обращения с радиоактивных отходов.

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

Аппробация работы и публикации. Основные результаты диссертационной ра