автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Минимизация воздействия на население долгоживущих радионуклидов масштабной ядерной энергетики

На правах рукописи УДК 621 039.546

АСЕЕВ

Аркадий Георгиевич

МИНИМИЗАЦИЯ ВОЗДЕЙСТВИЯ НА НАСЕЛЕНИЕ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ МАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ

ЭНЕРГЕТИКИ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва-2007

003060979

Работа выполнена в Российском Научном Центре "Курчатовский институт" (РНЦ"КИ")

Научный руководитель. , кандидат технических наук

| Субботин Станислав Анатольевич

Официальные оппоненты , кандидат физико-математических наук

Строганов Анатолий Александрович

доктор технических наук Чебесков Александр Николаевич

Ведущая организация- ГНЦ РФ "Институт Теоретической и

Экспериментальной Физики", г. Москва

Защита состоится 12 СЯ^Лд^Л 2007 г. в 1400 на заседании диссертационного совета Д 212 176.01 при Обшнском государственном

техническом университете атомной энергетики по адресу: 249040,

!

Калужская обл., г Обнинск, Студгородок, 1,ИАТЭ, зал заседаний Ученого совета.

Автореферат разослан "/8" ии>и 2007г.

Ученый секретарь диссертационного совета Д 212.176 01 д ф.-м.н., профессор

<^(¿¿/1/^ Шаблов В.Л.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Одним из основных требований, предъявляемых к ядерной энергетике (ЯЭ), является ее безопасность Длительная перспектива существования ядерной энергетики возможна только при выполнении этого требования

Абсолютно безопасной ЯЭ не может существовать в принципе Производству ядерной энергии всегда будет сопутствовать определенное количество радиационного излучения, связанной в основном, с процессом расщепления ядерного топлива Рассматривая безопасность ЯЭ, возможно говорить лишь о допустимо приемлемом уровне опасности

Известно, что радиационная опасность продуктов деления в ^работавшем ядерном топливе определяет общую радиационную опасность отработавшего ядерного топлива только первые 100 лет Впоследствии их радиационная опасность снижается и достигает приемлемого уровня, сравнимого с уровнем радиационной опасности природного урана, через примерно 300 лет Долговременная радиационная опасность вывана исключительно актиноидами, в основном изотопами плутония и америция

Актуальность работы. Данная работа посвящена рассмотрению способов минимизации количеств и активностей нарабатываемых радионуклидов в замкнутом ЯТЦ и оценки долговременной опасноси ЯЭ Это является актуальным в свете выполнения Федеральной Программы ядерной и радиационной безопасности и Международного проекта по инновационным реакторам и топливным циклам- ИНПРО, инициированного МАГАТЭ, в котором наша страна принимает активное участие

Цель диссертационной работы. Количественная оценка теоретически возможных радиационных воздействий на население долгоживущих радионуклидов при функционировании масштабной ЯЭ

Достоверность и обоснованность представленных в диссертационной работе результатов определяется тем, что при анализе полученных результатов использованы основополагающие отечественные нормативы НРБ-99, а также зарубежные публикации 23, 60, 61 и 72 МКРЗ, материалы

МАГАТЭ и НКДАР ООН Количества и активности радионуклидов рассчитаны с помощью расчетной системы ГБТАК

Научная новизна диссертационной работы состоит в том, что впервые разработаны структурные многокомпонентные модели масштабной ЯЭ с перспективными замкнутыми топливными циклами получены оценки количеств и активностей различных радионуклидов, которые характеризуют не сегодняшнее состояние ЯЭ, а перспективный вариант ее развития в виде трехкомпонентной структуры Предложена методика минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкотопливных реакторов для трансмутации минорных актиноидов^ проведено сравнение количеств и активностей радионуклидов для и-Ри, 1Ь-11 и 1!~Ри-ТН замкнутых топливных циклов для трехкомпонентной структуры масштабной ЯЭ Автором разработаны рекомендации по улучшению приемлемости крупномасштабной ЯЭ

Практическая ценность диссертации состоит в возможности использования результатов работы для оптимизации перспективных ЯТЦ по различным экономическим показателям и критериям нераспространения ядерных материалов А также в выдаче рекомендаций по обеспечению радиационной приемлемости крупномасштабной ЯЭ и для создания в будущем такой структуры ЯЭ, которая будет максимально удовлетворять потребностям и требованиям общества и не будет вызывать в обществе необоснованных опасений, связанных с неопределенными последствиями использования ЯЭ в будущем Также полученные результаты могут быть использованы для задач оценки приемлемости других реакторных систем

На защиту выносится:

- методика минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкотопливных реакторов для трансмутации минорных актиноидов,

- структурная модель трехкомпонентной структуры ЯЭ и определение параметров, соответствующих различным перспективным замкнутым топливным циклам,

- результаты анализа состава, количеств и активностей различных радионуклидов для перспективных вариантов ЯЭ с и-Ри, ТЬ-и и О-Ри-ТЬ топливными циклами для замкнутой структуры ЯЭ и их сравнение,

- определение специфичных для трехкомпонентной структуры ЯЭ наиболее опасных долгоживущих радионуклидов и оценки их опасности (количества и радиационные опасности),

- методика оценки радиационных последствий от воздействия долгоживущих радионуклидов,

- рекомендации по улучшению пригмлемости крупномасштабной ЯЭ

Личный вклад автора заключается

• в разработке методики минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкосолевых реакторов для трансмугации минорных актиноидов,

• в разработке структурных моделей различных многокомпонентных замкнутых перспективных топливных циклов крупномасштабной ЯЭ,

• в получении систематической количественной информации по структурным моделям крупномасштабной ЯЭ,

• в оценке количеств и активностей различных радионуклидов, которые характеризуют перспективные варианты развития ЯЭ на основе замкнутых и-Ри, ТЬ-и и Ри-ТЬ-и топливных циклов,

• в проведении сравнительного анализа открытого и замкнутого топливных циклов,

• в оценке опасности, связанной с радиоактивгостью при добыче гория и урана,

• в разработке методики оценки и определения списка наиболее опасных специфичных для многокомпонентной структуры масштабной ЯЭ долгоживуших радионуклидов с учетом их нарабатываемых количеств, радиационной и биологической опасностей,

• в разработке рекомендаций по снижению долговременной радиационной опасности масштабной ЯЭ

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, 5 глав, выводов, списка использованной литературы из77 наименований и содержит 143 страницы 8 иллюстраций, 27 таблиц и 3 приложения на 36 страницах

Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы были доложены и обсуждены на следующих конференциях и семинарах

• "Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок" (Москва, МИФИ, "Волга-95", 1995 г ),

• "Третий съезд по радиационным исследованиям Радиобиоло1 ия Радиоэкология Радиационная безопасность" (Москва, 1417 октября 1997 г ).

• Международный форум "Молодежь и плутониевая проблема" (Обнинск, 4-10 июля 1998 г ),

• Международный конгресс "Энергетика-3000' (Обнинск, 16-20 октября 2000 г ),

• Международная научно-техническая конференция "Атомная энергетика и топливные циклы" (Москва:Димитровград, 1-5 декабря 2003 г )

Основные результаты диссертационной работы отражены в9 печатных работах, перечисленных в списке литературы

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ Во введении обоснована актуальность темы диссертационной работы, сформулированы цель, научная новизна, практическая значимость

полученных результатов и личный вклад автора в представленные исследования

В первой главе, которая носит обзорный характер, рассмотрены понятия риска, являющегося мерой опасности, а также история вопроса восприятия человеком риска

Представлено сравнение опасностей производства атомной энергии с другими техногенными областями деятельности человека

Показано, что при нормальной эксплуатации аюмная энергетика не более опасна в радиационном плане, чем угольная

Также показано, что даже при таких серьезных авариях на атомных станциях, какой была Чернобыльская, аварии на атомных предприятиях не несут с собой большей опасности, чем аварии на многих других потенциально опасных техногенных объектах

На основании изученных публикаций автором сделан вывод, что вопрос долговременной опасности от ЯЭ недостаточно исотедован с учетом масштабов развития и накапливаемых количеств радионуклидов

Во второй главе рассмотрены пути возможной минимизации опасности от ЯЭ и проведен их анализ.

Основную опасность при производстве ядерной энергии представляют радионуклиды

Принципиально по количеству и типу радионуклидов весь технологический цикл получения ЯЭ можно разделить на пять частей I. Добыча урана и/или тория, рафинирование, обогащение и изготовление свежего ядерного топлива

И. Облучение ядерного топлива в ядерном реакторе

III. «Охлаждение» облученного топлива и его переработка

IV. Охлаждение продуктов деления, продуктов активации и актинидов, которые не удалось вернуть в топливный цикл перед окончательным захоронением

V. Окончательное захоронение продуктов деления активации и актинидов или ОЯТ

Минимальный уровень воздействия на этапе I достигается в случае, когда добывается ровно такое количество и и ТЬ, которое необходимо для получения энергии

Для производства 1ГВт(эл)год энергии на 1_\УК сейчас добывается примерно 200 т урана, а делится в реакторе только 0,5% от его количества (-1т) В плане долгосрочной стратегии предпочтительнее снижать добычу урана хотя бы до 10 т/год или в перспективе до И/год на 1/ГВтгод произведенной электроэнергии Для этого необходим» замкнуть ЯТЦ по и и Ри и ввести в систему реакторы на быстрых нейтронах

До тех пор пока производится ядерная энергия, актиноиды и продукты деления буду! постоянно генерироваться, и их количество будет возрастать до тех пор, пока не достигнет равновесного для каждого нуклида, определяемо! о структурой ядерной энергетики и ее мощностью Наименьшее суммарное ¡количество актиноидов в ЯЭ будет в случае замкнутого топливною цикла по всем актиноидам При этом чем меньше время нахождения топлива во внешнем топливном цикле и чем выше скорости реакций гем меньше эти равновесные количества Но их количество никогда не будет нулевым или даже пренебрежимо малым до тех пор, пока не будет прекращено производство ядерной энергии

В случае замыкания топливного цикла поминорным актиноидам (МА) как в тепловых, так и в быстрых реакторах с твердотвэльной композицией и, соответственно, средней по всему топливному циклу плотностью потока нейтронов порядка !014 н/см2 сек для ТР и 1015н/см2 сек для БР, равновесные количества МА в топливном цикле будут достигать примерно 1 т/1 Вт (эл )

В рамках имеющегося топливного цикла (окисное топливо и Р1ЖЕХ процесс для переработки облученного топлива) замкнуть топливный цикл по МА без существенных потерь невозможно

В работе выдвинуто требование, что для снижения локальных радиационных рисков до заведомо приемлемых, нужнр чтобы структура ЯЭ обладала таким набором компонент (ЯЭУ различных типов, хранилища, перерабатывающие предприятия, предприятия по изготовлению топлива и различных радионуклидных препаратов, захоронения) и такую надежность барьеров, чтобы

(1)

°о h и

где Gu - количество потребленного урана (тория), G, - количество искусственного г-го радионуклида, Т, ■> ( ,,<;„, Т, • г периоды полураспада соответственно U(Th) и /-го радионуклида, ю, - вероятность г-му радионуклиду проникнуть через барьер в окружающую среду

Это соотношение носит качественный характер, поскольку в нем не учитываются различные миграционные способности, различные способности внедрения радионуклидов в биосферу, различный уровень их радиотоксичности. В пределах возможностей ЯЭ можно варьировать G о, минимизировать G, и со,

• Отмечено, что G0 зависит от используемого сырья " 3 U, 238U или"~Th и от структуры ЯЭ

Минимизация G, и выбор компонентов этого набора опасных радионуклидов зависит от спектра нейтронов, топливного цикла, от ¡ого, какие радионуклиды возвращаются в топливный цикл, ог состава конструкционных материалов, замедлителя, теплоносителя и примесей в них, т е от продуктов активации

Отмечено, что снижение вероятности проникновения радионуклидов через барьеры связано с

• разработкой надежных инженерных конструкций и техногенных барьеров внутри объекта ЯЭ, снижением риска выбросов радионуклидов во время аварий и обычных технологических прцедур,

• разделением радионуклидов на отдельные фракции, которые требуют различного подхода (возврат в топливный цикл, выдержка, захоронение, полезное использование и т д и т п )

• устранением разбавлений приводящих к возникновению огромных количеств средне- и низкоакгивных радиоактивных отходов,

• снижением невозвратных потерь при переработке топлива и радиоак! ниныч отходов при изготовлении топлива

Количество опасных додгоживущих продуктов деления будет минимально в том случае, если их оставлять в нейтронном поле В этом случае их количество достигнет равновесного, определяемого отношением скорости их генерации к скорости убыли Скорость генерации продуктов деления зависит от вида топливного цикла и спектра нейтронов, но в целом определяется мощностью системы ЯЭ Во всех случаях трансмутация дол гожи пущих продуктов деления - процедура весьма дорогая в плане ухудшения нейтронного баланса и затрат на техническую реализацию

Для эффективного поддерживания цепной реакции в ядерном реакторе нужно, чтобы баланс нетронов в топливном цикле был положительным (около +0,3 нейтрона на акт деления для современных реакторов) При полном переводе рассматриваемого семействаактинидов в продукты деления в легководных реакторах без внешнего источника нейтронов могут быть эффективными только топливные циклы на ,5и и 21чРи В быстрых реакторах эффективными становятся топливные циклы на" и, " ТЬ, и и " Ри В топливных циклах на л811 и пз:!'1 Ь при полном переводе их в продукты деления образуются плутоний и другие актиноиды Наиболее эффективным нейтронным балансом обладает 23ЧРи, и если исключить плутоний из топливного цикла ЯЭ, то у уранового топлива нет никаких перспектив масштабного использования вследствие потери им нейтронной избыточности, а ториевый топливный цикл нейтрошо-дефицитен и в нем трудно будет работать без внешнего источника нейтронов или без подпитки

его М5и или ~иРи С учет ом этою рассмотрена возможность введения горня в

ЯЭ

На основании рассмотренного материала сформулированы задачи диссертационной работы

1 разработка структурных моделей различных многокомпонентных замкнутых перспективных топливных циклов крупномасштабной ЯЭ с целью определения их основных характеристик и равновесного количества радиоактивных веществ и их активности, соответствующих этой энергетики во время функционирования внутри циклов,

2 получение систематической количественной информации с помощью этого инструментария, достаточной для выполнения задач этого исследования,

3 определение параметров, соответствующих различным перспективным замкнутым топливным циклам, равновесного количества радионуклидов и их активное ги,

4 идентификация специфических долгоживущих радионуклидов в составе отходов масштабной ЯЭ, для которых вопросы долговременной опасности их захоронения еще не были рассмотрены,

5 разработка консервативной модели радиоактивного воздействия этих специфических радионуклидов из захоронения РАО на человека,

6 оценка необходимых радиобиологических параметров воздействия на человека,

7 разработка рекомендаций по улучшению приемлемости крупномасштабной ЯЭ

Результаты решения этих задач автором диссертационной работы представлены в главах 3-5

В третьей главе представлено решение задач с 1 по 4 Разработаны различные модели ЯЭ для замкнутого ЯТЦ

В дополнение к существующим ТР и БР рассмотрено введшие жидкосояевого реактора (ЖСР) для повышения эффективности замыкания ЯТЦ но МА

Расчеты показывают, что использование трехкомпонентной системы ЯЭ ТР+БРI ЖСР позволяет добиться значительного снижения времени жизни многих актиноидов в системе ЯЭ Время жизни радионуклидов в реакторной системе определяется как

7 =_!----(2)

г Л+21

где К - постоянная распада ьго радионуклида, о, - сечения захвата и деления соответствующих радионуклидов,ф - плотность потока нейтронов

В частности, видно, что те нуклиды, которые утилизирукпся в ЖСР имеют время жизни в системе существенно меньшее, чем ге, которые используются только в твердотвэльных реакторах Результаты расчетов для и~Ри топливного цикла представлены на Рис 1

Рассмотрены и-Ри, ТЬ-С! и и-Ри-1 Ь модели трехкомпонентной ядерной энергетики, для каждой рассчитаны количества и соответствующие им активности актиноидов и продуктов деления на разных стадиях ЯТЦ Также рассчитаны в соответствии с концепцией эквивалентного захоронешя соответствующие относительные единицы - отношения активностей к активности добытого природного урана и/или тория, требующегося для подпитки системы Полученные результаты представлены наРис 2 и Рис 3

Показано, что ни один из топливных циклов не имеет явных преимуществ перед другими В процессе функционирования многокомпонентной структуры ЯЭ будет осуществляться надлежащая защита от радионуклидов на всех этапах ЯТЦ но принципу "глубоко эшелонированной защиты" Такой подход при современномуровне развития технологий способен полностью обеспечить безопасное существование человека и окружающей среды при использовании любого из топливных циклов Однако он не дает необходимых гарантий сохранности в

защищенном состоянии долгоживущих радионуклидов имеющих период полураспада более 1000 лег, а также не позволяет избежать опасности 01 рудников и хранилищ отходов добычи тория и урана

«

а. с

о %

К

£ ф

а

ш

С£ 5 С

К >»

I

и-238,6 45 млрд лет 11-235,1 02 млрд лет Ри-244,116 млн лет 11-236 33 8 млн лет Ст-247, 22 5 млн лет Ыр-237, 3 07 млн лет Ри-242 542 тыс лет Ст-248,491 тыс лет и-234, 393 тыс лет и-233, 229 тыс лет Ыр-236,166 тыс лет 171-230,109 тыс лет Ра-231,47 3 тыс лет Ри-239, 34 8 тыс лет Ст-245,12 3 тыс лет Ст-250,10 7 тыс лет Ат-243, 10 6 тыс лет ТТ1-229, 10 6 тыс пет Ри-240, 9 44 тыс лет Ст-246,6 82 тыс лет Яа-226, 2 31 тыс лет Вк-247,1 99 тыс лет 0^251,1 29 тыс лет

■ ТР ШБР

ЖСР о Средн

а

100 200 300 400 Время жизни, лет

500 600

Рис 1. Время жизни тяжелых нуклидов в системе ТР+БР+ЖСР

1 сут-1 год 1 год-аз пет 30 лет-1000 > 1000 лет

лет

Период полураспада актиноидов

Рис. 2. Суммарная относительная активность равновесных количеств актиноидов для различных топливных циклов в трехкомпонентной структуре ЯЭ

1.0Е+11 | 1,0Е+10

X X

Г0Е+09 1.СЕ+08 1,0Е+07 1,ОЕ+О6 1.0Е+05 1.0Е+04

1 сут-1 гад 1 гад-ЗОлет 30 пат-10&0 >1000 лет

лет

Период полураспада продуктов деления

Рис. 3. Суммарная относительная активность равновесных количеств продуктов деления для различных топливных циклов н прехкомпонентной структуре ЯЭ

В диссертационной работе гак-пачо, что наибольшую радшционную опасность для населения тре> лсмтяеншой структуры ЯЭ будут представлять урановые руднчки, по сравнению с юриевыми. Концентрация радона на границе в 1 км от такого 1ИПоге1 и веского рудникав расчете на 1 ГВТ(эл) составит -0,01 Бн/м! (допустимая среднегодовая объемная активность для населения - 4,8 Бк/м',1 Д <я ториевого рудника концентрация торона на границе в 1 км будет -У 0001 Б&к3 (допустимая среднегодовая объемная активность для Населения - 1,1 Бк/м3) Показано, что при аналогичных, условиях добычи уранового топпива для Ь\¥11 атмосферная концентрация радона на границг в 1 км мо/ке1 составлять ~3 Бк/м3.

В окончательное захоронение будут ткк ^ пать акшноиды при потерях при переработке, а также долг оживу щие продукты деления Принято, что потери актиноидов составляют 0,1% Отмечено, что основные количества в окончательном захоронении буду! предетавч^ь актиноиды и продукты деления, имеющие период пол> рас па 4а болнт-е 1000 лет

На основании полеченных ре^ульгагоз расчетов сдечан вывод, что основную опасность последующим покорениям в окончательном захоронении будут представлять дол гоживущке радионуклиды

Установлено, что иптимачьным топливным циклом для многокомпонентной структуры ЯЭ является и-Ри-ТЬ топливный цикл Он позволяет совместить в себе преимущес гва и-Ри цикла при обращении с радионуклидами, имеющими период полураспада от I сут до 1000 лет, и преимущества ТИ-и цикла при обращении с нуклидами, имеющими период полураспада более 1000 лет, а также преимущества при добыч: тория

В четвертой главе представлено решение задач с 4 по 6, выдвинутых в конце главы 2

Многие долгоживущие радионуклиды сохраняют свою потенциальную опасность для человека на протяжении миллионов лет МАГАТЭ была

признана невозможность корректного проведения оценки дозы или риска для периодов, больших нескольких тысяч лет

ЯЭ производит долгоживущие актиноиды

239Ри, 240Ри, 242Ри, 244Ри, 233и, 234и, 233и, 236и, 238и, 231Ра, 229ТЬ, 230ТЪ, 252ТЬ, 245Сш. 246Сш, 247Ст, 248Сш, 250Ст, 236Нр, 237Кр, 226Ка, 24ЭАт,247В1с,

а также производит долюживущие продукты деления 99Тс, Ч32г, |268п, ^е, 133Ся, ш1, Ш7Р<1, 94ЫЬ, 87РЬ,1371.а, ,ь6пиНо7 <)8Тс, 8>Кг, ,63Но

Опасность для человека может сохраняться свыше 100 тыс лет от "'Тс и |291 среди продуктов деления и от239Ри, 240Ри и 243Аш среди трансурановых элементов

В диссертационной работе рассмотрены наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, активности которых в рассматриваемых топливных циклах трехкомпонентной модели ЯЭ превышают активность 1 т природного урана, равной 1,24 Ю10 Бк

Рассчитано, что в и-Ри топливном цикле трехкомпонентной сруктуры ядерной энергетики суммарная активность составит 1,48Ю20 Бк, в ТЬ-и цикле - 1,66 Ю20 Бк, а в и-Ри-ТЬ цикле - 1,68 Ю20 Бк Видно, что эти величины практически одинаковы И если исходить из того, что уровень радиоактивности при добыче урана можно считать приемлемым, то существующий уровень "прозрачности" защитных инженерных барьеров порядка 10° - 1 (У6 обеспечивает защищенность окружающей среды от проникновения в нее недопустимого количества радионуклидов

Проведена идентификация специфических дол-оживущих радионуклидов в составе отходов масштабной ЯЭ, для которых вопросы долговременной опасности их захоронения еще не были рассмотрены

Рассмотрены долгоживущие продукты деления, относительная величина активности которых по отношению к 238и (природному урану) выше 1 798е, 937.г, 94МЬ, 99Тс, Ш7Рс1, 1291, 135Сз, 166т1Но

Для выявления наиболее опасных долгоживущих радионуклидов автором предложена методика оценки опасности долгоживущих радионуклидов

Она состоит в рассмотрении в совокупности колшеств нарабатываемых долгоживущих радионуклидов, их радиологической опасности и биологической значимости элементов Эта методика может позволить более точно оценить возможную опасность долгоживущих радионуклидов в будущем и сформулировать требования к соответствующим защитным барьерам

Биологи выделяют 24 элемента, необходимых для жизни К ним относятся водород, углерод, азот, кислород, фтор, натрий, магний, кремний, фосфор, сера, хлор, калий, кальций, ванадий, хром, марганец, железо, кобальт, медь, цинк, селен, молибден, олово и йод При этом важно иметь в виду, что те радионуклиды, химические аналоги которых в природе имеются в изобилии, не столько опасны, как те, для которых в большинстве мест наблюдается дефицит, и они очень быстро проникают в организм,! и растения и накапливаются в них

В 60 публикации МКРЗ сообщается, что если повреждение, вызванное излучением даже малой дозы, происходит в половых клетках, то это повреждение может передаваться потомству облученного человека

Под действием радиации нфушение структуры ДНК происходит во всех органах и тканях организма, но поврежденные ДНК в гонадах наиболее опасны, т к последующим поколениям будет передаваться именно эта генетическая информация

Поэтому, наибольшую опасность для человечест ва как вида в целом могут представлять мутации мочекул ДНК, вызванные воздействием излучения долгоживущих радионуклидов

Исходя из 23 публикации МКРЗ к элементам, ьходящим в состав гонад, относятся селен, цирконии, ниобии, олово и цезий Показано, что в семенники потенциально мог\т попадать технеции, палладий и гольмий

По материалам 72 публикации МКРЗ штором рассчитана доза, получаемая семенниками, в предположении, что каждый радионуклид полностью замещает в семенниках соответствующий ему элемент При выходе из окончательного захоронения учтена только доза, полученная гонадами от радионуклидов, попавших внутрь организма, и не учитывается составляющая от их внешнего излучения, как бесконечно малая величина Расчеты проведены в консервативном предположении, что концентрация радионуклида в организме постоянная, он не выводится из организма условного человека, и концентрация соответствует максимальному значению

Определено, что опасность выделенных долгоживущих продуктов деления по этим оценкам располагается в порядке убывания так 798е, 1268п, 99Тс, '"Сэ, 937.г, 166т1Но, 'МЫЬ и 107Рс! При тех предельных оценках сверху, которые были сделаны выше, они могут дать эквивалентные дозы на семенники за 70 лет 7,2 10"8, 1,0 10"9, 5,6 Ю", 6,9 10"'3, 3,3 10"'4, 4,4 10"ь, 2,6 10~15, 2,7 10"18 Зв соот ветственно

Для оценки последствий воздействия малых доз и мощностей доз МКРЗ использует коэффициент вероятности наследуемых эффектов, отнесенный к дозам на половые железы и распространенный на всю популяцию В 60 публикации МКРЗ полная вероятность тяжелых наследуемых эффектов оценивается как 1,0 10~2 Зв~1 для тяжелых эффектов с учетом многофакторных нарушений Взвешенный по степени тяжести и числу потерянных лет жизни, коэффициент для тяжелых наследственных эффектов равен 1,33 10"2 для населения

Из приведенных эквивалентных доз на семенники и коэффициента вероятности тяжелых наследуемых эффектов сделан вывод, что долгоживущие продукты деления не могут представлять опасности для человечества как вида в целом При этом конечно, отдельный индивщ может пострадать, но вероятность этого низка

Сделан вывод, что, основную опасность последующим поколениям с радиационной точки зрения мог\ г представлять только долгоживущие радионуклиды, так как только они при длительных сроках хранения, больше 1000 лет, потенциально способны в значимых количествах проникнуть иэ под различных техногенных и природных защитных барьеров в окружающую среду Подробно рассмотрены только продукты деления, так как в рассматриваемой трехкомпонешной модели ЯЭ актиноиды предлагается дожигать, используя их как топливо, а образования продуктов активации можно не допускать, регулируя химический и изотопный состав ух предшественников в конструкционных материалах, топливе и теплоносителе

Сегодня для окончательною хранения РАО рассмгриваются два типа хранения

Первый тип - это захоронения на большой глубине Основными защитными барьерами на больших временных интервалах (более 1000 лет) являются природные барьеры

Второй тип - постоянно контролируемые хранилища на глубине 30- 50 метров Здесь основную защитную функцию выполняют инженерные барьеры, надежность которых будет находиться под постоянным контролем

В диапазоне времени от 10000 до 1000 000 лет будут происходить долгосрочные естественные изменения в климат Коренные тектошческие изменения в этот период времени не ожидаются, но возможны местные реорганизации литосферы, типа смены знака изостатических напряжений Таким образом, серьезные изменения п>тей миграции нуклидов от захоронений в глубоких дологических формациях являотся маловероятными Однако при этом имеется неопределенность в оценке транспортных характеристик самой геосферы

" В то же время диапазон возможных изменений биосферы и образа жизни человека в рассматриваемый период слишком широк, чтобы допускать правдоподобное моделирование Исчояя из этого, приводимые ниже

результаты носят оценочный характер и отражают учет воздействия необходимых радиобиологических параметров на человека

Рассмотрена глубина окончательного захороненм около 600 метроа Зная предел годового поступления для населения для каждого радионуклида с пищей, оценено, во сколько раз нарабатываемые равновесные активности долгоживущих радионуклидов превышаю! значения предела годового поступления для населения с пищей рассматриваемых радионуклидов (А0/ПГППИ1<11ЫС) В диссертационной работе эти значения названы величинами опасности радионуклидов С учетом геологических и гидрологических условий, а также данных по литологии показано, что глубина захоронения 600 м является вполне приемлемой для надежной изэляции от среды обитания человека долгоживущих радионуклидов При этом, наибольшую опасность при поступлении с 600 метровой глубины в окружающую среду будут представлять99Тс, !268п и 79Бе

В пятой главе сформулированы рекомендации по снижению долговременной радиационной опасности масштабной ЯЭ

• Подбирая конструкционные материалы и изменяя физические и геометрические параметры реактора, а также замыкая топливный цикл, мы можем влиять на количества трансурановых элементов и на количества радионуклидов, образующихся в конструкционных материалах При этом количество долгоживущих продуктов деления будет практически пропорционально полученной энергии.

• Для более полного расщепления топливных нуклидов необходимо использовать замкнутый топливный цикл для дожигания минорных актиноидов

• В процессе функционирования масштабной ЯЭ необходимо сепарировать долгоживущие продукты деления При захоронении разные группы долгоживущих продуктов деления следует захоранивать отдельно друг от друга

• Даны рекомендации по обращению с долгоживущим продуктам деления ччТс, |268п и 7Ч8е следует захоранивать с наибольшими относительно других радионуклидов уровнями надежности защитных барьеров, меньшие уровни надежности защитных барьеров потребуются для 94ИЬ и 1291, для и П5Сз потребуются еще меньшие уровни надежности защитных барьеров, по крайней мере, их можно будет захоранивать ня глубине 600 м без дополнительных защитных барьеров, наименьшие уровне надежности защитных барьеров потребуют !<"Р<1 и 166т1Но При »том, если трехкомпонентная ЯЭ будет работать на И-ТЬ-Ри топливном цикле, то сюда же можно будет отнести и ""Се

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1 Для минимизации количеств образующихся радионуклидов и более полного расщепления топливных нуклидов необходимо использовать замкнутый топливный цикл с дожиганием минорных актиноидов

2 Сравнение топливных циклов трехкомпонентной ЯЭ показывает, что для радионуклидов с периодами полураспада от 1 суток до 1000 лет по равновесным количествам и суммарным относительным активностям, рассчитанным исходя из концепции эквивалентною захоронения, оптимальным является и-Ри топливный цикл При наименьшей относительной активности равновесные количества радионуклидов ви-Ри топливном цикле имеют большие величиныза счет актиноидов, чем в других топливных циклах При рассмотрении радионуклидов с периодом полураспада больше 1000 лет более предпочтителен и-ТЬ топливный цикл

3 Суммарная активность продуктов деления в обоих топливных циклах сравнима с активностью актиноидов (в и-Ри н и-ТЬ) Суммарная относительная активное(ь продуктов деления в и-ТЬ топливном цикле примерно в 3 раза выше, чем ь и-Ри топливном цикле Равновесные

количества по массе продуктов деления примерно сравнимы Показано, что суммарная относительная активность актиноидов ви-ТЬ топливном цикле примерно в 3 раза выше, чем в и-Ри топливном цикле При этом равновесное количество актиноидов в У-ТЬ топливном цикле примерно в 2 раза ниже, по сравнению с и-Ри циклом

4 Наибольшую долговременную радиационную опасность всего ЯТЦ для населения будут представлять урановые рудники Для и-Ри топливного цикла основным источником долговременной радиационной опасности будет радон

5 Оптимальным топливным циклом для многокомпонентной структуры ЯЭ является и-Ри-ТЪ топливный цикл Он позволяет совместить в себе преимущества и-Ри цикла при обращении с радионуклидами, имеющими период полураспада от 1 сут до 1000 лет, и преимущества ТЬ-и цикла при обращении с нуклидами, имеющими период полураспада более 1000 лет, а также преимущества при добыче тория

6 Поскольку наибольшие материальные затраты при создании многокомпонентной структуры ЯЭ требуются для защиты людей и окружающей среды от радионуклидов с периодами полураспада от 1 сут до 1000 лет, то У-Ри топливный цикл имеет некоторые экономические преимущества по сравнению с У-ТИ и У-Ра-ТЬ ЯТЦ

7 Любой из рассмотренных замкнутых топливных циклов трехкомпонентной структуры ядерной энергетики является приемлемым по количеству образующихся специфических долгоживущих радионуклидов и не представляет опасности для человечества кж вида в целом

ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1 Асеев А Г, Субботин С А Оценка уровня защищенности общества от некоторых опасных продуктов деления // "Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок" IX семинар по проблемам физики

реакторов, б/о "Волга-95", 4-8 сентября 1995г В сб трудов - Москва МИФИ, - 1995 -г I,- С 32-33

2 Асеев А Г, Субботин С А Потенциальная опасность от долгоживутцих продуктов деления // "Третий съезд по радиационным исследованиям Радиобиология Радиоэкология Радиационная безопасность " Москва, 14 17 октября 1997 г Тезисы докладов - Пущино ИТЭБ РАН, - 1997 -т 1, -С 272-273

3 Асеев А Г , Субботин С А Обоснование приемлемости плутония как необходимого элемента развития ядерной энергетики// Международный форум «Молодежь и плутониевая проблема», Обнинск, 4-10 июля 1998г Тезисы докладов - Обнинск ФЭИ,- 1998 -С 47-50

4 Асеев А Г, Субботин С А Оценка достаточное ги современных технологий для защиты окружающей среды от долго живущих радионуклидов. Препринт ИАЭ-6064/5 - Москва РНЦ «Курчатовский институт» - 1998 -46с

5 Р N Alekseev, A G Aseev, R Ya Zakirov, V V Ignatiev e a Concept of the cascade subcritical molten salt reactoi (CSMSR) for hai monization of the nuclear fuel cycle Препринт ИАЭ -6110/3 - Москва РНЦ «Курчатовский институт» - 1998 -16с

6 Асеев А Г , Субботин С А Оценка и сравнение по генциальной опасности плутония// Известия вузов Ядерная энергетика - 1999 - №2 — С 39-47

7 Асеев А Г, Субботин С А Сравнение нейтронных характеристики радиотоксичности U-Th и U-Pu топливных циклов // Международный конгресс "Энергетика - 3000", Обнинск, 16- 20 октября 2000г Тезисы докладов -Обнинск ИАТЭ, - 2000 - С 30

8 Асеев А Г, Дудников А А , Субботин С А Сравнение потенциальной опасности U-Pu, Th-lj и Th-U-Pu топливных циклов в трехкомпонентной структуре ЯЭ // Международная научно-техническая конференция "Атомная энергетика и топливные циклы", МоскваДимитровград, 1-5 декабря 2003г -Москва НИКИЭТ, - 2003 - С 23-24

9 Асеев А Г Оценка количества и активности радионуклидов для разных топливных циклов трехкомпонентной структуры ядерной энергетики// Атомная энергия, -2006 -т 101, вып 3 -С 214-221

Асеев Аркадий Георгиевич АВТОРЕФЕРАТ

Компьютерная верстка и выпуск оригинат-макета - А Г Асеев Подписано в печать с оригинал-макета^^ 0 (>2007 г Бумага офсетная 80 г/см, формат 21x29,7 1Л

Гарнитура Times, печать - офсетная Уел печ л 1,уч изд л 1 тираж 80 экз № /¿£/

ВВЕДЕНИЕ.

1. ПОНЯТИЕ ОПАСНОСТИ И РИСКА, ИСТОРИЯ ВОПРОСА.

1.1. Некоторые особенности восприятия риска человеком.

1.2. Сравнение опасностей от производства атомной энергии с другими техногенными областями деятельности человека.

1.3. Некоторые результаты проведенного анализа.

2. СПОСОБЫ МИНИМИЗАЦИИ ОПАСНОСТИ ОТ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ.

2.1. Различные этапы ЯТЦ.

2.2. Пути минимизации количеств радионуклидов на различных этапах ЯТЦ.

2.3. Анализ некоторых свойств сырьевых радионуклидов.

2.3.1. Сравнение ядерных топливных циклов на различных видах топ л ива.

2.3.2. Некоторые причины интереса к ториевому топливному циклу.

2.4. Сравнение различных топливных циклов.

2.5. Формулирование задач исследования.

3. АНАЛИЗ РАЗЛИЧНЫХ МОДЕЛЕЙ ЯЭ.

3.1. Расчетная модель ЯЭ.

3.2. Анализ безопасности ЖСР.

3.3. Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с U-Pu ЯТЦ.

3.3.1. Актиноиды в системе ЯЭ.

3.3.2. Продукты деления в системе ЯЭ.

3.4. Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с ТЬ-иЯТЦ.

3.4.1. Актиноиды в системе ЯЭ.

3.4.2. Продукты деления в системе ЯЭ.

3.5. Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с U-Pu-Th ЯТЦ.

3.5.1. Актиноиды в системе ЯЭ.

3.5.2. Продукты деления в системе ЯЭ.

3.6. Оценка опасности, связанной с радиоактивностью при добыче урана и тория.

3.7. Анализ и сравнение полученных результатов.

3.8. Окончательное захоронение.

3.8.1. U-Pu топливный цикл.

3.8.2. Th-U топливный цикл.

3.8.3. U-Th-Pu топливный цикл.

4. ОЦЕНКА ДОЛГОВРЕМЕННОЙ ОПАСНОСТИ ЯЭ.

4.1. Методика оценки долговременной опасности ЯЭ.

4.2. Рассмотрение наиболее опасных долгоживущих радионуклидов.

4.2.1. Плутоний.

4.3. Определение допустимых прозрачностей барьеров.

4.4. Оценка опасности долгоживущих радионуклидов.

4.5. Окончательное захоронение долгоживущих радионуклидов.

4.5.1. Оценка вероятности попадания в окружающую среду радиоактивных отходов из окончательного захоронения.

4.5.2. Потенциальные опасности от проникновения долгоживущих радионуклидов из мест окончательного захоронения.

4.5.3. Обобщающий анализ опасности окончательного захоронения.

5. НЕКОТОРЫЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО СНИЖЕНИЮ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ

МАСШТАБНОЙ ЯЭ.

ВЫВОДЫ.

Одним из основных требований, предъявляемых к ядерной энергетике (ЯЭ), является ее безопасность. Длительная перспектива существования ядерной энергетики возможна только при выполнении этого требования.

Абсолютно безопасной ЯЭ не может существовать в принципе. Производству ядерной энергии всегда будет сопутствовать определенное количество радиационного излучения, связанной, в основном, с процессом расщепления ядерного топлива. Рассматривая безопасность ЯЭ, возможно говорить лишь о допустимо приемлемом уровне опасности.

Известно, что радиационная опасность продуктов деления в отработавшем ядерном топливе определяет общую радиационную опасность отработавшего ядерного топлива только первые 100 лет. Впоследствии их радиационная опасность снижается и достигает приемлемого уровня, сравнимого с уровнем радиационной опасности природного урана, через примерно 300 лет. Долговременная радиационная опасность вызвана исключительно актиноидами, в основном изотопами плутония и америция. Уровень радиационной опасности отработавшего ядерного топлива, сравнимый с уровнем радиационной опасности природного урана, достигается через времена более 100 000 лет [19].

Данная работа посвящена вопросу выяснения долговременной опасности масштабной ЯЭ.

Цель диссертационной работы. Количественная оценка теоретически возможных радиационных воздействий на население долгоживущих радионуклидов при функционировании масштабной ЯЭ.

Актуальность работы. В 2000 году МАГАТЭ [57], следуя резолюции Генеральной Ассамблеи ООН, инициировало «Международный проект инновационных ядерных реакторов и топливных циклов» (ИНПРО). Генеральная конференция МАГАТЭ пригласила «все заинтересованные государства-участники объединить усилия под эгидой МАГАТЭ в рассмотрении проблем ядерного топливного цикла, в частности, путем изучения инновационных ядерных технологий, защищенных от распространения ядерных материалов».

Ранее Президент Российской Федерации на Саммите Тысячелетия призвал государства-участников МАГАТЭ объединить свои усилия в создании инновационных ядерно-энергетических технологий, чтобы снизить риски распространения ядерных материалов и решить проблему радиоактивных отходов.

Данная работа посвящена рассмотрению способов минимизации количеств и активностей нарабатываемых радионуклидов в замкнутом ЯТЦ и оценки долговременной опасности ЯЭ. Это является актуальным в свете выполнения Федеральной Программы ядерной и радиационной безопасности и Международного проекта по инновационным реакторам и топливным циклам -ИНПРО [57], инициированного МАГАТЭ, в котором наша страна принимает активное участие.

Научная новизна диссертационной работы состоит в том, что впервые разработаны структурные многокомпонентные модели масштабной ЯЭ с перспективными замкнутыми топливными циклами, получены оценки количеств и активностей различных радионуклидов, которые характеризуют не сегодняшнее состояние ЯЭ, а перспективный вариант ее развития в виде трехкомпонентной структуры. Предложена методика минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкотопливных реакторов для трансмутации минорных актиноидов, проведено сравнение количеств и активностей радионуклидов для U-Pu, Th-U и U-Pu-Th замкнутых топливных циклов для трехкомпонентной структуры масштабной ЯЭ. Предложена новая методика оценки опасности долгоживущих радионуклидов. Автором разработаны рекомендации по улучшению приемлемости крупномасштабной ЯЭ.

Практическая ценность диссертации состоит в возможности использования результатов работы для оптимизации перспективных ЯТЦ по различным экономическим показателям и критериям нераспространения ядерных материалов. А также в выдаче рекомендаций по обеспечению радиационной приемлемости крупномасштабной ЯЭ и для создания в будущем такой структуры ЯЭ, которая будет максимально удовлетворять потребностям и требованиям общества и не будет вызывать в обществе необоснованных опасений, связанных с неопределенными последствиями использования ЯЭ в будущем [68]. Также полученные результаты могут быть использованы для задач оценки приемлемости других реакторных систем, например, типа БРЕСТ.

Содержание диссертационной работы изложено в 5 главах.

В первой главе рассмотрены понятия опасности и риска, история вопроса, восприятие человеком риска. Также представлено сравнение опасностей от производства атомной энергии с другими техногенными областями деятельности человека.

Во второй главе рассмотрены пути возможной минимизации опасности от ЯЭ. Рассмотрены этапы ЯТЦ и пути минимизации количеств радионуклидов на различных этапах ЯТЦ. Из анализа литературы и данных, полученных автором показано, что замкнутый топливный цикл нарабатывает радионуклидов значительно меньше, чем открытый ЯТЦ. Также здесь рассмотрены существующие сырьевые нуклиды для возможного использования в ЯЭ, представлено общее сравнение ЯТЦ на различных видах топлива. Исходя из этого рассмотрена целесообразность введения тория в ЯЭ.

В третьей главе разработаны различные модели ЯЭ для замкнутого ЯТЦ. В дополнение к существующим тепловым (TP) и быстрым реакторам (БР) рассмотрен жидкосолевой реактор (ЖСР). Представлен анализ безопасности ЖСР и анализ влияния процессов переработки топлива на окружающую среду и персонал. Предложены U-Pu, Th-U и U-Pu-Th модели трехкомпонентной ядерной энергетики, для каждой рассчитаны количества и соответствующие им активности актиноидов и продуктов деления на разных стадиях ЯТЦ. Представлены оценки опасности, связанные с радиоактивностью при добыче урана и тория.

В четвертой главе выполнена оценка долговременной опасности ЯЭ. Выделены и рассмотрены специфичные для трехкомпонентной системы масштабной ЯЭ наиболее опасные долгоживущие радионуклиды. Рассмотрены также допустимые прозрачности барьеров. Представлены оценки радиационной опасности от воздействия долгоживущих радионуклидов. Проанализированы вероятности попадания в окружающую среду радиоактивных отходов из окончательного захоронения, а также потенциальные опасности от проникновения долгоживущих радионуклидов из мест окончательного захоронения.

В пятой главе представлены рекомендации по снижению долговременной радиационной опасности масштабной ЯЭ.

Автор выносит на защиту: методика минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкотопливных реакторов для трансмутации минорных актиноидов;

- структурная модель трехкомпонентной структуры ЯЭ и определение параметров, соответствующих различным перспективным замкнутым топливным циклам;

- результаты анализа состава, количеств и активностей различных радионуклидов для перспективных вариантов ЯЭ с U-Pu, Th-U и U-Pu-Th топливными циклами для замкнутой структуры ЯЭ и их сравнение;

- определение специфичных для трехкомпонентной структуры ЯЭ наиболее опасных долгоживущих радионуклидов и оценки их опасности (количества и радиационные опасности);

- методика оценки радиационных последствий от воздействия долгоживущих радионуклидов;

- рекомендации по улучшению приемлемости крупномасштабной ЯЭ.

Достоверность и обоснованность представленных в диссертационной работе результатов определяется тем, что при анализе полученных результатов использованы основополагающие отечественные нормативы НРБ-99, а также зарубежные: публикации 23, 60, 61 и 72 МКРЗ, материалы МАГАТЭ и НКДАР ООН. Количества и активности радионуклидов рассчитаны с помощью расчетной системы ISTAR [34-36].

Личный вклад автора заключается:

• в разработке методики минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкосолевых реакторов для трансмутации минорных актиноидов;

• в разработке структурных моделей различных многокомпонентных замкнутых перспективных топливных циклов крупномасштабной ЯЭ;

• в получении систематической количественной информации по структурным моделям крупномасштабной ЯЭ;

• в оценке количеств и активностей различных радионуклидов, которые характеризуют перспективные варианты развития ЯЭ на основе замкнутых U-Pu, Th-U и Pu-Th-U топливных циклов;

• в проведении сравнительного анализа открытого и замкнутого топливных циклов;

• в оценке опасности, связанной с радиоактивностью при добыче тория и урана;

• в разработке методики оценки и определения списка наиболее опасных специфичных для многокомпонентной структуры масштабной ЯЭ долгоживущих радионуклидов с учетом их нарабатываемых количеств, радиационной и биологической опасностей;

• в разработке рекомендаций по снижению долговременной радиационной опасности масштабной ЯЭ.

По теме диссертации опубликованы следующие работы: 1. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка уровня защищенности общества от некоторых опасных продуктов деления// "Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок." IX семинар по проблемам физики реакторов, б/о "Волга-95", 4-8 сентября 1995г.: В сб. трудов. -Москва: МИФИ, 1995. -т.1, -с.32-33.

2. Асеев А.Г., Субботин С.А. Потенциальная опасность от долгоживущих продуктов деления// "Третий съезд по радиационным исследованиям. Радиобиология. Радиоэкология. Радиационная безопасность." Москва, 14-17 октября 1997г.: Тезисы докладов. -Пущино: ИТЭБ РАН, 1997. -т.1, -с.272-273.

3. Асеев А.Г., Субботин С.А. Обоснование приемлемости плутония как необходимого элемента развития ядерной энергетики// Международный форум «Молодежь и плутониевая проблема», Обнинск, 4-10 июля 1998г.: Тезисы докладов. -Обнинск: ФЭИ, 1998. -с.47-50.

4. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка достаточности современных технологий для защиты окружающей среды от долгоживущих радионуклидов: Препринт ИАЭ-6064/5,- Москва: РНЦ «Курчатовский институт».- 1998. -46с.

5. P.N. Alekseev, A.G. Aseev, R. Ya. Zakirov, V.V. Ignatiev e.a. Concept of the cascade subcritical molten salt reactor (CSMSR) for harmonization of the nuclear fuel cycle: Препринт ИАЭ -6110/3.- Москва: РНЦ «Курчатовский институт»,-1998.-16с.

6. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка и сравнение потенциальной опасности плутония// Известия вузов. Ядерная энергетика.-1999.-№2. -с.39-47.

7. Асеев А.Г., Субботин С.А. Сравнение нейтронных характеристик и радиотоксичности U-Th и U-Pu топливных циклов// Международный конгресс "Энергетика - 3000", Обнинск, 16- 20 октября 2000г.: Тезисы докладов.- Обнинск: ИАТЭ, 2000.-c.30.

8. Асеев А.Г., Дудников А.А., Субботин С.А. Сравнение потенциальной опасности U-Pu, Th-U и Th-U-Pu топливных циклов в трехкомпонентной структуре ЯЭ// Международная научно-техническая конференция "Атомная энергетика и топливные циклы", Москва-Димитровград, 1-5 декабря 2003г. -Москва: НИКИЭТ, 2003. -с.23-24.

9. Асеев А.Г. Оценка количества и активности радионуклидов для разных топливных циклов трехкомпонентной структуры ядерной энергетики// Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 3,-с.214-221.

Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы были доложены и обсуждены на следующих конференциях и семинарах:

• " "Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок" (Москва, МИФИ, "Волга-95", 1995 г.);

• "Третий съезд по радиационным исследованиям. Радиобиология. Радиоэкология. Радиационная безопасность" (Москва, 14-17 октября 1997 г.);

• Международный форум "Молодежь и плутониевая проблема" (Обнинск, 4-10 июля 1998 г.);

• Международный конгресс "Энергетика - 3000" (Обнинск, 16-20 октября 2000 г.);

• Международная научно-техническая конференция "Атомная энергетика и топливные циклы" (Москва-Димитровград, 1-5 декабря 2003 г.).

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ АЭС - атомная электро станция; БР - быстрый реактор;

ВПБ - выдержка и переработка топлива быстрого реактора;

ВПБА - выдержка и переработка топлива активной зоны быстрого реактора;

ВПБЭ - выдержка и переработка топлива экрана быстрого реактора;

ВПТ - выдержка и переработка топлива теплового реактора;

ДНК- дезоксирибонуклеиновая кислота;

ЖКТ-желудочно-кишечный тракт;

ЖСР - жидкосолевой реактор;

МА - минорные актиноиды;

МАГАТЭ - международное агентство по атомной энергии;

МКРЗ - международная комиссия по радиологической защите;

НКДАР - научный комитет по действию атомной радиации;

ОС - окружающая среда;

ОЯТ - отработанное ядерное топливо;

ПГП - предел годового поступления радионуклида;

РАО - радиоактивные отходы;

СМИ - средства массовой информации;

TP - тепловой реактор;

УЕАТ - уровень естественной активности тория;

УЕАТУ - уровень естественной активности тория и урана;

УЕАУ - уровень естественной активности урана;

ХЛБ - хроническая лучевая болезнь;

ЯТЦ - ядерный топливный цикл;

ЯЭ - ядерная энергетика;

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка;

LWR - легководный реактор;

ИНПРО - международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам;

PWR - энергетический реактор с водой под давлением;

ВЫВОДЫ

1. Для минимизации количеств образующихся радионуклидов и более полного расщепления топливных нуклидов необходимо использовать замкнутый топливный цикл с дожиганием минорных актиноидов. Для этой цели автором в работе рассмотрена трехкомпонентная структура ЯЭ.

2. Сравнение топливных циклов трехкомпонентной ЯЭ показывает, что для радионуклидов с периодами полураспада от 1 суток до 1000 лет по равновесным количествам и суммарным относительным активностям, рассчитанным исходя из концепции эквивалентного захоронения, оптимальным является U-Pu топливный цикл. При наименьшей относительной активности равновесные количества радионуклидов в U-Pu топливном цикле имеют большие величины за счет актиноидов, чем в других топливных циклах. При рассмотрении радионуклидов с периодом полураспада больше 1000 лет более предпочтителен U-Th топливный цикл.

3. Суммарная активность продуктов деления в обоих топливных циклах сравнима с активностью актиноидов (в U-Pu и U-Th). Суммарная относительная активность продуктов деления в U-Th топливном цикле примерно в 3 раза выше, чем в U-Pu топливном цикле. Равновесные количества по массе продуктов деления примерно сравнимы. Показано, что суммарная относительная активность актиноидов в U-Th топливном цикле примерно в 3 раза выше, чем в U-Pu топливном цикле. При этом равновесное количество актиноидов в U-Th топливном цикле примерно в 2 раза ниже, по сравнению с U-Pu циклом.

4. Наибольшую долговременную радиационную опасность всего ЯТЦ для населения будут представлять урановые рудники. Для U-Pu топливного цикла основным источником долговременной радиационной опасности будет радон.

5. Оптимальным топливным циклом для многокомпонентной структуры ЯЭ является U-Pu-Th топливный цикл. Он позволяет совместить в себе преимущества U-Pu цикла при обращении с радионуклидами, имеющими период полураспада от 1 сут до 1000 лет, и преимущества Th-U цикла при обращении с нуклидами, имеющими период полураспада более 1000 лет, а также преимущества при добыче тория.

6. Поскольку наибольшие материальные затраты при создании многокомпонентной структуры ЯЭ требуются для защиты людей и окружающей среды от радионуклидов с периодами полураспада от 1 сут до 1000 лет, то U-Pu топливный цикл имеет некоторые экономические преимущества по сравнению с U-Th и U-Pu-Th ЯТЦ.

7. Любой из рассмотренных замкнутых топливных циклов трехкомпонентной структуры ядерной энергетики является приемлемым по количеству образующихся специфических долгоживущих радионуклидов и не представляет опасности для человечества как вида в целом.

1. Радиация, дозы, эффекты, риск: Пер. с англ. -М.: Мир, 1990, -с.14, 16, 73, 75.

2. Демин В.Ф., Кутьков В.А. Экономические показатели анализа риска// Атомная Энергия, 1999. -т. 87, вып. 6, -с.486-494, 486,489.

3. Источники, Эффекты и опасность ионизирующей радиации: Доклад НКДАР ООН за 1988 г. на Генеральной ассамблее, том1. -М.: Мир, 1992, -с.424, 234, таб.33.

4. Trafford К. Communicating risks: some practical insights// Nuclear Europe Worldscan, 1999,1(2), p.30-31.

5. Бюллетень МАГАТЭ. Вена, Австрия, том 42, № 2,2000, р.47,28.

6. Д.А. Крылов. Оценки воздействия на здоровье людей АЭС и ТЭС на угле и природном газе// Радиация, экология и здоровье человека, т. 15, № 4, 2000, -с.28-44.

7. Субботин С.А. Сжигание актиноидов. Изотопы: свойства, получение, применение. Под ред. В.Ю. Баранова. -М.: ИздАТ, 2000, -с.434-445.

8. Ю.Субботин С.А., Зверков Ю.А., Стукалов В.А. и др. Анализ мировыхтенденций и перспектив использования тория в ЯЭ. Отчет по договору N 18 от 01.07.92. Инв. N 92/013. Москва, 1992, -с.3-11.

9. П.Сильва X. Дж. Использование тория в ядерных реакторах. -М.: Атомиздат, ДСП, 1978.

10. Техно логические аспекты ядерных систем с воспроизводством топлива: Пер. с англ./ Под ред. Г.С.Бауэра, А.Макдоналда. -М.: Энергоиздат, 1988. -с.280.

11. Мурогов В.М., Троянов М.Ф., Шмелев А.Н. Использование тория в ядерных реакторах. -М.: Энергоатомиздат, 1983. -с.96.

12. Н.Карпов В. А. Медленные физические процессы в тепловых гелийохлаждаемых реакторах. -М.: Энергоатомиздат, 1990.-с.264.

13. Эмсли Дж. Элементы. -М.: Мир, 1993, -с.196-197, 202-203.

14. Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества. Справочник под ред. акад. J1.A. Ильина. -JL: Химия, 1990, -с. 173-180.

15. Глинка H.JL. Общая химия: Учебное пособие для вузов.- 22-е изд., испр. / Под ред. Рабиновича В.А. -JL: Химия, 1982, -с.644.

16. Schapira J.P., Singhal R.K. Radiological Impact at the Extraction Stage of the Thorium Fuel Cycle//Nucl. Technol., 1999, V. 128, № 1, -p.25-34.

17. Physics and Safety of Transmutation Systems. A Status Report. ISBN 92-6401082-3, OECD 2006, NEA № 6090, -p.7-15.

18. Воробьев Г.В., Дмитриев A.M. и др. Плутоний в России. Работа выполнена под руководством члена-корр. РАН проф. А.В. Яблокова. -М.: Центркоординации и информации СоЭС, 1994, -с.7, 16-17, 17, 39, 30, 31, 52, 9,4445,52-53, 102-117.

19. Физические величины: Справочник. А.П. Бабичев, Н.А. Бабушкина и др.; Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. -М.: Энергоатомиздат, 1991, -с. 1040,1180,1038.

20. Уикер Ф. У. Экологические эффекты присутствия трансурановых элементов в наземной среде. Трансурановые элементы в окружающей среде. Под ред. У.С. Хэнсона. -М.: Энергоатомиздат, 1985, -с.274-298.

21. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере: Справочник. -М.: Энергоатомиздат, 1991, -с.184, 167-174,

22. Токарская З.Б., Жунтова Г.В. Плутоний и рак легкого у работников атомной промышленности. Международный форум Молодежь и плутониевая проблема.: Тезисы докладов, Обнинск, 4-10 июля 1998. -Обнинск: ФЭИ, 1998. -с.119-122.

23. Публ. 23 МКРЗ. -М.: Медицина, 1977, -с.334.

24. Гарднер Г. Ядерное нераспространение. -М.: МИФИ, 1995, -с.21.

25. Tyler G., Miller Jr. Living in the environment. An Introduction to Environmental Science / Sixth Edition. Wadsworth Publishing Company Belmont, California, 1990.

26. Международный форум Молодежь и плутониевая проблема.: Тезисы докладов, Обнинск, 4-10 июля 1998. -Обнинск: ФЭИ, 1998.

27. Макхиджани А., Макхиджани Э. Ядерные материалы сквозь тусклое стекло? Технические и политические аспекты утилизации плутония и высокообогащенного урана. -М.: Атомиздат, 1995, -с.23.

28. Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.Б. Теория ядерных реакторов. Т.1. Элементарная теория реакторов: Учебник для вузов. -М.: Атомиздат, 1978.

29. Алексеев П.Н., Васильев А.В., Дудников А.А., Субботин С.А. Тестовая модель каскадного подкритического жидкосолевого реактора-пережигателя долгоживущих РАО ядерной энергетики: Препринт ИАЭ-6199/5.- Москва: РНЦ «Курчатовский институт».-2000. -36с.

30. Алексеев П.Н., Васильев А.В., Микитюк К.О., Фомиченко П.А. "Принципы и алгоритмы комплексного моделирования каскадного подкритического жидкосолевого реактора". Отчет РНЦ КИ (№ 35-410-4/125), 2001 г.

31. Уилкинсон P., Райнш M. Справочник алгоритмов на языке АЛГОЛ. Линейная алгебра. М., Машиностроение, 1976.

32. MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. X-5 Monte Carlo Team. Los Alamos National Laboratory Report LA-UR-03-1987, April 2003.

33. NJOY99.0 Code System For Producing Pointwise And Multigroup Neutron And Photon Cross Sections From ENDF/B Data. RSICC Peripheral Shielding Routine Collection. Oak Ridge National Laboratory. Documentation for PSR-480/NJOY99.0 Code Package, March 2000.

34. ENDF-102 Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6. Cross Section Evaluation Working Group. National Nuclear Data

35. Center. Brookhaven National Laboratory Report BNL-NCS-44945, Rev.2/97, February 1997.

36. Новиков B.M., Слесарев И.С., Алексеев П.Н. и др. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок). -М.: Энергоатомиздат, 1993.

37. Майр Э., Айала Ф., Дикерсон Р., Шопф У., Валентайн Дж., Мэй Р., Мейнард Смит Дж., Уошберн Ш. и Левонтин Р. Эволюция. Пер. с англ. -М.: Мир, 1981, -с.148-150, 73.

38. Ионизирующее излучение: источники и биологические эффекты. Научный комитет Организации Объединенных наций по действию атомной радиации. Доклад за 1982 год Генеральной Ассамблее (с приложениями) в двух томах. Том 2. Нью Йорк, 1982, -с.459,198,205.

39. Радиационная безопасность. Рекомендации Международной Комиссии по Радиологической Защите 1990 года. Публикация 60, часть 2, -М.: Энергоатомиздат, 1994.-192с.

40. Cohen В. L. The disposal of Radiative Wastes from Fission Reactors // Scientific American, June 1977, v. 236, No. 6, pp. 21-28.

41. Краткие научные основы рекомендуемых методов обращения с радиоактивными отходами. Ордена Ленина Всесоюзный научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара, -М.: 1989.

42. Страны мира: Справочник. М.: Политиздат, 1975.

43. Hitoshi Ihara at all. JNDC FP Decay and Yield Data./ JAERI M9717. Tokai, 1981.

44. Справочник по ядерной физике. Пер. с английского. Под ред. акад. Л.А. Арцимовича. -М.: Физматгиз, 1963, -с.34-129.

45. Кафедра общей ядерной физики физического факультета МГУ: http://nuclphys.sinp.msu.ru/radiation/rad 9.htm

46. Radiological Toolbox. Codes, Version Date: December 31,2003. http://ordose.ornl.gov/downloads.html

47. Радиация и безопасность человека. Санитарные нормы и правила. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность, Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Библиотечка "Российской Газеты". Выпуск 16,2001.-193с.

48. Гуськова А.К. Атомная отрасль страны глазами врача. -М.: Реальное Время, 2004.-240с.

49. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций. Учебное пособие. Под общей редакцией В.А. Кутькова, Москва - Обнинск: Атомтехэнерго, ИАТЭ, 2003.

50. Бабаев Н.С., Меркушкин А.О., Очкин А.В., Ровный С.И. Расчет времени установления радиационной эквивалентности высокоактивных отходов// Атомная энергия, 2005, т. 98, вып. 2, -с. 123-129.

51. GUIDANCE FOR THE EVALUATION OF INNOVATIVE NUCLEAR REACTORS AND FUEL CYCLES: REPORT OF PHASE 1A OF THE INTERNATIONAL PROJECT ON INNOVATIVE NUCLEAR REACTORS AND FUEL CYCLES (INPRO). IAEA, VIENNA, 2003.

52. Асеев А.Г., Субботин С.А. Обоснование приемлемости плутония как необходимого элемента развития ядерной энергетики// Международный форум «Молодежь и плутониевая проблема», Обнинск, 4-10 июля 1998г.: Тезисы докладов. -Обнинск: ФЭИ, 1998. -с.47-50.

53. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка достаточности современных технологий для защиты окружающей среды от долгоживущих радионуклидов: Препринт ИАЭ-6064/5.- Москва: РНЦ «Курчатовский институт». -1998. -46с.

54. P.N. Alekseev, A.G. Aseev, R. Ya. Zakirov, V.V. Ignatiev e.a. Concept of the cascade subcritical molten salt reactor (CSMSR) for harmonization of the nuclear fuel cycle: Препринт ИАЭ -6110/3. -Москва: РНЦ «Курчатовский институт». -1998.-16с.

55. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка и сравнение потенциальной опасности плутония// Известия вузов. Ядерная энергетика. -1999. -№2. -с.39-47.

56. Асеев А.Г., Субботин С.А. Сравнение нейтронных характеристик и радиотоксичности U-Th и U-Pu топливных циклов// Международный конгресс "Энергетика 3000", Обнинск, 16- 20 октября 2000г.: Тезисы докладов. - Обнинск: ИАТЭ, 2000. -с.ЗО.

57. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка потенциальной возможности мутаций молекул ДНК от радиационного воздействия долгоживущих продуктов деления: Препринт ИАЭ-6372/3.- Москва: РНЦ «Курчатовский институт».-2005.-21с.

58. Асеев А.Г. Оценка потенциала радиационной опасности от долгоживущих продуктов деления // Московская конференция "Студенческая научная осень-94": Тезисы докладов. -Москва: МИФИ, 1995, -с.55.

59. Будущее атомной энергетики. Междисциплинарное исследование Массачусетского исследовательского института, 2005г.-154с.

60. Булдаков Л.А., Калистратова B.C. Радиационное воздействие на организм -положительные эффекты. -М.: Информ Атом, 2005.-256с.

61. Асеев А.Г. Оценка количества и активности радионуклидов для разных топливных циклов трехкомпонентной структуры ядерной энергетики// Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 3, -с.214-221.

62. Project Gewahr 1985. Feasibility and Safety studies for the final disposal of radioactive wastes in Switzerland. Nagra, Baden, Switzerland, 1985.

63. SKI Project-90. Swedish Nuclear Power Inspectorate. SKI Technical Report 91:23. Stockholm, Sweden, 1991.

64. N. Cadelli, G. Cottone, S. Orlowski, G. Bertozzi e.a. Performance Assessment of Geological Isolation Systems for Radioactive Waste. Summary CEC Report EUR 11775 En. Commission of the European Communities, Luxembourg, 1988.

65. The Scientific and Regulatory Basis for the Geological Disposal of Radioactive Waste. Edited by D. Savage, John Wiley & Sons. Inc., 605 Third Avenue, New York, NY 10158-0012, USA, 1995.

66. Safety Principles and Technical Criteria for the Underground Disposal of High Level Radioactive Wastes. IAEA Safety Series Report N 99, IAEA, Vienna, Austria, 1989.

67. Joint Statement by President George W. Bush and President V.V. Putin on Cooperation in the Peasefiil Uses of Nuclear Energy and Countering Nuclear Proliferation, St. Petersburg, Russia, 15 July 2006. http://gen-iv.ne.doe.gov/