автореферат диссертации по безопасности жизнедеятельности человека, 05.26.01, диссертация на тему:Научно-техническое обоснование радиационно-экологической безопасности рецикла плутония и минор-актинидов в ядерном топливном цикле

1 ОСУДЛРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

"НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ"

На правах рукописи

Кириллович Анатолий Павлович

НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ РАДИАЦКОН^Ю-ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕЦИКЛА И 1УТОНИЯ И МИНОР-АКТИНИДОВ В , . ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ

052601 - охрана труда "

Дяссер сация и виде научного доклада на соискание ученой степени ■ .. * . лрктора технических наук.

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

"НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ"

На правах рукописи

Кириллович Анатолий Павлович

НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ РАДИАЦИОННО-ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕЦИКЛА ПЛУТОНИЯ И МИНОР-АКТИНИДОВ В ЯДЕРНОМ ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ

052601 - охрана труда

Диссертация в виде научного доклада на соискание ученой степени доктора технических наук.

Димитровград -1997

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор В.Ф.Козлов.

доктор технических наук, профессор У.Я.Маргулнс.

Г»

доктор технических наук Б.В.Никипелов.

Л

Ведущая организация: Государственный научный центр Российской федерации "Физико-энергетический институт" г. Обнинск

диссертационного совета Д074.30.01 Государственного научного центра Российской Федерации "Институт биофизики" (123182 г. Москва, Живописная 46).

С диссертацией можно ознакомится в библиотеке ГНЦ РФ "Институт биофизики".

Диссертация в виде научного доклада разослана

Защита состоится

заседании

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Ядерно-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 технологией ядерного топливного цикла (ЯТЦ) в целом.

Вовлечение в ядерный топливный цикл энергетического плутония, накапливающегося в ядерных реакторах при выработке энергии, и оружейного плу-тония, 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 Np, Am, Сш и некоторых продуктов деления (Cs, Sr) 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 воздействия 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-бО с реактором на быстрых нейтронах, опытно-исследовательский комплекс по производству гранулированного уран-плутониевого топлива и дистанционному изготовлению твэлов и TBC 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.

Цель 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.

Научная новизна работы. Впервые получены и обобщены результаты комплексных исследований радиационно-экологической обстановки и безопасности новых технологий получения уран-плутониевого топлива и изготовления на его основе опытных твэлов и TBC для реакторов БОР-бО, БН-350, БН-600 и стенда БФС; регенерации облученного топлива; выделения и производства ТПЭ; обращения с высокоактивными отходами (BAO) ЯТЦ. Установлены основные закономерности формирования радиационно-экологической обстановки: влияние радиационных характеристик уран-плутониевого топлива, состава и свойств радиоактивных аэрозолей, отдельных стадий технологических процессов и операций, радиоактивных отходов и других радиационно-вреднык факторов на условия труда персонала и окружающую среду.

Использование в качестве объектов исследования крупных новых опытных производств и установок, применение единой методологии комплексного исследования безопасности и стандартизованных методик позволило впервые получить представительные экспериментальные данные (банк данных) для научного обоснования безопасности при решении актуальной проблемы - опытно-промышленного рецикла плутония и минор-актинидов, создания ЗТЦ РБН.

Разработаны способы подготовки BAO к длительному хранению, фильтр для очистки газов от аэрозолей, комплекс методик контроля состава газов и содержания влаги в твэлах, измерения тепловыделения и термических констант высокоактивных продуктов. Приоритет разработок защищен пятью авторскими свидетельствами, патентом и ОСТом (РД), а их внедрение способствовало повышению безопасности ядерного топливного цикла.

Практическая значимость работы. Результаты исследований и разработок, выполненных автором, внедрены при решении важной народно-хозяйственной задачи по опытно-промышленному рециклу плутония в ядерном топливном цикле. Они использованы при проектировании и создании ОИК (реконструкция установки «Орел») и опытного централизованного хранилища BAO в НИИАР; при разработке технических проектов опытного завода по газофторидной регенерации облученного топлива по плану сотрудничества с КАЭ Франции, установки "Грот" (2я очередь реконструкции установки "Орел") по выпуску 400 TBC в год для реакторов БН-350 и БН-800; концептуального проекта "Опытно-промышленный завод по рециклу плутония с использованием пироэлектрохимической технологии переработки топлива и технологии виброуплотнения" для реактора типа БН-800. Методика контроля состава газов в твэлах выпущена в виде ОСТ (РД), включена в технические условия на опытный твэл БН-600 и широко применяется в послереакторных исследованиях твэлов энергетических реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-iOOO, БН-600, БН-350.

Создан банк данных для расчетных моделей по оценке безопасности промышленного рецикла плутония и ТПЭ. Разработаны и утверждены "Рекомендации по объему дозиметрического контроля при работах с высокофоновым Плутонием" и "Рекомендации по улучшению радиационной обстановки на действующих и вновь проектируемых производствах по получению смешанного гранулированного топлива и изготовлению вйброуплотненных твэлов".

На защиту выносятся: о банк экспериментальных данных по радиационно-экологической безопасности новых технологий опытно-промышленного рецикла плутония и минор-актинидов в ядерном топливном цикле: баланс урана, плутония и уран-плутониевой композиции; радиационно-дозиметрические характеристики смешанного уран-плутониевого топлива и продуктов его переработки; распределение радионуклидов; вид и характеристика BAO; радиоактивные аэрозоли и выбросы; основные

закономерности формирования радиационно-вредных факторов и их влияние на условия труда персонала и окружающую среду на всех стадиях замкнутого топливного цикла , в том числе при возможных аварийных ситуациях;

• комплекс методик исследования и контроля безопасности, в частности, главные из. них: газы в облученных и необлученных твэлах-масс-спектрометрический метод анализа (РД 95868-90), методика измерения тепловыделения и термических констант облученных материалов, методика исследования радиационной стойкости твердых высокоактивных продуктов;

• способы переработки высокорадиоактивыных твердых отходов "сухих" технологий в химически,-термически-и радиационностойкие материалы с целью уменьшения в 2 и более раз объема отходов и повышения радиационно-экологической.безопасности их долговременного хранения.

Личный вклад автора. Автором разработаны комплексные научные программы исследований безопасности технологических процессов и основных стадий ЯТЦ. Программы приняты и утверждены как межведомственные и отраслевые: "Комплексная программа работ по изучению радиационной обстановки и состояния окружающей среды при экспериментальной проверке основных стадий топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах", утверждена руководством Минатома и Минздрава России; "Отраслевая научно-техническая программа основных направлений развития топливного цикла с виброуплотненными -твэлами для реакторов на быстрых нейтронах до 2000 г" и программа работ "Освоение ОИК по производству гранулированного смешанного уран-плутониевого топлива, твэлов и TBC на его основе для реактора БН-800" (Разделы: "Охрана окружающей среды и безопасность''), утверждены Министром.

Автор являлся руководителем и ответственным исполнителем научно-исследовательских работ по актуальным проблемам замкнутого топливного цикла, разработанного на экспериментальной базе ГНЦ РФ . НИИАР. В работах, выполненных в соавторстве, выдвигал идею, формулировал задачу, намечал конкретные пути ее решения, разрабатывал методики исследований, проводил расчетно-экспериментальное обоснование безопасности, осуществлял анализ, обобщение полученных результатов и подготовку их к публикациям. Все работы по внедрению и практическому использованию проведены под руководством и при личном участии автора.

Апробация работы и публикации. Основные материалы, вошедшие в диссертацию, докладывались на Радиохимической и Медико-биологической секциях Научно-технического Совета Минатома России (Москва, 1986 г.); 3-ем КНТС по проблеме топлива и виброуплотненных твэлов (Димитровград, 1988 г.); 4-ой ежегодной НТК Ядерного общества (Нижний Новгород, 1993 г.), на Международном симпозиуме по радиационной безопасности (г. Обнинск, 1996 г.). Отдельные результаты исследований, выполненные автором и частично использованные в диссертации, докладывались на IV симпозиуме СЭВ (Карловы Вары, 1977 г.), 3-ей Всесоюзной конференции по масс-спектрометрии (Ленинград, 1981г.); на GLOBAL-'93; на аналитической комиссии НТС Минатома (Москва, 1980г.), на GLOBAL'97.

По теме диссертации опубликовано 11 статей в журнале "Атомная энергия", четыре статьи в других журналах (ЖПХ, Атомные электрические станции, ВАНТ), выпущено 8 препринтов, опубликованы в сборниках 7 докладов и тезисов, а также материалы в четырех ежегодных обзорах основных исследовательских работ, выполненных в НИИАР (1993-1996 гг.). Получено шесть авторских свидетельств, выпущены один ОСТ 95.868-81 (РД 95 868-90) и пять основных-научных отчетов.

1. ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И МЕТОДОЛОГИЯ ИССЛЕДОВАНИЙ ЕГО

БЕЗОПАСНОСТИ

Ядерный топливный цикл (рис. 1.1) представляет собой комплекс взаимосвязанных технологий и производств добывающих, перерабатывающих, использующих и воспроизводящих ядерное топливо. Справедливо считается, что производство ядерного топлива (уран-плутониевого особенно), регенерация облученного топлива и обращение с радиоактивным» отходами являются наиболее сложными, радиационно и экологически опасными стадиями ЯТЦ, и во многом определяют его экономику и безопасность в целом.

Особую роль в стратегическом развитии ядерной энергетики России специалисты отводят быстрым реакторам нового поколения и замкнутому топливному циклу, которые позволят значительно увеличить эффективность использования ядерного топлива за счет вовлечения в ЯТЦ энергетического и оружейного плутония, осуществить трансмутацию в быстром реакторе минор-актинидов и некоторых долгоживущих продуктов деления и тем самым повысить безопасность хранения радиоактивных отходов, сведя радиационно-эквивалентную активность высокоактивных отходов до активности используемого природного урана.

1.1. Характеристика перспективного ядерного топливного цикла, реализованного на экспериментальной базе НИИАР

Научно-исследовательские и опытно-консгрукторские работы по замкнутому топливному циклу были начаты в России в конце 60-х годов в ряде крупных отраслевых научных центров и академических институтов, но наибольшее развитие они получили в ГНЦ РФ НИИАР, поскольку здесь была создана для их проведения уникальная экспериментальная база [1,2].

В 1969 г. пущен в эксплуатацию реактор на быстрых нейтронах БОР-бО. В 1971-1974 гг. введены в строй пилотные установки и начаты исследования процессов регенерации облученного топлива РБН газофторидным и пироэлектрохимическим методами. Созданы опытные стенды для изучения свойств и безопасных способов обращения с высокоактивными отходами топливного цикла [3]. Для изготовления твэлов и TBC реактора БОР-бО в 1977 г. создана автоматизированная, дистанционно управляемая, установка "Орел", на которой за 1977-1986 г. было выпущено более 10 ООО твэлов (370 TBC) методом виброуплотнения гранулированного уран-плутониевого топлива. В 1981 г. реактор переведен на уран-плутониевое топливо. В 1989 г. введен в эксплуатацию опытно-исследовательский комплекс (ОИК) для производства опытных твэлов и TBC реакторов типа БН-600, БН-800 на смешанном (U02-Pu02) топливе.

Эксплуатация этих установок, составляющих замкнутый топливный цикл, позволила решить многие технические, технологические и экономические проблемы ЗТЦ цикла и научно обосновать его безопасность.

В 1992 г. работы по топливному циклу получили дальнейшее развитие в исследованиях по трансмутации и рециклу минор-актинидов. Наличие в НИИАР реактора БОР-бО, высокопоточного реактора СМ, самых больших в России радиохимической и материаловедческой лабораторий, опытного цеха по переработке, хранению и захоронению радиоактивных отходов во многом способствовало решению задач по топливному циклу, в разработках которого автор принимал непосредственное участие.

Рис.1 Л. Ядерный топливный цикл

1.2. Методология исследования к оценки радиацношю-экологнчсскои безопасности технологических процессов ядерного топливного цикла.

Принципы и критерии, которые используют в международной практике при анализе и оценке общей безопасности процессов ЯТЦ: « радиационная безопасность (радиационная защита); о защита окружающей среды;

• ядерная безопасность; = физическая защита;

° совершенство конструкции;

• внутренняя опасность (пожаро-, взрывоопасность и др.);

о внешняя опасность (землетрясение, наводнение, ураган и т.п.); ° учет и контроль ядерных материалов; о управление и транспортировка ядерных материалов; о квалификация и подготовка персонала; о инспекция, испытания, модернизация оборудования; о гарантия качества;

о планирование и выявление непредвиденных случаев и аварийных ситуаций.

Каждый из перечисленных принципов и критериев представляет, по существу, самостоятельное направление, требующее своего методического подхода и разработки.

В данной работе упор сделан на исследование радиационной и радиационно-экологической безопасности (защита окружающей среды) технологических процессов ядерного топливного цикла, поскольку эти виды безопасности являются основополагающими. В целях упрощения изложения под радиационно-экологической безопасностью понимается не только радиационное воздействие на население и объекты окружающей среды, но и на персонал, то есть оба вида безопасности.

Вопросы радиационного состояния реактора БОР-бО, являющегося одним из основ