автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Обоснование радиационно-экологической безопасности демонстрационного замкнутого топливного цикла реактора БОР-60

На правах рукописи

Серебряков Владимир Валерианович

Обоснование радиационно-экологической безопасности демонстрационного замкнутого топливного цикла реактора БОР-бО

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

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Димитровград - 2006

Диссертация выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии «Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»)

Научный руководитель -доктор технических наук Кириллович Анатолий Павлович

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Панкратов Дмитрий Владимирович

кандидат технических наук Лопаткин Александр Викторович

Ведущая организация - Федеральное государственное унитарное предприятие "Головной институт "Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии" (ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ»).

Защита состоится 24 ноября 2006 г. в 10 час, 00 мин. на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 при Государственном научном центре Российской Федерации - Физико-энергетическом институте им. А.И. Лейпунского, по адресу: 249033, г. Обнинск Калужской области, пл. Бондаренко, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в научной библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ, г. Обнинск Автореферат разослан« \%л ^О 2006 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук

Прохоров Ю А,

Введение. Актуальность темы. При определении долгосрочных перспеетив и условий развития крупномасштабной атомной энергетики чрезвычайно важным является достижение необходимого уровня безопасности ядерных технологий. Диктуемая стратегия развития ядерной энергетики предполагает в ближайшем будущем доминирующую роль реакторов на быстрых нейтронах (далее - быстрых реакторов) с замкнутым топливным циклом (ЗТЦ), предусматривающим регенерацию отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и его повторное использование в реакторах с одновременной утилизацией долгоживущих высокорадиотоксичных материалов.

Научно-обоснованные варианты замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) сточки зрения обеспечения радиационной и экологической безопасности ядерной энергетики определяют актуальность проблемы и являются важными как в настоящее время, так и в долгосрочной перспективе. При этом важно подчеркнуть, что снижение радиационного воздействия - актуальная проблема всего ЯТЦ и ее решение требует большого объема экспериментальной и аналитической деятельности при выборе кандидатной технологии переработки топлива. В настоящее время разрабатывается инновационный проект создания промышленного производства смешатюго уран-плутониевого топлива и виброуплотненных твэлов и TBC для обеспечения загрузки строящегося реактора БН-800. Рассматриваются различные варианты создания и размещения на действующих предприятиях отрасли оптимизированных модулей по изготовлению топлива и производству твэлов и TBC. Отсюда следует актуальность настоящей работы, в которой отражены результаты исследования радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов замкнутого топливного цикла, построенного на экспериментальной базе НИИАРа.

Предмет исследования. Предметом исследования является раднашюнно-экологическая безопасность основных стадий замкнутого топливного цикла реактора БОР-бО (подготовка ОЯТ к регенерации, извлечение младших актиноидов, получение регенерированного гранулированного топлива, изготовление твэлов и TBC)

Цель работы - обоснование безопасности действующих и вновь разрабатываемых технологических процессов, замыкающих ЯТЦ быстрых энергетических реакторов (на примере реактора БОР-бО), получение банка экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности технологий переработки ОЯТ и высокорадиотоксичных материалов (младших актиноидов), для нормировки допустимых уровней выброса радиоактивных веществ, а также для развития нормативно-правовой базы по безопасности, для разработки санитарно-гигиенических мероприятий по вопросам

з

Б1;5ЛЕ?.0Т£1>А ОЭ Ml'lj'iLi—-

экологии объектов ЛТЦ. Следует отметить, что в данной работе акцент сделан на исследование радиационной и экологической безопасности, поскольку эти виды являются основополагающими среди критериев обшей безопасности.

В рамках достижения поставленной цели решались следующие задачи:

• проведение комплексных исследований радиационно-экологической безопасности, в частности, изучение источников и основных закономерностей формирования радиационной обстановки на начальных, промежуточных и конечных стадиях переработки ОЯТ, включающих извлечение младших актиноидов для их последующей трансмутации,

• получение констант для расчетных моделей, устанавливающих взаимосвязь между характеристиками радиоактивных материалов и их ожидаемым влиянием на производственные условия труда персонала и окружающую среду. Методологическая и теоретическая основы исследований. При построении

методологической и теоретической основ работы руководствовались положениями нормативных документов и требований (НП-016-2000, НРБ-99, ОСПОРБ-99), действующих в области регламентации вопросов радиационной безопасности При этом главной составляющей исследований являлось применение научно-обоснованных теоретических методов оценки безопасности новых технологических процессов ЯТЦ с их апробацией на практике и сопоставлением с экспериментальными данными. Обоснование теоретических положений и аргументация выводов осуществлялась на основе общепризнанных принципов, таких как нормирование, обоснование и оптимизация

Научная новизна диссертационной работы состоит в том, что впервые при переработке ОЯТ реактора БОР-бО получены и систематизированы результаты комплексных исследований радиационно-экологической обстановки и безопасности новых перспективных технологий получения гранулированного смешанного топлива и изготовления на его основе партии опытных твэлов и TBC для РУ БОР-бО.

Установлены основные закономерности формирования радиационно-экологической обстановки - влияние радиационных характеристик уран-плутониевого топлива, состава и свойств радиоактивных аэрозолей, отдельных стадий технологических процессов и операций на радиационную обстановку производственных помещений и окружающую среду Уточнены данные по балансу ядерных материалов на всех стадиях ЗТЦ реактора БОР-бО

Получена новая информация о выходе продуктов деления и актиноидов из топлива в аэрозоли, о дисперсном составе аэрозолей-носителей радиоактивных веществ Определены удельные характеристики поступлении радиоактивных веществ в вытяжные вентиляционные системы технологических установок, объектов и окружающую среду Экспериментальными

и расчетными методами установлены радиационные характеристики исходных, промежуточных, а также конечных продуктов, соответствующих процессам переработки ОЯТ и изготовления из регенерированного смешанного уран-плутониевого топлива твэлов. Определены дозовые нагрузки на персонал. Выполнена расчетная оценка ожидаемого облучения населения за счет выбросов радиоактивных веществ в атмосферу.

Практическая значимость работы. Практическая важность настоящей работы состоит в возможности применения её результатов при решении крупной задачи по промышленной переработке ОЯТ и трансмутации младших актиноидов в замкнутом ЯТЦ применительно к топливу быстрых реакторов.

В результате проведенных исследований получены важнейшие характеристики о радионуклндном составе, объемной активности и дисперсности аэрозолей на рабочих местах персонала и в объеме защитного оборудования, необходимые для контроля внутреннего облучения персонала, ранней диагностики ухудшения условий труда или предсказания аварийных сшуаций, обоснования необходимости и достаточности барьеров безопасности на пути распространения радиоактивных веществ в форме аэрозолей, а также при выборе или проектировании средств очистки технологического воздуха.

Получен банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯТ быстрых реакторов. Разработаны рекомендации по улучшению условий труда персонала и объему дозиметрического контроля при работах с высокоактивными и радиотоксичными материалами.

Данная работа может быть полезна для руководителей, специалистов, работающих в области безопасности предприятий ЯТЦ, экологов и т.п. Она может представлять интерес для организаций, являющихся ведущими разработчиками оборудования по переработке ОЯТ, заинтересованных в создании перспективных и экологически чистых технологий.

Результаты исследований использованы в отчетах по обоснованию безопасности технологических процессов ядерного топливного цикла и при получении лицензии на работы с ядерными материалами в «ГНЦ РФ НИИАР».

На защиту выносятся: • результаты расчетных и экспериментальных исследований параметров радиационной обстановки, влияющих на условия труда персонала и окружающую среду при переработке ОЯТ реактора БОР-бО по полному технологическому циклу с применением новых перспективных технологий получения гранулированного смешанного топлива и изготовления на его основе партии опытных твэлов для их последующего использования в РУ БОР-бО;

• экспериментальная оценка параметров радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов количественных характеристик поступлений радиоактивных веществ в форме газов, аэрозолей в вентиляционные системы технологических установок и окружающую среду в зависимости от вида производимых работ (объемная активность, радионуклидный состав, дисперсность), эффективности защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующего излучения; вида и свойств радиоактивных отходов, источников потерь основных составляющих топливной композиции - U и Ри, дозовых нагрузок персонала технологических установок и экологических последствий процессов, замыкающих ЯТЦРУБОР-бО;

• банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯТ быстрых реакторов с извлечением младших актиноидов для целей последующей трансмутации (выход газообразных и твердых продуктов деления и актиноидов в аэрозоли при операциях по вскрытию и разрушению барьеров безопасности).

« показатели для критериев оценки радиационно-экологической безопасности технологий, применительно к процессам переработки ОЯТ и изготовления из регенерированного топлива твэлов и TBC.

Апробация работы. Основные положения и результаты диссертации обсуждались в широком кругу ученых, специалистов. В период с 2001 по 2005 гг. автор принимал непосредственное участие в заседаниях ученых советов, секций, семинаров ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», а также в конференциях, в частности, во всероссийской конференции «Фундаментальные проблемы радиохимии и атомной энергетики» (Н. Новгород, 2001 г), в международной научно-практической конференции «Атомная энергетика и топливные циклы» (Москва-Димитровфад, 2003 г.), в международной конференции «Аэрозоли и безопасность - 2005» (Обнинск, 2005 г.).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 5 статей в журнале "Атомная энергия", 2 статьи в журнале «Вопросы радиационной безопасности», 3 публикации в сборниках трудов конференций и семинаров, а также материалы в четырех ежегодных обзорах основных исследовательских работ, выполненных в НИИАРе (2001-2004 гг) Выпущено три научно-технических отчета

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 4 глав и заключения. Объем диссертации составляет 94 страницы, содержит 22 рисунка и 16 таблиц Список цитированной литературы содержит 62 наименования

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В первой главе выполнен обзор экспериментальных данных по анализу безопасности процессов переработки ОЯТ неводньши методами и изготовления твэлов с виброуплотненным топливным сердечником. Анализ опыта эксплуатации действующих и вновь вводимых технологических установок по переработке ОЯТ быстрых реакторов позволил выявить наиболее важные проблемы в обеспечении радиационной и экологической безопасности, определить главные задачи, решение которых позволит снизить радиационное воздействие технологических процессов ЯТЦ на персонал и окружающую среду.

Разработки неводных методов переработки ОЯТ применительно к замкнутому топливному циклу были начаты в России в конце 60-х годов в крупных отраслевых научных центрах и академических институтах, но наибольшее развитие они получили в «ГНЦ РФ НИИАР», поскольку здесь была создана для их проведения уникальная экспериментальная база. Опытную проверку прошли два метода: газофторидный и пироэлектрохимический. На пилотных установках была проведена серия переработок облученного уранового и уран-плутониевого топлива реакторов на быстрых нейтронах с различным выгоранием (от 4 до 24% т.а.) и временем выдержки после выгрузки из активной зоны (3 мес. и более).

Значительное место из числа проведенных экспериментов занимают результаты исследований двух наиболее важных опытных переработок облученного топлива БОР-бО: уранового, коротковыдержанного (выгорание 10% т.а., выдержка 3 месяца) на пилотной установке «Фрегат» (газофторидный метод) и уран-плутониевого топлива с высоким выгоранием (до 24% т.а.) на установке пироэлектрохимической регенерации. Выполненные работы позволили получить основополагающую информацию, заложенную впоследствии в базу данных для моделирования влияния вводимых в процесс радиоактивных материалов на радиационную обстановку производственных участков, персонал и окружающую среду. Авторам удалось установить количественную информацию по балансу и потерям ядерных материалов, выбросам и сбросам радиоактивных веществ, выходу (масса, объем) и свойствам радиоактивных отходов, оценить характер возможных аварийных ситуаций. Благодаря этим данным получила развитие методологическая база оценки безопасности объектов ЯТЦ. Прежде всего, это касается разработки научных основ обоснования безопасности рецикла энергетического плутония, а также систематизации критериев оценки радиационно-экологической безопасности технологических процессов получения топлива и изготовления твэлов, базирующихся на экспериментальных данных, в чем заключается их высокая практическая значимость. Однако следует отметить, что в продемонстрированной схеме рецикла применяли высокоочищенный плутоний, полученный с завода РТ ПО «Маяк». Из

чего, определенно, следует сужение области практического применения экспериментальных данных, в частности для задач оценки безопасности процессов, замыкающих топливный цикл, эти показатели нуждаются в дополнении. Для решения этой задачи целесообразно проведение дополнительных экспериментальных исследований с применением современных меюлов и средств комплексного анализа.

Для дальнейшего развития перспективных технологий ЯТЦ необходима проверка процессов с учетом реального состояния обновленного (по результагам ранее накопленного опыта) технологического оборудования, выдвигаемого в качестве прототипа для промышленного освоения. При этом важно изучить не только сам процесс регенерации топлива, но и начальную (отделение топлива от оболочки) и конечную (изготовление твэлов и TBC) с1адии топливного цикла включающие, в том числе: извлечение радиотоксичных материалов для целей использования в схемах трансмутации и дезактивацию основного технологического оборудования.

Во второй главе приведена характеристика демонстрационною ЗТЦ РУ 1ЮР-60. предо авляюшего собой комплекс взаимосвязанных технологий и производств использующих, перерабатывающих и воспроизводящих ядерное топливо (рис. 1).

Рис. 1. Схема демонстрационного ЗТЦ на экспериментальной базе НИИЛРа-1 реактор БОР-60; ? отработавшие TBC на выдержку: отработавшие TBC па рагборк). •/ твчлы на раздетку,

.s IOIIJIIIBO во фра1 мен ia.\ полон на per операцию и тюювлепие IBC. 6 IW с регенерированным топливом в реактор.

комплекс по обращению с высокоакшвными о i ходим и. Л' - шерлые и жидкие радиоакшвные отходы. 9 - промышленное юплнво

Все технологические стадии переработки отработавшего топлива выполняли на технологических установках в условиях защитных камер. Их оснащение обслуживающими инженерными системами (копирующими манипуляторами, внугрикамерным освещением, электропитанием, сжатым воздухом и технологическим вакуумом, вытяжной и приточной вентиляцией, системой тонкой очистки камерного воздуха от аэрозолей, стационарной и переносной системами дезактивации и др.) позволяло контролировать и управлять технологическим процессом дистанционно. Дополнительная очистка воздуха от аэрозолей производилась на фильтровальной станции вентиляционного центра (2-я ступень очистки -фильтр тонкой очистки типа Д-23). Для предотвращения поступления радиоактивных веществ в смежные помещения в объемах камер поддерживается отрицательный, относительно атмосферного, перепад давления -200 Па. Средняя величина расхода вентиляционного воздуха через защитные камеры -360 м3/ч, что определяет -3 кратный обмен воздуха. Радиационная защита от проникающего излучения позволяет выполнять работы по обращению с ядерными и радиоактивными материалами активностью до 3,7 ПБк.

Третья глава посвящена методам исследования радиационно-экологической безопасности технологических процессов, включающим:

• определение объемной активности и радионуклидного состава газоаэрозольнои среды в защитных камерах и вытяжных воздуховодах вентиляционных систем;

• изучение дисперсности аэрозолей;

• расчетно-эксперимснтальное определение выхода из вводимых в процесс материалов радионуклидов, находящихся в газообразной и аэрозольной форме;

• измерения уровней радиоактивного загрязнения поверхностей защитного оборудования;

• оценку эффективности защитных барьеров на пути транспортировки газовоздушной смеси от источника образования до источника поступления в окружающую среду (высотная труба вентиляционного центра);

• подведение баланса и анализ потерь ядериых материалов, определение их содержания в отходах и сбросах;

• измерение и расчет доз облучения персонала и населения.

При проведении исследований использовали стандартизованные методики, имеющие статус «стандарта предприятия», с применением аттестованного оборудования.

Обобщенная схема пробоотбора и контроля воздушной среды из операторских помещений, объема защитного оборудования и воздуховодов вытяжных вентиляционных систем, обслуживающих ту ли иную технологическую установку, приведена на рис. 2.

Рис. 2. Принципиальная схема установки с указанием точек радиационного контроля аэрозолей в объеме технологических помещений и воздуховодах вытяжной вентиляционной системы:

1 - автоматизированная система радиационного контроля технологической установки:

2 - ротаметр:

3 - отсечная арматура;

4 - стационарный блок обработки, хранения и передачи информации (БПХ-04П):

5 - линии связи между компонентами системы;

6-8 - стационарные блоки детектирования объемной активности а-, ß-. у-излучающих аэрозолей/газов (УДЛС-03П/КДБГ-О2П) в операторском помещении, в объеме защитной камеры до и после очистки воздуха от аэрозолей: f - радиационная защита: Ю - смотровая система:

11 - фильтры тонкой очистки воздуха от аэрозолей В-05.

12, 13 - пробоотборные линии воздуха камеры до и после очистки от аэрозолей:

¡4- фильтродержатель ФД-02;

15 - линия технологического вакуума:

16 - коллектор отвода воздушной среды камеры в вытяжную вентиляционную систему объекта, где размещена технологическая установка:

Г~ пробоотборная линия воздуха из короба вытяжной вентиляционной системы: 18 - вытяжная вентиляционная система, обслуживающая защитную камеру: IV линия транспортировки воздуха на фильтровальную станцию вентиляииоииого центра:

20- высотная труба вентиляцишшого центра Оснащение технологических установок автоматизированной системой радиационного контроля (АС'РК) позволяло получать информацию в непрерывном режиме. Система обеспечивши отбор н доставку воздушной среды в изокннетнческом непрерывном режиме к блокам детектирования с последующим измерением отобранных проб и отображением

///-зона

(операторские помещения)

mjHriifiiifib

текущей информации (объемной активности аэрозолей/газов в операторском помещении, в защитной камере, боксе до и после очистки воздушной среды) в режиме «реального времени» на аппаратно-программном измерительном комплексе.

В четвертой главе приведены результаты экспериментальных исследований радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов ЗТЦ при переработке отработавшего топлива реактора БОР-бО по полному технологическому циклу (подготовка ОЯТ к переработке, регенерация и получение гранулированного оксидного уран-плутониевого топлива, изготовление твэлов и TBC, а также дезактивация технологического оборудования).

Характеристика отработавших TBC Для регенерации были использованы шесть отработавших TBC: две с таблеточным топливом из высокообогащенного диоксида урана -до 90% 235U (тип У) и четыре с виброуплотненным оксидным смешанным уран-плутониевым топливом - доля плутония до 19% и обогащение по г15Ч1 до 71% (тип УП). Общая масса топлива, подвергнутого переработке, составляла 16,5 кг, суммарная удельная активность актиноидов в топливной композиции - 22,6 ТБк/кг, продуктов деления - 34,5 ТБк/кг,

Нейтронно-физические характеристики отработавших TBC рассчитывали по программе TR1GEX с применением системы подготовки констант CONSYST-2, изотопный состав и радиационные характеристики - по программе AFPA. Погрешность расчета массы актиноидов составляет 8-16%, продуктов деления - 25% (табл. 1).

Таблица 1. Основные расчетные характеристики перерабатываемых TBC БОР-бО

Параметр У-1 У-2 УП-1 УП-2 УП-3 УЯ-V

Выгорание, % 10.5 11.9 11.6 11,5 10.5 9.5

Время выдержки на момент переработки,год 23,7 10,4 12,5 11,6 11,2 11,6

Массовое содержание в топливе, %: 77.3 0,1 75,1 1,7 47,5 9,5 47,5 10.3 45,6 10 9,5 11,6

Масса топлива на переработку, г 2300 2404 2878 2889 2996 3001

Активность на момент переработки, ГБк: - продукты деления, из них Кг - актиноиды 6-Ю4 9,6-10" 12.2 НО5 2.6-105 24.8 МО5 2.2-103 8.6-104 МО4 2.3-105 9.7-104 1-10" 2.3-103 9.4-104 9,3-104 2,МО5 9.6-104

Точность расчетов была подтверждена позднее, на стадии окисления топлива, при помощи разрушающих методов анализа с применением аттестованных методик (кулонометрии, масс-спектрометрии, спектрофотометрии, а-, у-спектрометрии), Относительная погрешность результатов измерений любого метода не превышала 10%.

Радиоактивность газообразных продуктов деления топлива обусловпена. в основном. ,ч?Кт (в среднем около 2 ТБк на TBC) и в меньшей степени 1:ч1 и "'Н. Остаточная активность трития составляет менее 0.0185 ГБк на 1 и топлива. Активноеib 1гч1 в уран-илугониевом топливе после выдержки в течение 10-12 лет оценивается в 2.9-10 "' на 1 кг топлива.

Для всех рассмотренных TBC основной вклад в активность актиноидов вноси.ш изотопы плутония. %. -41Ри (80.2). :'5sPu (0.6). ,,чРи (0.6). -4,'Ри (0.8). "4|Ат (2.6). среди продуктов деления - '"'7Cs + 1J7mBa (52.7) и "('Si + чиУ (41.3). Незначительн) ю долю имеют. %■ '"F.u (0.6). '"5Sb (0.3). 1J4Cs (0.1). i<4Eu (0.1) и '""Ru - ""'Rh (0.1).

Подготовка TBC и твэлов БОР-бО i; регенерации. Подготовка топлива к регенерации включала три стадии: разделку отработавших TBC (освобождение пучка твэлов oi конструкционных элементов TBC); механическую разделку твэлов (рубка топливных участков на фрагменты длиной 10-15 мм): отделение топливной композиции от аальных оболочек методом окислительной перекристаллизации (волоксидации) при 400-600 "С.

Исследования показали, что наиболее радиационно-опасными стадиями подготовки тшшва являются отделение топливных участков твэлов и н.ч последующая рубка на фрагменты, так как вследствие разрушения барьеров безопасности (оботочка и топливная матрица) в обьем защитной камеры выделяются радиоактивные газы (S5Kr) и аэрозоли

Экспериментально определено, что выход S5Kr на стадиях подготовки отрпбошшнпх TBC реактора БОР-бО к регенерации составляет 61-68 % от расчетного содержания под оболочкой, при этм установлено, что расчехловка TBC' также может приводить к выход) газообразного "'Кг. Остальная часть выделяется на стадиях окисления и регенерации топлива

(рис 3)

О Расчехловка TBC ■7 Разделка твэлов

О * Отделение топлива от оболочек и регенерация

- 68 %

' Ожидаемый остаточный выход газа из топливнои Рис. 3. Выход гаиюбрашых продуктов деления (''"Ко и процессе подготовки н peicHcpaniiii тшшва

Сравнительная оценка показывает, что на стадии механической разделки облученных твэлов выход актиноидов из топлива в аэрозоли составляет 6-Ю'5°ъ исходной активности, а выход продуктов деления -ЗЛЮ'' (рис. 4).

Разборка 0Т8С Разделка твэлов Окисление

□ Альфа-иэлучающие аэрозоли (актиноиды) И Бета-, гамма-излучающив аэрозоли (ПД ПА)

Рис. 4. Удельная активность Ат поступлений радиоактивных аэрозолей в вентиляционные системы технологических установок при подготовке ОЯТ к регенерации

Эффективность улавливания аэрозолей фильтрами тонкой очистки (первая ступень) изменялась в диапазоне от 42 % до 99 %. Основной вклад в активность (К у-излучающих аэрозолей (до -90 %) вносил |,7С$, в активность а-излучающнх а9*24ПРи (75 %), В8Ри + 241Атп (15 %) и М4Ст (10 %).

Регенерация ОЯТ БОР-60 пирозпектрохимччеаким методом. Основная задача этой стадии - выделение делящихся материалов и трансурановых элементов из ОЯТ с одновременной очисткой от продуктов деления и полное восстановление ядерно-физических характеристик топлива Топливо регенерировали на опытной установке, предназначенной для изучения процессов переработки ОЯТ пироэлектрохимическим методом

Анализ выбросов радиоактивных аэрозолен позволил сделать вывод о том, что 4 максимальное поступление радиоактивных веществ в вентиляционную систему происходило

на операциях обработки катодных осадков (вакуумно-термическая отгонка солей, измельчение и отмывка осадков) Повышенная генерация аэрозолей связана с выполнением * работ с открытыми радиоактивными порошковыми материалами (вскрытие аппаратов п

выгрузка из них обработанных материалов) Обобщенные данные о поступлениях радиоактивных аэрозолей из объема защитной камеры в вытяжную вентиляционную систему в процессе регенерации всей партии отработавшего топлива (14,9 кг) и получения гранулята. в том числе операции по обработке промежуточных продуктов технологии (катодные осадки, осадки фосфатов примесей, отработавший солевой электролит), а также по дезактивации оборудования установки, приведены в табл 2

Таблица 2. Поступления радиоактивных веществ в вытяжную вентиляционную систему защитной камеры в процессе регенерации отработавшего топлива шести TBC БОР-бО

Технологическая стадия процесса

Параметр Хлорирование, электролиз Обработка катодных осадков Фосфатная очистка расплава от примесей Вспомогательные операции (ремонт оборудования, чдаление отчодов. дезактивация) Итого по всем стадиям процесса

Активность выброса аэрозолей. МБк (доля в общем выбросе. %). а-излучшощих 3.2 (7.7) 20.7 (50.7) 3.3 (8) 13.8(33.5) 41

Р-, у-издучающих 15.1 (б) 144 (57,5) 12,9 (5.2) 78.3 (31.3) 250,3

Вклад стадии (процесса) в общий выброс аэрозолей с объекта за весь период переработки, %•

а-изл\"чающих 2.7 17.4 2.8 11.5 34,4

р-, у-изл5'чающих 1.9 17.9 1,6 9.7 31.1

Спектрометрический анализ аэрозольных проб воздуха показал, что выбросы р-, у-излучающих аэрозолей обусловлены в основном (до 80-99 %) следующими радионуклидами: 1,7С8+137'"Ва, 1МЯиН10йШ1, 1258Ь, ,0Зг-!мУ, а-излучшощих аэрозолей - 2ИСт (5%), М8Ри+2" Ат (68%), 23';,2',0Ри (27%)

Эффективность очистки от аэрозолей удаляемого из объема защитного оборудования воздуха составляла 95-99,9 %, с учетом дополнительной очистки на фильтровальной станции вентиляционного центра (вторая ступень) - 99,99 %.

На основании полученных оценок расчетный суммарный выход актиноидов из облученного топлива в аэрозольную фазу в среднем составил 1,1-10° %, продуктов деления - 4,510"5% исходной активности.

Переработка тетрафторида плутония в диоксид с извлечением америция. Основной вклад в долговременную радиационную опасность ОЯТ вносят актиноиды, плутоний, нептуний, америций и кюрий, допустимые уровни которых в воде и воздухе, как правило, в несколько тысяч раз меньше, чем продуктов деления. В этом контексте возникает важный вопрос, касающийся рассмотрения аспектов безопасности при обращении с подобным классом высокорадиотоксичных веществ Применительно к рассматриваемой и данной работе переработке ОЯТ стадией регенерации предусмотрено выведение концентрата младших актиноидов из основной технологической схемы, именно, для целей последующего применения в трансмутационных схемах Однако невысокое интегральное количество полученного концентрата не позволяет выполнить представительные оценки безопасности в

отношении конкретной трансмутационной схемы По этой причине являлось целесообразным рассмотрение отдельно поставленного эксперимента по очистке тетрафторида плутония энергетического качества от америция Значимое содержание америция в продукте, достигающее сотен грамм, равно как и плутония, позволяет решить вопрос представительности оценок радиационного воздействия подобных материалов при их введении в пирохимический процесс, являющийся (как вариант) одной из подготовительных стадий трансмутационной схемы

Подвергаемый переработке исходный продукт массой 1,75 кг представлял собой смесь изотопов плутония 239Ри, 240Ри, 24|Ри и 242Ри в форме химического соединения РиР., Масса24'Ат в смеси составляла ~Н0 г.

Анализ результатов непрерывного контроля аэрозольных выбросов с пироэлектрохимической установки в процессе переработки Рир4 показал, что наибольшее поступление радиоактивных веществ в вентиляционную систему соответствовало операциям загрузки исходного препарата в хлоратор-электролизер и вакуумно-термической отгонки солей из полученных осадков в форме порошка оксидов плутония и америция. Последнее связано со схемой отвода газовоздушной среды из аппарата. Удаляемый форвакуумным насосом газовый поток сбрасывали без очистки непосредственно в вытяжной коллектор установки. Основная доля активности а-излучающих радионуклидов в исследуемых пробах воздуха обусловлена (по данным а-спектрометрического анализа) 3"Аш (95%), оставшаяся доля - 239-24°-2',2ри (5%), р-излучающих (по данным рентгено-спектрометрического анализа) -24|Ри (99%) и "7и (<1%).

Измерения объемной активности воздушной среды камеры до и после очистки на камерных фильтрах показали, что в общем случае эффективность очистки вентиляционного воздуха от аэрозолей, сбрасываемых на вентиляционный центр, составляла 98,0-99,9%

Установлено, что суммарный выход контролируемых актиноидов (2,'"240Рц, 247Ри, 24'Ат) из перерабатываемого продукта в аэрозольную фазу составил 1,2-10"1 % исходной активности (расчет выполнен с учетом очистки вентиляционного воздуха на фильтрах 1-й ступени с эффективностью не хуже 99%)

В результате периодического контроля изменения объемной активности аэрозолей в воздушной среде защитного оборудования выявлена высокая возможность образования в процессе подобных технологических стадий тонкодисперсных радиоактивных аэрозолей (средний эквивалентный диаметр 2,5 мкм), что требует соответствующего аппаратурного оформления со сведением до минимума операций пылящего характера.

С позиции накопленного ранее опыта по регенерации отработавших ядерных материалов, выполненная работа раскрывает новые стороны разрабатываемых безводных

методов, связанные с возможностью их реализации в схемах утилизации плутонга (энергетического и/или оружейного качества) и трансмугации младших актиноидов с высокими показателями безопасности и важными экологическими преимуществами.

Радиационная обстановка в процессе дезактивации защитной камеры и оборудования пироэлектрохимической установки. Эксплуатация технологических установок в процессах переработки партии отработавшего топлива реактора БОР-бО и конверсии тетрафторида плутония в диоксид привела к неизбежному загрязнению поверхностей оборудования радиоактивными веществами и, как следствие, увеличению мощности дозы на рабочих поверхностях и поступлений радиоактивных аэрозолей в спецвентиляции объектов и окружающую среду. В данном случае для удаления загрязнения использовали широко применяемый на практике, при дезактивации нержавеющей стали, двухванный способ с кислым восстановительным раствором (5 % ТШОз + 0,2 % Н2С2О4), содержащим 0,2 % ИаР, а также кислотно-щелочным раствором (5 % НЫО.ч + 5 % ЫаОН) с добавлением 0,1-0,5 % КМпО.|. Обработку выполняли направленным струйным методом с помощью переносных гидромониторов.

Исследования показали, что обусловленное дезактивацией суммарное поступление а-излучающих радионуклидов в системы вентиляции установки не превысило 2,5 МБк, Р-, у-нзлучающих - 23 МБк, что составляет 5-10"' и 2-10'6 % суммарной активности переработанных материалов по продуктам деления и актиноидам соответственно. Вклад дезактивации в суммарный выброс радионуклидов за тот же период через высотную трубу с учетом очистки воздушной среды на фильтровальной станции вентиляционного центра составил не более 0,1% по а-излучающим радионуклидам, р-, у-излучающим - 0,01%.

Спектрометрический анализ мазков с оборудования позволил установить, что структура полей мощности дозы фотонного излучения от плоскости столешницы камеры неравномерна. Максимальная мощность дозы наблюдалась в месте расположения хлоратора-электролизера. При этом интенсивность фотонного излучения обусловлена наличием 1,7Сз+1'17'"Ва (95% от излучения продуктов деления) и "'Ат (87% от излучения актиноидов)

На основании анализа результатов многократных измерений построена кривая, характеризующая коэффициент снижения мощности дозы фотонного излучения от поверхностей стационарного оборудования камеры в зависимости от числа циклов дезактивации п штатными растворами (рис. 5).

Номер цикла

Рис. 5. Коэффициент снижения мощности дозы фотонного излучения Кф(п) от столешницы камеры и объем дезактивирующих растворов Уо (п) в зависимости от числа циклов.

/ - экспериментальная кривая зависимости Кф(п)\

2 - аппроксимация экспериментальной кривой;

3 - объем дезактивирующего раствора

Аппроксимирующая функция экспериментальной кривой имеет вид

Кф{>,) = Ае-"'\ (1)

где п - номер цикла дезактивации; А, /; - постоянные, равные 0,29 и 17,86 соответственно.

При известном регламенте и аналогичных методах дезактивации защитного и технологического оборудования, выводимого из эксплуатации после работ с радиоактивными веществами, выражение (1) позволят достоверно прогнозировать радиационную обстановку, планируя при этом временные и экономические показатели процесса.

Изготовление из регенерированного смешанного топлива твэ.юв. Топливо, из которого изготавливали партию опытных твэлов, было получено в процессе пироэлектрохимической регенерации отработавшего уранового и уран-плутониевого оксидного топлива Изотопный состав топлива корректировали добавкой природного урана, а также плутония, полученного в форме двуокиси в процессе конверсии тетрафторида плутония Массовое содержание компонентов в топливе, использованном для изготовления твэлов БОР-бО, (%) и (63,4), Ри (7,5), Ат (0,2), Ыр (0,04)

Наибольший выход радиоактивных аэрозолей наблюдался при операциях смешивания топливной навески, ее засыпки в оболочку твэла и в процессе виброуплотнения (табл 3)

Таблица 3. Поступление радиоактивных аэрозолей в вытяжные воздуховоды вентиляционной системы установки в процессе изготовления единичного твэла га

регенерированного топлива

Операция технологического процесса Активность выброса аэрозолей*

а-излучающие (актиноиды) ß-, у-излучающие (продукты деления)

Суммарная. кБк (доля. %) Удельная. кБк-кг"1 топлива Суммарная, кБк (доля. %) Удельная, кБк-кг"1 топлива

Приготовление топливной навески массой 110 г, в том числе вспомогательные операции (взвешивание тары, вскрытие контейнера с исходным топливом, засыпка топлива в бункер дозирующего устройства) Сушка топливной навески Подготовка комплектующих твэла, смешивание и засыпка топливной навески в оболочку твэла, виброуплотнение топливного сердечника Сборка и герметизация твэла Контроль герметичности Итого *С учетом предварительной очистки воздуха от 13 (10,6) 27 (22) 48(39,1) 31 (25,2) 3,8 (3,1) 122,8 аэрозолей н 118,2 245,4 436,4 281,8 34,5 1116,4 а первой ctj 0,06 (9,5) 0,07(11,1) 0,3 (42,8) 0,1 (24,7) 0,1 (11,9) 0,6 тени фильт 0,5 0,6 2,4 1,4 0,7 5,7 рами В-05

В общем случае двухступенчатая система фильтрации вентиляционного воздуха обеспечивала эффективность очистки ~99,91-99,96 %.

На основании полученных данных установлено, что расчетный суммарный выход контролируемых актиноидов (238Pu, 239*2'wPu,241 Am) из регенерированного гранулированного топлива в аэрозоли при изготовлении одного твэла составляет 5,8-10'3 %, выход в аэрозоли продуктов деления (i55Eu, 137Cs, 1ЯЕи)-6-10'3% исходной активности.

Анализ данных показал, что для всех исследуемых проб воздуха во всем диапазоне наблюдений (1-100 мкм) можно выделить как минимум четыре характерные группы с наибольшей для диапазона 1,4-2,9 мкм - -37 %. Такие пылинки могут образовываться в процессе механического (абразивного) взаимодействия топливных гранул между собой.

Применение в производстве твэлов и TBC регенерированного МОКС-топлива обуславливает необходимость рассмотрения полного комплекса вопросов, связанных с получением информации о радиационных характеристиках изготовляемой продукции, в частности мощности дозы Решение этих вопросов представляет практический интерес для проектантов реакторных установок типа БН, разработчиков предприятий по производству гранулированного топлива и твэлов.

Результаты измерений (различными дозиметрическими приборами) и расчетов мощности эквивалентной дозы фотонного излучения от твэла на различных расстояниях представлены на рис. 6.

Расстояние от твэла до детектора, м

Рис. 6. Мощность эквивалентной дозы фотонного излучения Н от экспериментального твэла с регенерированным смешанным оксидным топливом: 1 - Расчет; 2 - ДКС-1119;.?- ДКГ-АТ2503А

Обобщение результатов исследования. Обобщенные данные результатов комплексных исследований радиадионно-экологической безопасности новых технологических процессов ЗТЦ и их взаимосвязь с вовлекаемыми в процесс радиоактивными материалами приведены в табл. 4. Из таблицы следует, что наибольший вклад в радиационную обстановку ЗТЦ вносили стадии подготовки отработавшего топлива и его регенерация. Изготовление твэлов из регенерированного уран-плутониевого топлива методом виброуплотнения характеризуется относительно небольшой величиной активности выброса ос- и (3-. у-излучающих радионуклидов (около 1% суммарного выброса аэрозолей по всем процессам ЗТЦ). На основании данных о выходе радионуклидов из топлива в аэрозочи следует, что максимальный выход актиноидов соответствует стадии изготовления виброуплотненных твэлов, продуктов деления (исключая газообразные) - стадии подг отовки к регенерации. Данные индивидуального дозиметрического контроля персонала показывают, что наибольшие дозозатраты соответствуют стадии регенерации топлива (50%).

Величина индивидуальной аффективной дозы, которую может получить персонал технологических установок (персонал группы А) в результате полною цикла переработки одного килограмма отработавшего топлива с -И %-ным выгоранием и -12 %-летней выдержкой составляет -0,2 мЗв, что не более 1% основного дозового предела. При оснащении подобных и других технологических процессов дистанционными средствами сбора и удаления радиоактивных отходов дозовые нагрузки могут быть значительно снижены.

Таблица 4. Характеристика процесса переработки ОЯТ реактора БОР-бО

Стадия процесса

Параметр Подготовка топлива к Регенерация Изготовление

регенерации * топлива * твэлов (22 шт) **

Характеристика вводимого в процесс продукта:

- масса, кг: 16,5 14,9 2,3

- удельная активность актиноидов, ГБк/кг 22600 22600 12500

- удельная активность пр оду сто в деления (исключая гачообрачные продукты деления), ГБк/кг 33700 337(10 50

-удельная активность газообразных продуктов деления ("5Кг), ГБк/кг 757 242 -.***

Выход ич топливной матрицы. % исходной активности:

- актиноидов в аэрозольной форме 1,1-10-' и-Ш"1 5,8-Ю'5

- продуктов деления в аэрозольной форме (исключая газообразные продукты деления 1,7-Ю- 4.5-10'' 6-101

- пиообрачных продуктов деления 32*++* -

Поступления инертных плов (,:''Кг) в вентиляционные системы технологических установок:

- суммарные, ГБк 8493,5 3609,7 -

- удельные. ГБккг"' 514.7 242 -

Аэроюлькыс поступления га-ичлучаклцих радионуклидов (актиноиды) в вентиляционные

системы технологических установок:

- суммарные, МБк 4,3 40,9 0,03

- удельные, МБк-кг'' 0,3 2,7 0,01

Аэроюльные поступления [К у-ичлучающих радионуклидов (продукты деления) в

вентиляционные системы технологических установок:

- суммарные. МБк 944.2 250.3 МО-1

- удельные. МБк-кг 1 62,9 П 6-10л

Эффективная доза внешнего облучения персонала группы А:

- коллективная. чел.-мЗв 48.2 61.8 4.4

- средняя индивидуальная. мЗв 2.4 2.5 0,3

- удельная индивидуальная. мЗв/кг 0.1 0.2 0.1

Эффективная доча облучения населения на границе санитарно-чащитной чоны НИИАРа: 2-Ш-'"

- индивидуальная. мЗв МО-4 8- КГ

-удельная индивидуальная. мЗв/кг 7-КГ* 5-Ш'к 91 (У11

Прямой выход урана и плутония в целевой продукт, % - 99.Й 99,3

* Одноступенчатая очистка вочдуха от аэрочолей:

** Двухступенчатая очистка вочдуха от аэрочолей.

*** Здесь и далее очначаст. что данная величина не установлена:

'*** Ожидаемый остаточный выход т топливной матрицы

Сообразно тому, выброс в атмосферу радионуклидов, обусловленных технологическими процессами переработки одного килограмма ОЯТ, по верхней оценке радиационного воздействия (эффективная доза облучения) в критической точке местности (граница санитарно-защитной зоны НИИАРа) не превысит индивидуальную дозу облучения население -1 • 10"7 мЗв, что соответствует 1 ■ 10'5 % предела эффективной дозы (1 мЗв)

Оценивая технологическую сторону пироэлектрохимического процесса регенерации ОЯТ и изготовления из регенерированного топлива твэлов методом виброуплотнения по основному показателю (выход урана и плутония в товарный продукт с учетом переработки оборотных продуктов), следует отметить, что полученный в ходе балансовых исследований выход имеет достаточно высокий показатель - 99,3-99,6%.

Комплексные исследования радиационно-экологической обстановки на территории НИИАРа, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения, выполненные в период рецикла плутония (500 кг) и при экспериментальной проверке ЗТЦ реактора БОР-бО, показали, что содержание плутония в объектах окружающей среды (атмосферный воздух, выпадения, почва, растительность и т.п.) в десятки и тысячи раз ниже нормативных и обусловлено глобальными выпадениями. Максимальная доза от техногенного воздействия НИИАРа не превышает (за последние 30 лет) 0,2% эффективной дозы облучения населения за счет естественного радиационного фона и составляет 2,5 мкЗв в год.

В заключение представлены основные результаты работы

Выполнено обоснование радиационно-экологической безопасности действующих и вновь разрабатываемых технологических процессов, замыкающих ядерный топливный цикл РУ БОР-бО. Решены следующие научно-технические задачи

1 Впервые при переработке ОЯТ реактора БОР-бО (шести отработавших TBC с 9,5— 12%-ным выгоранием и 10-24-летней выдержкой) по полному технологическому циклу (подготовка ОЯТ к переработке, регенерация и получение гранулированного оксидного уран-плуюниевого топлива, изготовление твэлов и TBC, а также дезактивация технологического оборудования) проведены расчетные и экспериментальные исследования.

Установлены основные закономерности формирования радиационной обстановки на всех стадиях демонстрационного ЗТЦ реактора БОР-60, в частности.

о определены параметры, характеризующие количественные характеристики поступлений радиоактивных аэрозолей, газов, удаляемых из объема защитного оборудования в вытяжные вентиляционные системы технологических установок и окружающую среду в зависимости от производимых процессов п операций ЗТЦ (объемная аю-ивность, радионуклидный состав, дисперсность),

• разработаны адекватные экспериментальным данным модели прогнозирования ожидаемых поступлений радиоактивных веществ в окружающую среду, основанные на учете свойств вводимых в технологический процесс материалов, выхода из них в различных формах (газ, аэрозоли) радионуклидов, а также эффективности работы ступеней очистки технологического воздуха;

• получены характеристики по виду и свойствам радиоактивных отходов, образующихся в процессе регенерации ОЯТ и изготовлении твэлов, проанализированы возможные источники потерь и и Ри, а также предложены пути по их снижению;

• определены радиационные характеристики опытных твэлов, изготовленных из регенерированного оксидного смешанного топлива;

• экспериментально определена реальная эффективность защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ в форме аэрозолей для условий нормальной эксплуатации и в случае возникновения аварийной ситуации, связанной с несанкционированной остановкой вентиляционного центра.

2. Экспериментально получена информация о радиационных эффектах в отношении персонала и окружающей среды, обусловленных введением в топливный цикл значимых количеств (сотни грамм) высокорадиотоксичных материалов (плутония, америция) для целей их последующей утилизации.

3. Получен банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯТ быстрых реакторов (константы выхода продуктов деления, находящихся в газообразной и твердых формах, а также актиноидов в процессе вскрытия и разрушения барьеров безопасности - оболочки твэлов и топливной матрицы).

А. Предложены новые показатели (по отношению к известным, характеризующим переработку необлученных ядерных материалов) для критериев оценки радиационно-экологической безопасности процессов, замыкающих ЯТЦ (прямой выход в готовый продукт урана и плутония, их безвозвратные потери; удельные характеристики газообразных отходов, дозовые нагрузи на персонал и население).

Оценки дозовых нагрузок на персонал технологических установок при обращении с ОЯТ РУ БОР-бО показывают, что усредненная величина индивидуальной эффективной дозы персонала технологических установок при переработке одного килограмма ОЯТ с ~10%-ным выгоранием и -12-летней выдержкой составляет 0,1 мЗв. Отмечено, что последствия выброса в атмосферу радионуклидов, обусловленных технологическими процессами переработки одного килограмма ОЯТ, по верхней оценке радиационного воздействия на

границе санитарно-защитной зоны не превысят дозы облучения населения выше МО"7 мЗв, что составляет МО'5 % предела дозы (1 мЗв).

Таким образом, выполненные экспериментальные исследования по изучению радианионно-экологической обстановки на стадиях демонстрационного З'ГЦ реактора БОР-бО показали высокую степень безопасности новых перспективных технологий получения уран-плутониевого оксидного топлива, извлечения младших актиноидов пироэлектрохимическим способом и изготовления твэлов методом виброуплотнения. Эти данные имеют научную и практическую ценность, так как позволяют прогнозировать радиационно-экологическую обстановку при увеличении масштабов переработки ядерного топлива и рассчитывать эффективность барьеров безопасности на пути распространения радиоактивных веществ.

Основные результаты диссертации изложены в следующих работах:

1. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Свиридов А.Ф. и др. Исследование выхода иКг и его влияния на радиационную обстановку при подготовке топлива БОР-бО к регенерации // Атомная энергия. - 2003. - Т. 94. - Вып 3. - С. 220-226,

2. Серебряков В.В , Кириллович А.П, Жемков И.Ю. Радиационная обстановка при подготовке облученных TBC БОР-бО к регенерации // Атомная энергия - 2003 - Т 95 -Вып. 2.-С. 140-147

3. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Бычков A.B. и др. Безопасность регенерации отработавшего топлива БОР-бО пироэлектрохимическим методом // Атомная энергия. - 2005 -Т. 98.-Вып. 4 - С. 280-288.

4. Серебряков В.В., Кириллович АП, Курунов ЮИ, Правдин А.К. Радиационная обстановка в процессе дезактивации опытной установки по регенерации ядерного топлива // Атомная энергия - 2003. - Т. 95. - Вып. 6. - С. 438 446.

5. Серебряков В В , Кириллович А.П , Маершин А.А , Шишалов О.В., Оришенко А В. Радиационная обстановка при изготовлении опытных твэлов из регенерированного смешанного топлива // Атомная энергия. - 2005. - Т. 98. - Вып 5 - С. 351-360.

6. Кириллович А.П , Бычков А В., |Маершин А.А.|, Кормилицын М В , Серебряков В В. Радиационно-зкологические аспекты замкнутого топливного цикла реактора БОР-бО // Вопросы радиационной безопасности -2004 -К»3 -С 8-16

7. Серебряков В.В , Кириллович А П, Кормилицын М.В. и др. Изучение параметров радиационной обстановки в процессе переработки тетрафторида плутония в диоксид // Вопросы радиационной безопасности. - 2005 - № 2. - С 3-14,

8. Серебряков В .В., Жемков ИЮ., Кириллович А.П. и др. Радиационно-экологическая оценка безопасности подготовительных стадий регенерации ОЯТ РУ БОР-бО: В сб.: Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства. - Димзггровград: НИИАР,

2002. - Вып. 5. - С. 302-311

9. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Курунов Ю.И. и др. Радиационная обстановка в процессе дезактивации пилотной установки по регенерации ядерного топлива. - В сб.: Межд. конф. "Атомная энергетика и топливные циклы", Москва-Димитровград, декабрь 1-5, 2003. - М.: ФГУП НИКИЭТ, 2003. - С. 48-49.

10. Kormilitsyn M.V., Bychkov A.V., Ishunin V.S., Serebryakov V.V. Radiation-environmental aspects of the BOR-60 closed fuel cycle. - In: Global 2003, Nov. 16-20. New Orleans, US, 2003, p. 2284.

11. Серебряков B.B., Орищенко A.B., Назаров A.B. Исследование дисперсности аэрозольных частиц воздушной .среды методом цифровой обработки микроскопических видеополей: В сб.: Межд. конф. "Аэрозоли и безопасность-2005". - Обнинск: ФГОУ ЩИПК, 2005.-С. 163.

12. Серебряков В.В. Кириллович А.П., Жемков И.Ю. Выход продуктов деления из топлива при механическом вскрытии облученных твэлов реактора БОР-60: Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2002 г. - Днмигровград: НИИАР,

2003.-С. 143-144.

13. Кислый В.А., Орищенко А.В., Серебряков В.В., Кузнецов В.Н. Эффективность защитных барьеров на установках получения гранулированного МОКС-топлива: Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2003 г. - Димитровград: НИИАР,

2004.-С. 168-170.

Подписано к печати 05.10.2006 г. Объем 1,5 п.л. Тираж 100 экз. Заказ №341 Отпечатано в Федеральном государственном унитарном предприятии "Государственный научный центр Российской Федерации -Научно-исследовательский институт атомных реакторов" 433510, г. Димитровград-10, ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР"

wife

Р10В98

Введение.

Общая характеристика работы.

1. Обзор экспериментальных данных но анализу безопасности процессов переработки ОЯТ неводными методами и изготовлении твэлов с виброуплотненным топливным сердечником.

2. Характеристика демонстрационного ЗТЦ РУ БОР-бО и объектов исследования.

3. Методы исследования.

4. Результаты экспериментальных исследований.

4.1. Характеристика отработавших TBC реактора БОР-бО.

4.2. Подготовка TBC и твэлов БОР-бО к регенерации.

4.2.1. Разделка TBC.

4.2.2. Разделка твэлов.

4.2.3. Отделение топливной композиции от фрагментов стальных оболочек.

4.3. Регенерация ОЯТ БОР-бО пироэлектрохимическим методом.

4.4. Переработка тетрафторида плутония в диоксид с извлечением америция.

4.5. Радиационная обстановка в процессе дезактивации защитной камеры и оборудования пироэлектрохимической установки.

4.6. Изготовление твэлов и опытной TBC реактора БОР-бО из регенерированного (U02-Pu02) топлива методом виброуплотнения топливного сердечника.

4.7. Эффективность защитных барьеров при аварийных режимах эксплуатации вентиляционного центра.

4.8. Экологические последствия процессов ЗТЦ реактора БОР-бО.

4.9. Обобщение результатов исследования.

При определении долгосрочных перспектив и условий развития крупномасштабной атомной энергетики чрезвычайно важным является достижение необходимого уровня безопасности ядерных технологий. Обеспечение безопасности на предприятиях Росатома является приоритетной задачей, требующей целенаправленных систематических усилий со стороны персонала опасных производств, специалистов служб ядерной и радиационной безопасности, руководителей промышленных предприятий, научно-исследовательских, конструкторских и проектных организаций отрасли [1]. Вопросы безопасности постоянно находятся в центре внимания руководства страны и отрасли. Подтверждением тому является выпуск в декабре 2003 г. «Основ государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2010 года и дальнейшую перспективу» - документа, определяющего долгосрочные цели, приоритетные направления, основные принципы и задачи государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности РФ.

В общем случае признается, что широкое и долгосрочное применение ядерной энергии является устойчиво развивающимся вариантом. В отдельных странах, либо регионах для промежуточных сроков времени будут использоваться инновационные стратегии прямоточного ядерного цикла с повышенными данными по безопасности, улучшенным сопротивлением распространению ядерного оружия и физической защите ядерных материалов. По в предельном случае разработка и практическая реализация инновационных ядерных реакторов и стратегии в отношении ядерного топлива будут базироваться на замкнутых топливных циклах, которые предоставляют более лучшее использование природных ресурсов урана и тория. Именно поэтому к важному направлению прикладной научной деятельности следует отнести развертывание НИР и ОКР по разработке вариантов замкнутого топливного цикла (ЗТЦ) ядерных реакторов, с выбором наиболее экологически чистых, эффективных и малоотходных технологий. Научно-обоснованные варианты замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) с точки зрения обеспечения радиационной и экологической безопасности ядерной энергетики определяют актуальность проблемы и являются важными как в настоящее время, так и в долгосрочной перспективе. В том числе, это связано и с диктуемой стратегией развития крупномасштабной ядерной энергетики [2], концепция которой предполагает в ближайшем будущем доминирующую роль реакторов на быстрых нейтронах (далее - быстрых реакторов) с замкнутым топливным циклом, предусматривающим регенерацию отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и его повторное использование в реакторах с одновременной утилизацией долгоживущих высокорадиотоксичных материалов [3]. Регенерация отработавшего топлива и изготовление на его основе твэлов и тепловыделяющих сборок (TBC) несомненно, есть особое звено всего ЯТЦ, так как рецикл ядерного топлива обуславливает резкое увеличение радиационной опасности технологий переработки из-за высокой удельной активности продуктов деления и младших актиноидов (нептуний, америций, кюрий), образованных в процессе облучения топлива (урана и плутония).

Важно отметить, что в последние годы существующая система управления и обеспечения безопасности в целом по отрасли позволяет наблюдать положительную динамику изменения основных показателей безопасности с отсутствием чувствительных с точки зрения безопасности нарушений [4]. Однако эти данные не должны трактоваться как окончательное решение проблемы. Необходимо постоянное совершенствование действующих и вновь вводимых (инновационных) ядерных технологий в соответствии с новыми научно-техническими достижениями в этой области, с соблюдением принципов эффективности и достаточности на основе системного подхода с учетом всех аспектов и составляющих проблем обеспечения безопасности и их взаимосвязи.

Перспективным направлением достижения безопасности ЯТЦ может стать переход к технологиям, разработанным по принципу естественной безопасности. Понятие естественной безопасности (заимствовано из реакторной области) в приложении к процессам рецикла топлива означает, что, помимо инженерных барьеров безопасности, таковыми становятся и свойства самих систем и процессов, позволяющих минимизировать при любых реализуемых исходных событиях отрицательное воздействие вредных факторов на окружающую среду [5, 6]. Потенциально возможные вредные эффекты различных факторов ядерного топливного цикла на окружающую среду должны быть эффективно предотвращены либо смягчены с тем, чтобы сделать ядерную энергетику устойчиво развивающейся в течение продолжительного периода времени.

Рассматривая существующие методы регенерации ОЯТ, следует отметить, что водный экстракционный метод является единственным используемым широкомасштабно во всех странах с развитой атомной технологией. На действующих заводах по переработке ОЯТ выполняется выделение и разделение урана и плутония, младших актиноидов и их глубокая очистка (в 10-108 раз) [7]. К настоящему времени этот метод обеспечен наибольшим объемом проведенных исследований, но применительно к быстрым реакторам недостатки этой технологии связаны, во-первых, с ограничением по введению в процесс ОЯТ с коротким временем выдержки (время выдержки ОЯТ должно быть не менее чем 5 лет), что исключает возможность ее применения для пристанционного топливного цикла быстрых реакторов и, во-вторых, с тем, что в процессе задействованы большие объемы органических веществ и реагентов-окислителей, создающих проблемы обращения с образующимися жидкими радиоактивцыми отходами.

К технологиям, обладающим принципами естественной безопасности, относятся неводные методы [8]. Исследования и разработки неводных методов переработки отработавшего топлива, получившие наибольшее развитие и экспериментальную проверку в России, Франции, США, были начаты более 40 лет назад, и, прежде всего, применительно к топливу быстрых реакторов и короткому замкнутому топливному циклу (т.е. для топлива с коротким временем выдержки - до 3 месяцев). Важнейшими элементами таких перспективных разработок является экспериментальное обоснование их безопасности с использованием детерминистского и вероятностного анализов [9]. Для вероятностного анализа мерой безопасности служит риск, определяемый как произведение вероятности последствий и их количественной меры. К настоящему времени такой анализ широко используется в практике обоснования и повышения безопасности в странах с развитой энергетикой [10]. Как правило, этот вид анализа является дополняющим детерминистический и служит, главным образом, для оценки риска и оптимизации проектных решений при аварийных ситуациях. В этом случае детерминистический анализ является самостоятельной ветвью, не менее значимой и ценной при прогнозировании состояния безопасности действующих установок при их нормальной эксплуатации.

Более 30 лег направлению детерминистического анализа обоснования безопасности новых технологических процессов ЯТЦ посвящены комплексные исследования, ведущиеся но специальным программам в ФГУП «ГНЦ РФ НИИ АР», с разработкой методологических подходов в проведении таких изысканий [5, 11]. При этом, аспектам безопасности, касающимся радиационно-экологической обстановки на территории НИИАР, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения, уделяется особое внимание [12, 13, 14]. И это не случайно, т.к. радиационная безопасность и защита окружающей среды занимают первые две строчки в общей классификации опасностей [15]. К проводимым работам в данном направлении привлекались специалисты Института биофизики (г. Москва), Физико-энергетического института (г. Обнинск), комбината ПО «Маяк», НИИАР и ряда других предприятий страны [16, 13, 17]. Результатом этой деятельности стало экспериментальное подтверждение потенциальных возможностей неводных методов переработки ОЯТ с точки зрения их повышенной радиационно-экологической безопасности.

Полученные данные позволили сформулировать и экспериментально обосновать основные базовые принципы перспективного замкнутого топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах, построенного на взаимной совместимости технологий регенерации ОЯТ и изготовления твэлов с виброуплотненным сердечником [5,18]:

• использование «сухих» пирохимических процессов для переработки облученного топлива с получением гранулированного смешанного оксидного топлива, включая извлечение младших актиноидов для целей последующей трансмутации;

• использование метода виброуплотнения для изготовления из гранулированного топлива тепловыделяющих элементов;

• использование дистанционно-управляемого автоматизированного оборудования при переработке топлива, изготовлении твэлов и TBC.

Перечисленные принципы создают реальные предпосылки для освоения и выхода этих процессов на промышленный уровень, обеспечивая при этом кардинальное улучшение всех базовых показателей топливного цикла: экономики, безопасности и экологической приемлемости [18], что согласуется со стратегией развития атомной энергетики [19].

В настоящее время разрабатывается инновационный проект создания промышленного производства смешанного уран-плутониевого топлива и виброуплотненных твэлов и TBC для обеспечения загрузки строящегося реактора БН-800 [20]. Рассматриваются различные варианты создания и размещения на действующих предприятиях отрасли оптимизированных модулей по изготовлению топлива на основе пирохимических технологий и производству твэлов и TBC, что, несомненно, требует дополнительного проведения более детальной теоретической и экспериментальной работы для научного обоснования применения обозначенных технологий в промышленных масштабах.

Общая характеристика работы

Комплексные исследования радиационно-экологической безопасности при переработке ОЯТ в демонстрационном замкнутом топливном цикле реактора на быстрых нейтронах стали возможными и были впервые осуществлены в «ГНЦ РФ НИИАР» благодаря реконструкции и сдаче в эксплуатацию опытной установки пироэлектрохимической регенерации, а также установки для изготовления твэлов с виброуплотненным сердечником из регенерированного топлива с неполной очисткой от продуктов деления.

Целью исследований являлось установление основных закономерностей формирования радиационной обстановки на всех основных стадиях рассматриваемого ЯТЦ, что необходимо для детерминистического подтверждения их безопасности и пополнения банка данных расчетных моделей по оценке влияния вводимых в процессы материалов на персонал и окружающую среду. При этом важно подчеркнуть, что снижение радиационного воздействия - актуальная проблема всего ЯТЦ и ее решение требует большого объема экспериментальной и аналитической деятельности при выборе кандидатом технологии переработки топлива. Отсюда следует актуальность настоящей работы, в которой отражены результаты исследования радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов замкнутого топливного цикла, построенного на экспериментальной базе НИИАР в соответствии с сформулированными выше принципами.

Предмет исследования. Предметом исследования является радиационно-экологическая безопасность основных стадий замкнутого топливного цикла реактора БОР-бО (подготовка ОЯТ к регенерации, извлечение младших актиноидов, получение регенерированного гранулированного топлива, изготовление твэлов и TBC).

Цель работы - обоснование безопасности действующих и вновь разрабатываемых технологических процессов, замыкающих ЯТЦ быстрых энергетических реакторов (на примере реактора БОР-бО); получение банка экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности технологий переработки ОЯТ и высокорадиотоксичных материалов (младших актиноидов), для нормировки допустимых уровней выброса радиоактивных веществ, а также для развития нормативно-правовой базы по безопасности, для разработки санитарно-гигиенических мероприятий по вопросам экологии объектов ЯТЦ. При этом необходимо отметить, что в данной работе акцент сделан на исследование радиационной и экологической безопасности, поскольку эти виды являются основополагающими среди критериев общей безопасности.

В рамках достижения поставленной цели решались следующие задачи:

• проведение комплексных исследований радиационно-экологической безопасности, в частности: изучение источников и основных закономерностей формирования радиационной обстановки на начальных, промежуточных и конечных стадиях переработки ОЯТ, включающих извлечение младших актиноидов для их последующей трансмутации;

• получение констант для банка экспериментальных данных для расчетных моделей, устанавливающих взаимосвязь между характеристиками вовлекаемых, в зависимости от стадий ЗТЦ, материалов и их ожидаемым влиянием на производственные условия труда персонала и окружающую среду.

Методологическая и теоретическая основы исследований. При построении методологической и теоретической основ работы руководствовались положениями нормативных документов и требований (НП-016-2000, НРБ-99, ОСПОРБ-99), действующих в области регламентации вопросов радиационной безопасности. При этом главной составляющей исследований являлось применение научно-обоснованных теоретических методов оценки безопасности новых технологических процессов ЯТЦ с их апробацией на практике и сопоставлением с экспериментальными данными.

Важной частью методологической базы диссертации стали труды отечественных ученых по проблемам состояния и возможным подходам к нормированию и оценке безопасности предприятий ЯТЦ, в частности, таких как А.П. Кириллович, О.М. Ковалевич [11,21].

Методологическая структура исследования включала следующие основные положения, используемые в практике при анализе и оценке общей безопасности процессов ЯТЦ [11]:

• комплексный анализ источника ионизирующего излучения, его переноса и его воздействия в сочетании с необходимым методическим обеспечением измерений;

• взаимосвязь факторов и параметров, формирующих радиационно-экологическую обстановку, со свойствами ядерных материалов и продуктов их переработки, с эффективностью барьеров безопасности;

• влияние процессов ЯТЦ, технологических и ремонтных операций на формирование радиационно-экологической обстановки;

• планирование и расчетно-экспериментальное обоснование безопасности работ при обращении с высокоактивными материалами и продуктами на всех стадиях ЯТЦ;

• анализ возможных аварийных ситуаций и их радиационно-экологическая оценка;

• оптимизация дозиметрического и радиационно-экологического контроля, мониторинг окружающей среды.

Обоснование теоретических положений и аргументация выводов осуществлялась на основе общепризнанных принципов, таких как [9]:

• непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения (принцип нормирования);

• запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением (принцип обоснования);

• поддержание на возможно низком достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения с учетом экономических и социальных факторов (принцип оптимизации). Научная новизна диссертационной работы состоит в том, что впервые при переработке ОЯТ реактора БОР-бО получены и систематизированы результаты комплексных исследований радиационно-экологической обстановки и безопасности новых перспективных технологий получения гранулированного смешанного топлива и изготовления на его основе партии опытных твэлов и TBC для РУ БОР-бО.

Установлены основные закономерности формирования радиационно-экологической обстановки - влияние радиационных характеристик уран-плутониевого топлива, состава и * свойств радиоактивных аэрозолей, отдельных стадий технологических процессов и операций на радиационную обстановку производственных помещений и окружающую среду. Уточнены данные по балансу ядерных материалов на всех стадиях ЗТЦ реактора БОР-бО.Уточнены данные по балансу и потерям ядерных материалов, получены характеристики по виду и свойствам радиоактивных отходов на всех стадиях замкнутого ЯТЦ реактора БОР-бО.

Получена новая информация о выходе продуктов деления и актиноидов из топлива в аэрозоли, о дисперсном составе аэрозолей-носителей радиоактивных веществ. Определены удельные характеристики поступлений радиоактивных веществ в вытяжные вентиляционные системы технологических установок, объектов и окружающую среду. Экспериментальными и расчетными методами установлены радиационные характеристики исходных, промежуточных, а также конечных продуктов, соответствующих процессам переработки ОЯТ и изготовления из регенерированного смешанного уран-плутониевого топлива твэлов. Определены дозовые нагрузки на персонал. Выполнена расчетная оценка ожидаемого облучения населения за счет выбросов радиоактивных веществ в атмосферу.

Практическая значимость работы. Практическая важность настоящей работы состоит в возможности применения её результатов при решении крупной задачи по промышленной переработке ОЯТ и трансмутации младших актиноидов в замкнутом ЯТЦ применительно к топливу быстрых реакторов.

В результате проведенных исследований получены важнейшие характеристики о радионуклидном составе, объемной активности и дисперсности аэрозолей на рабочих местах персонала и в объеме защитного оборудования, необходимые для контроля внутреннего облучения персонала, ранней диагностики ухудшения условий труда или предсказания аварийных ситуаций, обоснования необходимости и достаточности барьеров безопасности на пути распространения радиоактивных веществ в форме аэрозолей, а также при выборе или проектировании средств очистки технологического воздуха.

Получен банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯТ быстрых реакторов. Разработаны рекомендации по улучшению условий труда персонала и объему дозиметрического контроля при работах с высокоактивными и радиотоксичными материалами.

Данная работа может быть полезна для руководителей, специалистов, работающих в области безопасности предприятий ЯТЦ, экологов и т.п. Она может представлять интерес для организаций, являющихся ведущими разработчиками оборудования по переработке ОЯТ, заинтересованных в создании перспективных и экологически чистых технологий.

Личный вклад автора. При непосредственном участии автора разработаны и реализованы научные программы исследований радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов ЯТЦ, построенного на экспериментальной базе «ГНЦ РФ НИИАР». Автор являлся ответственным исполнителем выше обозначенных программ. Все работы по обработке, анализу и обобщению полученных в результате исследований данных, характеризующих изменения параметров радиационной обстановки в зависимости от процессов и операций демонстрационного ЗТЦ реактора БОР-бО осуществлены при личном участии автора.

На защит)' выносятся:

• результаты расчетных и экспериментальных исследований параметров радиационной обстановки, влияющих на условия труда персонала и окружающую среду при переработке ОЯТ реактора БОР-бО по полному технологическому циклу с применением новых перспективных технологий получения гранулированного смешанного топлива и изготовления на его основе партии опытных твэлов для их последующего использования в РУ БОР-бО;

• экспериментальная оценка параметров радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов: количественных характеристик поступлений радиоактивных веществ в форме газов, аэрозолей в вентиляционные системы технологических установок и окружающую среду в зависимости от вида производимых работ (объемная активность, радионуклидный состав, дисперсность); эффективности защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующего излучения; вида и свойств радиоактивных отходов, источников потерь основных составляющих топливной композиции - и и Ри; дозовых нагрузок персонала технологических установок и экологических последствий процессов, замыкающих ЯТЦ РУ БОР-бО;

• банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯТ быстрых реакторов с извлечением младших актиноидов для целей последующей трансмутации (выход газообразных и твердых продуктов деления и актиноидов в аэрозоли при операциях по вскрытию и разрушению барьеров безопасности).

• показатели для критериев оценки радиациоино-экологической безопасности технологий, применительно к процессам переработки ОЯТ и изготовления из регенерированного топлива твэлов и TBC.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 5 статей в журнале "Атомная энергия", 2 статьи в журнале «Вопросы радиационной безопасности». 3 публикации в сборниках трудов конференций и семинаров, а также материалы в четырех ежегодных обзорах основных исследовательских работ, выполненных в НИИАР (2001-2004 гг.). Выпущено три научно-технических отчета.

Апробация работы. Основные положения и результаты диссертации обсуждались в широком кругу ученых, специалистов. В период с 2001 по 2005 гг. автор принимал непосредственное участие в заседаниях ученых советов, секций, семинаров ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», а также в конференциях, в частности, во всероссийской конференции «Фундаментальные проблемы радиохимии и атомной энергетики» (Н. Новгород, 2001 г.), в международной научно-практической конференции «Атомная энергетика и топливные циклы» (Москва-Димитровград, 2003 г.), в международной конференции «Аэрозоли и безопасность - 2005» (Обнинск, 2005 г.).

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 4 глав и заключения. Объем диссертации составляет 94 страницы, содержит 22 рисунка и 16 таблиц. Список литературы из 62 наименований.

Заключение

Выполнено обоснование радиационно-экологической безопасности действующих и вновь разрабатываемых технологических процессов, замыкающих ядерный топливный цикл РУ БОР-бО. Решены следующие научно-технические задачи:

1. Впервые при переработке ОЯТ реактора БОР-бО (шести отработавших TBC с 9,5-12%-ным выгоранием и 10-24-летней выдержкой) по полному технологическому циклу (подготовка ОЯТ к переработке, регенерация и получение гранулированного оксидного уран-плутониевого топлива, изготовление твэлов и TBC, а также дезактивация технологического оборудования) проведены расчетные и экспериментальные исследования.

Установлены основные закономерности формирования радиационной обстановки на всех стадиях демонстрационного ЗТЦ реактора БОР-бО, в частности:

• определены параметры, характеризующие количественные характеристики поступлений радиоактивных аэрозолей, газов, удаляемых из объема защитного оборудования в вытяжные вентиляционные системы технологических установок и окружающую среду в зависимости от производимых процессов и операций ЗТЦ (объемная активность, радионуклидный состав, дисперсность);

• разработаны адекватные экспериментальным данным модели прогнозирования ожидаемых поступлений радиоактивных веществ в окружающую среду, основанные на учете свойств вводимых в технологический процесс материалов, выхода из них, в различных формах (газ, аэрозоли), радионуклидов, а также эффективности работы ступеней очистки технологического воздуха;

• получены характеристики по виду и свойствам радиоактивных отходов, образующихся в процессе регенерации ОЯТ и изготовлении твэлов, проанализированы возможные источники потерь U и Ри, а также предложены пути по их снижению;

• определены радиационные характеристики опытных твэлов, изготовленных из регенерированного оксидного смешанного топлива;

• экспериментально определена реальная эффективность защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ в форме аэрозолей для условий нормальной эксплуатации и в случае возникновения аварийной ситуации, связанной с несанкционированной остановкой вентиляционного центра.

2. Экспериментально получена информация о радиационных эффектах в отношении персонала и окружающей среды, обусловленных введением в топливный цикл значимых количеств (сотни грамм) высокорадиотоксичных материалов (плутония, америция) для целей их последующей утилизации.

3. Получен банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯ'Г быстрых реакторов (константы выхода продуктов деления, находящихся в газообразной и твердых формах, а также актиноидов в процессе вскрытия и разрушения барьеров безопасности - оболочки твэлов и топливной матрицы).

4. Предложены новые показатели (по отношению к известным, характеризующим переработку необлученных ядерных материалов) для критериев оценки радиационно-экологической безопасности процессов, замыкающих ЯТЦ (прямой выход в готовый продукт урана и плутония, их безвозвратные потери; удельные характеристики газообразных отходов, дозовые нагрузи на персонал и население).

Оценки дозовых нагрузок на персонал технологических установок при обращении с ОЯТ РУ БОР-бО показывают, что усредненная величина индивидуальной эффективной дозы персонала технологических установок при переработке одного килограмма ОЯТ с ~10%-ным выгоранием и ~ 12-летней выдержкой составляет 0,1 мЗв. Отмечено, что последствия выброса в атмосферу радионуклидов, обусловленных технологическими процессами переработки одного килограмма ОЯТ, по верхней оценке радиационного воздействия на границе санитарно-защитной зоны не превысят дозы облучения населения выше МО'7 мЗв, что составляет 1 • 10° % предела дозы (1 мЗв).

Таким образом, выполненные экспериментальные исследования но изучению рад 11 а ц I [ о н I [ о - э ко л о ги ческо й обстановки на стадиях демонстрационного ЗТЦ реактора БОР-бО показали высокую степень безопасности новых перспективных технологий получения уран-плутониевого оксидного топлива, извлечения младших актиноидов пироэлектрохимическим способом и изготовления твэлов методом виброуплотнения. Эти данные имеют научную и практическую ценность, так как позволяют прогнозировать радиационно-экологическую обстановку при увеличении масштабов переработки ядерного топлива и рассчитывать эффективность барьеров безопасности на пути распространения радиоактивных веществ.

1. Белая книга ядерной энергетики / Под ред. Е.О. Адамова. М.: ГУП НИКИЭТ, 1998. -С. 33-34.

2. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. М: ЦНИИатоминформ, 2001. - С. 28.

3. Поплавский В.М., Матвеев В.И., Роботиов Н.С. Замыкание ядерного топливного цикла: Баланс актинидов и безопасность // Атомная энергия. 1996. - Т. 81. - Вып. 2. -С.123-128.

4. Отчет по безопасности. М.: Комтехпринт, 2004. - 104 с.

5. Kirillovich А.Р., Bychkov A.V., Seiba O.V. e.a. Safety analysis processes based on "dry" pyrochemical fuel reprocessing vibropac technology // GLOBAL'97. Japan, 1997. V. 2. - P. 900915.

6. Орлов B.B. Плутоний и старт нового этапа ядерной энергетики // Атомная энергия. -1994. Т. 76. - Вып. 4. - С. 345-348.

7. Белая книга ядерной энергетики / Под ред. Е.О. Адамова. М.: ГУП НИКИЭТ, 1998.1. С.229-233.

8. Бычков A.B. Перспективы развития неводных процессов переработки ОЯТ и метода виброуплотнения: Тез. докл. Межд. конф. Атомная энергетика и топливные циклы. Москва-Димитровград, 2003. М.: НИКИЭТ, 2003. - С. 37-38.

9. Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла / НП-016-2000. М.: Госатомнадзор России, 2000.

10. Митенков Ф.М., Авербах Б.А. Вероятностный анализ безопасности ЯЭУ, его роль и место в практике проектирования // Атомная энергия. 1992. - Т. 72. - Вып. 4. - С. 337-344.

11. Кириллович А.П. Методология и анализ безопасности производства при рецикле плутония в ГНЦ РФ НИИАР // Атомная энергия. 1999. - Т. 87. - Вып. 4. - С. 266-275.

12. Кириллович А.П., Кобзарь И.Г., Кочетков O.A. и др. Радиоактивные выбросы НИИАР и расчет дозовых нагрузок на население, проживающее в 100-км зоне // Атомная энергия. -1992. Т. 72. - Вып. 3. - С. 282-285.

13. Кириллович А.П. Научно-техническое обоснование радиационно-экологической безопасности рецикла плутония и минорактинидов в ядерном топливном цикле: Дис. . док. техн. наук. Димитровград, ГНЦ РФ НИИАР, 1997. 66 с.

14. The safety of nuclear fuel cycle / Nuclear energy agency OECD. Paris. 1993.

15. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в 1990-1991 гг. / Отв. ред.

16. B.А. Цыканов. Димитровград: НИИАР, 1992. - С.101-103.

17. Лавринович Ю.Г., Лукиных А.Н., Вавилов С.К. и др. Исследования радиационной обстановки на установке при переработке облученного топлива с высоким выгоранием иироэлектрохимическим методом: Сб. науч. тр. Димитровград: НИИАР, 2002. Вып.1.1. C. 35-43.

18. Белая книга ядерной энергетики / Под ред. Е.О. Адамова. М.: ГУП НИКИЭТ, 1998. -С.239-241.

19. Ковалевич О.М., Слуцкер В.П., Каталкин С.А. и др. Состояние и возможные подходы к нормированию безопасности предприятий ЯТЦ // Атомная энергия. 1994. - Т. 76. -Вып. 4.-С. 321-327.

20. Кикоин И.К., Цыканов В.А., Демьянович М.А. и др. Опытная регенерация облученного уранового топлива реактора БОР-бО фторидным способом: Препринт НИИАР-П-18 (284), 1976.-30 с.

21. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в 1993 г. / Отв. ред. В.А. Цыканов. Димитровград: НИИАР, 1994. - С. 117.

22. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Свиридов А.Ф. и др. Исследование выхода 8:>Кг и его влияния на радиационную обстановку при подготовке топлива БОР-бО к регенерации // Атомная энергия. 2003. - Т. 94. - Вып. 3. - С. 220-226.

23. Кочнев М.В., Макаров И.Н., Павлова И.В. и др. Программное обеспечение автоматизированных систем PK объектов ГНЦ РФ НИИАР: Сб. науч. тр. / Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства. Димитровград: НИИАР. 2000. - Вып. 2.- С. 260-277.

24. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. М.: Эиергоатомиздат, 1999.

25. Борисов П.Б., Басманов П.И., Борисова Л.И. Аналитические фильтры АФА для исследования аэрозолей: Сб. науч. тр. / Третьи Петряновские чтения. М.: РИЦ МГИУ, 2001.- С.229-266.

26. Серегин A.C., Кислицина Т.С. Аннотация комплекса программ TRIGEX-CONSYST-БНАБ-90: Препринт ФЭИ-2655, 1997.

27. Жемков И.Ю. Комплекс автоматизированного расчета характеристик реакторов на быстрых нейтронах: Сб. науч. тр. ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград: НИИАР, 1996. - Вып. 4.-С. 56-68.

28. Агеенков А.Т, Ненарокомов Э.А., Савельев В.Ф и др. Подготовка облученного ядерного топлива к химической переработке. М.: Эиергоатомиздат, 1982.

29. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Жемков И.Ю. Радиационная обстановка при подготовке облученных TBC БОР-бО к регенерации // Атомная энергия. 2003. - Т. 95. -Вып. 2.-С. 140-147.

30. Методические указания по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу. (Техн. документ МПА-98). М.: Эиергоатомиздат, 1998.

31. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Бычков A.B. и др. Безопасность регенерации отработавшего топлива БОР-бО пироэлектрохимическим методом // Атомная энергия. -2005. Т. 98. - Вып. 4. - С. 280-288.

32. Кормилицыи М.В., Ишунин B.C., Вавилов С.К. Переработка уранового оксидного топлива реактора БОР-бО. Там же. С. 130-131.

33. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Кормилицыи М.В. и др. Изучение параметров радиационной обстановки в процессе переработки тетрафторида плутония в диоксид // Вопросы радиационной безопасности. 2005. - № 2. - С. 3-14.

34. Горбачев В.М., Замятник Ю.С., Лбов A.A. Основные характеристики изотопов тяжелых элементов: Справочник. Изд. 2-е. М.: Атомиздат, 1975.

35. Схемы распадов радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: Публикация 38 МКРЗ. М.: Энергоатомиздат, 1987.

36. Бак М.А., Шиманская Н.С. Нейтронные источники. М.: Атомиздат. 1969.

37. Владимирова H.A., Беркутов В.Л., Карелин Е.А. и др. Радионуклидные (а,п)-источники нейтронов // Характеристики, способы изготовления и конструкции. М.: ЦНИИатоминформ, 1988.

38. Negin С.А, Worku G.A. MicroShield. Version 4. User's Manual. // Grove Engineering, USA, 1992.

39. Петрянов И.В., Козлов В.И., Басманов П.И. и др. Волокнистые фильтрующие материалы ФП. М.: Знание, 1968.

40. Романов В.П. Дозиметрист АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986.

41. Ампелогова Н.И., Симановский Ю.М., Трапезников A.A. Дезактивация в ядерной энергетике / Под ред. В.М. Седова. М.: Энергоатомиздат, 1982. - С. 137-156.

42. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Куруиов Ю.И., Правдин А.К. Радиационная обстановка в процессе дезактивации опытной установки по регенерации ядерного топлива // Атомная энергия. 2003. - Т. 95. - Вып. 6. - С. 438^146.

43. Кириллович А.П., Кобзарь И.Г., Лосев В.П. и др. Радиационная и экологическая обстановка в НИИАР и его воздействие на окружающую среду и население: Препринт НИИАР П-23 (826), 1991.-34 с.

44. Гаргер Е.К., Одинцов A.A., Саженюк А.Д. Оценка степени растворимости радиоактивных аэрозольных частиц в имитаторах биологических жидкостей: Сб. науч. тр. / Третьи Петряновские чтения. М.: РИЦ МГИУ, 2001. - С. 176-186.

45. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Маёршин A.A., Шишалов О.В., Орищенко A.B. Радиационная обстановка при изготовлении опытных твэлов из регенерированного смешанного топлива // Атомная энергия. 2005. - Т. 98. - Вып. 5. - С. 351-360.

46. Серебряков В.В., Орищенко A.B., Назаров A.B. Исследование дисперсности аэрозольных частиц воздушной среды методом цифровой обработки микроскопических видеополей: Тез. докл. науч. конф. Аэрозоли и безопасность-2005. Обнинск: ФГОУ ГЦИПК, 2005.-С. 163.

47. Цыкунов А.Г. Обоснование радиационных характеристик топливного цикла быстрых энергетических реакторов: Автореф. дис. канд. техн. наук. Нижний Новгород, 1999. 23 с.

48. Битколов Н.З. Вентиляции предприятий атомной промышленности. М.: Эиергоатомиздат, 1984.

49. ОНД-86. Методика расчета концентрации в атмосферном воздухе вредных веществ, содержащихся в выбросах предприятий. М.: ГОСКОМГИДРОМЕТ СССР, 1999.

50. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере: Справочник. М.: Эиергоатомиздат, 1986. 224 с.

51. Кириллович А.П., Бычков A.B., Маершин А.А.|, Кормилицын М.В., Серебряков В.В. Радиационно-экологические аспекты замкнутого топливного цикла реактора БОР-бО // Вопросы радиационной безопасности. -2004. -№ 3. С. 8-16.