Содержание к диссертации
Введение
1. Понятие опасности и риска, история вопроса 12
1.1. Некоторые особенности восприятия риска человеком 13
1.2. Сравнение опасностей от производства атомной энергии с другими техногенными областями деятельности человека 14
1.3. Некоторые результаты проведенного анализа 22
2. Способы минимизации опасности от ядерной энергетики 23
2.1. Различные этапы ЯТЦ 23
2.2. Пути минимизации количеств радионуклидов на различных этапах ЯТЦ 24
2.3. Анализ некоторых свойств сырьевых радионуклидов 37
2.3.1. Сравнение ядерных топливных циклов на различных видах топлива 37
2.3.2. Некоторые причины интереса к ториевому топливному циклу 41
2.4. Сравнение различных топливных циклов 47
2.5. Формулирование задач исследования 48
3. Анализ различных моделей ЯЭ 50
3.1. Расчетная модель ЯЭ 50
3.2. Анализ безопасности ЖСР 53
3.3. Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с U-Pu ЯТЦ 56
3.3.1. Актиноиды в системе ЯЭ 58
3.3.2. Продукты деления в системе ЯЭ 61
3.4. Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с Th-иЯТЦ 63
3.4.1. Актиноиды в системе ЯЭ 64
3.4.2. Продукты деления в системе ЯЭ 66
3.5. Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с U-Pu-Th ЯТЦ 68
3.5.1. Актиноиды в системе ЯЭ 69
3.5.2. Продукты деления в системе ЯЭ 71
3.6. Оценка опасности, связанной с радиоактивностью при добыче урана и тория 73
3.7. Анализ и сравнение полученных результатов 75
3.8. Окончательное захоронение 82
3.8.1. U-Pu топливный цикл 83
3.8.2. Th-U топливный цикл 83
3.8.3. U-Th-Pu топливный цикл 84
4. Оценка долговременной опасности ЯЭ 87
4.1. Методика оценки долговременной опасности ЯЭ 87
4.2. Рассмотрение наиболее опасных долгоживущих радионуклидов 92
4.2.1. Плутоний 94
4.3. Определение допустимых прозрачностей барьеров 102
4.4. Оценка опасности долгоживущих радионуклидов 103
4.5. Окончательное захоронение долгоживущих радионуклидов 113
4.5.1. Оценка вероятности попадания в окружающую среду радиоактивных отходов из окончательного захоронения 118
4.5.2. Потенциальные опасности от проникновения долгоживущих радионуклидов из мест окончательного захоронения 119
4.5.3. Обобщающий анализ опасности окончательного захоронения 127
5. Некоторые рекомендации по снижению долговременной радиационной опасности масштабной ЯЭ 129
Выводы 134
Литература
- Сравнение опасностей от производства атомной энергии с другими техногенными областями деятельности человека
- Пути минимизации количеств радионуклидов на различных этапах ЯТЦ
- Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с U-Pu ЯТЦ
- Определение допустимых прозрачностей барьеров
Введение к работе
Одним из основных требований, предъявляемых к ядерной энергетике (ЯЭ), является ее безопасность. Длительная перспектива существования ядерной энергетики возможна только при выполнении этого требования.
Абсолютно безопасной ЯЭ не может существовать в принципе. Производству ядерной энергии всегда будет сопутствовать определенное количество радиационного излучения, связанной, в основном, с процессом расщепления ядерного топлива. Рассматривая безопасность ЯЭ, возможно говорить лишь о допустимо приемлемом уровне опасности.
Известно, что радиационная опасность продуктов деления в отработавшем ядерном топливе определяет общую радиационную опасность отработавшего ядерного топлива только первые 100 лет. Впоследствии их радиационная опасность снижается и достигает приемлемого уровня, сравнимого с уровнем радиационной опасности природного урана, через примерно 300 лет. Долговременная радиационная опасность вызвана исключительно актиноидами, в основном изотопами плутония и америция. Уровень радиационной опасности отработавшего ядерного топлива, сравнимый с уровнем радиационной опасности природного урана, достигается через времена более 100 000 лет [19].
Данная работа посвящена вопросу выяснения долговременной опасности масштабной ЯЭ.
Цель диссертационной работы. Количественная оценка теоретически возможных радиационных воздействий на население долгоживущих радионуклидов при функционировании масштабной ЯЭ.
Актуальность работы. В 2000 году МАГАТЭ [57], следуя резолюции Генеральной Ассамблеи ООН, инициировало «Международный проект инновационных ядерных реакторов и топливных циклов» (ИНПРО). Генеральная конференция МАГАТЭ пригласила «все заинтересованные государства-участники объединить усилия под эгидой МАГАТЭ в рассмотрении проблем ядерного топливного цикла, в частности, путем изучения инновационных ядерных технологий, защищенных от распространения ядерных материалов».
Ранее Президент Российской Федерации на Саммите Тысячелетия призвал государства-участников МАГАТЭ объединить свои усилия в создании инновационных ядерно-энергетических технологий, чтобы снизить риски распространения ядерных материалов и решить проблему радиоактивных отходов.
Данная работа посвящена рассмотрению способов минимизации количеств и активностей нарабатываемых радионуклидов в замкнутом ЯТЦ и оценки долговременной опасности ЯЭ. Это является актуальным в свете выполнения Федеральной Программы ядерной и радиационной безопасности и Международного проекта по инновационным реакторам и топливным циклам -ИНПРО [57], инициированного МАГАТЭ, в котором наша страна принимает активное участие.
Научная новизна диссертационной работы состоит в том, что впервые разработаны структурные многокомпонентные модели масштабной ЯЭ с перспективными замкнутыми топливными циклами, получены оценки количеств и активностей различных радионуклидов, которые характеризуют не сегодняшнее состояние ЯЭ, а перспективный вариант ее развития в виде трехкомпонентной структуры. Предложена методика минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкотопливных реакторов для трансмутации минорных актиноидов, проведено сравнение количеств и активностей радионуклидов для U-Pu, Th-U и U-Puh замкнутых топливных циклов для трехкомпонентной структуры масштабной ЯЭ. Предложена новая методика оценки опасности долгоживущих радионуклидов. Автором разработаны рекомендации по улучшению приемлемости крупномасштабной ЯЭ.
Практическая ценность диссертации состоит в возможности использования результатов работы для оптимизации перспективных ЯТЦ по различным экономическим показателям и критериям нераспространения ядерных материалов. А также в выдаче рекомендаций по обеспечению радиационной приемлемости крупномасштабной ЯЭ и для создания в будущем такой структуры ЯЭ, которая будет максимально удовлетворять потребностям и требованиям общества и не будет вызывать в обществе необоснованных опасений, связанных с неопределенными последствиями использования ЯЭ в будущем [68]. Также полученные результаты могут быть использованы для задач оценки приемлемости других реакторных систем, например, типа БРЕСТ.
Содержание диссертационной работы изложено в 5 главах.
В первой главе рассмотрены понятия опасности и риска, история вопроса, восприятие человеком риска. Также представлено сравнение опасностей от производства атомной энергии с другими техногенными областями деятельности человека.
Во второй главе рассмотрены пути возможной минимизации опасности от ЯЭ. Рассмотрены этапы ЯТЦ и пути минимизации количеств радионуклидов на различных этапах ЯТЦ. Из анализа литературы и данных, полученных автором показано, что замкнутый топливный цикл нарабатывает радионуклидов значительно меньше, чем открытый ЯТЦ. Также здесь рассмотрены существующие сырьевые нуклиды для возможного использования в ЯЭ, представлено общее сравнение ЯТЦ на различных видах топлива. Исходя из этого рассмотрена целесообразность введения тория в ЯЭ.
В третьей главе разработаны различные модели ЯЭ для замкнутого ЯТЦ. В дополнение к существующим тепловым (ТР) и быстрым реакторам (БР) рассмотрен жидкосолевой реактор (ЖСР). Представлен анализ безопасности ЖСР и анализ влияния процессов переработки топлива на окружающую среду и персонал. Предложены U-Pu, Th-U и U-Puh модели трехкомпонентной ядерной энергетики, для каждой рассчитаны количества и соответствующие им активности актиноидов и продуктов деления на разных стадиях ЯТЦ. Представлены оценки опасности, связанные с радиоактивностью при добыче урана и тория.
В четвертой главе выполнена оценка долговременной опасности ЯЭ. Выделены и рассмотрены специфичные для трехкомпонентной системы масштабной ЯЭ наиболее опасные долгоживущие радионуклиды. Рассмотрены также допустимые прозрачности барьеров. Представлены оценки радиационной опасности от воздействия долгоживущих радионуклидов. Проанализированы вероятности попадания в окружающую среду радиоактивных отходов из окончательного захоронения, а также потенциальные опасности от проникновения долгоживущих радионуклидов из мест окончательного захоронения.
В пятой главе представлены рекомендации по снижению долговременной радиационной опасности масштабной ЯЭ.
Автор выносит на защиту:
методика минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкотопливных реакторов для трансмутации минорных актиноидов;
- структурная модель трехкомпонентной структуры ЯЭ и определение параметров, соответствующих различным перспективным замкнутым топливным циклам;
- результаты анализа состава, количеств и активностей различных радионуклидов для перспективных вариантов ЯЭ с U-Pu, Th-U и U-Puh топливными циклами для замкнутой структуры ЯЭ и их сравнение;
- определение специфичных для трехкомпонентной структуры ЯЭ наиболее опасных долгоживущих радионуклидов и оценки их опасности (количества и радиационные опасности);
- методика оценки радиационных последствий от воздействия долгоживущих радионуклидов;
- рекомендации по улучшению приемлемости крупномасштабной ЯЭ. Достоверность и обоснованность представленных в диссертационной работе результатов определяется тем, что при анализе полученных результатов использованы основополагающие отечественные нормативы НРБ-99, а также зарубежные: публикации 23, 60, 61 и 72 МКРЗ, материалы МАГАТЭ и НКДАР ООН. Количества и активности радионуклидов рассчитаны с помощью расчетной системы ISTAR [34-36].
Личный вклад автора заключается:
• в разработке методики минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкосолевых реакторов для трансмутации минорных актиноидов;
• в разработке структурных моделей различных многокомпонентных замкнутых перспективных топливных циклов крупномасштабной ЯЭ;
• в получении систематической количественной информации по структурным моделям крупномасштабной ЯЭ;
• в оценке количеств и активностей различных радионуклидов, которые характеризуют перспективные варианты развития ЯЭ на основе замкнутых U-Pu, Th-U и Puh-U топливных циклов;
• в проведении сравнительного анализа открытого и замкнутого топливных циклов;
• в оценке опасности, связанной с радиоактивностью при добыче тория и урана;
• в разработке методики оценки и определения списка наиболее опасных специфичных для многокомпонентной структуры масштабной ЯЭ долгоживущих радионуклидов с учетом их нарабатываемых количеств, радиационной и биологической опасностей;
• в разработке рекомендаций по снижению долговременной радиационной опасности масштабной ЯЭ.
По теме диссертации опубликованы следующие работы: 1. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка уровня защищенности общества от некоторых опасных продуктов деления// "Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок." IX семинар по проблемам физики реакторов, б/о "Волга-95", 4-8 сентября 1995г.: В сб. трудов. -Москва: МИФИ, 1995. -т.1,-с.32-33.
2. Асеев А.Г., Субботин С.А. Потенциальная опасность от долгоживущих продуктов деления// "Третий съезд по радиационным исследованиям. Радиобиология. Радиоэкология. Радиационная безопасность." Москва, 14-17 октября 1997г.: Тезисы докладов. -Пущино: ИТЭБ РАН, 1997. -т.1, -с.272-273.
3. Асеев А.Г., Субботин С.А. Обоснование приемлемости плутония как необходимого элемента развития ядерной энергетики// Международный форум «Молодежь и плутониевая проблема», Обнинск, 4-Ю июля 1998г.: Тезисы докладов. -Обнинск: ФЭИ, 1998. -с.47-50.
4. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка достаточности современных технологий для защиты окружающей среды от долгоживущих радионуклидов: Препринт ИАЭ-6064/5,- Москва: РНЦ «Курчатовский институт».- 1998. -46с.
5. P.N. Alekseev, A.G. Aseev, R. Ya. Zakirov, V.V. Ignatiev e.a. Concept of the cascade subcritical molten salt reactor (CSMSR) for harmonization of the nuclear fuel cycle: Препринт ИАЭ -6110/3.- Москва: РНЦ «Курчатовский институт»,-1998.-16с.
6. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка и сравнение потенциальной опасности плутония// Известия вузов. Ядерная энергетика.-1999.-№2. -с.39-47.
7. Асеев А.Г., Субботин С.А. Сравнение нейтронных характеристик и радиотоксичности Uh и U-Pu топливных циклов// Международный конгресс "Энергетика - 3000", Обнинск, 16- 20 октября 2000г.: Тезисы докладов.- Обнинск: ИАТЭ, 2000.-c.30.
8. Асеев А.Г., Дудников А.А., Субботин С.А. Сравнение потенциальной опасности U-Pu, Th-U и Th-U-Pu топливных циклов в трехкомпонентной структуре ЯЭ// Международная научно-техническая конференция "Атомная энергетика и топливные циклы", Москва-Димитровград, 1-5 декабря 2003г. -Москва: НИКИЭТ, 2003. -с.23-24.
9. Асеев А.Г. Оценка количества и активности радионуклидов для разных топливных циклов трехкомпонентной структуры ядерной энергетики// Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 3,-с.214-221.
Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы были доложены и обсуждены на следующих конференциях и семинарах:
• " "Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок" (Москва, МИФИ, "Волга-95", 1995 г.);
• "Третий съезд по радиационным исследованиям. Радиобиология. Радиоэкология. Радиационная безопасность" (Москва, 14-17 октября 1997 г.);
• Международный форум "Молодежь и плутониевая проблема" (Обнинск, 4-Ю июля 1998 г.);
• Международный конгресс "Энергетика - 3000" (Обнинск, 16-20 октября 2000 г.);
• Международная научно-техническая конференция "Атомная энергетика и топливные циклы" (Москва-Димитровград, 1-5 декабря 2003 г.).
Сравнение опасностей от производства атомной энергии с другими техногенными областями деятельности человека
По данным работы [3], представлено сравнение действия радиации на человека от различных этапов топливного цикла атомных электростанций и других спосПо оценкам [3], общий вклад в годовую дозу от различных этапов ядерного топливного цикла составил 4 чел-Зв/ГВт в год, а ожидаемые коллективные эффективные дозы, получаемые населением при производстве электроэнергии на угле, составляет 4 чел-Зв/ГВт в год, на нефти - 0,5 чел-Зв/(ГВт год), на природном газе - 0,03 чел-Зв/ГВт в год, геотермальным способом - 2 чел-Зв/(ГВт год), на торфе - 2 чел-Зв/(ГВт год) [3].
Эти данные показывают, что при нормальной эксплуатации атомная энергетика не более опасна в радиационном плане, чем угольная, которая очень опасна, ведь кроме радиации в ней присутствуют и другие вредные факторы, такие, как зольные отвалы.
В работе [5] приведены диаграммы по количеству смертельных случаев, связанных с суммарным воздействием на здоровье угольного и ядерного топливного циклов. В угольном топливном цикле для обслуживающего персонала среднее количество смертельных случаев составляет 7 смертей/(ГВт год), из них примерно половина приходится на добычу угля и половина на транспортировку, очень незначительная часть непосредственно на выработку электроэнегии. Для населения - 18,4 смертей/(ГВт год), из них около 3 смертей/(ГВт год)- на транспортировку, все остальные - от выработки электроэнергии. В ядерном топливном цикле количество смертей составляет 0,9 смертей/(ГВт год) для обслуживающего персонала, от этой величины примерно две трети смертей связано с добычей руды, остальная часть - с транспортировкой. Для населения количество смертей от ядерного топливного цикла составляет 0,2 смертей/(ГВт год).
Также в [5] приведены диаграммы по количеству тяжелых последствий, связанных с суммарным воздействием на здоровье угольного и ядерного топливного циклов. Сохраняется та же тенденция. В угольном топливном цикле для обслуживающего персонала количество тяжелых последствий для здоровья составляет 241 случай/(ГВт год), из них примерно одна восьмая часть связана с транспортировкой, небольшая часть - с переработкой угля и выработкой электроэнергии, все остальное - с добычей. Для населения - 98 случаев/(ГВт год), из них около одной четверти связано с транспортировкой, остальное - с выработкой электроэнергии. В ядерном топливном цикле количество тяжелых последствий составляет 21,3 случая/(ГВт год) для обслуживающего персонала, из них незначительная часть связана с транспортировкой, другая часть - с добычей руды. Для населения количество тяжелых последствий от ядерного топливного цикла составляет 0,03 случая/(ГВт год).
Из приведенных данных работы [5] сделан вывод, что с учетом количества смертей и тяжелых последствий ядерная энергетика имеет неоспоримые преимущества перед угольной. Если рассматривать весь угольной топливный цикл, так же как рассматривается и весь ядерный топливный цикл, а не только одну атомную станцию, то преимущества ядерной энергетики выглядят очевидными.
обов производства электроэнергии. Данные приведены в Табл. 1.1 и 1.2.
На основании проведенного анализа представленных данных сделан вывод, что даже при таких серьезных авариях на атомных станциях, какой была Чернобыльская, аварии на атомных предприятиях не несут с собой большей опасности смертельных исходов, чем аварии на других потенциально опасных техногенных объектах.
Для оценки опасности атомной энергетики можно использовать ожидаемые нормированные коллективные эффективные дозы [3]. Оценки, сделанные в этой работе, представлены в Табл. 1.4.
Ожидаемая коллективная эффективная доза в 200 чел-Зв/ГВт-г не представляется большой, поскольку она будет реализовываться на протяжении 10 лет от естественных и техногенных факторов.
Суммарный риск смерти для населения развитой страны в среднем равен 10 2 год 1. Значительную долю, по оценкам [2] не менее 10 %, составляет риск смерти в результате воздействия искусственной среды обитания или, другими словами, факторов антропогенного происхождения. Риск такого уровня является ощутимым или значительным с точки зрения индивидуума или общества в целом.
В современном обществе человек подвергается суммарному воздействию многих вредных антропогенных факторов. При немалом суммарном риске многие из них в отдельности создают относительно малый риск. Поэтому, даже в тех отраслях промышленности, которые существуют давно, и общество уже примирилось с существующим риском, его величину следует оценивать и сравнивать с другими антропогенными сферами деятельности человека, поскольку во многих случаях риск может интегрироваться со временем и претерпевать качественное превращение при увеличении масштабов использования различных технологий.
Пути минимизации количеств радионуклидов на различных этапах ЯТЦ
Ядерный топливный цикл следует стремиться организовать таким образом, чтобы он позволил уменьшить темп накопления радионуклидов и оказывал минимальное воздействие на окружающую среду [57].
Минимальный уровень воздействия на этапе I достигается в случае, когда добывается ровно такое количество U и Th, которое необходимо для получения энергии. Для производства 1ГВт(эл)тод энергии на LWR сейчас добывается примерно 200 т урана (а делится в реакторе только 0,5% от его количества ( 1 т)). Основной риск на этом этапе связан с выходом радона в атмосферу при добыче урана и затем, если этот уран не будет использован в дальнейшем, то ожидаемая коллективная интегральная эффективная доза за 10000 лет достигнет величины примерно 100 -г 150 чел-Зв. Для уменьшения риска необходимо снижение количества природных радионуклидов, выводимых 930 вместе с ураном из-под природных барьеров в среду обитания, особенно Th; ")")С 931 930 99А
Ra; Ра. Извлечение Th и Ra из природного сырья это очень трудный и дорогой процесс, и к тому же при помещении 230Th в нейтронный поток можно получить количество 232U в U-Pu топливном цикле, сравнимое с количеством
U в Uh топливным циклом. В плане долгосрочной стратегии предпочтительнее снижать добычу урана хотя бы до 10 т/год или в перспективе до 1т/год на 1/ГВт-год произведенной электроэнергии. Для этого необходимо замкнуть ЯТЦ по U и Ри и ввести в систему реакторы на быстрых нейтронах.
Риск, связанный с обогащением урана и изготовлением топлива, практически пренебрежимо мал по сравнению с добычей и рафинированием.
До тех пор пока извлекается ядерная энергия, актиноиды и продукты деления будут постоянно генерироваться, и их количество будет возрастать до тех пор, пока не достигнет равновесного для каждого нуклида количества, определяемого структурой ядерной энергетики и ее мощностью. Наименьшее суммарное количество актиноидов в ЯЭ будет в случае замкнутого топливного цикла по всем актиноидам. При этом, чем меньше время нахождения топлива во внешнем топливном цикле, и чем выше скорости реакций, тем меньше эти равновесные количества. Но их количество никогда не будет нулевым или даже пренебрежимо малым до тех пор, пока не будет прекращено производство ядерной энергии. При существующем подходе к получению ядерной энергии в реакторах на тепловых нейтронах в открытом топливном цикле практически бессмысленно говорить о равновесных количествах актиноидов и о минимизации их равновесных количеств. Получение 1 ГВт-года электроэнергии на атомной станции (например, типа PWR) сопровождается наработкой 150-200 кг Ри; 20-30 кг минорных актиноидов - MA (Np; Am; Cm). За 40 лет работы блока мощностью 1 ГВт будет произведено 6-8 т Ри и 0,8-1,2 т МА. Замыкание топливного цикла реакторов типа LWR по Ри позволяет стабилизировать количество Ри в равновесном виде на уровне примерно 3-5 т/ГВт эл., но при этом, соответственно, увеличится генерация МА. Замыкание топливного цикла по Ри в реакторах на быстрых нейтронах позволит избавиться от необходимости подпитки системы ЯЭ ураном-235, и практически на порядок уменьшить скорость генерации 237Np, но равновесное количество Ри при этом повысится до 10-20 т/ГВт эл. (в зависимости от допустимой энергонапряженности активной зоны и времени нахождения топлива во внешнем топливном цикле).
В случае замыкания топливного цикла по МА как в тепловых, так и в быстрых реакторах с твердотвэльной композицией и, соответственно, средней по всему топливному циклу плотностью потока нейтронов порядка 1014 н/ см -сек для ТР и 10 н/см -сек для БР, равновесные количества МА в топливном цикле будут примерно около 1 т/ ГВт (эл.) [9].
Стоит отметить, что в рамках имеющегося топливного цикла (окисное топливо и PUREX процесс для переработки облученного топлива) замкнуть топливный цикл по МА без существенных потерь невозможно.
Сейчас для "сжигания" актиноидов, а именно, "излишков" Ри и МА предлагаются различные специальные реакторы-выжигатели. Эти реакторы, по существу являющиеся элементами ЯТЦ, необходимо рассматривать как часть системы ЯЭ, поскольку количество и состав МА, которые предстоит в них сжигать, определяются структурой, мощностью и историей ЯЭ.
Риск, привносимый ЯЭ, связан не с увеличением количества радионуклидов, а в краткосрочной перспективе (ближайшие сотни лет) с привнесением в среду обитания малого по сравнению с ураном количества искусственных радионуклидов, обладающих значительными активностями, а, следовательно, являющимися существенными дозообразователями при локальных воздействиях.
Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с U-Pu ЯТЦ
На основе имеющихся публикаций автором проведена оценка приемлемости реактора ЖСР в качестве реактора выжигателя с точки зрения безопасности [65].
Радиоактивные продукты, актиноиды и связанное с ними остаточное тепловыделение являются неизбежным следствием процессов деления в ядерных реакторах.
Практически все типы реакторных установок, отличаясь друг от друга глубиной выгорания, топливной загрузкой и другими характеристиками топливного цикла, не слишком сильно различаются по средней удельной мощности топлива. В этом смысле они примерно одинаково опасны. Различия наступают в тех случаях, когда концепция того или иного реактора предусматривает специальные меры по снижению концентрации осколков деления и актиноидов, изменению числа защитных барьеров и их надежности и т.д. Примером такого подхода является ЖСР, где постоянная очистка топлива от многих радионуклидов предусмотрена технологическим процессом при работе реактора на мощности.
Остаточное тепловыделение представляет основную часть забот по обеспечению безопасного расхолаживания реактора в аварийных ситуациях, когда отключаются или отказывают штатные средства аварийного охлаждения. Остаточное тепловыделение может стать главной причиной разрушения защитных барьеров и выхода радионуклидов в окружающую среду. Опасность таких последствий при прочих равных условиях монотонно растет с ростом концентрации радиоактивных продуктов в ядерном реакторе. Реакторная схема ЖСР позволяет существенно снизить накопление радионуклидов в активной зоне реактора. При этом перенос их из активной зоны в систему регенерации топлива и на склад радиоактивных отходов должен позволить эту часть радиоактивных продуктов держать при таких концентрациях, когда остаточное тепловыделение не опасно. Таким образом, хотя общее количество радиоактивных продуктов естественно сохраняется в системе ЯЭ, значительная часть их оказывается перенесенной в условия меньшей энергонапряженности. Такое распределение радиоактивных продуктов дополнительно снижает суммарный риск от опасных аварий в системе.
Согласно работе [41], риск выхода радиоактивности, связанный с остаточным тепловыделением, пропорционален cf(c), где с - количество радиоактивности в установке;/- монотонно растущая функция, определяемая остаточным тепловыделением в установке. Разделение с0 - полного количества радиоактивных продуктов на q - количество радиоактивных продуктов в реакторе и С2 - количество радиоактивных продуктов в системе регенерации (хранения) приводит, очевидно, к риску с f 1+ с$2, где/,/ - соответствующие функции, относящиеся к активной зоне реактора и системе регенерации и хранения. Кривые C]fi(ci), с2/2(02) и их сумма при условии Ci+C2=c0 - const представлены на Рис. 3.1.
Очевидно, значение Cofi(co) означает риск, при котором вся вырабатываемая радиоактивность остается в реакторе, а С(/2(со) соответствует риску при такой быстрой системе регенерации, когда практически все радиоактивные продукты могут считаться локализованными вне активной зоны реактора. Так как f 1,2(0) - монотонно растущие функции, то cfjj(c) - вогнутые функции и, следовательно, сумма cifi(ci)+(co-ci)f2(c0-ci) - достигает минимума внутри интервала (0, Со). Это означает, что суммарный риск для ЖСР меньше, чем для аналогичной ЯЭУ без системы регенерации топлива on line. Учтем еще то, что при корректных инженерных решениях функция fi(c) должна быть намного больше функции /г(с) хотя бы в силу существенно больших значений локальной энергонапряженности остаточного тепловыделения в активной зоне реактора по сравнению с таковым в системе регенерации и хранения. Очевидно, что в этом случае минимум кривой суммарного риска на Рис. 3.1 будет смещен в левую часть интервала (0, Со). Таким образом, при прочих равных условиях соединение ЯЭУ с системой регенерации топлива on line может улучшить безопасность этой системы, и влияние на окружающую среду и персонал будет ниже, чем при производстве электроэнергии на реакторах традиционных типов.
Анализ проводился для системы ЯЭ, мощность которой нормировалась на 1ГВт(эл.).
Доли мощности различных реакторов (структура системы ЯЭ) в стационарном режиме работы трехкомпонентной системы ЯЭ получены автором [65] с помощью расчетной системы ISTAR [34, 35, 36]. ISTAR представляет из себя набор стандартных утилит управления электронными таблицами dBaselll/IV (типа Exel), обеспечивающих передачу данных из выходного файла программы MCNP в стандартную утилиту решения систем линейных уравнений с несимметричной матрицей UNSYMDET [37] и оттуда в электронные таблицы. ISTAR решает проблему нахождения равновесного состояния набора нуклидов в системе ядерной энергетики, сводимой к решению системы линейных уравнений количество ядер нуклида і в системе, Ly - постоянная перехода нуклида і в нуклид], 1/сек, q; - внешняя подпитка нуклидом і, нукл/сек.
Необходимые компоненты матрицы Ц - средние по зонам реакторов-компонент и энергии микроскопические сечения ядерных реакций рассчитываются программой MCNP по данным, приготовленным программой NJOY на основе файлов оцененных ядерных данных [38, 39,40].
Структура трехкомпонентной системы масштабной ЯЭ для замкнутого перспективного топливного цикла получена автором с помощью расчетной системы ISTAR [34,35, 36].
Подпитка F = 1000 кг/год 238U, активность подпитки AF= 1.244-1010 Бк/год. ТР - Тепловой Реактор: - доля мощности в системе ЯЭ - 57.5%; - средняя плотность потока нейтронов - 3-Ю14 нейтр/см2сек; - подпитка - 476 кг/год U; - кампания топлива - 3 года, отработавшее топливо направляется на выдержку и переработку.
ВПТ - Выдержка и Переработка топлива Теплового реактора: - общее время выдержки и переработки - 6 лет; - топливо освобождается от продуктов деления; - тяжелые нуклиды, кроме U и Ри направляются в ЖСР; - из собственного U и Ри с добавлением подпитки и части Ри из ВПБ (Выдержка и Переработка топлива Быстрого реактора) фабрикуется топливо для ТР; - потери при переработке составляют 0,1%. БР - Быстрый Реактор: - доля мощности в системе ЯЭ - 34.4%; - средняя плотность потока нейтронов - 2-10 нейтр/см сек; yiQ - подпитка - 524 кг/год U; - кампания топлива - 3 года, отработавшее топливо направляется на выдержку и переработку. ВПБ - Выдержка и Переработка топлива Быстрого реактора: - общее время выдержки и переработки - 3 года; - топливо освобождается от продуктов деления; - тяжелые нуклиды, кроме U и Ри, направляются в ЖСР; - 0.354% равновесного количества Ри направляется в ЖСР; - 5.550% равновесного количества Ри направляется в ТР; - из собственного U и оставшегося Ри с добавлением подпитки фабрикуется топливо для БР; - потери при переработке составляют 0,1%. ЖСР - Жидкосолевой Реактор:
Определение допустимых прозрачностей барьеров
Продукты деления, которые имеют наибольшую радиоактивность в реакторах системы ЯЭ, получены автором и представлены в Табл. П2-13. Из них уровень естественной активности тория на 9 порядков превышают следующие продукты деления: 140La, 14,Се, 9IY, I40Ba, 95Zr, 95Nb, шХе, 89Sr, 143Се, 143Рг. На 8 порядков превышают УЕАТ: 99Мо, 144Се, 132Те, 90Y, 131I, ,03Ru, 147Nd, 13,mITe, 149Pm, 105Rh. Ha 7 порядков превышают УЕАТ: 127Sb, 153Sm, I51Pm, 136Cs, 133m,Xe, ,48Pm, ,29m,Te, 156Eu, 148ralPm, 127mlTe, mAg, 95m,Nb. Ha 6 порядков превышают УЕАТ: 121Sn, ,3,m,Xe, 86Rb, ,25Sn, 115Cd, 77As, I25mlTe, 82Br, ,26Sb, 160Tb. Ha 5 порядков превышают УЕАТ: I23Sn, I22Sb, "5mlCd, n0mlAg, ,24Sb, ,35mlBa, 76As, 72Zn.
Из проведенного сравнения актиноидов и продуктов деления в этом интервале периодов полураспада видно, что в реакторах системы ЯЭ содержится намного больше продуктов деления, по сравнению с тяжелыми радионуклидами, которые превышают естественную активность тория. Причем, по сравнению с U-Pu циклом, добавились продукты деления Ва, As, Zn. А в Th-U цикле практически нет 1б1ТЬ.
Продукты деления с периодом полураспада от 1 года до 30 лет
Относительные активности продуктов деления системы ЯЭ, с периодом полураспада от 1 года до 30 лет, получены и представлены в Табл. П2-14. Уровень естественной активности тория на 8 порядков превышают: 137Cs, 90Sr, U7Pm, 134Cs. На 7 порядков превышают УЕАТ: 85Kr, ,06Rb, 125Sb. На 6 порядков превышают УЕАТ: 154Eu, 155Eu.
Сделан вывод, что в этом интервале периодов полураспада также будет содержаться больше продуктов деления как по количеству, по сравнению с тяжелыми радионуклидами, которые превышают естественную активность тория, так и по относительной активности. Картина похожа на U-Pu топливный цикл. По сравнению с U-Pu циклом, добавился продукт деления 106Rb. А в Th-U цикле практически нет 106Rb и 113mlCd.
Продукты деления с периодом полураспада от 30 лет до 1000 лет
Относительные активности продуктов деления, с периодом полураспада от 30 лет до 1000 лет, получены и представлены в Табл. П2-15. Уровень естественной активности тория на 6 порядков превышает только 151Sm, на 5 порядков только ,21mISn.
Сделан вывод, что в этом интервале периодов полураспада основной вклад в активность будут вносить продукты деления. По сравнению с U-Pu циклом, в Th-U ЯТЦ добавился продукт деления 121mlSn. Продукты деления с периодом полураспада больше 1000 лет Количества и активности продуктов деления с периодом полураспада больше 1000 лет получены и представлены в Табл. П2-16. 99Тс превышает естественную активность тория на 5 порядков. На 4 порядка превышают УЕАТ: 93Zr, 126Sn, 135Cs, 79Se. На 2 порядка превышают УЕАТ ,291 и ,07Pd. В разы превышает УЕАТ94М).
Из проведенного сравнения актиноидов и продуктов деления в этом интервале периодов полураспада видно, что потенциально наиболее опасными по уровню активности могут быть тяжелые радионуклиды, а также 99Тс. Этот химический элемент является искусственным. При этом, в Th-U цикле практически нет 166ш1Но.
Структура трехкомпонентной системы масштабной ЯЭ для замкнутого перспективного топливного цикла получена автором с помощью расчетной системы ISTAR [34,35,36].
Подпитка F = 915.45 кг/год 232Th + 84.55 кг/год 238U Активность подпитки AF = 4.766-109 Бк/год ТР - Тепловой Реактор: - доля мощности в системе ЯЭ - 87.4%; - средняя плотность потока нейтронов - 3-Ю14 нейтр/см2сек; - подпитка - 876 кг/год 232ТЪ; - кампания топлива - 3 года, отработавшее топливо направляется на выдержку и переработку. ВПТ - Выдержка и Переработка топлива Теплового реактора: - общее время выдержки и переработки - 6 лет; - топливо освобождается от продуктов деления; - тяжелые нуклиды, кроме Th, Ра и U, направляются в ЖСР; - из собственного Th, Ра и U с добавлением подпитки и части U из ВПБЭ (Выдержка и Переработка топлива Экрана Быстрого реактора) фабрикуется топливо для ТР; - потери при переработке составляют 0,1 %. БР - Быстрый Реактор: - доля мощности в системе ЯЭ - 9.2%; - средняя плотность потока нейтронов в активной зоне (БРА) - 2-Ю15 нейтр/см2сек, в экране (БРЭ) - 6.8-1014 нейтр/см2сек; - подпитка - 84.55 кг/год U в активную зону и 39.45 кг/год Th в экран; - кампания топлива - 3 года, отработавшее топливо направляется на выдержку и переработку.
