Введение к работе
Введение. Актуальность темы. При определении долгосрочных перспектив 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) 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. 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 смешанного уран-плутониевого топлива и виброуплотненных твэлов и ТВС 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 ТВС. 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 радиационно-экологическая безопасность основных стадий замкнутого топливного цикла реактора БОР-60 (подготовка ОЯТ к регенерации, извлечение младших актиноидов, получение регенерированного гранулированного топлива, изготовление твэлов и ТВС).
Цель работы - обоснование безопасности действующих и вновь разрабатываемых технологических процессов, замыкающих ЯТЦ быстрых энергетических реакторов (на примере реактора БОР-60); 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. Следует 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 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-60 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 ТВС для РУ БОР-60.
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-60.
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.
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-60 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-60;
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 ЯТЦ РУ БОР-60;
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 ТВ С.
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.).
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.
Похожие диссертации на Обоснование радиационно-экологической безопасности демонстрационного замкнутого топливного цикла реактора БОР-60
