Проблема оптимального выделения америция из ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 на трансмутацию для обеспечения радиационной эквивалентности РАО и природного урана

DOI: 10.21870/0131-3878-2020-29-1-5-17

Иванов В.К.^1,2,3, Адамов Е.О.³, Спирин Е.В.³, Соломатин В.М.³, Чекин С.Ю.^1,2, Меняйло А.Н.^1,2

«Радиация и риск». 2020. Том 29. № 1, с.5-17

Сведения об авторах

Иванов В.К. – зам. директора по научн. работе МРНЦ им. А.Ф. Цыба, гл. радиоэколог ПН «Прорыв», Председатель РНКРЗ, чл.-корр. РАН.
Чекин С.Ю. – зав. лаб. Контакты: 249035, Калужская обл., Обнинск, ул. Королёва, 4. Тел.: (484) 399-30-79; e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра. .
Меняйло А.Н. – вед. научн. сотр., к.б.н. МРНЦ им. А.Ф. Цыба – филиал ФГБУ «НМИЦ радиологии» Минздрава России, ООО «НПК «Мединфо».
Адамов Е.О. – научн. рук. ПН «Прорыв», д.т.н., проф.
Спирин Е.В. – гл. научн. сотр. отдела гл. радиоэколога ПН «Прорыв», д.б.н.
Соломатин В.М. – нач. отдела гл. радиоэколога ПН «Прорыв», к.б.н. АО «Прорыв».

¹ МРНЦ им. А.Ф. Цыба – филиал «НМИЦ радиологии» Минздрава России, Обнинск
² ООО «НПК «Мединфо», Обнинск
³ АО «Прорыв», Москва

Аннотация

Замкнутый топливный цикл с применением быстрых реакторов позволяет решать проблему сокращения радиоактивных отходов (РАО) более эффективно, чем традиционный открытый цикл с тепловыми реакторами. Количественные параметры выделения радионуклидов из облучённого ядерного топлива (ОЯТ) определяются принципом радиологической эквивалентности (РЭ) образующихся РАО и исходной массы природного урана, использовавшегося для изготовления ядерного топлива. Время достижения такой РЭ не должно превышать 300 лет, что может быть достигнуто выделением Am из ОЯТ и его сжиганием в быстром реакторе. С увеличением содержания Am в РАО расходы на переработку ОЯТ уменьшаются, но увеличивается время достижения РЭ и, соответственно, растут расходы на контролируемое хранение РАО. Поэтому суммарные расходы на переработку ОЯТ и дальнейшее контролируемое хранение РАО могут иметь минимум при определённом содержании Am в РАО. В данной работе показана принципиальная возможность определения оптимального содержания Am в РАО, при котором сумма расходов на очистку ОЯТ от Am и на дальнейшее контролируемое хранение РАО достигает минимума. Оптимальное содержание Am в РАО зависит от способа оценки времени достижения РЭ, соотношения расходов на очистку ОЯТ и хранение РАО, а также от процедуры дисконтирования расходов на хранение РАО. При определении времени достижения РЭ РАО и природного урана по равенству соответствующих пожизненных атрибутивных рисков (LAR) оптимальный остаток Am в РАО оказывается существенно больше, чем при использовании для этого ожидаемых эффективных доз (ОЭД), а суммарные расходы на очистку ОЯТ и хранение РАО – меньше. В рассмотренных примерах оптимальный остаток Am в РАО составил 1-2% при использовании величины LAR для определения РЭ, против 0,5% Am при использовании ОЭД. Минимальные суммарные расходы в первом случае были в 1,5 раза меньше. Для уточнения этих оценок требуются дальнейшие исследования на основе более многообразных реальных данных.

Ключевые слова
быстрый реактор, БРЕСТ-ОД-300, природный уран, облучённое ядерное топливо, америций, долгоживущие высокоактивные отходы, радиологическая опасность, радиологическая эквивалентность, радиотоксичность, эффективная доза, пожизненный атрибутивный риск, оптимизация.

Список цитируемой литературы

1. Адамов Е.О., Ганев И.Х. Экологически безупречная ядерная энергетика. М.: НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, 2007. 145 с.

2. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Степень приближения к радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана в топливном цикле ядерной энергетики России //Атомная энергия. 1996. Т. 81, № 6. С. 403-409.

3. Лопаткин А.В., Величкин В.И., Никипелов Б.В., Полуэктов П.П. Радиационная эквивалентность и природоподобие при обращении с радиоактивными отходами //Атомная энергия. 2002. Т. 92, № 4. С. 308-317.

4. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Трансмутационный топливный цикл в крупномасштабной ядерной энергетике России. М.: ГУП НИКИЭТ, 1999. 252 с.

5. ICRP, 1991. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60 //Ann. ICRP. 1991. V. 21, N 1-3. P. 1-215.

6. Публикация 103 Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ): пер. с англ. /Под общей ред. М.Ф. Киселёва и Н.К. Шандалы. М.: ООО ПКФ «Алана», 2009. 312 с.

7. Handbook of parameter values for the prediction of radionuclide transfer in terrestrial and freshwater environments. Technical reports series N 472. Vienna: IAEA, 2010. 208 p.

8. Атомная энергетика нового поколения: радиологическая состоятельность и экологические преимущества /Под общей ред. В.К. Иванова, Е.О. Адамова. М.: Перо, 2019. 379 с.

9. Спирин Е.В., Алексахин Р.М., Власкин Г.Н., Уткин С.С. Радиационный баланс отработавшего ядерного топлива быстрого реактора и природного урана //Атомная энергия. 2015. Т. 119, № 2. С. 114-119.

10. ICRP, 2012. Compendium of dose coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119 //Ann. ICRP. 2012. V. 41. P. 1-130.

11. Меняйло А.Н., Чекин С.Ю., Кащеев В.В., Максютов М.А., Корело А.М., Туманов К.А., Пряхин Е.А., Ловачев С.С., Карпенко С.В., Кащеева П.В., Иванов В.К. Пожизненный радиационный риск в результате внешнего и внутреннего облучения: метод оценки //Радиация и риск. 2018. Т. 27, № 1. С. 8-21.

12. Иванов В.К., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н., Максютов М.А., Туманов К.А., Кащеева П.В., Ловачёв С.С., Спирин Е.В., Соломатин В.М. Радиотоксичность долгоживущих высокоактивных отходов быстрых реакторов в сценариях обращения с облучённым ядерным топливом для достижения радиационной и радиологической эквивалентности с природным ураном //Радиация и риск. 2019. Т. 28, № 2. С. 8-24.

13. ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public; Ver. 3.0, official website. [Электронный ресурс]. URL: http://www.icrp.org/page.asp?id=402 (дата обращения 08.08.2019).

14. Методические рекомендации по оценке эффективности инвестиционных проектов (утв. Минэкономики РФ, Минфином РФ, Госстроем РФ 21.06.1999 № ВК 477).

Полная версия статьи