Прогноз и оценка безопасности спасательных работ при аварии на реакторе со смешанным топливом

На правах рукописи

КИМ ДМИТРИЙ СПАРТАКОВИЧ Прогноз и оценка безопасности спасательных работ при аварии на реакторе со смешанным топливом 05.26.02 – Безопасность в чрезвычайных ситуациях

Автореферат диссертации на соискание учной степени кандидата технических наук

Республика Казахстан Алматы, 2009

Работа выполнена в Казахском национальном техническом университете имени К.И. Сатпаева Министерства образования и науки Республики Казахстан доктор технических наук Научные руководители:

Жараспаев М.Т., кандидат технических наук Касенов К.М.

доктор технических наук

Официальные оппоненты:

Омаров С.С., кандидат технических наук Казанина И.В.

Карагандинский государственный

Ведущая организация:

технический университет

Защита состоится 30 апреля 2009 г. в 16:30 часов на заседании диссертационного совета Д14.61.25 при Казахском национальном техническом университете имени К.И. Сатпаева по адресу: 050013, г. Алматы, ул. Сатпаева, 22, корпус НК, 1 этаж, конференц-зал.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Казахского национального технического университета имени К.И. Сатпаева Автореферат разослан 28 марта 2009 г.

Учный секретарь диссертационного совета Д 14.61.25, Долгов П.В.

доктор технических наук ВВЕДЕНИЕ

Общая характеристика работы

. В основе диссертации лежит задача обеспечения и контроля состояния радиационной безопасности при возникновении ядерной аварии на реакторе со смешанным топливом. Попытка решить поставленную задачу предпринята путм проведения экспериментальных исследований с образцами смешанного топлива и с подопытными животными.

Актуальность исследований. Современная атомная энергетика основана на использовании природного и обогащнного урана. Основным отходом, образующимся в процессе работы ядерного реактора, является плутоний – долгоживущий и радиотоксичный элемент. Чтобы решить проблему удаления плутония из окружающей среды, в настоящее время интенсивно ведутся работы по его использованию в атомной энергетике, т.е. по освоению уран-плутониевого топливного цикла. Реактор, работающий на топливе из смешанного оксида урана и плутония, при аварии станет мощным источником выделения радиоактивных материалов, которые создадут значительную дозовую нагрузку на человека.

Основная идея работы заключается в принятии за основу исследований качественного и количественного отличия аварийной дозовой нагрузки на человека, создаваемой продуктами деления смешанного топлива (U0,8Pu0,2)О2, от аварийной дозовой нагрузки, создаваемой продуктами деления традиционного топлива UO2.

Целью работы является прогнозирование и оценка радиационной опасности, угрожающей личному составу спасательных формирований, ликвидирующих последствия аварии на реакторе энергетической мощностью 1000 МВт, работающем на (U0,8Pu0,2)О2.

Задачи исследования:

- нагрев образцов (U0,8Pu0,2)О2 до температуры выше 2000С;

- спектрометрический анализ испарений, образующихся над образцами (U0,8Pu0,2)О при температуре выше 2000С и формирующих дозу аварийного облучения человека;

- определение особенностей метаболизма продуктов деления (U0,8Pu0,2)О2 в живом организме;

- прогнозирование доз внутреннего и внешнего облучения человека от поступления в организм радионуклидов, выделившихся в результате аварии в окружающую среду из активной зоны реактора со смешанным топливом;

- оценка безопасности спасательных работ в очаге аварии на реакторе со смешанным топливом по результатам прогнозирования доз аварийного облучения человека.

Метод исследования. В работе использована комплексная методика исследований, включающая аналитический обзор мировых достижений в области ядерной безопасности реакторов, лазерный нагрев образцов смешанного топлива и спектрометрия их испарений, экспериментальное изучение метаболизма радиоактивных веществ в организмах подопытных животных, расчт доз внешнего и внутреннего облучения человека от залпового выброса активности в окружающую среду, а также оценка безопасности спасательных работ при ликвидации последствий возможной аварии на реакторе со смешанным топливом.

Научная новизна работы состоит в следующем:

- изотопный состав аварийного выброса из реактора на смешанном уран-плутониевом топливе при температуре в активной зоне выше 2000С характеризуется содержанием изотопов плутония 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu и 242Pu и устойчивого соединения PuO2;

- среди компонентов залпового выброса из активной зоны реактора на смешанном топливе плутоний является наиболее радиотоксичным;

- интенсивность аварийного облучения организма плутонием определяется в зависимости от периода его полувыведения из критических органов и тканей;

- при оценке дозы внутреннего облучения организма плутонием его биологическое выведение следует принимать равным 0 в связи с низкой скоростью экскреции данного элемента из основных мест отложения (из крови, печени и костной ткани).

Научные положения, выносимые на защиту:

- способ нагрева образцов ядерного топлива до температуры свыше 20000С во внереакторных условиях (Приоритет Республики Казахстан на изобретение МКИ8 HOSH 1/00, HOSH 1/02. – РГП «Национальный институт интеллектуальной собственности» Министерства Юстиции Республики Казахстан. – Астана, 2008 г.);

- способ определения интенсивности облучения организма человека радиоактивным изотопом плутония 239Pu (Приоритет Республики Казахстан на изобретение МКИ8 А 62 В 15/00, А 62 В 37/00. – РГП «Национальный институт интеллектуальной собственности» Министерства Юстиции Республики Казахстан. – Астана, 2009 г.) Практическая значимость и реализация результатов работы. Прогноз аварийной дозовой нагрузки на человека необходим для последующей разработки комплекса мероприятий по выведению радиоактивных веществ из организма. Оценка дозы однократного внешнего облучения позволяет давать практические рекомендации по безопасному ведению спасательных и других неотложных работ (СиДНР) в районе аварии на реакторе со смешанным топливом. Критерием прогнозирования безопасности спасательных работ является аварийная дозовая нагрузка на человека от внутреннего облучения радиоактивными компонентами залпового выброса из активной зоны реактора в окружающую среду. Оценка безопасности СиДНР, проводимых в очаге радиационной аварии реактора со смешанным топливом, проводится по дозам однократного внешнего облучения, на основании которых даются конкретные практические рекомендации.

Апробация работы. Научные положения и основные результаты диссертации представлялись и докладывались на следующих Международных научно-практических конференциях: VII Международной научно-практической конференции «Актуальные проблемы безопасности жизнедеятельности» (г. Алматы: КазНТУ имени К.И. Сатпаева, 2005 г.), IV Международной конференции «Стратегия развития науки и технологии в XXI веке» (г. Ташкент: Научно-техническое общество «ТИНБО», 2006 г.), VIII Международной научно-технической конференции «Новое в безопасности жизнедеятельности» (г. Алматы:

КазНТУ имени К.И. Сатпаева, 2006 г.), Korean-ethnic Scientists and Engineers Academic Conference (Seoul, Korea: The Korean Federation of Science and Technology Societies, 2007), 4th International Workshop on Individual Monitoring of Ionizing Radiation (Oarai, Japan: Chyoda Technol Corporation, 2008).

Связь диссертации с планами НИР. Работа выполнялась в соответствии с планом научно-исследовательских работ Казахского национального технического университета имени К.И. Сатпаева на 2005-2007 гг. в рамках общей тематики «Исследование, разработка рекомендаций и организация мониторинга опасных техногенных и природных процессов и сооружений» кафедры «Безопасность жизнедеятельности и защита окружающей среды».

Публикации по теме диссертации. По теме диссертации опубликовано 16 работ, из которых – в изданиях, входящих в перечень научных журналов, рекомендованных Комитетом по контролю в сфере образования и науки МОН РК, 7 статей – в сборниках международных научно-практических конференций, а также 2 приоритета Республики Казахстан на изобретения. Публикации охватывают период с 2005 по 2009 гг.

Структура и объм диссертации. Диссертация состоит из введения, четырх глав, заключения и списка использованных источников. Объм работы состоит из 132 страниц, содержит 26 таблиц, 32 рисунка и список использованных источников, включающий наименований.

ОСНОВНАЯ ЧАСТЬ При тяжлых ядерных авариях с разрушением защитной оболочки реактора происходит выброс большого количества продуктов деления высокоактивных топливных материалов из его активной зоны в окружающую среду. Для того чтобы определить предполагаемый уровень облучения личного состава аварийно-спасательных формирований при ликвидации последствий аварии на реакторе, работающем на смешанном топливе, необходимо, прежде всего, установить, какие продукты деления образуются в процессе его использования.

Чтобы искусственно создать аварийные условия гипотетического разрушения активной зоны, необходимо нагреть образец уран-плутониевого оксида до температуры жидкого топлива (свыше 2000С). Для нагрева образцов топлива использовалась установка с лазерным испарением, принципиальная схема которой показана на рисунке 1.

Лазерный пучок 1, источником которого служат слабоионизованный тлеющий электрический разряд и нагретый до состояния плазмы диоксид углерода (СО 2), испускается в инфракрасном диапазоне с длиной волны 10,5 мкм и мощностью около МВт. Для уменьшения амплитуды импульса, подаваемого на электроды плазменных инжекторов поверхностного разряда, при сохранении плотности и объма создаваемой ими плазмы используется плазменный прерыватель тока 2. Он содержит источник импульса тока, подключенный к двум разделенным изолятором, протяженным электродам, которые вместе с изолятором образуют вакуумный межэлектродный промежуток;

нагрузку в виде вакуумного или плазменного диода, подключенную к электродам;

а также, по меньшей мере, один плазменный инжектор, расположенный на одном из электродов.

Для обеспечения возможности изменения угла фокусирования лазерного пучка на мишенном образце ядерного топлива в зависимости от целей и условий эксперимента пучок 1, проходя через задвижку 3, поступает в вакуумную камеру 12 не напрямую, а претерпевая двойное отражение от системы зеркал 8 и 11. Плотность пучка преломленных лучей, поступающих через окно 9 в вакуумную камеру 12, увеличивается с помощью собирающей линзы 10. Ее фокусное расстояние и оптическая сила могут изменяться в зависимости о того, до какой температуры требуется нагреть образец ядерного топлива, зафиксированный на поворотном столе 7. Образец через баллистический коллектор локально нагревается пучком до температуры свыше 2000С до жидкого состояния. За счет вращения подвижного зеркала 11 фокус лазера во время действия импульса равномерно перемещается по круговой траектории на поверхности образца, что позволяет испарять относительно большие количества жидкого материала мишени.

В результате испарения нагретого до жидкого состояния образца в вакуумной камере 12 происходит его термическое разложение и абсорбция газов. Для измерения газового давления при испарении ядерного топлива при температуре свыше 2000С, скорости испарения и для определения газопроницаемости в установке используются точные вакуумные термовесы 4 с кварцевой спиралью чувствительностью порядка 1 мг/мм (деформация спирали регистрируется с помощью катетометра с точностью до 0,01 мм).

Поскольку вакуумные весы 4 работают от источника тока, имеющего параллельное подключение к лазер-генератору, возникает уравнительный ток (к одному генератору – реактивный ток с перенасыщенным возбуждением, а к другому – емкостный ток). Для уменьшения возбуждения генератора с реактивной нагрузкой и увеличения возбуждения генератора с емкостной нагрузкой, так чтобы уравнительный ток стал равным 0, применяется компенсационная цепь 5. При определении радиоизотопного состава газа, образовавшегося в результате испарения образца ядерного топлива, вместо микропирометра 13 использовался спектрометр.

1 – пучок газового лазера с СО2;

2 – плазменный прерыватель;

3 – затвор;

4 – вакуумные весы;

5 – компенсационная цепь;

6 – баллистический коллектор с окном для пучка;

7 – поворотный стол для мишеней;

8 – неподвижное зеркало;

9 – окно для пучка;

10 – линза;

11 – подвижное зеркало;

12 – горячая камера;

13 – быстродействующий микропирометр для измерения температуры в фокусном пятне и времени испарения;

14 – камера для наблюдения за струей газа;

15 – плексигласовая камера для подопытных животных;

16 – вентилятор, обеспечивающий приток испарений из камеры 12 в камеру 15.

Рисунок 1 – Схема установки с лазерным испарением образцов ядерного топлива при температуре выше 2000С для экспериментов над подопытными животными Данная установка отличается от аналогов тем, что перед подачей лазерного луча в вакуумную камеру его пропускают через систему двух зеркал, одно из которых подвижное, и собирающую линзу. Это позволяет более равномерно нагревать образцы ядерного топлива, что в свою очередь снижает погрешность измерения данных термического равновесия, основанного на определении скорости испарения материала мишени.

Нагрев лазерным лучом до температуры свыше 2000С является наиболее приемлемым способом испарения образцов. Определяя скорость испарения материала мишени и давления пара, можно получить данные термического равновесия.

Нагрев электронным лучом использовать нельзя, так как взаимодействие электронного луча с газовым облаком над мишенью влияет как на скорость ее испарения, так и на реакционное давление газового облака, что искажает результаты измерения температуры. Кроме того, большая глубина проникновения электронного луча приводит к неопределенному взрывоподобному испарению.

Температура нагрева образца выбрана исходя из того, что на повышение газового давления в облученном ядерном топливе, приводящее к разрушению топливных стержней и сборок, главным образом влияют как газообразные продукты деления в температурной области ниже точки плавления (1800С), так и сам топливный материал – в температурной области выше 2000С.

Таблица 1 – Объмные и расчтные активности радионуклидов, содержащихся в испарениях топлива (U0,80Pu0,20)O2 при температуре 2000С ДОА (допустимая Измеренная Рассчитанная Период Изотоп объмная активность), объмная активность нуклида, полураспада, ч Бк/м3 [НРБ-99] активность, Бк/м3 Бк 1 2 3 4 133 2 1,27 1,27 10 1,6 Xe 160 135 9,2 1,33 Xe 9,2 5 2,33 10– 1,33 1012 2,33 Xe 7 85m 0,32 1012 4,5 Kr 4,5 2 0,53 1012 1,27 Kr 1,27 14 0,73 1012 2,85 Kr 2,85 2 5 10– 1,01 1012 5 Kr 1 7,68 105 0,002 1012 7,68 Pu 0, 239 8 2,11 2,11 10 0,024 Pu 0, 5,73 107 0,008 1012 5,73 Pu 0, 1,26 105 0,013 1012 1,26 Pu 3,29 109 0,007 1012 3,29 Pu 0, 0,001 1012 78 Te 78 1,93 102 0,003 1012 1,93 I 7, 0,004 1012 2,3 I 2,3 133 21 0,001 I 21 20, 8,66 10– 0,001 1012 8,66 I 0,001 1012 6,6 I 6,6 66, 0,001 1012 9,5 Sr 9,5 318, 3,12 102 0,001 1012 3,12 Ba 6,50 103 0,009 1012 6,50 Co 8 5,86 103 0,004 1012 5,86 Zn 2 147 2 2,64 2,64 10 0,004 Nd 4 2,30 104 0,003 1012 2,30 Pm 1 8,16 103 0,007 1012 8,16 Sm 5 6,17 1012 0,019 1012 6,17 U 2, 3,92 1013 0,019 1012 3,92 U 2, 1,87 1010 0,001 1012 1,87 Np 0, 3,91 103 0,002 1012 3,91 Cm 1, 6,985 · 1012 Бк 270,634 · 1015 Бк Суммарная объмная активность Эксперименты с образцами уран-плутониевого оксида в условиях, приближенных к аварийным, проводились главным образом для того, чтобы определить изотопный состав испарений смешанного топлива.

В таблице 1 приведены результаты спектрометрического анализа испарений топлива (U0,80Pu0,20)O2 при температуре 2000С.

Приведнные в колонке 4 таблицы 1 величины измеренных объмных активностей нуклидов получены после обработки прямых показаний спектрометра. Единица измерения прямых показаний спектрометра – беккерель на образец. Поскольку суммарная масса образцов (U0,80Pu0,20)O2 составила 1 кг, объмные активности нуклидов выведены с учетом плотности воздуха ( = 1,225 кг/м3).

Расчт ожидаемой активности А продуктов деления (U0,80Pu0,20)O2 активной зоны реактора мощностью 1000 МВт с топливной загрузкой 50 тонн можно провести по следующей формуле1:

i T А = 3,1 · 1013 Р А(i) (1 – e ), (1) где Р, МВт – мощность реактора;

А(i), Бк – измеренная объмная активность i-го нуклида;

(i), с–1 – постоянная распада i-го нуклида;

3.1·1013 Бк МВт – коэффициент пересчета;

Тэфф, с – эффективное время работы реактора, эквивалентное времени нагрева топлива:

Тэфф = В М / (1,4 10–8 W), (2) где В, МВт·сут/т – среднее выгорание смешанного топлива (U0,80Pu0,20)O2 в активной зоне (В = 50000 МВт · сут/т для реактора мощностью 1000 МВт);

М, т – масса (U0,80Pu0,20)O2 в активной зоне;

W, МВт – мощность реактора.

Активности радионуклидов, ожидаемые в испарениях топлива (U0,80Pu0,20)O2 при температуре выше 2000С в активной зоне реактора мощностью 1000 МВт с топливной загрузкой 50 т, рассчитанные по данной методике, приведены в колонке 5 таблицы 1.

Основываясь на полученных результатах, можно гипотетически оценить суммарную активность аварийных выбросов из активной зоны реактора мощностью 1000 МВт, работающего на смешанном уран-плутониевом топливе (U0,80Pu0,20)O2. Она составит примерно 270 1015 Бк.

Анализ данных таблицы 1 показывает, что радиоизотопный состав аварийных выделений из активной зоны реактора на смешанном топливе отличается высоким содержанием устойчивого соединения PuO2, а также большим количеством чистого плутония 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, долгоживущего и наиболее радиотоксичного по сравнению с остальными составляющими ожидаемого выброса.

Для проведения экспериментов по изучению воздействия плутония на живой организм горячая камера 12 установки лазерного нагрева топлива (рисунок 1) была соединена с плексигласовой камерой 15, предназначенной для подопытных животных.

Чтобы оценить степень удержания плутония в человеческих тканях, органах и их системах, были проведены эксперименты над свиньями, поскольку организм человека имеет больше аналогий с организмом свиньи, чем с организмами других наземных млекопитающих: у человека и у свиньи почти одинаковое содержание гемоглобина и белков в крови, размеры эритроцитов и группы крови;

у человека и у свиньи сходно протекают процессы пищеварения;

кожа человека, как и свиньи, может загорать на солнце;

кроме того, существует много общих особенностей в строении зубов, глаз, печени, почек;

болезни новорожденных поросят примерно такие же, как у грудных детей, а строение молекулы гормона роста свиньи и человека совпадает на 70%.

Методика расчта «Оценка радиационных последствий аварий на исследовательских реакторах» предоставлена Институтом атомной энергии имени И.В. Курчатова.

Всего в экспериментах участвовало 32 свиньи. В ходе экспериментов были исследованы три основных пути поступления плутония в организм свиньи: ингаляционный (с вдыхаемым воздухом), пероральный (с кормом) и контактный (с помощью введения подкожной инъекции).

Для ингалирования плутония организмом свиньи подопытные животные помещались в герметичную камеру из плексигласа 15 (рисунок 1), в которую с помощью приточной вентиляции 16 нагнетался плутоний, образовавшийся в горячей камере 12 установки лазерного нагрева образцов ядерного топлива (U0,8Pu0,2)O2 до температуры выше 2000С.

Время непрерывного ингалирования плутония составляло в среднем 2 часа в зависимости от интенсивности дыхания каждой подопытной особи. Объм вдыхаемого свиньями воздуха (при одном вдохе) составлял 0,4 · 10–3 …0,5 · 10–3 м3, а интенсивность дыхания колебалась в пределах 15…20 вдохов в минуту;

таким образом, за 2 часа в организм свиньи поступало порядка 1 м3 воздуха, содержащего плутоний, что и требовалось для выполнения условий спектрометрических исследований счтных образцов.

В ходе экспериментов по лазерному нагреву образцов смешанного топлива (U0,8Pu0,2)O2 общей массой 1 кг до температуры выше 2000С установлено, что суммарная объмная активность плутония, содержащегося в образовавшихся испарениях, составляет 54 · 1015 Бк/м3 (таблица 1). Таким образом, за 2 часа в организм свиньи ингаляционным путм поступало 54 ПБк плутония.

Пероральное поступление плутония в организм свиньи обеспечивалось за счт кормления подопытных животных зернофуражом, ранее помещнным в горячую камеру 12 установки лазерного нагрева над образцом ядерного топлива (U0,8Pu0,2)O2 и облучнным испарениями, содержащими изотопы плутония 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu. Данные таблиц 1 и 2 показывают, что среди изотопов плутония преобладающий вклад в суммарную активность, измеренную в испарениях над уран-плутониевым оксидом (U0,8Pu0,2)O2, вносит 239Pu. Удельная активность 239Pu в облучнном корме составила ПБк/кг (12 · 1015 Бк/кг). Кормовая дозировка каждой свиньи, равная 1 кг, обеспечивала однократное пероральное поступление 12 ПБк 239Pu в организм каждой подопытной особи.

Поскольку кожа подопытных свиней не имела повреждений, искусственное нанесение которых запрещено Европейской Конвенцией о защите позвоночных животных, используемых для экспериментов или в иных научных целях (ETS № 123, Страсбург, марта 1986 г.), контактное поступление плутония в организм свиньи осуществлялось путм введения внутримышечной инъекции физического раствора объмом 20 мл с концентрацией 239Pu, равной 1 г/мл.

В результате экспериментов, проведнных на свиньях, установлено, что большая часть плутония поступает в их организм ингаляционным путм и откладывается преимущественно в лгких, костях, печени и в половых органах.

В лабораторных условиях облучения установлено, что доля поступающего с воздухом плутония (fa), которая осаждается непосредственно в лгких, при этом удаление 40% начального количества отложившегося плутония происходит с эффективным периодом полувыведения 1 сутки (24 часа), а остальных 60% – с эффективным периодом полувыведения 500 суток (12000 часов).

В кровь ингаляционным путм попадают лишь небольшие количества плутония.

Малая растворимость плутония в жидкостях, выстилающих дыхательные пути, приводит к его отложению и быстрому выделению из носоглоточной и трахеобронхиальной областей.

Тем не менее, продолжительное удержание частиц в лгочной области приводит к всасыванию в кровь около 5% ингалированного РuO2;

около 15% отложений в пульмонарной области, которые передаются в лгочные лимфатические узлы, в конечном итоге достигают системы кровообращения. Таким образом, приблизительно 20% частиц, отложившихся в лгочной области, перенестся в другие органы с кровью или циркулирующей лимфой.

Таким образом, можно предположить, что прием внутрь 1 беккереля (Бк) плутония приведет к получению дозы I:

40% 24ч 60% 12000ч I fa 10404 f a Бк/ч, (3) 0,693 0, где fa – активность плутония, поступившего в организм свиньи с вдыхаемым воздухом, Бк.

Величины доз внутреннего облучения человека во многом зависят от массы его органов и интенсивности дыхания, которые, в свою очередь, подвержены возрастным изменениям. Дозовая нагрузка от плутония на внутренние органы, накопленная к 70 летнему возрасту, в зависимости от времени поступления 239Pu в организм, может быть рассчитана по формуле:

t2 t1 Зв/Бк, D1, 2 K (4) ln m2 ln m1 m1 m где D1,2 – доза многократного облучения человека;

K – поправочный коэффициент, зависящий от органа и ткани: К = 47,36 · 105 для лгких;

К = 5,30 · 105 – для костной ткани и К = 1,39 · 105 – для печени.

Результаты вычислений представлены на рисунке 2.

1 – дозовая нагрузка, бэр/мккюри активности, отложившейся в лгких;

2 – дозовая нагрузка, бэр/мккюри активности, отложившейся в костях;

3 – дозовая нагрузка, бэр/мккюри активности, отложившейся в печени.

Рисунок 2 – Дозы облучения лгких, костной ткани и печени, накопленные к 70-летнему возрасту, в зависимости от времени поступления плутония в организм В смешанном топливе ядерного реактора, помимо 239Pu, присутствуют и другие изотопы плутония, относительные количества которых зависят от характера использования твэлов. Если рассматривать воздействие плутония на человека отдельно от всех других радиоизотопов, то дозы облучения могут вычисляться на основе данных, приведнных в таблице 2.

Таблица 2 – Ожидаемый состав смеси изотопов плутония в топливе Изотоп Доля активности*, Период Доза на единицу активности, отложившейся в Бк/Бк смеси полураспада, костной ткани, печени и яичниках, Зв/Бк изотопов сутки отложившейся активности 3,3 · Pu 0,0028 0, 239 8,9 · Pu 0,025 0, 240 2,4 · Pu 0,0085 0, 241 4,8 · Pu 0,013 0, 242 1,4 · Pu 0,0068 0, Всего 0, * Удельная активность составляет 17,113 · 10 Бк/кг смеси изотопов плутония Если доля ингалированного плутония (fa) не установлена, дозовая нагрузка от плутония, отложившегося в лгких, может быть определена по формуле:

1 T T1/ 2 T 1 500 T1/ 1 e 0,693t 1/ 2 0,6 1 e 0,693t 1/ 500 T I 0,4 (5) T T1/ 2 1 T1/ 2 0,693 1/ 1/ 2 где t 50 365 18250 суток, Т1/2 – период полураспада.

Таким образом, каждый мккюри 239Pu, отложившегося в лгких, за сутки приведт к облучению 426,9 мккюри:

мккюри сутки I 1,433 [0,4 0,6 493] 426,9 (6) мккюри Pu Однако, на 239Pu приходится только 0,025 общей активности смеси изотопов плутония, поэтому вклад 239Pu в суммарную дозу составит 10,67 мккюри в сутки на каждый мккюри смеси изотопов, отложившихся в лгких:

мккюриPu 239 сутки I 0,025 426,9 10,67, (7) мккюриmix тогда суточная доза от каждого мккюри 239Pu, отложившегося в лгких, составит 3,82 бэр:

СD бэр E 51,2 eff 51,2 3,82, (8) мккюри сутки мккюриPu 239 m Pu будет равна 0,15 · 10–3 Зв на беккерель смеси а кумулятивная доза (CD) за счт изотопов, отложившихся в легких:

бэр Зв 0,15 10 СDPu 239 10,67 3,82 40,76. (9) мккюри Бк В таблице 3 представлены прогнозируемые по истечении 50 лет значения дозовых нагрузок на лгкие, костную ткань, печень и яичники людей, подвергнутых облучению в 20-летнем возрасте, в зависимости от активности изотопов плутония, отложившихся в лгких.

Данные о суммарной дозовой нагрузке на лгкие, костный скелет, печень и яичники от смеси изотопов 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu и 242Pu, отложившихся в лгких, представлены в таблице 4.

Таблица 3 – Дозовые нагрузки на лгкие, костную ткань, печень и яичники в зависимости от активности смеси изотопов, отложившейся в лгких (единица измерения – мкЗв/Бк смеси изотопов, отложившихся в лгких) Изотоп Дозовая нагрузка Дозовая нагрузка Дозовая нагрузка Дозовая нагрузка на лгкие на костную ткань на печень на яичники Pu 52,17 529,84 655,44 210, Pu 148,11 1459,28 1832,09 593, Pu 67,71 685,24 841,23 272, Pu 4,81 1000,48 446,81 231, Pu 0,07 0,74 1,04 0, Всего 272,87 3675,58 3776,61 1307, Принимая справочное значение удельной активности смеси изотопов плутония в биологической ткани, равное 17,113 ТБк/кг (17,113 · 1012 Бк/кг), можно рассчитать суммарную дозовую нагрузку на лгкие, костный скелет, печень и яичники человека, отнеснную к массе, а не к активности смеси изотопов, отложившихся в лгких.

Результаты расчтов представлены в таблице 5.

Таблица 4 – Суммарные дозовые нагрузки на лгкие, костную ткань, печень и яичники в зависимости от активности изотопов, отложившихся в лгких Масса, г Отложившаяся доля плутония, Суммарная дозовая нагрузка, поступившего в организм мкЗв/Бк смеси изотопов, ингаляционным путм отложившихся в лгких Лгкие “-“ 764 272, Костная ткань 6800 0,39 3675, Печень 1450 0,59 3771, Яичники 8 0,00093 1308, Таблица 5 – Суммарные дозовые нагрузки на лгкие, костную ткань, печень и яичники в зависимости от массы смеси изотопов, отложившихся в лгких Масса, г Суммарная дозовая нагрузка, Зв/кг смеси изотопов, отложившихся в лгких Лгкие 764 0, Костная ткань 6800 4, Печень 1450 4, Яичники 8 1, Данные таблиц 3–5 показывают, что поглощение плутония из лгких приводит к отложению 56% поступившего в организм количества в печени, 42% – в скелете и 2% – в других тканях.

Результаты спектрометрического анализа биологических образцов свиней, забитых через 12 часов после ввода внутримышечной инъекции плутония, показали, что около 60% поглощенного плутония откладывается в костях, 4% – в печени, и 30% выделяется.

Дозы внутреннего облучения человека плутонием, содержащимся в испарениях смешанного ядерного топлива (U0,8Pu0,2)O2 массой 1 кг, нагретого до температуры выше 2000С, не превысят допустимых пределов норм радиационной безопасности. Однако, топливная загрузка активной зоны энергетического ядерного реактора может превышать 50 тонн;

в случае аварийного облучения продуктами деления ядерного топлива такой массы дозовые нагрузки на организм человека возрастут в десятки тысяч раз.

Оценку внешнего облучения человека при аварийном выбросе радиоактивных веществ из активной зоны реактора на смешанном топливе можно провести, рассчитав дозу от радиоактивного облака, дозу в щитовидной железе и дозу от радиоактивно загрязненных поверхностей.

Дозу облучения D человека при прохождении радиоактивного облака можно рассчитать по формуле:

D K A(i) X M, (10) где: K – дозовый коэффициент, Зв м ;

A(i) – величина выбрасываемой в атмосферу Бк с активности i-го нуклида;

Х 8,1106 с / м3 – коэффициент разбавления радиоактивной примеси в атмосфере в радиусе 1000 м и при высоте трубы 80 м;

M = 0,3 – коэффициент, учитывающий время пребывания человека на открытом воздухе.

Щитовидная железа человека Д (Зв) поглотит дозу, величину которой можно определить по формуле:

Д K (i) A(i) X M M (a) V (a), (11) где: К(i) – дозовый коэффициент i-го изотопа йода, Зв/Бк;

M(а) – поправочный коэффициент для возрастной группы А, зависящий от удалнности эпицентра;

A(i) – величина выбрасываемой активности 131I, равная 0,814 ТБк;

V (а) 22 104 м3 / с – скорость дыхания для лиц возрастной группы А.

Эффективную дозу облучения всего тела от радиоактивно загрязненных поверхностей В можно вычислить по формуле:

B K (i) A(i) X V T, (12) где: К(i) – дозовый коэффициент i-го нуклида, Зв/Бк;

V 2,0 10 м / с – скорость осаждения радионуклидов из облака;

Т = 17,5 м2 – общая площадь загрязннных поверхностей.

Рассчитанные дозы внешнего облучения аварийно-спасательных формирований за время проведения оперативных мероприятий по ликвидации последствий чрезвычайной ситуации приведены в таблице 6.

Таблица 6 – Дозы внешнего облучения аварийно-спасательных формирований в зависимости от удаленности эпицентра аварии Дозы облучения, мЗв Расстояние от места выброса, км 0 0,3 1,0 3,0 10, Доза внешнего облучения от р/а облака 4621 330 51 9 за период аварийного выброса Доза облучения щитовидной железы 10,66 7,07 1,05 0,174 0, Эффективная доза 539 385 60 10 Исходя из того, что дозы внешнего облучения аварийно-спасательных формирований, величины которых приведены в таблице 3, будут получены за 3 суток, можно определить средние значения мощности дозы ионизирующего излучения на различных расстояниях от эпицентра аварии (таблица 7).

Таблица 7 – Мощности доз внешнего облучения аварийно-спасательных формирований в зависимости от удаленности эпицентра аварии Расстояние от места выброса, км 0 0,3 1,0 3,0 10, Мощности доз внешнего облучения, мЗв/ч 64,18 4,58 0,71 0,13 0, Во избежание переоблучения необходимо строго соблюдать нормы работы в очаге аварии по времени. Если, согласно Нормам радиационной безопасности, критическим пределом годовой эффективной дозы облучения человека можно принять значение, равное 200 мЗв, то суточный лимит составит 0,55 мЗв. Рассчитав мощности дозы излучения на различных расстояниях от эпицентра выброса, а также зная величину суточного предела допустимой дозы, можно регламентировать время безопасного проведения спасательных работ в районе аварии на реакторе со смешанным топливом (таблица 8).

Таблица 8 – Допустимое время проведения СиДНР на различных расстояниях от эпицентра аварии Расстояние от места выброса (км) 0 0,3 1,0 3,0 10, Допустимая продолжительность 4 часа 15 18 часов 0,5 7 аварийного облучения минуты минут минут минут 20 минут Ограниченное время работы, регламентирование которого предусмотрено принципом нормирования во избежание переоблучения человека, является наиболее важным параметром безопасности при проведении экстренных мероприятий в очаге ядерной аварии. Однако допустимое время работы в районе аварии активной зоны реактора на смешанном топливе с высоким уровнем достоверности можно определить лишь оперативно, измерив величину мощности дозы ионизирующего излучения на местности и сопоставив е со смертельным для человека значением. Заблаговременная оценка продолжительности безопасного пребывания спасательных формирований в зоне аварии датся с большой погрешностью, поскольку существующие методики не позволяют рассчитать мощность дозы ионизирующего излучения, испускаемого аварийным выбросом, по суммарной осколочной и наведнной активности многокомпонентных выделений активной зоны реактора на смешанном топливе.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ В диссертационной работе представлено научно обоснованное решение проблемы прогнозирования дозовой нагрузки на живой организм при аварии активной зоны реактора на смешанном уран-плутониевом топливе.

1. На основании анализа результатов международных исследований установлено, что внутренним инициирующим фактором аварии активной зоны реактора является повышение температуры и газового давления, вызванное продуктами деления топлива, которые, выделившись в окружающую среду, сформируют залповую дозовую нагрузку на человека.

2. Идентифицирован изотопный состав выброса из реактора на смешанном уран плутониевом топливе, ожидаемого при аварии, вызванной повышением температуры в активной зоне до температуры выше 2000С;

определено различие между спектрами выделений, характерных для традиционного и альтернативного видов ядерного топлива.

3. В результате проведнных исследований влияния выделившихся из активной зоны реактора на смешанном топливе продуктов распада на живой организм определено количество плутония, всасываемого в кровь, откладывающегося в лгких, печени, скелете и других тканях.

4. Эксперименты показали, что скорость выведения плутония из основных мест отложения в живом организме очень мала;

на основании этого рекомендовано пренебрегать биологическим выведением при оценке дозы внутреннего облучения.

5. Рассчитана продолжительная (в течение 50 лет с момента поступления в организм) дозовая нагрузка от внутреннего облучения на различные органы и ткани человека.

6. Определена доза внешнего облучения человека, находящегося на различных расстояниях от эпицентра аварии активной зоны реактора на смешанном топливе, получение которой следует ожидать в течение 3 суток после залпового выброса активности в окружающую среду, на основании чего рассчитано допустимое время проведения СиДНР в районе возможной катастрофы.

7. Результаты исследований внедрены в служебную деятельность Отдела радиационной безопасности и Учебного центра ДГП «Институт ядерной физики» РГП НЯЦ РК, а также в учебный процесс Казахского национального технического университета имени К.И. Сатпаева.

Оценка полноты решения поставленных задач. Поставленная цель работы достигнута, задачи исследования решены, результаты исследования доведены до внедрения.

Разработка рекомендации исходных данных по конкретному использованию результатов. Результаты исследования интересны научно-исследовательским институтам, проводящим работы с плутонием, предприятиям атомной энергетики, использующим или планирующим применять уран-плутониевое топливо, промышленным организациям, производящим смешанное топливо, топливные элементы или перерабатывающим отходы обратимого цикла, и медицинским учреждениям, специализирующимся на ядерной диагностике и терапии и занимающимся лечением пострадавших от переоблучения и их реабилитацией.

Оценка технико-экономической эффективности внедрения. Известно, что уран плутониевое топливо обладает энерговыделением, в семь раз превышающим аналогичный показатель диоксида урана. При использовании 1 кг UO2 в качестве топлива на АЭС вырабатывается 50000 кВт·ч электроэнергии;

то же количество (U0,80Pu0,20)O характеризуется энерговыделением в 350000 кВт·ч. При казахстанской цене 5,95 центов за 1 кВт·ч электроэнергии и среднегодовом электропотреблении 1 человеком 7200 кВт·ч годовой экономический эффект от использования смешанного топлива на АЭС составит 2568,96 долларов США (из расчта на 1 человека).

Оценка научного уровня выполненной работы в сравнении с лучшими достижениями в данной области. В Казахстане проводились работы по изучению свойств уран-плутониевого топлива и по исследованию механизмов возможных аварий активной зоны, однако аналогичный подход к задаче прогноза и оценки безопасности человека при аварии на реакторе со смешанным топливом до сегодняшнего дня не применялся.

Основные положения диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Ким Д.С. Оценка потенциальной опасности от эксплуатации реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем // Сборник материалов VII Международной научно-практической конференции «Актуальные проблемы безопасности жизнедеятельности». Том 1. – Алматы: КазНТУ имени К.И. Сатпаева, 2005. – С.258-264.

2. Феофанов В.А., Ким Д.С. Уран-плутониевый топливный цикл как экологически безопасный и перспективный ядерный топливный цикл для атомной энергетики Казахстана // Сборник материалов VII Международной научно-практической конференции «Актуальные проблемы безопасности жизнедеятельности». Том 1. – Алматы: КазНТУ имени К.И. Сатпаева, 2005. – С.148-153.

3. Ким Д.С. Распределение и удержание плутония, выделяющегося при аварии из реактора на смешанном топливе, в живом организме // Научный журнал «Вестник КазНТУ имени К.И. Сатпаева», № 2(46). – Алматы: КазНТУ имени К.И. Сатпаева, 2005. – С. 204 209.

4. Ким Д.С. Экологическая ситуация в санитарно-защитной зоне исследовательского реактора ВВР-К после возобновления его эксплуатации в 1998 году // Труды IV Международной конференции «Стратегия развития науки и технологии в XXI веке», посвященной 15-летию создания научно-технического общества Узбекистана «Тинбо». – Ташкент: НТО «ТИНБО», 2006. – С. 68-72.

5. Жараспаев М.Т., Ким Д.С. Экономические аспекты использования плутония в ядерном топливно-энергетическом цикле по сравнению с его захоронением во внешней среде // Труды VIII Международной научно-технической конференции «Новое в безопасности жизнедеятельности». – Алматы: КазНТУ имени К.И. Сатпаева, 2006. – С. 68 72.

6. Жараспаев М.Т., Ким Д.С. Критерии и принципы безопасной работы реактора на быстрых нейтронах (на примере БН-350) // Труды VIII Международной научно технической конференции «Новое в безопасности жизнедеятельности». – Алматы: КазНТУ имени К.И. Сатпаева, 2006. – С. 72-78.

7. Касенов К.М., Ким Д.С. Безаварийная эксплуатация реактора БН-350 как основа экологической стабильности в районе его расположения // Научный журнал «Вестник КазНТУ имени К.И. Сатпаева», № 3(63). – Алматы, КазНТУ имени К.И. Сатпаева, 2007. – С. 177-182.

8. Касенов К.М., Ким Д.С. Разработка схемы анализа аварии на ядерном реакторе по очердности возникновения событий, инициирующих разрушение активной зоны // Научный журнал «Известия научно-технического общества «КАХАК», № 3(16). – Алматы, 2007. – С. 63-70.

9. Kim D.S. Forecasting of the accidental irradiation dose of personnel of the research reactor WWR-K // Proceedings of the 2007 Korean-ethnic Scientists and Engineers Academic Conference. July, 4-6, 2007. – Seoul, Korea: The Korean Federation of Science and Technology Societies, 2007 – P. 143-145.

10. Ким Д.С. Безаварийная эксплуатация исследовательского реактора ВВР-К как основа экологической стабильности в районе его расположения // Научный журнал «Вестник Казахстанско-Британского Технического Университета», № 2(5). – Алматы:

КБТУ, 2008. – С. 57-63.

11. Жараспаев М.Т., Ким Д.С. Факторы, способствующие возникновению и развитию аварий на атомных реакторах // Научный журнал «Вестник КазНТУ имени К.И.

Сатпаева», № 6(69). – Алматы, КазНТУ имени К.И. Сатпаева, 2008. – С.87-90.

12. Жараспаев М.Т., Ким Д.С., Жумагулова Р.Е. Способ нагрева образцов ядерного топлива до температуры свыше 20000С во внереакторных условиях // Приоритет Республики Казахстан на изобретение МКИ8 HOSH 1/00, HOSH 1/02 в РГКП «Национальный институт интеллектуальной собственности» Комитета по правам интеллектуальной собственности Министерства Юстиции Республики Казахстан.

Регистрационный № 2008/0705.1. Вход. № 10635 от 22.06.2008 г.

13. Ким Д.С. Evaluation of living organisms’ emergency irradiation by fission products of hybrid uranium-and-plutonium fuel // Proceedings of the 4th International Workshop on Individual Monitoring of Ionizing Radiation. November, 89-30, 2008. – Oarai, Japan. – Р. 18-19.

14. Жараспаев М.Т., Ким Д.С. Исследования роли продуктов деления в развитии аварий активной зоны, проведенные французскими учными // Научный журнал «Вестник КазНТУ имени К.И. Сатпаева», № 1(71). – Алматы: КазНТУ имени К.И. Сатпаева, 2009. – С.9-12.

15. Ким Д.С. Осаждение частиц натриевого теплоносителя, выделившихся при аварии из активной зоны БН-реактора со смешанным топливом, во внешней среде // Научный журнал «Известия научно-технического общества КАХАК», № 1(22) Алматы, 2009. – С. 99-105.

16. Жараспаев М.Т., Ким Д.С., Жумагулова Р.Е. Способ определения интенсивности облучения организма человека радиоактивным изотопом плутония 239Pu // Приоритет Республики Казахстан на изобретение МКИ8 А 62 В 15/00, А 62 В 37/00 в РГКП «Национальный институт интеллектуальной собственности» Комитета по правам интеллектуальной собственности Министерства Юстиции Республики Казахстан.

Регистрационный № 2009/0250.1. Вход. № 03887 от 28.02.2009 г.

Тйін Ким Дмитрий Спартакович Аралас отынды реакторды апаты кезінде тару жмыстарыны ауіпсіздігін баалау жне болжау 05.26.02 – «Ттенше жадайлардаы ауіпсіздік» мамандыы Зерттеу нысаны мен пні. Зерттеу нысаны болып аралас уран-плутонийлі отынмен жмыс атаратын ядерлік реакторлар саналады. Зерттеу пнін реакторда пайдаланалатын ядерлік отынны тріне байланысты азаны апатты сулеленуіні задылытары райды.

Жмысты масаты уаты 1000 МВт болатын, аралас уран-плутонийлі отында жмыс істейтін энергетикалы реактордаы апат салдарын жоюмен айналысатын тару рылымдарыны жеке рамына ауіп тндіретін радиациялы ауіпті баалау жне болжау болып саналады. тару жмыстарыны ауіпсіздігіні критериі болып реакторды активті аймаынын оршаан ортаа тасталан радиоактивті блшектерді жаппай латырыстарынан ішкі сулелену нтижесінде адама сер ететін апатты млшерлік кштеуі саналады. Аралас отынды реакторды апат ошаында жргізілетін тару жне т.б. жедел трде атарылатын жмыстарды (жЖАЖ) баалау бір реттік сырттай сулеленуді млшерлері бойынша жргізіліп, оны негізінде наты тжірибелік сыныстар беріледі.

Зерттеу дісі. Жмыста реакторларды ядерлік ауіпсіздігі саласындаы лемдік жетістіктерге аналитикалы шолу жасалынан, атомды ондырылардаы апаттарды болжау бойынша отанды жне шет елдік тжірибелер жалпыланан, аралас отынды лгілерді лазерлі ыздырылуы мен оларды буларыны спектрометриясы жасалынан, эксперимент жзінде тірі организмдерде радиоактивті заттарды метаболизмі зерттеліп, адамны оршаан ортаа тасталан жаппай латырыстардан ішкі жне сырты сулелену млшерлері есептелген, сонымен атар аралас отынды реакторды ммкін болатын апаты салдарын жою кезінде тару жмыстарыны ауіпсіздігі бааланан.

Жмыс нтижелері.

1. Аралас уран-плутонийлі отындаы реактор латырысыны изотопты рамы теестірілген.

2. Аралас отынды реакторды активті аймаынан блініп шыан сейілу німдеріні тірі организмге серін зерттеу жмыстарыны нтижесінде ана сіірілетін, кпеде, бауырда, сйекте жне т.б. лпаларда жиналып алатын РuO2 млшері аныталан.

3. Эксперименттік зерттеулер плутонийді тірі организмні негізгі жиналып алан орындарынан шыарып алу жылдамдыы те аз екенін крсеткен, осыны негізінде ішкі сулеленуді баалау кезінде биологиялы трде шыаруды станбау сынылады.

4. Адамны дене мшелері мен лпаларына сер ететін ішкі сулеленуді заты (организмге тскен уаыттан бастап 50 жыла) млшерлік кштеуі есептелген.

5. Аралас отынды реакторды активті аймаы апатыны эпицентрінен трлі ара ашытытарда болатын адамдарды ішкі сулеленуіні млшері аныталан, оны жаппай латырыстарды оршаан ортаа тасталуынан кейін 3 кннен со алуа болады, мны негізінде катастрофаны ммкін болуы аймаында жЖАЖ-ды жргізуді шекті уаыттары есептелген.

Егізу дегейі. Зерттеу нтижелері азастан Республикасыны «лтты ядролы орталыы» РМК «Ядролы физика институты» МК Оу орталыыны жне Радиациялы ауіпсіздік бліміні ызметіне, сонымен атар.И. Стбаев атыдаы аза лтты техникалы университетіні оу рдісіне егізілген.

Нтижелерді пайдалану бойынша сыныстар. Адама сер ететін апатты млшерлік кштеуді анытау организмнен радиоактивті заттарды шыару бойынша іс шаралар жиынтыын растыру шін ажет. Бір реттік сырты сулеленуді млшерін баалау аралас отынды реакторды апаты болан аймвта жЖАЖ-ды ауіпсіз жргізу бойынша тжірибелік сыныстар беруге ммкіндік туызады.

Пайдалану аймаы. Зерттеу нтижелері плутониймен жмыс атаратын ылыми зерттеу институттарына, уран-плутонийлі отынды пайдалануды жобалап отыран атомды энергетика нерксіптеріне, аралас отын, отын элементтерін шыаратын немесе айта айналымдаы алдытарды дейтін ндірістік ксіпорындара жне ядерлік диагностика жне терапиямен жне сулеленуден зардап шеккендері емдеумен айналысатын медициналы йымдара ажет.

Егізуді экономикалы тиімділігі. Уран-плутонийлі отын уран диоксидінен жеті есе кп болатын энергия шыару асиетіне ие екені белгілі. АЭС-да отын ретінде 1 кг UO2 ді пайдалануда 50000 кВт·са электр энергиясы блінеді;

сол млшерге сйкес (U0,80Pu0,20)O2 350000 кВт·са энергия шыарумен сипатталады. 1 кВт·са электр энергиясыны ны 5,95 цент жне 1 адамны электр энергиясын пайдалануыны орташа жылды млшері 7200 кВт·са боланда АЭС-да аралас отынды пайдаланудан тсетін экономикалы тиімділік 2568,96 АШ долларды райды (1 адама есептегенде).

Зерттеу нысаныны дамуы жайындаы болжамдар. Аралас баыттарды ылыми зерттеу аясында оршаан орта нысандары шін аралас отынды реакторды жмыс істеу рдісі кезінде пайда болатын латырыстарды жне/немесе екіншілей німдерді шоырларыны изотопты рамын згерту бойынша активті айма апатыны салдарын баалау дістемесін йымдастыру ммкіншілігі туады.

Summary Kim Dmitriy Spartakovich Forecasting and evaluation of salvage operations safety at hybrid fuel reactor breakdown Speciality 05.26.02 – «Safety in emergency situations» Object and subject of research. The object of research is a nuclear reactor operating with the hybrid uranium-and-plutonium fuel in the core. The subject of research consists of appropriateness of a living organism emergency exposure alteration depending on the type of a nuclear fuel in reactor.

The aim of the thesis is to forecast and evaluate the radiation jeopardy, threaten with lifeguard units staff winding up the consequences of breakdown on 1000 MW generating capacity reactor operating with hybrid uranium-and-plutonium fuel. The salvage operations safety forecasting guideline is a human emergency internal irradiation exposure by radioactive components of volley emission from the core into environment. The safety evaluation of salvage and other necessity works (S&ONW;) carrying out in the hybrid fuel reactor radiation accident hearth, is conducted according to a single external irradiation doses on base of which there had been given the specific practical recommendations.

Analysis. In the thesis there’s been used the complex analysis policy including analytical round-up of the world-wide progress domain of reactors nuclear safety;

generalization of the domestic and foreign experience on atomic plants breakdowns forecasting;

laser heating of the hybrid fuel samples and its fume spectrometry;

experimental in-depth study of active materials’ metabolism in living organisms;

estimation of doses of human internal and external irradiation from the activity volley emission into the environment;

and evaluation of the safety of salvage operations carrying out at winding up the hybrid fuel reactor possible breakdown consequences.

Main results of the thesis.

1. There’s been identified the hybrid uranium-and-plutonium fuel reactor emission isotopic composition being awaited in the case of breakdown, caused by the rise in temperature in the core above 2000С;

the difference between emission spectrums distinctive both for traditional and alternative kinds of nuclear fuel has also been determined.

2. As a result of the conducted researches of fission products educed from the hybrid fuel reactor core on a living organism there’s been determined РuO2 quantities imbibed into the blood and laying in the pulmonary region, liver, skeleton and other tissues.

3. The experiments confirmed that the speed of plutonium removal from the basic precipitation locations is too small;

due to this fact there’d been recommended to neglect the biological removal when evaluating the internal irradiation dose.

4. There’s been estimated the enduring (for 50 years since the matriculation into organism) internal irradiation exposure on various human organs and tissues.

5. There’s been defined the outlying from the hybrid fuel reactor core accident epicenter over different distances human external irradiation dose awaited during 3 days after the activity at one draught emission into environment. On the base of this result one can calculate the allowed time of S&ONW; conducting in a region of possible breakdown.

Inculcation extent. The investigation results have been inculcated in the official activity of both the Radiation Protection Department and the Training Center of the Institute of Nuclear Physics of the National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan and in the curriculum of the Kazakh National Technical University named after K.I. Satpayev as well.

The results’ usage recommendations. Forecast of a human accident radiation exposure is necessary for the subsequent elaboration of the arrangement complex for active materials moving off the human organism. The single external irradiation dose evaluation allows to make the specific practical recommendations on S&ONW; safe conducting in the hybrid fuel reactor breakdown region.

Field of application. The investigation results are necessary for scientific and research institutes conducting works with plutonium, for atomic energy enterprises using or designing usage of uranium-and-plutonium fuel, for industrial organizations either producing the hybrid fuel and fuel elements or recycling the reversible cycle wastes;

and for medical establishments specializing on the nuclear diagnostics and therapy and taking up the overirradiated patients cure and their rehabilitation.

Inculcation cost-performance. It is common knowledge that uranium-and-plutonium fuel is characterized by the energy-release 7 times more than the similar index of uranium dioxide.

Using 1 kg of UO2 as APP fuel 50000 kilowatt-hour of electricity are generated;

the same quantity of (U0,80Pu0,20)O2 is characterized by the energy-release equal to 350000 kilowatt-hour.

Near the price 5.95 cents for 1 kilowatt-hour of electricity and the average annual power consumption 7200 kilowatt-hour per capita the benefits of the hybrid fuel APP application aggregate 2568.96 USD per capita.

Forecasting estimates of the research object development. Within the adjacent scientific researches it’s possible to elaborate the method of the hybrid fuel reactor breakdown consequences for the environment according to alterations of the outliers isotopic compound and secondary products concentrations forming in the process of the hybrid fuel reactor exploitation.

Подписано в печать 20.03.2009 г.

Формат 60х84 1/16. Бумага офсетная. Ризограф, печать RISO.

Объм 1,4 усл. печ. л. Тираж 100 экз.

Издание Казахской головной архитектурно-строительной академии Издательский дом «Строительство и архитектура» Республика Казахстан, п/и 050043, г. Алматы, ул. Рыскулбекова,