Топливный цикл крупномасштабной ядерной энергетики россии на принципах топливного и радиационного баланса и нераспространения

На правах рукописи

Лопаткин Александр Викторович ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ НА ПРИНЦИПАХ ТОПЛИВНОГО И РАДИАЦИОННОГО БАЛАНСА И НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ 05.14.03 – «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва - 2013 2

Работа выполнена в ОАО «Ордена Ленина Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (ОАО «НИКИЭТ»)

Официальные оппоненты:

Римский-Корсаков Александр Андреевич, доктор физико-математических наук НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», научный руководитель Иванов Валентин Борисович, доктор технических наук, ОАО "ВНИИНМ", генеральный директор Поплавский Владимир Михайлович, доктор технических наук, ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, советник генерального директора Ведущая организация Открытое акционерное общество «Восточно-Европейский головной научно исследовательский и проектный институт энергетических технологий»

Защита диссертации состоится «_»2013 г. в «_» на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», 249033, г. Обнинск Калужской обл., пл. Бондаренко,

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации Физико-энергетический институт имени А.И.

– Лейпунского» Автореферат разослан «»2013 г.

Ученый секретарь Верещагина Татьяна Николаевна диссертационного совета, доктор технических наук

Общая характеристика работы

Актуальность работы. Ядерная энергетика (ЯЭ) на реакторах, выросших из военной техники, уже в 70-80-е гг. стала крупным сектором энергетики многих стран. Но ее главные проблемы: безопасность и стоимость АЭС, радиоактивные отходы, нераспространение оружейных материалов, а также воспроизводство топлива не нашли исчерпывающих решений. Быстрые реакторы, на которых намечалось крупномасштабное развитие ЯЭ, были нацелены на высокие темпы воспроизводства и оказались дорогими, увеличивали риск распространения и не получили широкого применения, их разработки были свернуты в США, затем и в Европе. В условиях стабилизации мирового топливного рынка в конце 1970-х годов в США, а затем в Европе и России ЯЭ пришла в состояние стагнации. На XXI век прогнозировалось снижение ее доли в энергетике.

К концу 1990-х годов в России и США сформировались два разных, но дополняющих друг друга подхода к обновлению концепции развития ЯЭ и технической концепции реакторов и ядерного топливного цикла (ЯТЦ) для будущего.

Инициативы DOE США (NERI, G4) были нацелены на широкий поиск концепций реакторов следующего поколения и их топливного цикла для среднесрочной перспективы ЯЭ ограниченного масштаба. Задачи: снижение стоимости и рисков (аварии на АЭС, обращение с отходами, нераспространение);

приспособление к условиям либерализованного рынка;

новые области применения (локальные нужды небольших стран и районов, опреснение, производство водорода и др.).

Стратегия Минатома России 2000 года (далее Стратегия-2000), определившая общее направление развития ядерной энергетики (ЯЭ) в России до 2050 г., исходила из того, что полувековой опыт достаточен для разработки и демонстрации в начале XXI века быстрых реакторов в замкнутом ЯТЦ, эффективно утилизирующих накапливаемые облученное ядерное топливо (ОЯТ) и плутоний;

отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ по топливному балансу, экономике, безопасности, отходам, нераспространению;

способных поэтому стать основой развития в XXI веке большой ЯЭ для радикального решения встающих перед миром проблем энергоснабжения, оздоровления окружающей среды, нераспространения оружия. К концу века, при исчерпании ресурсов дешевого природного урана быстрые реакторы могут поддержать работу тепловых реакторов разных типов, предпочтительных для использования в тех или других секторах энергетики, путем их перевода в торий-урановый топливный цикл.

Анализ состояния ядерной энергетики, причин и последствий крупных аварий в гражданском ее секторе (TMI, Чернобыль, …), анализ темпов и уровня развития электроэнергетики в мире позволили к 1991 г. сформулировать общие требования к крупномасштабной ЯЭ на базе быстрых реакторов, перенеся главное внимание с высоких темпов развития ЯЭ (и воспроизводства) на безопасность, включая экологическую:

• неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана • реализация свойств естественной безопасности, заключающейся в исключении аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях;

• снижение долговременной радиационной опасности радиоактивных отходов (РАО) за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в реакторе наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки РАО с достижением радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр Земли ураном;

• закрытие каналов распространения ядерного оружия путем исключения возможности использовать производства замкнутого топливного цикла для извлечения из облученного ядерного топлива материалов оружейного качества;

• экономическая конкурентоспособность производства ядерной энергии, прежде всего, за счет снижения стоимости новых АЭС по сравнению с современными АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, а также снижения стоимости технологий замкнутого топливного цикла.

Более низкие, чем ожидалось прежде, темпы роста электрогенерирующих ядерных мощностей и накопление к настоящему времени тепловыми реакторами (ТР) больших количеств плутония, а также возможность старта быстрых реакторов (БР) на обогащенном уране позволяют отказаться от требования высокого темпа наработки плутония в быстрых реакторах, отдав предпочтение БР с умеренной энергонапряженностью активной зоны (на уровне современных ТР) и топливу равновесного состава с коэффициентом воспроизводства близким к 1, решению накопленных проблем ядерного топливного цикла, поддержке нераспространения ядерных материалов.

Диссертация посвящена обоснованию стратегии перехода ЯЭ России от современного состояния к крупномасштабной ЯЭ на базе БР, анализу возможных темпов и масштабов развития ЯЭ, разработке модели трансмутационного замкнутого топливного цикла (ЗТЦ), определению условий и доказательству реализуемости радиационной эквивалентности для развивающейся ЯЭ России, обоснованию подхода к технологической поддержке режима нераспространения применительно к ЗТЦ БР, разработке общих требований к радиохимическим технологиям ЗТЦ БР и ТР а также к составу подлежащих захоронению долгоживущих РАО, разработке технологических схем радиохимических технологий, другим вопросам реализации ЗТЦ. В диссертации представлены результаты комплексного анализа принципиальных составляющих (мощности ТР и БР, баланс основных топливных актинидов, баланс потребленных природных радиоактивных ресурсов (уран и торий) и долгоживущих РАО от переработки ОЯТ эквивалентность). По (радиационная комплексному решению указанных задач отечественных и зарубежных аналогов диссертация не имеет.

В основу анализа радиационного баланса ЗТЦ положен принцип радиационной эквивалентности, предложенный в начале 1990-х И.Х. Ганевым и Е.О. Адамовым. С участием автора в 1990-2000 г.г. было показано, что этот принцип при определенных условиях может быть реализован в ЯЭ. Общий подход к развитию ЯЭ России с переходом к широкомасштабной энергетики был сформулирован в Стратегия-2000, где одной из задач для формирования ЗТЦ ЯЭ ставилась реализация радиационной эквивалентности.

Большая часть работ по теме диссертации автором выполнена в ходе реализации Основных задач Минатома России в 2000-2005 г.г.

Целью диссертации являлась разработка основ стратегии перехода от современного состояния, базирующегося на тепловых реакторах и длительном хранении ОЯТ, к трансмутационному ЗТЦ на основе быстрых реакторов и переработке всего объема ОЯТ с трансмутацией долгоживущих нуклидов в быстрых реакторах и реализацией радиационно-эквивалентного обращения с РАО. Показан потенциал развития БР с невысоким избыточным воспроизводством вторичного топлива для (КВА~1,05) различных сценариев ввода мощностей ТР и БР при старте БР на плутонии из ОЯТ ТР, так и на обогащенном уране. Основное внимание уделено первому пути развития мощностей БР (старт на плутонии из ОЯТ ТР), поскольку в этом случае решается задача ликвидации накопленного объема ОЯТ современной ЯЭ с трансмутацией долгоживущих нуклидов в БР и реализации радиационной эквивалентности. Второй путь рассмотрен для доказательства отсутствия ресурсных ограничений развития системы БР с невысоким избыточным воспроизводством для любых востребуемых энергетической ситуацией в РФ мощностей. Также цель диссертации была в разработке требований к радиохимической технологии ЗТЦ для реализации радиационной эквивалентности и технологической поддержки режима нераспространения, в разработке принципиальных технологических схем таких технологий применительно к пристанционному ядерному топливному циклу.

Научная новизна работы состоит в следующем:

• впервые разработана методология комплексного материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ России, методология применена для анализа сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ, реализующей радиационно-эквивалентное обращение с РАО;

• впервые предложена модель трансмутационного ЗТЦ с набором мероприятий и численными критериями;

• показано, что в рамках уран-плутониевого ТЦ радиационная эквивалентность сырьевых материалов и захораниваемых РАО устойчиво достигается при всех рассмотренных сценариях развития мощностей ТР и БР при реализации мероприятий трансмутационного ЯТЦ;

• показаны физические преимущества трансмутации минорных актинидов (МА – Np, Am, Cm) в БР, исследованы особенности гомогенного (в составе топлива) и гетерогенного (в виде специализированных твэлов и ТВС) подходов к трансмутации МА;

• исследованы физические характеристики и предложены принципиальные компоновочные решения для хранилища, осуществляющего долговременную контролируемую выдержку долгоживущих РАО перед захоронением;

• исследована эффективность альтернативных по отношению к БР установок для трансмутации МА, показано, что при наличии БР, работающих в ЗТЦ, необходимости в дополнительных трансмутационных установках нет;

• впервые сформулированы качественные и количественные критерии технологической поддержки режима нераспространения для технологий регенерации ОЯТ;

• показано влияние на радиационный баланс долгоживущих РАО введения торий уранового цикла в рассмотренные сценарии развития ЯЭ России;

• показано, что прогнозируемые на основе экспериментальных и расчетных данных изменения сечений реакций топливных нуклидов, определяющих их накопление и увод, существенно не влияют на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, не изменяют результаты по условиям достижения радиационной эквивалентности;

• представлены результаты разработки принципиальных технологических схем и сравнительных технико-экономических исследований радиохимических технологий, отвечающих разработанным требованиям к технологиям широкомасштабной ЯЭ;

• представлены основные результаты проектных работ по пристанционному ЗТЦ АЭС с опытно-демонстрационным реактором БРЕСТ-ОД-300, реализующим основные требования к ЗТЦ широкомасштабной энергетики на базе БР.

Практическая значимость работы состоит в следующем:

• разработана модель перехода ЯЭ России от современного состояния к крупномасштабной ЯЭ, решающая проблему ОЯТ современной ЯЭ и реализующей радиоэквивалетный подход при обращении с долгоживущими РАО;

• определены численные критерии формирования состава долгоживущих РАО, подлежащих длительному хранению и/или захоронению, для реализации радиационной эквивалентности;

• показано, что систему БР можно эффективно развивать при старте БР на обогащенном уране с последующим переходом на собственный наработанный плутоний. Такое развитие позволяет развить мощность ЯЭ примерно в 5 раз больше, чем на ТР, при одинаковой ресурсной базе природного урана;

• показана роль отдельных нуклидов и элементов в долговременном радиационном балансе ОЯТ тепловых и быстрых реакторов, выделены ключевые нуклиды, определяющие возможность достижения радиационной эквивалентности;

• сформулированы и обоснованы требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ;

• разработаны принципиальные технологические схемы радиохимических технологий, реализующих требования к крупномасштабной ЯЭ, получены результаты сравнительных ТЭИ этих технологических схем;

• по результатам концептуальной разработки получены основные характеристики (объемы, компоновка, тепловая мощность, массы фракций РАО и др.) хранилища для контролируемой выдержки РАО перед захоронением, показывающие практическую реализуемость таких объектов в ядерной энергетике;

• по результатам анализа баланса долгоживущей радиоактивности в ЗТЦ ЯЭ с торий урановым циклом показано, что торий-урановый ЗТЦ по наработке долгоживущих актинидов не имеет преимуществ перед уран-плутониевым ЗТЦ;

• разработаны принципиальные технологические схемы радиохимических технологий, реализующих требования к крупномасштабной ЯЭ, получены результаты сравнительных технико-экономических исследований (ТЭИ) разработанных технологических схем.

Личный вклад автора в результаты, представленные в диссертации, состоит в следующем:

• автором предложена и обоснована модель трансмутационного ЗТЦ с набором мероприятий и численными критериями;

• автором предложена методология и на ее основе выполнен комплексный анализ материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ для сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ;

• под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведено расчетное моделирование сценариев развития ЯЭ и влияния на ключевые показатели различных отклонений, доказана реализуемость радиационной эквивалентности при обращении с долгоживущими РАО;

• автором совместно с В.В. Орловым (НИКИЭТ) и Б.Д. Рогозкиным (ВНИИНМ) разработаны требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ;

• под научным руководством автора проведена разработка принципиальных технологических схем регенерации ОЯТ БР, отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ, проведены сравнительные технико-экономические исследования (ТЭИ) шести технологических схем;

• под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведено исследование различных подходов к трансмутации минорных актинидов (МА) в БР;

• под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведена концептуальная разработка и получены основные характеристики хранилища для контролируемой выдержки РАО перед захоронением;

• под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведена концептуальная разработка установок для трансмутации МА, автором проведено сравнение эффективности установок;

• автором совместно с Л.И. Шибаршовым (РФЯЦ-ВНИИТФ) разработаны общие требования к технологической поддержке нераспространения в ЗТЦ БР, под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведен расчетный анализ характеристик ядерных материалов в ЗТЦ и определены численные критерии гарантий нераспространения;

• по инициативе автора поставлены эксперименты и с его участием проведена обработка и расчетный анализ результатов по определению сечений топливных актинидов в рамках экспериментов на стендах БФС-1 и БФС-2 (ГНЦ РФ-ФЭИ) по исследованию характеристик БР со свинцовым теплоносителем, а также в экспериментах на БР-1.

• под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведен анализ влияния прогнозируемых на основе экспериментальных и расчетных данных изменения сечений реакций топливных нуклидов на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, на условия достижения радиационной эквивалентности;

• под научным руководством автора выполнен проект пристанционного ядерного топливного цикла АЭС с реакторной установкой (РУ) БРЕСТ-ОД-300.

Положения, выносимые на защиту:

• модель трансмутационного ЗТЦ с набором ключевых мероприятий и численными критериями;

• результаты комплексного анализа материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ для сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ, реализующей радиоэквивалентное обращение с РАО;

• требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ;

• результаты разработки принципиальных технологических схем регенерации ОЯТ БР, отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ, и сравнительных ТЭИ шести технологий;

• результаты анализа элементов трансмутационного ТЦ, включая альтернативные подходы к трансмутации МА;

• общие требования к технологической поддержке нераспространения в ЗТЦ БР, результаты расчетного анализа характеристик ядерных материалов в ЗТЦ и численные критерии гарантий нераспространения;

• результаты анализа влияния прогнозируемых изменений сечений реакций топливных нуклидов на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, на условия достижения радиационной эквивалентности.

Достоверность и обоснованность научных положений диссертации определяется использованием общеизвестных расчетных методик для характеристик РУ, верификаций нейтронных сечений, используемых в разработанной автором методике для анализа накопления в ЗТЦ долгоживущих нуклидов, сравнением расчетных и экспериментальных результатов.

Апробация диссертации и публикации. Представленные в диссертации результаты докладывались на российских и зарубежных конференциях (в том числе, конференциях МАГАТЭ) и семинарах, опубликованы в 22 статьях в журнале «Атомная энергия», входящем в перечень ведущих рецензируемых научных изданий, рекомендованных ВАК, в сборниках докладов российских и международных конференций, в двух монографиях, энциклопедии «Машиностроение» (том «Машиностроение ядерной техники»), отчетах и препринтах НИКИЭТ. По теме диссертации получено 3 патента.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 9 глав и заключения. Общий объем диссертации 314 стр., включая 59 таблиц и 98 рисунка. Список использованных источников содержит 128 наименования.

Во введении обоснована актуальность работы, показана ее научная новизна, практическая значимость, представлены положения, выносимые на защиту.

В первой главе диссертационной работы на основе анализа нейтронных сечений показано, что в комплексе задачи крупномасштабной ЯЭ могут быть решены только при развитии быстрых реакторов. Уже накопленный плутоний, а также и накапливаемый в ОЯТ тепловых реакторов, возможность пуска БР на обогащенном уране с переходом на замкнутый уран-плутониевый цикл, позволяет существенно изменить взгляд на быстрые реакторы, и в первую очередь – снять ранее положенное в основу конструирования БР требование о расширенном воспроизводстве плутония с высоким темпом, а следовательно неизбежном бланкете и опасности распространения оружейных материалов.

Во второй главе представлены основные требования к крупномасштабной ядерной энергетике, включая требования к реакторной установке и замкнутому топливному циклу.

В рамках описания основных требований к ЗТЦ определено понятие радиационной эквивалентности и методики численного анализа долговременных радиационных характеристик ядерных материалов и РАО, дан перечень мероприятий трансмутационного ядерного топливного цикла, принципиальная схема и численные критерии;

представлен подход к захоронению РАО с точки зрения соблюдения радиационно-миграционного баланса, учитывающего спад опасности радиоактивных материалов при их длительной миграции от места захоронения к биосфере, и природоподобия захоронений РАО. В той же главе представлен подход к технологической поддержке нераспространения в рамках ЗТЦ БР.

Переход от современной ядерной энергетики, в основу концепции безопасности которой положен принцип «глубоко эшелонированной защиты» и используются вероятностные методы при обосновании безопасности, к новой ядерной энергетике возможен только на принципах естественной (детерминистической) безопасности, применимых не только в РУ, но и ко всем элементам ядерной технологии. Это должно достигаться, преимущественно, протекающими в установке физическими процессами, используемыми материалами и конструктивными решениями, а не последовательным наращиванием систем обеспечения безопасности. На базе такой технологии можно развивать широкомасштабную энергетику.

В разделе 2.1 представлены основные требования к конструкции РУ, топливу, теплоносителю для реализации требований естественной безопасности.

В разделе 2.2 представлены основные требования к замкнутому топливному циклу крупномасштабной ядерной энергетики.

Для реализации основных задач и принципов построения крупномасштабной ядерной энергетики замкнутый топливный цикл нового поколения БР должен разрабатываться исходя их следующих предпосылок:

• вовлечение всего запаса урана в производство электроэнергии, т.е. фактическое увеличение использования природного урана примерно в 150 раз по сравнению с современным уровнем;

• необходимость периодической регенерации и фабрикации топлива в замкнутом цикле;

• необходимость исключения использования производств замкнутого топливного цикла для извлечения из облученного топлива плутония, для чего требуется полное воспроизводство плутония в активной зоне без ураносодержащих экранов при поддержка режима нераспространения ядерных KB1,0 (технологическая материалов);

• трансмутация наиболее опасных долгоживущих актинидов и продуктов деления и глубокая очистка РАО от этих нуклидов с достижением радиационного баланса между выводимыми из ЗТЦ для захоронения РАО и извлекаемой из земли урановой рудой (радиационная безотходность);

• радиационно-миграционная эквивалентность и природоподобие при захоронении РАО;

• допустимость для физических характеристик БР низкой степени очистки топлива от продуктов деления при регенерации, т.е. менее строгие по сравнению с тепловыми реакторами требования к радиохимической технологии (также технологической поддержки режима нераспространения ядерных материалов);

• минимизация транспортировки больших масс высокоактивных и делящихся материалов, ликвидация рисков радиологических аварий и потерь делящихся материалов при транспортировке;

• экономическая эффективность ядерной энергетики.

Защищаемая стратегия развития ЗТЦ содержит следующие ключевые этапы:

• строительство в ближайшие десятилетия усовершенствованных реакторов на тепловых нейтронах, работающих на обогащенном уране;

• переработка всего объема облученного топлива тепловых реакторов для выделения плутония и долгоживущих нуклидов;

• разработка нового поколения реакторов на быстрых нейтронах, отвечающих требованиям естественной безопасности;

• развитие системы быстрых реакторов нового поколения на базе плутония, выделенного из ОЯТ тепловых реакторов, а также преимущественное использование в БР обогащенного урана с переходом на замкнутый уран-плутониевый цикл.

Обоснованию реализуемости в совокупности основных требований к ЗТЦ в части топливообеспечения, радиационной эквивалентности и нераспространения автор посвятил последние 15 лет, основные результаты представлены в настоящей работе.

В работе широко используются термины «трансмутационный топливный цикл» и « радиационная эквивалентность».

Для перехода от описательного и эмоционального взгляда на проблему радиоактивных отходов к научному анализу и прогнозированию необходимо определиться с методикой количественной оценки «опасности» этих отходов и эталоном для сравнения. Для количественной характеристики радиоактивных веществ с учетом интенсивности распадов и биологического воздействия излучений исследовательский коллектив, в который входил автор, предложил для количественной оценки биологической опасности радиоактивных материалов рассчитать их «потенциальную биологическую опасность» (ПБО), которую также называют «радиотоксичностью». Эта величина для радиоактивного нуклида может быть рассчитана, по крайней мере, двумя способами – как эквивалентная доза либо объем воды или воздуха для разбавления радиоактивного материала до безопасной концентрации. ПБО для смеси радиоактивных нуклидов есть сумма индивидуальных ПБО нуклидов, составляющих смесь.

За эталон для сравнения потенциальной биологической опасности радиоактивных отходов ядерной энергетики было предложено использовать ПБО потребляемого ЯЭ природного сырья – природных радиоактивных урана (современная и перспективная ядерная энергетика) и тория (перспективная ядерная энергетика). Сравнивая первое со вторым можно наглядно видеть, насколько ядерная энергетика нарушает природный радиоактивный баланс. И удобным критерием для оценки приемлемости тех или иных решений является величина отношения ПБО РАО и ПБО потребленного природного урана – дисбаланс Возможные подходы к организации топливного цикла перспективной ядерной энергетики и политики обращения с долгоживущими радиоактивными отходами были широко исследованы с участием автора. Показано, при определенных условиях в ядерной энергетике возможна ситуация, когда на окончательное захоронение в геологические формации будут направляться радиоактивные отходы, у которых ПБО будет равно (т.е. эквивалентно) или меньше, чем у потребленного природного урана, т.е. будет реализован принцип радиационной эквивалентности (РЭ) между направляемыми ею на захоронение радиоактивными отходами и потребляемым ЯЭ природным ураном (или торием). Это численный критерий, который можно рассчитывать и оптимизировать, т.е.

научно обосновывать принимаемые решения. Принцип радиационной эквивалентности был принят в Стратегии-2000 в качестве критерия при выработке политики обращения с долгоживущими радиоактивными материалами в топливном цикле ядерной энергетики России, а также в «Энергетической стратегии России на период до 2030 года».

В разделе представлены основные требования к формированию 2.2. трансмутационного ядерного топливного цикла.

Радиационная эквивалентность может достигаться как на момент захоронения, так и через исторически непродолжительный, надежно прогнозируемый промежуток времени (например, 200 – 300 лет). Такой подход позволяет разумно минимизировать массу и опасность долгоживущих РАО в ЯЭ, при этом конкретные условия захоронения РАО должны соответствовать локальным санитарным и прочим нормам и требованиям. В реализованном в настоящее время открытом топливном цикле, признающем в ОЯТ лишь отходы, достижение радиационной эквивалентности возможно лишь после 100.000 500.000 лет выдержки ОЯТ, т.е. радиационная эквивалентность недостижима в практически приемлемое время.

На основе проведенных и представленных в диссертации исследований было показано, что радиационная эквивалентность может быть достигнута при реализации в ядерной энергетике трансмутационного топливного цикла, имеющего следующие основные элементы:

• переработка всего объема облученного топлива тепловых реакторов с заданным фракционированием для передачи плутония, минорных актинидов и долгоживущих продуктов деления в топливный цикл быстрых реакторов, • работающие в замкнутом топливном цикле быстрые реакторы, которые в процессе выработки электроэнергии сжигают основную массу актинидов и трансмутируют долгоживущие продукты деления, • достаточно глубокая очистка подлежащих захоронению РАО от плутония, америция и некоторых других долгоживущих нуклидов;

• промежуточное хранение высокоактивных отходов перед окончательным захоронением.

Анализ радиационного баланса в замкнутом топливном цикле ядерной энергетики позволяет принять основные стратегические решения по обращению с долгоживущими РАО. Однако это лишь первый шаг в разработке научных основ создания экологически приемлемой ядерной энергетики. Следующий шаг – обоснование долговременной экологической безопасности мест окончательного захоронения радиоактивных отходов на основе сохранения локального радиационного баланса и природоподобия. Наиболее последовательно это условие могло бы быть удовлетворено в местах добычи урана. РАО можно захоранивать также и в специально созданных глубинных хранилищах, которые обеспечивают лучшее по сравнению с природными месторождениями урана удержание радиоактивных элементов. Основной современный принцип обоснования экологической безопасности захоронений РАО многобарьерность при высокой удельной радиоактивности РАО. Основанные только на нем обоснования безопасности захоронения трудно доказуемы при требуемых временах выдержки РАО 104 – 106 лет.

В разделе 2.2.3 представлены основные подходы к реализации радиационно миграционной эквивалентности и природоподобия при захоронении РАО.

Реализация принципов естественной безопасности при обращении с захораниваемыми радиоактивными отходами должна быть основана на комплексном учете различных эффектов воздействия захораниваемых отходов и эталона для сравнения – исходной урановой руды. В рамках подхода формулируется несколько принципов, обеспечивающих естественную безопасность при обращении с отходами:

• радиационно-миграционная эквивалентность, основанная на сравнении суммарной эффективной радиотоксичности нуклидов с эффективной радиотоксичностью исходного урановой руды при учете времени миграции радионуклидов до биосферы;

• сбалансированное тепловыделение отходов и урана;

• природоподобие и природные аналоги при определении материалов, мест и условий захоронения.

Учет особенностей миграции, т.е. временной задержки попадания радионуклида из места захоронения в биосферу, позволяет облегчить требования к достижению радиационного баланса, который более корректно в данном случае называть радиационно миграционным балансом между элементами отходов и природным ураном. Реализация радиационно-миграционной эквивалентности при захоронении РАО означает предельно консервативную оценку в традиционном подходе к определению безопасности захоронения РАО, в которой сделано предположение, что все барьеры на пути радиоактивных нуклидов разрушены и происходит их миграция в биосферу с подземными водами.

Принцип природоподобия или аналогии с природным месторождением при определении материалов, мест и условий захоронений отходов предполагает подобие по временным, географическим, геологическим, геохимическим факторам выбираемого для захоронения региона и конкретных участков захоронения. При этом основной является общая цель: не изменять геологического и геохимического природного равновесия, стремиться к подобию природных условий образования и сохранения месторождений, сохранности минералов, аналогичных захораниваемым, использовать стабильные природные структуры, находить необходимые аналогии в природе и сравнивать с ними принимаемые решения, стараясь максимально приблизиться к ним. Очевидно, что кроме факторов, связанных с наличием радионуклидов в отходах, которые могут изменить температурное поле, при захоронении большую роль играют химические, геологические, геохимические факторы, определяющие многолетнюю устойчивость захоронения и миграцию радионуклидов в водоактивные горизонты, связанные с питьевыми системами.

И только одновременный учет этих факторов с радиационными и миграционными факторами может обеспечить естественную безопасность захоронения. Для естественной безопасности при захоронении необходимо обеспечить принцип аналогии проектируемого захоронения природным месторождениям.

В разделе 2.3 представлен подход к реализации гарантий нераспространения в концепции быстрых реакторов нового поколения и их замкнутого топливного цикла. Для ЗТЦ быстрых реакторов технологическая поддержка режима нераспространения реализуется в требованиях к конструкции реакторной установки и используемой радиохимической технологии:

• в быстром реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне при КВА~1,05 количества в топливе делящегося плутония, загружаемого в реактор и выгружаемого из него, примерно равны между собой и нет необходимости выделять плутоний, чтобы изготовить «свежее топливо»;

• в реакторе не нужны и могут быть исключены ураносодержащие экраны, нарабатывающие плутоний оружейного качества;

• присутствие в топливе трансмутируемых актинидов и неглубокая его очистка от продуктов деления (ПД) облегчает его защиту от краж во всех звеньях топливного цикла;

• все производства топливного цикла могут быть расположены на площадке атомной станции, чтобы исключить большие промежуточные хранилища и перевозки и соответственно риск хищения или утери топлива;

• от технологии регенерации топлива не требуется выделять плутоний, следовательно, можно разработать такую технологию, чтобы она и не могла выделять плутоний;

• излишек наработанного плутония в виде смеси уран-плутоний передается для изготовления стартовой загрузки нового реактора.

В рассматриваемом топливном цикле в реакторе “сгорает” уран-238, добавляемый в топливо при переработке. А плутоний является неотъемлемой составной частью топлива и обращается в замкнутом цикле в составе высокоактивного материала.

Для замкнутого уран-плутониевого (а также торий-уран-233) цикла критерий удовлетворения требованиям нераспространения можно сформулировать как требование к радиохимической технологии переработки облученного топлива не допускать разделения урана и плутония на всех стадиях процесса переработки и, соответственно, сохранения соотношения между ураном и плутонием, т.е. не должно повышаться содержание делящихся нуклидов в топливной смеси. Если такое повышение неизбежно, то размножающие свойства топливной смеси не должны быть лучше, чем у урана с обогащением 20 % по U. Неразделение должно быть гарантировано самим характером химических процессов и имеющимся в технологических цепочках оборудованием. При этом возможные изменения управляемых параметров процессов (температура, давление, участвующие реагенты и т.д.), легкодоступные подсоединения, отборы и т.д. не должны приводить к выделению плутония или к существенному повышению содержания плутония в топливной композиции, т.е. технология должна обладать свойством самозащищенности В разделе 2.4 рассмотрены подходы к организации замкнутого топливного цикла крупномасштабной ядерной энергетики на быстрых реакторах. Рассмотрен вопрос о влиянии длительности внереакторной части (ВЧ) ЗТЦ на характеристики системы БР.

Также рассмотрены два подхода к организации ЗТЦ БР:

1) на площадке АЭС располагаются ядерные реакторы и хранилища топлива, ОЯТ транспортируется на крупное предприятие (1-2 в отрасли) по регенерации топлива и изготовлению «свежих» ТВС, здесь же организована переработка, кондиционирование, хранение, а возможно, и захоронение РАО («централизованная переработка ОЯТ»);

2) на площадке АЭС помимо реакторов расположено и предприятие, реализующее все этапы ВЧ ЗТЦ, за исключением, возможно, захоронения РАО («пристанционный ЯТЦ»).

При реализации крупномасштабной ядерной энергетики (мощность 100 ГВт и более) с точки зрения организации перевозок топлива, устойчивости системы ЯЭ, реализации гарантий нераспространения, распределения во времени инвестиций в производства ЯТЦ предпочтение имеет пристанционный ЯТЦ, экономика использования которого по сравнению с централизованной переработкой ОЯТ должна быть еще определена.

В третьей главе рассмотрены сценарии развития ядерной энергетики (ЯЭ) на базе Стратегии-2000 (раздел 3.1) и ФЦП РАЭПК («Программа деятельности ГК «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015 годы)») (раздел 3.2). Следует отметить, что важным заключением из проведенных исследований является то, что принципиальные выводы не изменяются при различающихся входных данных, если принципиальный подход к развитию ЯЭ не изменяется и реализует заявленный в главе 2 подход. Принципиальное обоснование возможности реализации радиационной эквивалентности при (РЭ) обращении с долгоживущими РАО в ЯЭ и основные подходы к организации трансмутационного ЯТЦ были показаны в работах 1995-2000 г.г. Они дали основание включить требование достижения РЭ при развитии перспективной ЯЭ России, которое было намечено в рамках Стратегии-2000. Более поздние работы автора 2001-2007 г.г.

показали, что требование может быть реализовано.

Цель проведенных сценарных исследований заключалась в ответе на вопросы:

• до какого уровня мощностей может быть развита к концу 21 века система реакторов с низким воспроизводством избыточного плутония (КВ ~ 1,05) и различных темпах ввода мощностей при прогнозируемых запасах плутония в ОЯТ ТР;

• может ли быть решена проблема трансмутации МА из ОЯТ ТР только при использовании быстрых реакторов, либо необходимо вводить в атомную энергетику специализированные реакторы – трансмутаторы.

В разд.3.1 рассмотрены сценарии возможного развития ЯЭ на базе тепловых реакторов современного типа (работающих на обогащенном уране) и быстрых реакторов БР-1200, развиваемых на плутонии, извлеченном из ОЯТ ТР. В сценариях учитывались только те ТР, которые существуют, либо ввод которых до 2020 г. предусмотрен в Стратегии-2000. Эти ТР на свою работу израсходуют 350-490 тыс. тонн природного урана.

Тепловые реакторы в торий-урановом цикле не рассматривались, поскольку их параметры не определены и вклада в сырьевую базу развития БР они не вносят. Предполагалось, что ввод серийных БР (на примере БРЕСТ-1200) начинается после 2030 г. и базируется только на плутонии, запасенном в ОЯТ ТР. В рассмотренных сценариях вводилось от 0,5 до реакторов в год, что соответствовало производительности завода по переработке ОЯТ ТР от 500 до 2000 т/год для ОЯТ ВВЭР или примерно вдвое выше для ОЯТ РБМК-1000.

Длительность выдержки ОЯТ ТР до переработки 10-30 лет. В расчетной модели переработка ОЯТ ТР начиналась с ОЯТ ВВЭР-1000, и если его не хватало, то перерабатывалось ОЯТ РБМК-1000.

В зависимости от темпа ввода БР и длительности выдержки ОЯТ ТР к 2100 г. ЯЭ России может быть развита до уровня от 54 ГВт (ввод 0,5 БРЕСТ/год) до 90 ГВт (ввод 2, БРЕСТ/год). На развитие БР затрачивается 516 т плутония из ТР, из которых 336 т – 239Pu и Pu. Предпочтительным можно считать темп ввода 11,5 блока БР в год, что обеспечивает развитие АЭ России до 8388 ГВт при длительности внешнего топливного цикла БР 1 год. При этом обеспечивается относительно ритмичная (1000 – 1500 т/год) переработка ОЯТ ВВЭР. После исчерпания ОЯТ ТР система БР развивается с темпом примерно 0,7%/год на базе собственного производимого избыточного плутония.

Все минорные актиноиды (Np, Am, Cm), наработанные тепловыми реакторами и выделенные при переработке из ОЯТ ТР, могут быть включены в начальные загрузки БР.

При этом массовая доля этих МА в топливе БР не превышает примерно 3%. Это количество МА не ухудшает характеристик безопасности БР, 40% от загруженных МА сгорает за первую кампанию топлива и практически полностью избыточные МА сгорят за 3 кампании. При этом требует обоснования технология изготовления нитридных таблеток и фабрикации ТВС для топлива с высоким содержанием МА, поскольку равновесное содержание МА в топливе БР составляет примерно 0,7%. Если технология не позволит изготавливать топливо с содержанием МА около 3%, тогда выделенные из ОЯТ ТР минорные актиноиды необходимо временно хранить на складе и ежегодно небольшими долями добавлять в регенерируемое топливо БР. Баланс МА показывает, что доля добавляемых в топливо БР сторонних МА будет составлять 0,1-0,2% от массы топлива, т.е. несущественно увеличивать содержание по сравнению с собственной равновесной суммарной концентрацией МА в топливе, равной 0,7%.

В разд.3.2 представлены результаты исследования сценариев, основанных на графике ввода мощностей ТР согласно ФЦП РАЭПК (на начальном этапе развития), включая динамику развития мощностей, баланс ядерных материалов, ОЯТ и долгоживущих РАО, достижимость радиационной эквивалентности.

В разд. 3.2.1 исследованы сценарии развития системы тепловых реакторов и накопление актинидов в ОЯТ ТР. Рассмотрено 3 сценария, отличающихся ресурсами природного урана, в каждом сценарии – 3 варианта глубины выгорания топлива реакторов типа ВВЭР-1000: 4,0;

6,5 и 10,0 % т.а. При расчетном моделировании развития ЯЭ после 2020 г. ТР вводятся до тех пор, пока оставшихся запасов природного урана хватает на весь срок службы вводимого реактора. Предполагалось, что строятся АЭС с реакторами типа ВВЭР со сроком службы 60 лет. Во всех сценариях полная мощность ТР достигает максимума к середине века (от 40 до 90 МВт), далее падает и последний ТР будет остановлен на рубеже 21-22 веков.

Увеличение глубины выгорания в ТР приводит к: 1) уменьшению массы плутония в ОЯТ ТР и соответственно ресурсной базы для старта системы быстрых реакторов;

2) изменению соотношения МА/Pu, которое важно для определения стратегии трансмутации МА в топливных загрузках быстрых реакторов. Эти результаты показывают, что последствия положительного явления для современной ЯЭ на ТР (повышение глубины выгорания топлива и сокращение объема ОЯТ) могут иметь и отрицательные последствия в целом для системы ЯЭ.

Показано, что ПБО ОЯТ ТР опускается до уровня ПБО потребленного урана (т.е.

достигает радиационной эквивалентности) после (12)105 лет выдержки.

В разд. 3.2.2 исследованы возможности развития системы быстрых реакторов и трансмутация долгоживущих актинидов в их замкнутом топливном цикле при развитии мощностей ТР по описанным выше сценариям.

В расчетах предполагалось, что: начальные загрузки БР формируются из плутония и МА, извлеченных из переработанных ОЯТ ТР, длительность выдержки ОЯТ ТР не менее 3 лет, переработка ОЯТ ТР начинается в 2029 г.;

избыточная наработка плутония в БР идет на развитие системы БР;

кампания топлива в БР 5 лет, длительность внереакторной части топливного цикла 1 год, коэффициент воспроизводства в БР 1,05;

система БР развивается до суммарной мощности 200 ГВт и действует длительное время;

при переработке ОЯТ ТР и БР образуются РАО, в которые попадают следующие доли элементов от полной массы переработанного ОЯТ: Sr, Tc, I, Cs – 0,1%, U, Pu, Am, Cm – 0,1%, остальное – 100% ;

Темп ввода БР на начальном этапе для всех рассмотренных вариантов одинаков, однако по мере исчерпания плутония темп ввода для вариантов с увеличением глубины выгорания ОЯТ ТР падает. Если к 2050 г. во всех вариантах количество введенных БР одинаково, то к 2100 уже различается. Для варианта с глубиной выгорания ОЯТ ВВЭР 1100 10% (минимальное количество плутония в ОЯТ ТР) мощность в сценарии 4 к 2200 г.

составляет 190,8 МВт, т.е. установленный предел развития системы БР не достигается.

Увеличение темпа ввода с 1 до 2 БР-1200 в год эффективно только для варианта с глубиной выгорания ОЯТ ВВЭР-1100 4,0%, для остальных вариантов в ОЯТ ТР нет необходимой массы плутония для ввода второго БР.

Развитие системы БР на базе ОЯТ ТР практически ликвидирует ОЯТ ТР к моменту окончания работы последнего ТР. Соответственно весь плутоний и МА, наработанные в ОЯТ ТР, включаются в замкнутый цикл БР и там «сжигаются». Важно отметить, что все МА из переработанных ОЯТ ТР совместно с плутонием могут быть включены сразу в стартовые загрузки БР, поскольку предел МА/Pu=0,35 для этой ситуации не превышается.

Ликвидация ОЯТ ТР и замена их на РАО от их переработки и регенерации ОЯТ БР приводит к тому, что в ЯЭ становится возможным достижение радиационной эквивалентности при относительно невысоких длительностях выдержки РАО: для РАО, накопленных от переработки ОЯТ ТР и БР к 2100 г. радиационная эквивалентность с потребленным природным ураном достигается через 150500 лет выдержки. Иными словами, при развитии системы БР по изложенному сценарию реализуется трансмутационный замкнутый топливный цикл ЯЭ.

В разделе 3.2.3 показана возможность дополнительного развития быстрых реакторов на обогащенном уране с последующим переходом при замыкании топливного цикла на наработанный в них же плутоний. Это позволяет развить практически любые требуемые мощности при существенно меньшем расходе природного урана по сравнению с тепловыми реакторами. Если сравнить с ВВЭР равной мощности, то для БР потребность в природном уране на весь срок службы примерно в 6 раз меньше.

Показана возможная динамика развития мощностей быстрых реакторов при использовании для их ввода природного урана с вводом, например, четырех реакторов БРЕСТ-1200 (1950 т природного урана на 1 реактор), в год после 2030 г.: к концу 2050 г.

суммарная мощность быстрых реакторов составит 109 ГВт, 2100 г. – 288 ГВт, 2129 г. (за 100 лет развития) – 382 ГВт, что явно превышает любые мыслимые потребности отечественной энергетики и может рассматриваться как экспортный резерв. В этом сценарии максимальное годовое потребление природного урана 12 тыс. т будет в 2030 г., с 2031 г. до 2050 г. ежегодно будет потребляться более 10 тыс. т. Поскольку обогащенный уран требуется только для начала работы, а далее быстрые реакторы будут эксплуатироваться на воспроизводимом плутонии, то влияние стоимости природного урана на их экономические показатели за весь срок службы не столь существенно, как для тепловых реакторов. Поэтому для начала можно использовать природный уран более высокой стоимости, т.е. ресурсы природного урана могут быть существенно расширены по сравнению с рассмотренным случаем.

В четвертой главе рассмотрены отдельные этапы, мероприятия и подходы к реализации трансмутационного ЯТЦ.

В разделе 4.1 рассмотрены подходы к определению потенциальной биологической опасности природного урана. Урану сопутствует длинная цепочка дочерних нуклидов – продуктов последовательных радиоактивных распадов изотопов урана. Состав извлекаемых совместно с ураном элементов определяет величину ПБО использованного ЯЭ природного урана.

При анализе радиационного баланса ЯЭ следует учитывать, что ПБО использованного природного урана зависит как от способа добычи урана, так и от времени, прошедшего после извлечения урана из руды. Величина и характер изменения ПБО природного урана зависит от набора элементов, извлекаемых из земли совместно с 230 ураном - наличие в цепочке распадов Th и Ra определяет длительность и характер выхода ПБО на равновесный уровень. При извлечении вместе с ураном радия и тория происходит небольшая задержка в достижении полной ПБО ввиду задержки, связанной с распадом ~22-летнего Pb и связанных с ним двух (трех вместе со свинцом) членов ряда U. При анализе радиационного баланса ядерной энергетики автором используется величина ПБО 1 тонны природного урана ПБО1т Uприр= 48230 Зв, соответствующая случаю соизвлечения с ураном радия и тория и их трансмутации в ядерном топливном цикле.

В состоянии векового равновесия в одной тонне природного урана содержится 0, 226 г Ra и 16,9 г Th. На развитие крупномасштабной ядерной энергетики может быть затрачено, например, 500 тыс. т природного урана, содержащих 180 кг 226Ra и 8,4 т 230 Th.

При работе реакторов радий и торий могут не отделяться от топлива, обращающегося в замкнутом цикле, при этом существенно не ухудшая радиационные характеристики топлива. Трансмутация Ra осуществляется за счет захвата нейтрона и последующей цепочки распадов короткоживущих ядер. Трансмутация Th осуществляется за счет последовательной цепочки захватов нейтронов и последующего деления.

Соизвлечение из руды и направление в топливный цикл ЯЭ для трансмутации тория и радия совместно с ураном снижает долговременную активность урановых отвалов в поверхностных хвостохранилищах, так как в них не попадают долгоживущие Ra и Th.

В разделе 4.2 рассмотрен вклад отдельных нуклидов и элементов в долговременный радиационный баланс долгоживущих РАО, что необходимо для выбора стратегии обращения с долгоживущими нуклидами, нарабатываемыми в ядерных реакторах. Для оценки вклада широкого спектра продуктов деления и топливных актинидов рассчитаны изменения их ПБО в составе ОЯТ реактора на тепловых нейтронах (на примере ВВЭР-1000) и быстрых нейтронах (на примере БРЕСТ-1200) при выдержке до 10 млн. лет (16 иллюстраций в диссертации). Выявлены наиболее опасные нуклиды для различных периодов выдержки.

Полученные результаты показали, что для решения задачи снижения долгоживущей радиоактивности РАО (а ОЯТ - основной их источник) наиболее важно из поступающего на захоронение материала убрать актиноиды от урана до кюрия. Это снижает ПБО оставшихся продуктов деления примерно на 3-4 порядка. И отсюда же следует смысл трансмутации актиноидов – перевод их именно в продукты деления, а не перевод из одних актиноидов в другие (подробнее в разд.4.4). Из продуктов деления с 90 периодом полураспада более 25 лет внимания заслуживают Sr и Cs с дочерними нуклидами. Из-за малых сечений взаимодействия с нейтронами (даже в области тепловых нейтронов сечение захвата менее 1 барна) эти нуклиды не могут эффективно быть трансмутированы и единственный способ обращения с ними – контролируемая выдержка, возможно – полезное использование в изотопных устройствах, либо захоронение.

Остальные долгоживущие продукты деления могут направляться на захоронение по крайней мере в ближайшее столетие.

В разделе 4.3 показана эволюция требований к потерям актиноидов в отходы при длительной работе ЯЭ. Представленные в главе 3 расчеты показали, что в рамках рассмотренных сценариев развития ЯЭ России на конец 21 века радиационная эквивалентность использованного уранового сырья и РАО, направляемых на захоронение, достигается при доле долгоживущих актиноидов (плутония, америция, кюрия), уходящих в отходы при регенерации ОЯТ, 0,1% от их содержания в перерабатываемом ОЯТ. При анализе полученных результатов следует учитывать, что в этих сценариях 21 век – век существования достаточно крупной ЯЭ на тепловых реакторах и развития системы быстрых реакторов. Т.е. период большого потребления природного урана и соответственно, периода относительно достижения радиационной «легкого» эквивалентности. При переходе ядерной энергетики на БР и уран-плутониевый ЗТЦ потребность в добыче урана отпадает, при этом БР нарабатывают долгоживущие нуклиды.

Показано, что для достижения баланса в разумные сроки, например, менее 300 лет, потребуется через-100-200 лет на порядок улучшить степень очистки отходов от плутония -- с 0,1% до 0,01%. Если учесть миграционный фактор, позволяющий примерно в 10 раз снизить требования к радиационным характеристикам отходов, то в более отдаленные периоды работы ЯЭ радиационно-миграционная эквивалентность будет достигаться через 200 и 500 лет соответственно.

Представленные выше рассуждения справедливы для любого ресурса природного урана, поскольку для рассмотренной модели развития и длительность действия и нарабатываемая масса РАО практически линейно зависят от этого ресурса.

В разделе 4.4 рассмотрено влияние изменения длительности ТЦ ТР и БР на основные параметры исследованного в п.4.3 сценария развития ЯЭ на примере увеличения выдержки ОЯТ до переработки.

Увеличение выдержки ОЯТ ВВЭР до переработки с принятых сегодня 3 лет до лет позволило бы существенно снизить радиационные (ВВЭР-440) 30- характеристики ОЯТ. Это облегчило бы радиационные условия в радиохимических производствах и существенно сократило бы объемы РАО, поскольку в составе ОЯТ успеют практически полностью распасться нуклиды с периодом полураспада порядка года (106Ru, 102Rh, 134Cs, 144Ce, 146,147Pm, и др.) и в 2-5 раз снизится содержание нуклидов в периодом полураспада 10-30 лет (85Kr, 90 137 241 243, Cm). Однако при этом Sr, Cs, Pu, произойдет и изменение изотопного состава актинидов, важное для их последующего использования.

Если длительная выдержка ОЯТ ТР до переработки будет введена как штатная операция в топливном цикле, то это может сократить объем доступного для переработки ОЯТ ТР и уменьшить массу выделяемого плутония для создания стартовых загрузок БР.

Увеличение выдержки до 50 лет в рассмотренных сценариях развития ЯЭ снижает темп развития БР на начальном этапе примерно в 2 раза Для быстрого реактора, работающего в замкнутом топливном цикле, традиционно стремятся к уменьшению внереакторной части топливного цикла с целью повышения экономических характеристик реактора, поскольку топливо приносит прибыль лишь при облучении в реакторе. Увеличение длительности внереакторной части ТЦ БР имеет отрицательное влияние – возрастает масса топлива для стартового периода работы реактора, включающая стартовую загрузку реактора и топливо для догрузки реактора до замыкания топливного цикла, уменьшается при фиксированной массе плутония мощность системы БР.

В целом представленные в данном разделе результаты показывают, что длительность внереакторной части топливного цикла для топлива как ТР так и БР существенно влияет на баланс топлива в замкнутой системе ядерной энергетики, соответственно влияет на темп развития системы БР, если это развитие осуществляется на плутонии из ОЯТ. Для повышения темпа развития желательно уменьшения длительности выдержки ОЯТ ТР до 20 лет и менее, ОЯТ- БР – до 1 года. Однако, эти величины подлежат экономической оптимизации с учетом затрат на хранение короткоживущих РАО.

В разделе 4.5 рассмотрено хранилище для длительной контролируемой выдержки в течение 200 лет долгоживущих высокоактивных отходов, рассчитанное на стационарно работающую ядерную энергетику мощностью 85 ГВт(эл.), состоящую из естественно безопасных быстрых реакторов БРЕСТ-1200 и реакторов современного типа - ВВЭР-1000, РБМК-1000 и БН-800. Длительное контролируемое хранение долгоживущих высокоактивных отходов является одной из операций трансмутационного ЯТЦ, необходимой для достижения радиационного баланса в ядерной энергетике между потребляемым природным ураном и направляемыми на захоронение РАО.

Рассматриваемая стационарно работающая ЯЭ накапливает за 200 лет работы около 16500 т продуктов деления. Исходя из такого количества ПД, общий объем основных секций хранилища составляет 276 тыс. м3 (или 16,7 тыс. м3 на 1000 т продуктов деления). Основную часть объема (56 %) занимает секция долгоживущих высокоактивных отходов (ДВАО). Далее - секция цезия (27,7 %) и секция стронция (15,2 %). Объем секций с долгоживущими нуклидами (Tc, I, C, Np) составляет около 1 тыс. м3. Объем накопительных секций Sr, Cs и Cm равен 17,1 тыс. м3. Для выравнивания энерговыделения в партиях контейнеров с РАО предлагается накапливать на заводе по переработке облученного топлива необходимые фракции ВАО в течение 20 лет, после чего их перемешивать помещать в соответствующую матрицу и упаковывать в контейнеры. И уже всю партию транспортировать в хранилище и помещать в соответствующую подсекцию.

Рассмотрена стационарная работа хранилища после его заполнения за 200 лет. В качестве допустимого уровня начальной активности в секциях стронция, цезия, кюрия на данной стадии работы принято 107 Ки/м3. Данный уровень определял объемную долю элемента в матричном материале. Расчеты показали, что выбранные объемные доли цезия и стронция гарантируют радиационную стойкость матрицы, поскольку за 200 лет выдержки поглощенная доза гамма излучения не превысит порога 1010 Гр. Проведены расчеты контактных доз и радиационных условий по потокам фотонов и нейтронов в области действий персонала, показавшие необходимость дистанционного управления элементами установки.

Стационарная мощность основных секций хранилища (ДВАО, Cs, Sr, Cm) равна 108 МВт (эта мощность может быть использована для отопления или иных целей) начале 20-летнего периода после одновременной выгрузки наиболее выдержанных подсекций и загрузки свежих подсекций. Доля цезиевой секции составляет 47,5 %. Доля секции ДВАО - 1,63 %. Отвод тепла осуществляется воздухом при его естественной циркуляции с температурой на выходе из трубы 3000С. Полная высота трубы составляет 250 м.

Массовый расход высокотемпературного потока воздуха 335 кг/с.

Оптимальным местом размещения хранилища является холм или горный массив с вертикальной и горизонтальной выработками. В хранилище помимо штатной системы охлаждения должна быть предусмотрена дополнительная аварийная система теплоотвода, запускаемая в случае аварии штатной. Обе системы должны строиться на естественной циркуляции воздуха. Проведены начальные проработки основных узлов хранилища, включая систему защиты грунта от излишнего перегрева за счет системы коаксиальных труб с внутренним горячим и внешним холодным воздухом.

В разделе 4.6 рассмотрено влияние спектра нейтронов на нейтронный баланс трансмутационных цепочек Np и Am. Конечная цель трансмутации актинидов – перевести долгоживущие актиниды в продукты деления, поскольку облучение без деления переводит одни актиниды в другие, и долгоживущие изотопы не исчезают. Например, Np (Т1/2=2,14106 лет), если не происходит делений, приводит в конечном облучение U 234 счете к образованию изотопов урана U, самым короткоживущим из которых U (Т1/2=2,46105 лет), т.е. долгоживущая активность существенно не является уменьшается. И только перевод актинидов в продукты деления эффективно уменьшает долгоживущую активность.

Для запуска трансмутационных цепочек в установках с тепловым и быстрым нейтронным спектром необходимы нейтроны, которые инициируют последовательную цепочку ядерных реакций вплоть до полного деления стартового и последующих ядер.

Предпочтительным следует считать спектр, при котором требуемое количество внешних нейтронов (не рожденных при делении ядер в трансмутационных цепочках) будет меньше, либо внешние нейтроны компенсируются рожденными в цепочке нейтронами.

Этот подход особенно важен для подкритических установок (электроядерные реакторы, бланкеты термоядерных реакторов), поскольку мощность источника нейтронов в них фиксирована, и производительность трансмутационной установки определяется нейтронным балансом трансмутационных цепочек при фиксированном уровне подкритичности, соответственно и тепловой мощности делений в установке.

237 Рассмотренные трансмутационные цепочки Np и Am показали, что в спектре быстрого реактора эти цепочки достаточно короткие и в них рождается больше нейтронов (избыток 0,8-1,0 нейтрона на одно стартовое ядро), чем поглощается. В спектре теплового реактора эти цепочки длиннее, и в них поглощается нейтронов больше (дефицит 0,7-0, на одно стартовое ядро), чем рождается. Т.е. для получения этих нейтронов требуется 235 сжигать дополнительное ядерное топливо (например, Pu) либо иметь источник U, внешних (не от деления) нейтронов. Указанные различия определяются существенными различиями нейтронных сечений и выходов нейтронов при делении в спектре активной зоны быстрого и теплового реактора.

В разделе 4.7 рассмотрены нейтронно-физические особенности гомогенной и гетерогенной трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне быстрого ЯЭ.

Трансмутацию Am, Cm, Np можно осуществлять, добавляя их в небольшом количестве к основному топливу (гомогенная трансмутация) или изготовляя отдельные топливные стержни или ТВС, полностью или частично содержащие Am, Cm, Np (гетерогенная трансмутация).

Представлены материалы, описывающие особенности гомогенной и гетерогенной трансмутации Am, Cm, Np, накопленных в топливе реакторов ВВЭР-1000 и БРЕСТ-1200.

При одинаковой загружаемой в реактор массе Am, Cm, Np различий в скорости трансмутации при гомогенном или гетерогенном способе нет. Различия отмечаются в технологических характеристиках облучаемого материала – энерговыделении и глубине выгорания при облучении и радиационных характеристиках облученного материала.

Расчеты многократного рецикла топлива в БРЕСТ-1200, при котором Am, Cm, Np почти полностью остаются в топливе при регенерации облученного топлива, показали, что их равновесная концентрация составляет примерно 0,7%. Кроме этого, реактор может трансмутировать и Am, Cm, Np тепловых реакторов типа ВВЭР или РБМК или других реакторов БРЕСТ, выполняя для них роль сжигателя («мусорщика»). Повышая долю Am, Cm, Np в топливе, можно увеличивать и объем трансмутации, однако при этом будут изменяться и характеристики реактора. Показано, что относительно невысокое содержание в топливе 05% Am, Cm, Np принципиально не изменяет основные характеристики безопасности БРЕСТ-1200. Рассмотренные эффекты реактивности имеют одинаковый знак и близки по абсолютной величине к исходному (проектному) варианту.

Высокое содержание Am, Cm, Np в топливе (10—30%) приводит к увеличению в 2-3 раза положительного плотностного (от уменьшения плотности свинца в активной зоне и торцевых отражателях) эффекта реактивности, что ухудшает ядерную безопасность реактора. Отмеченные обстоятельства не позволяют рассматривать БРЕСТ-1200 как реактор-«мусорщик» с большими загрузками Am, Cm, Np в активную зону.

Рассмотрено шесть вариантов равновесных режимов гомогенного рециклирования топлива с МА в реакторе БРЕСТ-1200. Показано, что скорость трансмутации 241Am около 9% / год, 237Np - 8,4 % / год.

Рецикл МА существенно сказывается на радиационных характеристиках регенерированного («свежего») топлива. Сравним радиационные характеристики свежего топлива в варианте рецикла только урана и плутония с вариантом рецикла в уран плутониевом топливе собственно наработанного америция: энерговыделение возрастает на 23 %, нейтронная активность почти не изменяется, мощность дозы -излучения возрастает в 11 раз. Введение дополнительного рецикла кюрия и нептуния увеличивает энерговыделение в 5 раз, нейтронную активность — в 290 раз, а мощность дозы излучения - в 14 раз.

Трансмутация МА из ТР увеличивает радиационное энерговыделение в топливе в 24-27 раз, нейтронную активность - в 760-940 раз, мощность дозы -излучения - в 770 1000 раз по сравнению уран-плутониевой равновесной смесью. Высокая тепловая мощность (от 1,6 до 7,4 кВт) свежей ТВС в вариантах с трансмутацией МА из ТР требует постоянного охлаждения на стадиях изготовления топливной композиции, изготовления твэлов и ТВС, хранения и транспортировки. Облегчить проблему высокого радиационного энерговыделения можно, если из топлива при регенерации выделять кюрий и направлять на временное хранение для распада короткоживущих изотопов в изотопы плутония. Несмотря на различия в составе свежего топлива, характеристики облученного топлива для всех вариантов близки между собой.

Рассмотрены радиационные характеристики топлива при гетерогенном способе трансмутации Am и Np, когда эти актиноиды выделяют из облученного топлива в отдельную фракцию, из которой изготавливается топливная композиция для специальных твэлов. Твэлы могут включать в штатные ТВС, либо объединять в специальные трансмутационные. Рассчитано облучение трансмутационных твэлов разного состава в течение штатной кампании реактора БРЕСТ при номинальной средней плотности потока нейтронов. За кампанию основного топлива содержание Np снижается на (8,28,5) %/год, 241Am - на 9,9%/год. Эти данные близки к результатам гомогенной трансмутации.

Для всех гетерогенных вариантов рассчитаны радиационные характеристики свежего и облученного нитридного топлива. По сравнению с уран-плутоний-америциевым топливом равновесного состава энерговыделение в трансмутационных твэлах выше в 30 50 раз, мощность дозы -излучения — в 9—1900 раз Наиболее высокое энерговыделение достигается в Am топливе, наиболее высокая мощность -дозы в Am+Np топливе, что обусловлено большим содержанием высокоактивных изомеров 242Am. И лишь нейтронная активность во всех трех вариантах в 4—76 раз ниже по сравнению с базовым вариантом, что обусловлено отсутствием плутония.

Показано, что при облучении в активной зоне энерговыделение в трансмутационных твэлах в 1,3-2,5 раз выше, чем в штатных. Поскольку такое различие при работе на мощности недопустимо, концентрация америция, нептуния должна быть соответствующим образом уменьшена в 1,3—2,5 раза, возможно, за счет инертного разбавителя.

Применительно к гетерогенной трансмутации особенное внимание следует обратить на ядерную безопасность и нераспространение оружейных материалов.

Критическая масса сфер без отражателя для всех вариантов нитридного трансмутационного топлива составляет 76—116 кг, что в 16—25 раз меньше критической массы штатного топлива БРЕСТ. Загрузка топлива в одну ТВС реактора БРЕСТ составляет примерно 160 кг, т.е. соответствует отмеченной критической массе смеси америция и нептуния в виде нитридного топлива. Декларированный по отношению к штатному топливу БРЕСТ принцип нераспространения оружейных материалов не будет выполняться при реализации гетерогенной трансмутации Am, Cm, Np.

В разделе 4.8 представлены результаты сравнительного анализа эффективности трансмутации МА в различных установках на стадии длительной работы ЯЭ. Рассмотрена трансмутация МА из ОЯТ реактора ВВЭР. Помимо БР в круг исследования были включены специализированные трансмутаторы (СТ): тяжеловодный реактор с топливом в виде расплавленных солей (ТВРРС) с подпиткой U-МА или Pu-МА;

жидкосолевой гомогенный реактор (ЖСГР) с подпиткой Pu-МА;

жидкосолевой реактор с графитовым замедлителем (ЖСРГЗ) с подпиткой Pu-МА;

специализированный быстрый реактор типа БН-800 с подпиткой Pu-МА, U–МА или МА;

трансмутатрор на базе реактора БРЕСТ с подпиткой МА или Th-МА;

специализированный бланкет термоядерного реактора ТЯР охлаждаемый водой (подпитка Pu-МА) или расплавленными Pb и Li (подпитка МА).

В качестве характеристик для сравнения СТ приняты:

а) удельный расход делящихся нуклидов, которые необходимо загружать в СТ для трансмутации 1 кг МА заданного состава;

б) скорость трансмутации МА на 1 ГВт тепловой мощности;

в) доля тепловой мощности, приходящаяся на деления МА в равновесном составе топлива;

Задача трансмутации всей массы МА из ОЯТ ТР может быть решена в энергетических быстрых реакторах типа БН-800 и БРЕСТ-1200 при размещении МА в стартовых загрузках, либо распределив МА на весь срок службы реакторов. Добавки делящихся нуклидов на трансмутацию не требуется. Большая часть из рассмотренных СТ расходуют делящиеся нуклиды для трансмутации МА. Например, от 0,9 до 11.2 кг плутония из ОЯТ ВВЭР-1000 на трансмутацию 1 кг МА. В ОЯТ ВВЭР на 1 кг МА имеется 7.54 кг плутония. Поэтому, СТ с большим чем 7.54 кг расходом плутония на 1 кг трансмутируемых МА рассматривать нет смысла.

Помимо рассмотренных выше, в диссертации представлен специализированный гомогенный быстрый реактор с повышенными трансмутационными характеристиками на расплавленном металлическом топливе, принципиальная схема, режимы пуска и работы которого разработаны в НИКИЭТ.

На примере модели ЯЭ, описанной в главе 3, исследована потенциальная роль в ЗТЦ БР специализированных трансмутаторов в снижении ПБО долгоживущих актинидов.

Рассмотрено 2 варианта ЯЭ: первый, реализующий трансмутяционный ЗТЦ, и второй, реализующий рецикл только урана и плутония в БР, а трансмутация МА осуществляется в СТ. Представленные результаты показывают, что перенос трансмутации МА, образовавшихся в топливе реакторов ВВЭР и БР в специализированный трансмутатор существенно не изменяет суммарную радиотоксичность отходов ЯЭ (БР+СТ) по сравнению со случаем трансмутации собственных МА и из ВВЭР в реакторах БР при выдержке отходов выше 500 лет. При выдержке отходов 10-200 лет выигрыш второго варианта составляет примерно 23 раза.

В разделе 4.9 рассмотрена возможность трансмутации осколочных йода и технеция в БР. Трансмутация йода и технеция не является первоочередной задачей в предлагаемой модели ЗТЦ быстрых реакторов. Однако при достаточном уровне развития системы БР это может потребоваться. Исследована эффективность трансмутации этих нуклидов в торцевом экране реакторов типа БРЕСТ. Показано, что реально достижимая скорость трансмутации в реакторе БРЕСТ-1200 составляет 30 (йод-129) или 58 (технеций-99) кг за эффективный год облучения. В самом БРЕСТ-1200 за это время образуется 4,4 кг 129I и кг Tc, т.е. в нем может осуществляться трансмутация собственных долгоживущих нуклидов и выделенных из ОЯТ ТР. При этом трансмутируемый технеций может использоваться для профилирования высотного поля энерговыделения в активной зоне.

В пятой главе рассмотрены вопросы реализации гарантий нераспространения при развитии крупномасштабной ЯЭ. Представлены результаты численного анализа опасности с точки зрения гарантий нераспространения топливных материалов и отдельных нуклидов, включающий размножающее свойства и радиационные характеристики.

Нитридное топливо реакторов типа БРЕСТ непригодно для изготовления ядерных зарядов, если в процессе регенерации и фабрикации уран и плутоний не разделяются, и содержание плутония в уран-плутониевой смеси не повышается до 24% на всех стадиях передела. Если на какой-либо стадии регенерации топливо переводится в металлическое состояние, то содержание плутония в нем не должно повышаться по сравнению принятым для реактора БРЕСТ уровнем. И в этом случае по своим размножающим свойствам будет соответствовать принятому критерию удовлетворения требованиям нераспространения.

Минорные актиноиды могут представлять потенциальную опасность как материал для изготовления ядерного заряда по причине малых величин критмасс. По этой причине выделять их в отдельные фракции нежелательно и предпочтение следует отдать гомогенному типу их трансмутации (т.е. в виде небольшой добавки в уран-плутониевому топливу) в активной зоне быстрого реактора. Но даже в случае выделения изотопных смесей америция и кюрия в отдельные фракции (без выделения отдельных изотопов) их оружейное использование крайне затруднено по причине высокой радиоактивности.

Опасение может вызывать лишь нептуний, поэтому его выделение в отдельные фракции должно быть исключено.

В шестой главе рассмотрены сценарии вовлечение тория в крупномасштабную ядерную энергетику. Согласно Стратегии-2000 после 2050 года дополнительно к существующей и развивающейся системе реакторов с уран-плутониевым топливным циклом может начаться ввод в ядерную энергетику реакторов, работающих в торий урановом цикле. Побудительными мотивами вовлечения тория в ядерную энергетику являются желание существенно расширить сырьевую базу (по прогнозам, природные запасы тория не меньше, чем запасы урана) и мнение (ошибочное, как показано автором, рис.6.1), что в торий-урановом цикле накапливается существенно меньше долгоживущих актинидов в сравнении с уран-плутониевым циклом. При реализации бридерного режима (КВ более 1) в торий-урановом ТЦ при регенерации топлива равновесного состава образуются долгоживущие РАО (актиниды и продукты их распада), радиационные характеристики близки к соответствующим характеристикам РАО из равновесного уран плутониевого ТЦ при одинаковой энерговыработке. При этом состав РАО существенно различается – в Th-U ТЦ основной вклад в ПБО вносят уран-233, протактиний 231 и продукты их распадов.

Расчетные исследования проведены на базе сценариев, представленных в главе 3. В этих сценариях рассмотрены БР, в которых организована наработка урана-233 в бланкете и этот уран используется в качестве топлива реакторов типа ВВЭР, включая ежегодную подпитку. Рассмотрены радиационные характеристики образующихся в торий-урановом цикле долгоживущих РАО и потенциал развития мощностей ТР с торий-урановым ТЦ.

Рассмотрены радиационные характеристики основных топливных элементов для топлива равновесного состава для Th-U и U-Pu циклов. Показано, что для основных сырьевых элементов при выдержках менее (14)104 лет радиационные характеристики (активность, ПБО, энерговыделение) тория выше, чем у урана. Причем при выдержках 210 лет превышение составляет 1000100 раз, а мощность гамма дозы и 100001000 раз, что обусловлено накоплением короткоживущих изотопов тория. И лишь при больших (14)104 лет) радиационные характеристики урана временах выдержки (больших становятся выше, чем у тория. Для основных делящихся элементов активность, энерговыделение и ПБО плутония выше, чем урана. При выдержках 2100 лет различие составляет от 2 до 100 раз. Однако, мощность гамма дозы в указанный период для урана в ториевом цикле примерно в 104 раз выше, что связано с высокой концентрацией Uи равновесной цепочкой его распадов, излучающей гамма кванты с энергией 2,6 МэВ (208Tl).

Отмеченное важно для производств ЗТЦ.

Рассмотрены сценарии ввода параллельно развивающейся уран-плутониевой энергетике торий-уранового цикла с 2050 года. Предполагается, что этот цикл вводится в реакторах типа ВВЭР-1000 уран-233 для критзагрузок и подпитки (КВ=0,8), нарабатывается в экране реакторов БРЕСТ 1200 с КВ=0,050,1 для урана-233. Рассмотрен открытый ТЦ и замкнутый ТЦ с выдержкой ОЯТ 1 год. Показано, что в открытом ТЦ к 2100 году может быть введено 12-19 ГВт (КВ3 0,050,1), к 2200 г. – 2639 ГВт. В замкнутом ТЦ к 2100 году может быть введено 21 ГВт (КВ3=0,1), к 2200 г. – 63 ГВт (равновесное состояние).

Введение открытого ториевого цикла (однократного облучения торий-уранового топлива) для ТР делает невозможным достижение радиационной эквивалентности.

При существенной разнице в установившейся мощности БР (300 ГВт) и ТР ( ГВт) в ЗТЦ, ПБО РАО (долгоживущие нуклиды, время выдержки более 400-1000 лет) от переработки уран-плутониевого и торий-уранового ОЯТ близки между собой, т.е. при относительно небольшом росте мощностей (~20%) ПБО РАО увеличивается в 2 и более раз. Введение замкнутого ториевого цикла в ТР существенно затрудняет достижение радиационной эквивалентности. Потребуется дополнительно к МА из ОЯТ ТР, работающих на обогащенном уране, организовывать трансмутацию МА из ОЯТ торий уранового цикла и кроме этого – трансмутировать протактиний-231 и добиваться малой потери урана в отходы.

В седьмой главе представлены результаты исследования влияния сечений актинидов на результаты анализа радиационного баланса ЯЭ. Предметом описанных в главе исследований являлось:

• определение масштаба неопределенности в сечениях актинидов для спектра быстрого (трансмутатора актинидов) реактора на базе проведенных интегральных экспериментов;

• оценка влияния на накопление актинидов, не определяемых в интегральных экспериментах сечений;

• определение масштаба влияния на радиационные характеристики долгоживущих РАО погрешности в сечениях актинидов.

В разделе 7.1 представлены основные использованные автором программы и ядерные данные. Использованные программы и библиотеки ядерных данных тестировались по результатам критических экспериментов и доступных результатов анализа нуклидного состава облученного топлива. Программа MCNP с подготовленной библиотекой нейтронных сечений тестировалась на серии экспериментов на критических сборках с быстрым спектром нейтронов, а также на критсборках с резонансным и тепловым спектром нейтронов. Показано, что для систем с быстрым спектром нейтронов различие между рассчитанным и экспериментально определенным значением Кэфф не превышает 0,3% при адекватном описании геометрии и состава критсборок. Практически полностью совпадают рассчитанные и измеренные поля скоростей деления основных топливных изотопов. Для критсборок с резонансным и тепловым спектром различие Кэфф достигает по отдельным экспериментам величины 1%.

Программный комплекс MCNP-CEFA тестировался на базе доступных для автора результатов анализа состава облученного топлива (данные предоставлены Б.А.

Бибичевым, НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина») реакторов ВВЭР-440,1000 и РБМК-1000, а также облученных в реакторе БОР-60 актинидных образцов. Показано, что для большей части актинидов относительное расхождение расчетных и экспериментально полученных концентраций нуклидов не превышает 5%, для части – достигает 13-15% (241Am, Cm в БОР-60). Этой точности достаточно, как показано ниже, по крайней мере, для круга исследований, представленных в диссертации.

В разделе 7.2 показан масштаб погрешности эффективных нейтронных сечений актинидов для БР по экспериментам 1999-2004. В рамках работ по обоснованию нейтронно-физических характеристик реакторов типа БРЕСТ 1999-2003 г.г. в ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ» были проведены эксперименты на серии критсборок БФС с быстрым спектром нейтронов, в ходе которых по инициативе автора были проведены измерения сечений изотопов актинидов. Дополнительные подобные эксперименты на сборке БФС и реакторе БР-1 были проведены в 2004 г. в рамках задачи «Трансмутация» 66АН Минатома России. Измерения проводились различными модификациями камер деления и трековыми детекторами. Для всех экспериментов в 2000-2006 г.г. под руководством автора проведено расчетное моделирование. Показано, что для основных актинидов ядерного топлива (235,238U, 239-242 Am) эффективные сечения деления и измеренные Pu, сечения поглощения известны с точностью не хуже 10%. Наиболее высокие расхождения расчетов и экспериментов наблюдаются для сечений деления пороговых изотопов: Pu 232 243 244 245 U (20%), а также (18,3%), Th (11,7%), Am (12,3%), Cm (25,7%), Cm (15,5%), сечения радиационного захвата U (17%). Последний результат вызвал удивление, поскольку это основной изотоп ядерного топлива, особо важный для быстрых реакторов, т.к. определяет, в частности, воспроизводство плутония. Но и этот результат учтен в разд.7.4.

Приведенный в разд. 7.2 анализ рассчитанных и экспериментально измеренных сечений касался, в основном, сечений деления. Для того, чтобы оценить масштаб влияния сечений других ядерных реакций на накопление в ОЯТ быстрого реактора основных изотопов актинидов были рассчитаны коэффициенты чувствительности (КЧ) концентраций в ОЯТ к вариациям широкого круга ядерных реакций (раздел 7.3). КЧ рассчитаны для концентраций актинидов в облученном топливе равновесного состава быстрого реактора БРЕСТ, длительность облучения лет. Чувствительность концентраций актинидов определялась по отношению к наиболее важным реакциям для формирования изучаемого нуклида. Расчет выполнялся по программе FISPACT. Были проведены расчеты КЧ для Np-237, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Pu-242, Am-241, Am-243, Cm 243, Cm-244, Cm-245, Cm-246.

В разделе 7.4 показано влияния неопределенности в нейтронных сечениях актинидов на долговременную радиационную опасность РАО, которые представляет собой смесь сотен радиоактивных нуклидов и влияние сечений отдельных актинидов на суммарные радиационные характеристики РАО для различных периодов выдержки неочевидно.