Научно-техническое обоснование радиационно-экологической безопасности рецикла плутония и минор-актинидов в ядерном топливном цикле тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.26.01, доктор технических наук в форме науч. докл. Кириллович, Анатолий Павлович

• Кириллович, Анатолий Павлович
• доктор технических наук в форме науч. докл.
• 1997

Заключение диссертации по теме «Охрана труда (по отраслям)», Кириллович, Анатолий Павлович

7. ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. Выполнено научно-техническое обоснование радиационно-экологической безопасности при решении актуальной проблемы - опытно-промышленного рецикла плутония и МА в ЯТЦ, отработке и экспериментальной проверке замкнутого топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах, - имеющей важное народнохозяйственное значение.

2. Впервые при крупномасштабном рецикле энергетического плутония (500 кг) проведены комплексные экспериментальные исследования безопасности новых технологий получения гранулированного уран-плутониевого топлива (пироэлектрхимический метод) и изготовления на его основе опытных твэлов и ТВС методом виброуплотнения для реакторов БОР-бО, БН-350, БН-600 и стенда БФС.

Изучены основные закономерности формирования радиационно-экологической обстановки при работах с плутонием, в частности, баланс уран-плутониевого топлива и его радиационные характеристики; поведение радионуклидов; состав и свойства радиоактивных аэрозолей и выбросов; вид и характеристика BAO; радиационное состояние в защитных камерах, ремонтной зоне и рабочих помещениях; факторы радиационного воздействия на персонал и окружающую среду.

Установлено, что исследованным технологиям присуща внутренняя безопасность. Они имеют высокий (> 99.5%) выход урана и плутония в готовый продукт, низкую (~10-6) долю активности в газоаэрозольных выбросах, малое радиационное воздействие на персонал (коллективная доза 0.065 чел.*Зв/год). Предложены критерии оценки внутренней безопасности процессов, создан комплекс методик исследования и контроля безопасности.

3. Экспериментально при опытных переработках на пилотных установках газофторидным и пироэлектрохимическим методами облученного уранового и уран-плутониевого топлива РБН с высоким выгоранием (от 10 до 24% т.а.) и разными временами выдержки (от 3-х мес. до 3-х лет) изучены внутренняя безопасность процессов регенерации и обращения с BAO; основные закономерности формирования радиационно-вредных факторов; распределение радионуклидов; виды и свойства BAO.

Прказано, что "сухие" методы регенерации обладают коротким технологическим циклом, способностью концентрировать продукты деления в небольшом объеме твердых отходов, радиационной стойкостью реагентов. Все это повышает их внутреннюю безопасность, снижает радиационное воздействие на персонал (среднегодовая доза внешнего облучения персонала пилотных установок 0.6-1.0 мЗв) и делает перспективным использование "сухих" методов в ЯТЦ, особенно для топлива с глубоким выгоранием делящихся материалов и малым временем выдержки.

4. Разработаны и внедрены способы Подготовки твердых высокоактивных отходов "сухих" технологий ЯТЦ к длительному хранению путем переработки в термически,- химически,- радиационно-стойкие материалы. Они позволили уменьшить в 2-2.5 раза объем BAO и значительно повысить радиационно-экологическую безопасность при их хранении. ,

5. Экспериментально исследована радиационная обстановка при выделении и производстве ТПЭ. Определены коэффициенты перехода ТПЭ и других радионуклидов в аэрозоли (10-4-10-3%). Изучены структура и основные закономерности формирования выбросов радиоактивных веществ, влияние технологических операций выделения и очистки ТПЭ на радиационно-экологическую обстановку. Полученные данные использованы для обоснования безопасности рецикла МА (Ыр, Ат, Ст).

6. Впервые проведены комплексные исследования по оценке влияния крупномасштабного рецикла плутония, производства трансплутониевых элементов, регенерации облученного топлива, переработки и хранения высокоактивных отходов ЯТЦ НИИАР на радиационно-экологическую обстановку окружающей среды. Изучено содержание плутония, америция, кюрия в почвах, донных отложениях водоемов, в атмосферном воздухе, растительности, выпадениях. Установлено, что активность плутония и ТПЭ в объектах окружающей среды находится на минимальном уровне и обусловлена глобальными выпадениями.

Выполнены расчеты доз На население, проживающее в 100-км зоне НИИАР. Максимальная доза от техногенного воздействия предприятия не превышает (за 25 лет наблюдений) 0.2% дозы за счет естественного радиационного фона. Установлены структура формирования дозы и значимость отдельных радионуклидов (,37С$, В8Ри, 23'Ри, ТПЭ).

7. Создан банк данных для расчетных моделей при оценке безопасности промышленного рецикла плутония и минор-актинидов в ядерном топливном цикле. Экспериментальные результаты, включенные в банк данных, получены по единой методологии и многократно подтверждены, что делает их надежными и позволяет использовать для новых теоретических разработок, корректировки имеющихся расчетных моделей, конкретных оценок и сравнительного анализа технологий ядерного топливного цикла.

Результаты исследований и разработок, вынесенные на защиту, внедрены при создании опытных установок ЯТЦ в ГНЦ РФ НИИАР, разработке "Рекомендаций по объему дозиметрического контроля при работах с высокофоновым плутонием" и "Рекомендаций по улучшению радиационной обстановки на действующих и вновь проектируемых производствах по получению смешанного гранулированного топлива и изготовлению виброуплотненных твэлов", а также в трех технических проектах опытно-промышленных установок ядерного топливного цикла. Они использованы при разработке ряда крупных научных программ, утвержденных на межведомственном и отраслевом уровнях.

СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЫ

1. Цыканов В.А., Скиба О.В., Кириллович А.П. и др. Разработки в области топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах: Препринт НИИАР - 4(715). М.: ЦНИИатоминформ 1987.

2. Обзор основных исследовательских работ ( 1990-1991 гг.). Под ред. В.А.Цы-канова.НИИАР. Димитровград, 1992. С.90-103.

3. Кириллович А.П., Грушанин A.A. и др. Разработка стенда-хранилища для хранения и изучения поведения твердых отходов. // Сб. Материалы IV-HTK стран членов СЭВ, 20-23 дек. 1976 г. М.: Атомиздат, 1978. Т.2. С. 134-140.

4. Кириллович А.П., Пимонов Ю.И. и др. Газы в облученных и необлученных твэлах. Масс-спектрометрический метод анализа. ОСТ 95868-81 (переиздан РД95 868-90).

5. Кириллович А.П., Пимонов Ю.И., Куприянов В.И. и др. Методика определения содержания влаги в твэлах и оболочках твэлов: Препринт НИИАР-15(766). Димитровград, 1988.

6. A.c. 1338695. Способ определения воды в тепловыделяющих элементах // Пимонов Ю.И., Кириллович А.П. и др. БИ, 1988 № 42.

7. Кириллович А.П., Гордиенко П.С., Бунтушкин В.П. Измерение тепловыделения облученного топлива с помощью калориметра // Атомная энергия, 1976. Т.40. Вып. 5. С. 427-428.

8. Воробей М.П., Лавринович Ю.Г., Кириллович А.П. и др. Применение дифференциальной термографии и калориметрии для измерения термических констант и тепловыделения ядерного топлива и облученных материалов: Препринт НИИАР-44(479). Димитровград, 1981.

9. Кириллович А.П., Лавринович Ю.Г., Скиба О.В. и др. Изучение поведения высокоактивных отходов, получаемых при регенерации твэлов быстрых реакторов газофторидным методом // Атомная энергия, 1977. Т.42. Вып.2. С. 94-97.

10. Кириллович А.П., Лавринович Ю.Г., Воробей М.П. и др. Изучение свойств и поведения высокоактивных отходов опытной газофторидной регенерации отработавшего уран-плутониевого и уранового топлива'БОР-бО // Атомная энергия, 1982. Т.53. Вып. 1.С. 22-26. . v •

11. Кириллович А.П., Кочетков O.A., Скиба О.В., Цветков В.И. и др. Радиационная обстановка на опытно-исследовательском комплексе НИИАР по производству гранулированного топлива и изготовлению твэлов и TBC для реакторов на быстрых нейтронах: Препринт НИИАР - 4(848), Димитровград, 1994.

12. Лукиных А.Н., Кириллович А.П., Лавринович Ю.Г., Характеристика и методы обращения с радиоактивными отходами процесса электрохимической грануляции диоксидов урана и плутония. II Вопросы атомной науки и техники. Сер. Химические проблемы ядерной энергетики, 1993. Вып. 2. С. 18-22. '

13. Кириллович A.n., Куприянов В.Н. Пимонов Ю.И. и др. Газовыделение из гранулированного оксидного уранового топлива и взаимодействие технологических газов с геттером. //Атомная энергия, 1990. Т. 69. Вып. 6. С. 396-397.

14. Кириллович А.П., Кочетков O.A., Скиба О.В. и др. Исследование радиационной обстановки на основных стадиях топливного цикла РБН при использовании регенерированного плутония // Сб.: 4-я НТК ЯО. Ядерная энергия и безопасность человека. Нижний Новгород, 1993. Ч. 1. С. 123.

15. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в 1992 г. Под ред. В.А.Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1993. С. 91.

16. Обзор основных исследовательских. работ, выполненных в 1993 г. Под ред. В.А.Цыканова. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1994. С. 117.

17. Кикоин И.К., Цыканов В.А., Кириллович А.П. и др. Опытная регенерация облученного уранового топлива реактора БОР-бО фторидным способом: Препринт НИИАРП-18(284). Димитровград, 1976.

18. Кириллович А.П., Лавринович Ю.Г., Скиба О.В,. и др. Виды и характеристика газообразных и высокоактивных твердых отходов, полученных при опытной фторидно-газовой регенерации твэлов реактора БОР-бО. // Сб.: Материалы IV-HTK стран членов СЭВ. Москва, 20-30 дек. 1976 г. М.: Атомиздат, 1978. Т. 2. С. 141-144.

19. Лавринович Ю.Г., Кириллович А.П. и др. Радиационные, теплофизические и физико-химические свойства отходов, полученных при опытной переработке облученного топлива реактора БОР-бО газофторидным методом: Препринт НИИАР-49(564). Димитровград, 1982.

20. Кириллович А.П., Пимонов Ю.И., Лавринович Ю.Г. и др. Исследование состава газовой фазы и поведения ксенона и криптона в облученных Твэлах реактора БОР-60 //Атомная энергия, 1983. Т.55. Вып. 6. С. 405-407.

21. Кириллович А.П., Сулаберидзе В.И., Пимонов Ю.И. и др. Исследование состава газовой фазы в опытных твэлах с компактной двуокисью урана,облученной в реакторе СМ-2. //Атомная энергия, 1984. Т. 57. Вып. 2. С. 91-95.

22. Кириллович А.П., Пимонов Ю.И., Скиба О.В. и др. Применение масс-спектрального метода для исследования состава газовой фазы в облученных твэлах и изучения поведения газообразных продуктов деления при регенерации топлива: Препринт НИИАР - 3 Г(439). Димитровград, 1980.

23. Обзор основных, исследовательских работ, выполненных в 1995 г. Под ред. В .А.Цыканова. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. С. 156-166.

24. Расчетные оценки радиационной обстановки при опытной регенерации на установке в К-16 зд. 120 НИИАР облученного уран-плутониевого топлива БОР-бО с высоким выгоранием и обоснование безопасности эксперимента. Отчет НИИАР/Кириллович А.П., Вавилов С.К., Бычков A.B. и др. // 0-4389. Димитровград, 1995.

25. Пат. 1443255. Фильтр для очистки газов от солевых возгонов / Газизов Р.К., Кириллович А.П., Пугачев И.И./ Би, 1990. № 35.

26. Пирохимическая переработка топлива реактора БОР-бО, облученного до высоких выгораний. Отчет НИИАР/ Вавилов С.К., Бычков A.B., Скиба О.В., Породнов П.Т., Кириллович А.П. и др. // 0-4574. Димитровград, 1997.

27. Кириллович А.П., Демьянович М.А. и др. Результаты исследований поведения твердых высокоактивных отходов и. их совместимости с конструкционными материалами защитных ампул в процессе длительного хранения. // Сб.: IV-HTK стран членов СЭВ. Москва, 20-23 дек. 1976 г. М.: Атомиздат, 1978. Т.2. С. 145-150.

28. Кириллович А.П., Газизов Р.К., Бушковский B.C. и др. Коррозия сталей стЗ, 12Х18Н10Т' и никеля (НП-I) в высокоактивных отходах газофторидной переработки твэлов быстрых реакторов. // Атомная энергия, 1982. Т. 53. Вып. 5. С. 305-309.

29. Лавринович Ю.Г.-, Кириллович А.П., Воробей М.П. Исследование радиационной и термической стойкости химпоглотителя ХП-И. // ЖПХ, 1975. TXLVII. Вып. 12. С. 2383-2386.

30. Лавринович Ю.Г., Кириллович А.П., Воробей М.П. и др. Подготовка фторидных отходов высокой удельной активности к хранению методом сплавления // Атомная энергия, 1985. Т. 58. Вып. 6. С. 441-445.

31. Кириллович А.П., Скиба О.В., Лавринович Ю.Г. Радиоактивные отходы топливного цикла РБН на основе сухих технологий. // Сб. 4-я НТК ЯО. Ядерная безопасность человека. Нижний Новгород, 1993. Ч. II. С. 854,

32. A.c. 1083832. Способ получения материала для захоронения на основе твердых радиоактивных фторидных отходов / Воробей М.П., Кириллович А.П., Лаврино-вич Ю.Г. /. БИ 1985. № 38.

33. A.c. 888740. Материал, подлежащий захороненикгна основе твердых фторидных отходов и способ его получения./Воробей М.П., Кириллович А.П., Лавринович Ю.Г./. БИ 1982. №30.

34. A.c. 986217. Способ получения материала для захоронения на основе твердых фторидных отходов /Воробей М.П., Кириллович А.П., Лавринович Ю.Г./. БИ, 1985. №.38. ' •

35. A.c. 1136657. Материал для отверждения высокоактивных фторидных отходов и . способ его получения/Лавринович Ю.Г., Кириллович А.П., Воробей М.П./.

И, 1985. №42.

36. A.P.Kirillovich, Yu.G.Lavrinovich, O.G.Skiba, L.G.Babikov, Radioactive Wastes of Fast *Reactor Fuel Cycle on the Base of Dry Technologies: Properties, Handling and Reprocessing. Proc.Int.Conf. on Future 6 Nuclear Systems: Emerging Fuel Cycles and Waste Disposal Options. GLOBAL'93 Sept. 12-17, 1993, Seattle, WA. ANS, 1993, v.2, p.l 357-1362

37. Кириллович А.П., Лавринович Ю.Г. и др. Радиоактивные отходы топливного цикла на основе "сухих" технологий. Свойства, методы обращения и переработки.// Сб. ГНЦ РФ НИИАР Димитровград, 1994. Выт 1. С.44-50.

38. Свойства отходов и продуктов, полученных при опытной переработке .топлива пироэлектрохимическим методом. Отчет НИИАР/Лавринович Ю.Г., Кириллович А.П. и др./. 0-4227. Димитровград, 1993.

39. Лавринович Ю.Г., Кириллович А.П., Ядовин A.A. и др. Радиационная обстановка на радиохимической установке по выделению трансплутониевых элементов из облученных мишеней. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Химические проблемы ядерной энергетики, 1993. Вып. 2. С. 11-17.

40. Кириллович А.П., Кобзарь И.Г., Лосев В.П., и др. Радиационная и экологическая обстановка в НИИАР и его воздействие на окружающую среду и население: Препринт НИИАР-23(826). Димитровград, 1991.

41. Баранов М.Н., Кириллович А.П., Митрюшин A.B. и др. Опыт переработки и подземного захоронения с подготовкой и без нее жидких отходов АЭС //Атомные электрические станции М.: Энергия, 1979.

42. .Кириллович А.П., Кобзарь И.Г., Лосев В:П., Фофанов B.C. Радиоактивность окружающей среды в районе расположения НИИАР в 1987-1991 гг. //Атомная энергия, .1993. Т. 74. Вып? 2. С. 153-160.

43. Разработка методики и определение плутония и ТПЭ в объектах окружающей среды за пределами НИИАР. Отчет ИБФ МЗ и НИИАР. /Кочетков O.A., Трухманова Е.С., Стерин A.B., Кириллович А.П. и др./. 0-4048. Москва-Димитровград, 1991.

44. Поспелов Ю.Н., Кузнецов Ю.В., Легин В.К., Кириллович А.П. и др. Определение плутония в почве и донных отложениях в районе расположения НИИАР//Атомная энергия, 1993. Т. 75. Вып. 4. С. 319-324 45. Расчет доз на население, проживающее в зоне наблюдения, по фактическим и % допустимым выбросам предприятия. Отчет ИБФ МЗ и НИИАР/Павловский O.A., Кочетков O.A., Кириллович А.П, и др./. 0-3894. Москва-Димитровград, 1989.

46. Кириллович А.П., Кобз.арь И.Г., Кочетков O.A., Павловский O.A. и др. Радиоактивные выбросы НИИАР и расчет дозовых нагрузок на население, проживающее в 100-км зоне // Атомная энергия, 1992. Т. 72. Вып. 3. С. 282-285.

--л Л