Обоснование радиационно-экологической безопасности демонстрационного замкнутого топливного цикла реактора БОР-60 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Серебряков, Владимир Валерианович

• Серебряков, Владимир Валерианович
• кандидат технических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат технических наук Серебряков, Владимир Валерианович

Введение.

Общая характеристика работы.

1. Обзор экспериментальных данных но анализу безопасности процессов переработки ОЯТ неводными методами и изготовлении твэлов с виброуплотненным топливным сердечником.

2. Характеристика демонстрационного ЗТЦ РУ БОР-бО и объектов исследования.

3. Методы исследования.

4. Результаты экспериментальных исследований.

4.1. Характеристика отработавших TBC реактора БОР-бО.

4.2. Подготовка TBC и твэлов БОР-бО к регенерации.

4.2.1. Разделка TBC.

4.2.2. Разделка твэлов.

4.2.3. Отделение топливной композиции от фрагментов стальных оболочек.

4.3. Регенерация ОЯТ БОР-бО пироэлектрохимическим методом.

4.4. Переработка тетрафторида плутония в диоксид с извлечением америция.

4.5. Радиационная обстановка в процессе дезактивации защитной камеры и оборудования пироэлектрохимической установки.

4.6. Изготовление твэлов и опытной TBC реактора БОР-бО из регенерированного (U02-Pu02) топлива методом виброуплотнения топливного сердечника.

4.7. Эффективность защитных барьеров при аварийных режимах эксплуатации вентиляционного центра.

4.8. Экологические последствия процессов ЗТЦ реактора БОР-бО.

4.9. Обобщение результатов исследования.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование радиационно-экологической безопасности демонстрационного замкнутого топливного цикла реактора БОР-60»

При определении долгосрочных перспектив и условий развития крупномасштабной атомной энергетики чрезвычайно важным является достижение необходимого уровня безопасности ядерных технологий. Обеспечение безопасности на предприятиях Росатома является приоритетной задачей, требующей целенаправленных систематических усилий со стороны персонала опасных производств, специалистов служб ядерной и радиационной безопасности, руководителей промышленных предприятий, научно-исследовательских, конструкторских и проектных организаций отрасли [1]. Вопросы безопасности постоянно находятся в центре внимания руководства страны и отрасли. Подтверждением тому является выпуск в декабре 2003 г. «Основ государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2010 года и дальнейшую перспективу» - документа, определяющего долгосрочные цели, приоритетные направления, основные принципы и задачи государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности РФ.

В общем случае признается, что широкое и долгосрочное применение ядерной энергии является устойчиво развивающимся вариантом. В отдельных странах, либо регионах для промежуточных сроков времени будут использоваться инновационные стратегии прямоточного ядерного цикла с повышенными данными по безопасности, улучшенным сопротивлением распространению ядерного оружия и физической защите ядерных материалов. По в предельном случае разработка и практическая реализация инновационных ядерных реакторов и стратегии в отношении ядерного топлива будут базироваться на замкнутых топливных циклах, которые предоставляют более лучшее использование природных ресурсов урана и тория. Именно поэтому к важному направлению прикладной научной деятельности следует отнести развертывание НИР и ОКР по разработке вариантов замкнутого топливного цикла (ЗТЦ) ядерных реакторов, с выбором наиболее экологически чистых, эффективных и малоотходных технологий. Научно-обоснованные варианты замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) с точки зрения обеспечения радиационной и экологической безопасности ядерной энергетики определяют актуальность проблемы и являются важными как в настоящее время, так и в долгосрочной перспективе. В том числе, это связано и с диктуемой стратегией развития крупномасштабной ядерной энергетики [2], концепция которой предполагает в ближайшем будущем доминирующую роль реакторов на быстрых нейтронах (далее - быстрых реакторов) с замкнутым топливным циклом, предусматривающим регенерацию отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и его повторное использование в реакторах с одновременной утилизацией долгоживущих высокорадиотоксичных материалов [3]. Регенерация отработавшего топлива и изготовление на его основе твэлов и тепловыделяющих сборок (TBC) несомненно, есть особое звено всего ЯТЦ, так как рецикл ядерного топлива обуславливает резкое увеличение радиационной опасности технологий переработки из-за высокой удельной активности продуктов деления и младших актиноидов (нептуний, америций, кюрий), образованных в процессе облучения топлива (урана и плутония).

Важно отметить, что в последние годы существующая система управления и обеспечения безопасности в целом по отрасли позволяет наблюдать положительную динамику изменения основных показателей безопасности с отсутствием чувствительных с точки зрения безопасности нарушений [4]. Однако эти данные не должны трактоваться как окончательное решение проблемы. Необходимо постоянное совершенствование действующих и вновь вводимых (инновационных) ядерных технологий в соответствии с новыми научно-техническими достижениями в этой области, с соблюдением принципов эффективности и достаточности на основе системного подхода с учетом всех аспектов и составляющих проблем обеспечения безопасности и их взаимосвязи.

Перспективным направлением достижения безопасности ЯТЦ может стать переход к технологиям, разработанным по принципу естественной безопасности. Понятие естественной безопасности (заимствовано из реакторной области) в приложении к процессам рецикла топлива означает, что, помимо инженерных барьеров безопасности, таковыми становятся и свойства самих систем и процессов, позволяющих минимизировать при любых реализуемых исходных событиях отрицательное воздействие вредных факторов на окружающую среду [5, 6]. Потенциально возможные вредные эффекты различных факторов ядерного топливного цикла на окружающую среду должны быть эффективно предотвращены либо смягчены с тем, чтобы сделать ядерную энергетику устойчиво развивающейся в течение продолжительного периода времени.

Рассматривая существующие методы регенерации ОЯТ, следует отметить, что водный экстракционный метод является единственным используемым широкомасштабно во всех странах с развитой атомной технологией. На действующих заводах по переработке ОЯТ выполняется выделение и разделение урана и плутония, младших актиноидов и их глубокая очистка (в 10-108 раз) [7]. К настоящему времени этот метод обеспечен наибольшим объемом проведенных исследований, но применительно к быстрым реакторам недостатки этой технологии связаны, во-первых, с ограничением по введению в процесс ОЯТ с коротким временем выдержки (время выдержки ОЯТ должно быть не менее чем 5 лет), что исключает возможность ее применения для пристанционного топливного цикла быстрых реакторов и, во-вторых, с тем, что в процессе задействованы большие объемы органических веществ и реагентов-окислителей, создающих проблемы обращения с образующимися жидкими радиоактивцыми отходами.

К технологиям, обладающим принципами естественной безопасности, относятся неводные методы [8]. Исследования и разработки неводных методов переработки отработавшего топлива, получившие наибольшее развитие и экспериментальную проверку в России, Франции, США, были начаты более 40 лет назад, и, прежде всего, применительно к топливу быстрых реакторов и короткому замкнутому топливному циклу (т.е. для топлива с коротким временем выдержки - до 3 месяцев). Важнейшими элементами таких перспективных разработок является экспериментальное обоснование их безопасности с использованием детерминистского и вероятностного анализов [9]. Для вероятностного анализа мерой безопасности служит риск, определяемый как произведение вероятности последствий и их количественной меры. К настоящему времени такой анализ широко используется в практике обоснования и повышения безопасности в странах с развитой энергетикой [10]. Как правило, этот вид анализа является дополняющим детерминистический и служит, главным образом, для оценки риска и оптимизации проектных решений при аварийных ситуациях. В этом случае детерминистический анализ является самостоятельной ветвью, не менее значимой и ценной при прогнозировании состояния безопасности действующих установок при их нормальной эксплуатации.

Более 30 лег направлению детерминистического анализа обоснования безопасности новых технологических процессов ЯТЦ посвящены комплексные исследования, ведущиеся но специальным программам в ФГУП «ГНЦ РФ НИИ АР», с разработкой методологических подходов в проведении таких изысканий [5, 11]. При этом, аспектам безопасности, касающимся радиационно-экологической обстановки на территории НИИАР, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения, уделяется особое внимание [12, 13, 14]. И это не случайно, т.к. радиационная безопасность и защита окружающей среды занимают первые две строчки в общей классификации опасностей [15]. К проводимым работам в данном направлении привлекались специалисты Института биофизики (г. Москва), Физико-энергетического института (г. Обнинск), комбината ПО «Маяк», НИИАР и ряда других предприятий страны [16, 13, 17]. Результатом этой деятельности стало экспериментальное подтверждение потенциальных возможностей неводных методов переработки ОЯТ с точки зрения их повышенной радиационно-экологической безопасности.

Полученные данные позволили сформулировать и экспериментально обосновать основные базовые принципы перспективного замкнутого топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах, построенного на взаимной совместимости технологий регенерации ОЯТ и изготовления твэлов с виброуплотненным сердечником [5,18]:

• использование «сухих» пирохимических процессов для переработки облученного топлива с получением гранулированного смешанного оксидного топлива, включая извлечение младших актиноидов для целей последующей трансмутации;

• использование метода виброуплотнения для изготовления из гранулированного топлива тепловыделяющих элементов;

• использование дистанционно-управляемого автоматизированного оборудования при переработке топлива, изготовлении твэлов и TBC.

Перечисленные принципы создают реальные предпосылки для освоения и выхода этих процессов на промышленный уровень, обеспечивая при этом кардинальное улучшение всех базовых показателей топливного цикла: экономики, безопасности и экологической приемлемости [18], что согласуется со стратегией развития атомной энергетики [19].

В настоящее время разрабатывается инновационный проект создания промышленного производства смешанного уран-плутониевого топлива и виброуплотненных твэлов и TBC для обеспечения загрузки строящегося реактора БН-800 [20]. Рассматриваются различные варианты создания и размещения на действующих предприятиях отрасли оптимизированных модулей по изготовлению топлива на основе пирохимических технологий и производству твэлов и TBC, что, несомненно, требует дополнительного проведения более детальной теоретической и экспериментальной работы для научного обоснования применения обозначенных технологий в промышленных масштабах.

Общая характеристика работы

Комплексные исследования радиационно-экологической безопасности при переработке ОЯТ в демонстрационном замкнутом топливном цикле реактора на быстрых нейтронах стали возможными и были впервые осуществлены в «ГНЦ РФ НИИАР» благодаря реконструкции и сдаче в эксплуатацию опытной установки пироэлектрохимической регенерации, а также установки для изготовления твэлов с виброуплотненным сердечником из регенерированного топлива с неполной очисткой от продуктов деления.

Целью исследований являлось установление основных закономерностей формирования радиационной обстановки на всех основных стадиях рассматриваемого ЯТЦ, что необходимо для детерминистического подтверждения их безопасности и пополнения банка данных расчетных моделей по оценке влияния вводимых в процессы материалов на персонал и окружающую среду. При этом важно подчеркнуть, что снижение радиационного воздействия - актуальная проблема всего ЯТЦ и ее решение требует большого объема экспериментальной и аналитической деятельности при выборе кандидатом технологии переработки топлива. Отсюда следует актуальность настоящей работы, в которой отражены результаты исследования радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов замкнутого топливного цикла, построенного на экспериментальной базе НИИАР в соответствии с сформулированными выше принципами.

Предмет исследования. Предметом исследования является радиационно-экологическая безопасность основных стадий замкнутого топливного цикла реактора БОР-бО (подготовка ОЯТ к регенерации, извлечение младших актиноидов, получение регенерированного гранулированного топлива, изготовление твэлов и TBC).

Цель работы - обоснование безопасности действующих и вновь разрабатываемых технологических процессов, замыкающих ЯТЦ быстрых энергетических реакторов (на примере реактора БОР-бО); получение банка экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности технологий переработки ОЯТ и высокорадиотоксичных материалов (младших актиноидов), для нормировки допустимых уровней выброса радиоактивных веществ, а также для развития нормативно-правовой базы по безопасности, для разработки санитарно-гигиенических мероприятий по вопросам экологии объектов ЯТЦ. При этом необходимо отметить, что в данной работе акцент сделан на исследование радиационной и экологической безопасности, поскольку эти виды являются основополагающими среди критериев общей безопасности.

В рамках достижения поставленной цели решались следующие задачи:

• проведение комплексных исследований радиационно-экологической безопасности, в частности: изучение источников и основных закономерностей формирования радиационной обстановки на начальных, промежуточных и конечных стадиях переработки ОЯТ, включающих извлечение младших актиноидов для их последующей трансмутации;

• получение констант для банка экспериментальных данных для расчетных моделей, устанавливающих взаимосвязь между характеристиками вовлекаемых, в зависимости от стадий ЗТЦ, материалов и их ожидаемым влиянием на производственные условия труда персонала и окружающую среду.

Методологическая и теоретическая основы исследований. При построении методологической и теоретической основ работы руководствовались положениями нормативных документов и требований (НП-016-2000, НРБ-99, ОСПОРБ-99), действующих в области регламентации вопросов радиационной безопасности. При этом главной составляющей исследований являлось применение научно-обоснованных теоретических методов оценки безопасности новых технологических процессов ЯТЦ с их апробацией на практике и сопоставлением с экспериментальными данными.

Важной частью методологической базы диссертации стали труды отечественных ученых по проблемам состояния и возможным подходам к нормированию и оценке безопасности предприятий ЯТЦ, в частности, таких как А.П. Кириллович, О.М. Ковалевич [11,21].

Методологическая структура исследования включала следующие основные положения, используемые в практике при анализе и оценке общей безопасности процессов ЯТЦ [11]:

• комплексный анализ источника ионизирующего излучения, его переноса и его воздействия в сочетании с необходимым методическим обеспечением измерений;

• взаимосвязь факторов и параметров, формирующих радиационно-экологическую обстановку, со свойствами ядерных материалов и продуктов их переработки, с эффективностью барьеров безопасности;

• влияние процессов ЯТЦ, технологических и ремонтных операций на формирование радиационно-экологической обстановки;

• планирование и расчетно-экспериментальное обоснование безопасности работ при обращении с высокоактивными материалами и продуктами на всех стадиях ЯТЦ;

• анализ возможных аварийных ситуаций и их радиационно-экологическая оценка;

• оптимизация дозиметрического и радиационно-экологического контроля, мониторинг окружающей среды.

Обоснование теоретических положений и аргументация выводов осуществлялась на основе общепризнанных принципов, таких как [9]:

• непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения (принцип нормирования);

• запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением (принцип обоснования);

• поддержание на возможно низком достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения с учетом экономических и социальных факторов (принцип оптимизации). Научная новизна диссертационной работы состоит в том, что впервые при переработке ОЯТ реактора БОР-бО получены и систематизированы результаты комплексных исследований радиационно-экологической обстановки и безопасности новых перспективных технологий получения гранулированного смешанного топлива и изготовления на его основе партии опытных твэлов и TBC для РУ БОР-бО.

Установлены основные закономерности формирования радиационно-экологической обстановки - влияние радиационных характеристик уран-плутониевого топлива, состава и * свойств радиоактивных аэрозолей, отдельных стадий технологических процессов и операций на радиационную обстановку производственных помещений и окружающую среду. Уточнены данные по балансу ядерных материалов на всех стадиях ЗТЦ реактора БОР-бО.Уточнены данные по балансу и потерям ядерных материалов, получены характеристики по виду и свойствам радиоактивных отходов на всех стадиях замкнутого ЯТЦ реактора БОР-бО.

Получена новая информация о выходе продуктов деления и актиноидов из топлива в аэрозоли, о дисперсном составе аэрозолей-носителей радиоактивных веществ. Определены удельные характеристики поступлений радиоактивных веществ в вытяжные вентиляционные системы технологических установок, объектов и окружающую среду. Экспериментальными и расчетными методами установлены радиационные характеристики исходных, промежуточных, а также конечных продуктов, соответствующих процессам переработки ОЯТ и изготовления из регенерированного смешанного уран-плутониевого топлива твэлов. Определены дозовые нагрузки на персонал. Выполнена расчетная оценка ожидаемого облучения населения за счет выбросов радиоактивных веществ в атмосферу.

Практическая значимость работы. Практическая важность настоящей работы состоит в возможности применения её результатов при решении крупной задачи по промышленной переработке ОЯТ и трансмутации младших актиноидов в замкнутом ЯТЦ применительно к топливу быстрых реакторов.

В результате проведенных исследований получены важнейшие характеристики о радионуклидном составе, объемной активности и дисперсности аэрозолей на рабочих местах персонала и в объеме защитного оборудования, необходимые для контроля внутреннего облучения персонала, ранней диагностики ухудшения условий труда или предсказания аварийных ситуаций, обоснования необходимости и достаточности барьеров безопасности на пути распространения радиоактивных веществ в форме аэрозолей, а также при выборе или проектировании средств очистки технологического воздуха.

Получен банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯТ быстрых реакторов. Разработаны рекомендации по улучшению условий труда персонала и объему дозиметрического контроля при работах с высокоактивными и радиотоксичными материалами.

Данная работа может быть полезна для руководителей, специалистов, работающих в области безопасности предприятий ЯТЦ, экологов и т.п. Она может представлять интерес для организаций, являющихся ведущими разработчиками оборудования по переработке ОЯТ, заинтересованных в создании перспективных и экологически чистых технологий.

Личный вклад автора. При непосредственном участии автора разработаны и реализованы научные программы исследований радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов ЯТЦ, построенного на экспериментальной базе «ГНЦ РФ НИИАР». Автор являлся ответственным исполнителем выше обозначенных программ. Все работы по обработке, анализу и обобщению полученных в результате исследований данных, характеризующих изменения параметров радиационной обстановки в зависимости от процессов и операций демонстрационного ЗТЦ реактора БОР-бО осуществлены при личном участии автора.

На защит)' выносятся:

• результаты расчетных и экспериментальных исследований параметров радиационной обстановки, влияющих на условия труда персонала и окружающую среду при переработке ОЯТ реактора БОР-бО по полному технологическому циклу с применением новых перспективных технологий получения гранулированного смешанного топлива и изготовления на его основе партии опытных твэлов для их последующего использования в РУ БОР-бО;

• экспериментальная оценка параметров радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов: количественных характеристик поступлений радиоактивных веществ в форме газов, аэрозолей в вентиляционные системы технологических установок и окружающую среду в зависимости от вида производимых работ (объемная активность, радионуклидный состав, дисперсность); эффективности защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующего излучения; вида и свойств радиоактивных отходов, источников потерь основных составляющих топливной композиции - и и Ри; дозовых нагрузок персонала технологических установок и экологических последствий процессов, замыкающих ЯТЦ РУ БОР-бО;

• банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯТ быстрых реакторов с извлечением младших актиноидов для целей последующей трансмутации (выход газообразных и твердых продуктов деления и актиноидов в аэрозоли при операциях по вскрытию и разрушению барьеров безопасности).

• показатели для критериев оценки радиациоино-экологической безопасности технологий, применительно к процессам переработки ОЯТ и изготовления из регенерированного топлива твэлов и TBC.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 5 статей в журнале "Атомная энергия", 2 статьи в журнале «Вопросы радиационной безопасности». 3 публикации в сборниках трудов конференций и семинаров, а также материалы в четырех ежегодных обзорах основных исследовательских работ, выполненных в НИИАР (2001-2004 гг.). Выпущено три научно-технических отчета.

Апробация работы. Основные положения и результаты диссертации обсуждались в широком кругу ученых, специалистов. В период с 2001 по 2005 гг. автор принимал непосредственное участие в заседаниях ученых советов, секций, семинаров ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», а также в конференциях, в частности, во всероссийской конференции «Фундаментальные проблемы радиохимии и атомной энергетики» (Н. Новгород, 2001 г.), в международной научно-практической конференции «Атомная энергетика и топливные циклы» (Москва-Димитровград, 2003 г.), в международной конференции «Аэрозоли и безопасность - 2005» (Обнинск, 2005 г.).

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 4 глав и заключения. Объем диссертации составляет 94 страницы, содержит 22 рисунка и 16 таблиц. Список литературы из 62 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Серебряков, Владимир Валерианович

Заключение

Выполнено обоснование радиационно-экологической безопасности действующих и вновь разрабатываемых технологических процессов, замыкающих ядерный топливный цикл РУ БОР-бО. Решены следующие научно-технические задачи:

1. Впервые при переработке ОЯТ реактора БОР-бО (шести отработавших TBC с 9,5-12%-ным выгоранием и 10-24-летней выдержкой) по полному технологическому циклу (подготовка ОЯТ к переработке, регенерация и получение гранулированного оксидного уран-плутониевого топлива, изготовление твэлов и TBC, а также дезактивация технологического оборудования) проведены расчетные и экспериментальные исследования.

Установлены основные закономерности формирования радиационной обстановки на всех стадиях демонстрационного ЗТЦ реактора БОР-бО, в частности:

• определены параметры, характеризующие количественные характеристики поступлений радиоактивных аэрозолей, газов, удаляемых из объема защитного оборудования в вытяжные вентиляционные системы технологических установок и окружающую среду в зависимости от производимых процессов и операций ЗТЦ (объемная активность, радионуклидный состав, дисперсность);

• разработаны адекватные экспериментальным данным модели прогнозирования ожидаемых поступлений радиоактивных веществ в окружающую среду, основанные на учете свойств вводимых в технологический процесс материалов, выхода из них, в различных формах (газ, аэрозоли), радионуклидов, а также эффективности работы ступеней очистки технологического воздуха;

• получены характеристики по виду и свойствам радиоактивных отходов, образующихся в процессе регенерации ОЯТ и изготовлении твэлов, проанализированы возможные источники потерь U и Ри, а также предложены пути по их снижению;

• определены радиационные характеристики опытных твэлов, изготовленных из регенерированного оксидного смешанного топлива;

• экспериментально определена реальная эффективность защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ в форме аэрозолей для условий нормальной эксплуатации и в случае возникновения аварийной ситуации, связанной с несанкционированной остановкой вентиляционного центра.

2. Экспериментально получена информация о радиационных эффектах в отношении персонала и окружающей среды, обусловленных введением в топливный цикл значимых количеств (сотни грамм) высокорадиотоксичных материалов (плутония, америция) для целей их последующей утилизации.

3. Получен банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯ'Г быстрых реакторов (константы выхода продуктов деления, находящихся в газообразной и твердых формах, а также актиноидов в процессе вскрытия и разрушения барьеров безопасности - оболочки твэлов и топливной матрицы).

4. Предложены новые показатели (по отношению к известным, характеризующим переработку необлученных ядерных материалов) для критериев оценки радиационно-экологической безопасности процессов, замыкающих ЯТЦ (прямой выход в готовый продукт урана и плутония, их безвозвратные потери; удельные характеристики газообразных отходов, дозовые нагрузи на персонал и население).

Оценки дозовых нагрузок на персонал технологических установок при обращении с ОЯТ РУ БОР-бО показывают, что усредненная величина индивидуальной эффективной дозы персонала технологических установок при переработке одного килограмма ОЯТ с ~10%-ным выгоранием и ~ 12-летней выдержкой составляет 0,1 мЗв. Отмечено, что последствия выброса в атмосферу радионуклидов, обусловленных технологическими процессами переработки одного килограмма ОЯТ, по верхней оценке радиационного воздействия на границе санитарно-защитной зоны не превысят дозы облучения населения выше МО'7 мЗв, что составляет 1 • 10° % предела дозы (1 мЗв).

Таким образом, выполненные экспериментальные исследования но изучению рад 11 а ц I [ о н I [ о - э ко л о ги ческо й обстановки на стадиях демонстрационного ЗТЦ реактора БОР-бО показали высокую степень безопасности новых перспективных технологий получения уран-плутониевого оксидного топлива, извлечения младших актиноидов пироэлектрохимическим способом и изготовления твэлов методом виброуплотнения. Эти данные имеют научную и практическую ценность, так как позволяют прогнозировать радиационно-экологическую обстановку при увеличении масштабов переработки ядерного топлива и рассчитывать эффективность барьеров безопасности на пути распространения радиоактивных веществ.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Серебряков, Владимир Валерианович, 2006 год

1. Белая книга ядерной энергетики / Под ред. Е.О. Адамова. М.: ГУП НИКИЭТ, 1998. -С. 33-34.

2. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. М: ЦНИИатоминформ, 2001. - С. 28.

3. Поплавский В.М., Матвеев В.И., Роботиов Н.С. Замыкание ядерного топливного цикла: Баланс актинидов и безопасность // Атомная энергия. 1996. - Т. 81. - Вып. 2. -С.123-128.

4. Отчет по безопасности. М.: Комтехпринт, 2004. - 104 с.

5. Kirillovich А.Р., Bychkov A.V., Seiba O.V. e.a. Safety analysis processes based on "dry" pyrochemical fuel reprocessing vibropac technology // GLOBAL'97. Japan, 1997. V. 2. - P. 900915.

6. Орлов B.B. Плутоний и старт нового этапа ядерной энергетики // Атомная энергия. -1994. Т. 76. - Вып. 4. - С. 345-348.

7. Белая книга ядерной энергетики / Под ред. Е.О. Адамова. М.: ГУП НИКИЭТ, 1998.1. С.229-233.

8. Бычков A.B. Перспективы развития неводных процессов переработки ОЯТ и метода виброуплотнения: Тез. докл. Межд. конф. Атомная энергетика и топливные циклы. Москва-Димитровград, 2003. М.: НИКИЭТ, 2003. - С. 37-38.

9. Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла / НП-016-2000. М.: Госатомнадзор России, 2000.

10. Митенков Ф.М., Авербах Б.А. Вероятностный анализ безопасности ЯЭУ, его роль и место в практике проектирования // Атомная энергия. 1992. - Т. 72. - Вып. 4. - С. 337-344.

11. Кириллович А.П. Методология и анализ безопасности производства при рецикле плутония в ГНЦ РФ НИИАР // Атомная энергия. 1999. - Т. 87. - Вып. 4. - С. 266-275.

12. Кириллович А.П., Кобзарь И.Г., Кочетков 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.

13. Кириллович А.П. Научно-техническое обоснование радиационно-экологической безопасности рецикла плутония и минорактинидов в ядерном топливном цикле: Дис. . док. техн. наук. Димитровград, ГНЦ РФ НИИАР, 1997. 66 с.

14. The safety of nuclear fuel cycle / Nuclear energy agency OECD. Paris. 1993.

15. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в 1990-1991 гг. / Отв. ред.

16. B.А. Цыканов. Димитровград: НИИАР, 1992. - С.101-103.

17. Лавринович Ю.Г., Лукиных А.Н., Вавилов С.К. и др. Исследования радиационной обстановки на установке при переработке облученного топлива с высоким выгоранием иироэлектрохимическим методом: Сб. науч. тр. Димитровград: НИИАР, 2002. Вып.1.1. C. 35-43.

18. Белая книга ядерной энергетики / Под ред. Е.О. Адамова. М.: ГУП НИКИЭТ, 1998. -С.239-241.

19. Ковалевич О.М., Слуцкер В.П., Каталкин С.А. и др. Состояние и возможные подходы к нормированию безопасности предприятий ЯТЦ // Атомная энергия. 1994. - Т. 76. -Вып. 4.-С. 321-327.

20. Кикоин И.К., Цыканов В.А., Демьянович М.А. и др. Опытная регенерация облученного уранового топлива реактора БОР-бО фторидным способом: Препринт НИИАР-П-18 (284), 1976.-30 с.

21. Обзор основных исследовательских работ, выполненных в 1993 г. / Отв. ред. В.А. Цыканов. Димитровград: НИИАР, 1994. - С. 117.

22. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Свиридов А.Ф. и др. Исследование выхода 8:>Кг и его влияния на радиационную обстановку при подготовке топлива БОР-бО к регенерации // Атомная энергия. 2003. - Т. 94. - Вып. 3. - С. 220-226.

23. Кочнев М.В., Макаров И.Н., Павлова И.В. и др. Программное обеспечение автоматизированных систем PK объектов ГНЦ РФ НИИАР: Сб. науч. тр. / Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства. Димитровград: НИИАР. 2000. - Вып. 2.- С. 260-277.

24. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. М.: Эиергоатомиздат, 1999.

25. Борисов П.Б., Басманов П.И., Борисова Л.И. Аналитические фильтры АФА для исследования аэрозолей: Сб. науч. тр. / Третьи Петряновские чтения. М.: РИЦ МГИУ, 2001.- С.229-266.

26. Серегин A.C., Кислицина Т.С. Аннотация комплекса программ TRIGEX-CONSYST-БНАБ-90: Препринт ФЭИ-2655, 1997.

27. Жемков И.Ю. Комплекс автоматизированного расчета характеристик реакторов на быстрых нейтронах: Сб. науч. тр. ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград: НИИАР, 1996. - Вып. 4.-С. 56-68.

28. Агеенков А.Т, Ненарокомов Э.А., Савельев В.Ф и др. Подготовка облученного ядерного топлива к химической переработке. М.: Эиергоатомиздат, 1982.

29. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Жемков И.Ю. Радиационная обстановка при подготовке облученных TBC БОР-бО к регенерации // Атомная энергия. 2003. - Т. 95. -Вып. 2.-С. 140-147.

30. Методические указания по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу. (Техн. документ МПА-98). М.: Эиергоатомиздат, 1998.

31. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Бычков A.B. и др. Безопасность регенерации отработавшего топлива БОР-бО пироэлектрохимическим методом // Атомная энергия. -2005. Т. 98. - Вып. 4. - С. 280-288.

32. Кормилицыи М.В., Ишунин B.C., Вавилов С.К. Переработка уранового оксидного топлива реактора БОР-бО. Там же. С. 130-131.

33. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Кормилицыи М.В. и др. Изучение параметров радиационной обстановки в процессе переработки тетрафторида плутония в диоксид // Вопросы радиационной безопасности. 2005. - № 2. - С. 3-14.

34. Горбачев В.М., Замятник Ю.С., Лбов A.A. Основные характеристики изотопов тяжелых элементов: Справочник. Изд. 2-е. М.: Атомиздат, 1975.

35. Схемы распадов радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: Публикация 38 МКРЗ. М.: Энергоатомиздат, 1987.

36. Бак М.А., Шиманская Н.С. Нейтронные источники. М.: Атомиздат. 1969.

37. Владимирова H.A., Беркутов В.Л., Карелин Е.А. и др. Радионуклидные (а,п)-источники нейтронов // Характеристики, способы изготовления и конструкции. М.: ЦНИИатоминформ, 1988.

38. Negin С.А, Worku G.A. MicroShield. Version 4. User's Manual. // Grove Engineering, USA, 1992.

39. Петрянов И.В., Козлов В.И., Басманов П.И. и др. Волокнистые фильтрующие материалы ФП. М.: Знание, 1968.

40. Романов В.П. Дозиметрист АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986.

41. Ампелогова Н.И., Симановский Ю.М., Трапезников A.A. Дезактивация в ядерной энергетике / Под ред. В.М. Седова. М.: Энергоатомиздат, 1982. - С. 137-156.

42. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Куруиов Ю.И., Правдин А.К. Радиационная обстановка в процессе дезактивации опытной установки по регенерации ядерного топлива // Атомная энергия. 2003. - Т. 95. - Вып. 6. - С. 438^146.

43. 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 П-23 (826), 1991.-34 с.

44. Гаргер Е.К., Одинцов A.A., Саженюк А.Д. Оценка степени растворимости радиоактивных аэрозольных частиц в имитаторах биологических жидкостей: Сб. науч. тр. / Третьи Петряновские чтения. М.: РИЦ МГИУ, 2001. - С. 176-186.

45. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Маёршин A.A., Шишалов О.В., Орищенко A.B. Радиационная обстановка при изготовлении опытных твэлов из регенерированного смешанного топлива // Атомная энергия. 2005. - Т. 98. - Вып. 5. - С. 351-360.

46. Серебряков В.В., Орищенко A.B., Назаров A.B. Исследование дисперсности аэрозольных частиц воздушной среды методом цифровой обработки микроскопических видеополей: Тез. докл. науч. конф. Аэрозоли и безопасность-2005. Обнинск: ФГОУ ГЦИПК, 2005.-С. 163.

47. Цыкунов А.Г. Обоснование радиационных характеристик топливного цикла быстрых энергетических реакторов: Автореф. дис. канд. техн. наук. Нижний Новгород, 1999. 23 с.

48. Битколов Н.З. Вентиляции предприятий атомной промышленности. М.: Эиергоатомиздат, 1984.

49. ОНД-86. Методика расчета концентрации в атмосферном воздухе вредных веществ, содержащихся в выбросах предприятий. М.: ГОСКОМГИДРОМЕТ СССР, 1999.

50. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере: Справочник. М.: Эиергоатомиздат, 1986. 224 с.

51. Кириллович А.П., Бычков A.B., Маершин А.А.|, Кормилицын М.В., Серебряков В.В. Радиационно-экологические аспекты замкнутого топливного цикла реактора БОР-бО // Вопросы радиационной безопасности. -2004. -№ 3. С. 8-16.