Достижимость радиологической эквивалентности в ЗЯТЦ на базе БР с учётом факторов неопределённости сценариев развития ядерной энергетики в России до 2100 г. Часть 1. Мощность ТР и БР

Правительством РФ распоряжением от 9 июня 2020 г. № 1523-р утверждена Энергетическая стратегия страны на период до 2035 года. В этом документе подчёркивается лидирующее положение России в создании новой энергетической технологии атомной энергетики, в которой предполагается одновременная эксплуатация реакторов на тепловых и быстрых нейтронах (ТР и БР) с объединением в общий замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ). Это позволит обеспечить решение проблем по воспроизводству ядерного топлива, минимизации радиоактивных отходов и соблюдения режима нераспространения ядерных материалов.

В этом документе также подчёркивается, что «основные проблемы и риски развития атомной энергетики связаны со сравнительно высокими затратами на обеспечение ядерной и радиационной безопасности и с необходимостью обращения с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами с учётом требований экологической безопасности».

Иванов В.К. – науч. руководитель НРЭР, гл. радиоэколог ПН «Прорыв», Председатель РНКРЗ, чл.-корр. РАН, д.т.н.; Меняйло А.Н. – вед. науч. сотр., к.б.н.; Чекин С.Ю.* – зав. лаб.; Ловачёв С.С. – мл. науч. сотр.; Корело А.М. – ст. науч. сотр. МРНЦ им. А.Ф. Цыба – филиал ФГБУ «НМИЦ радиологии» Минздрава России. Лопаткин А.В. – науч. рук. по РЭ, д.т.н.; Спирин Е.В. – гл. науч. сотр. отдела гл. радиоэколога ПН «Прорыв», д.б.н.; Соломатин В.М. – нач. отдела гл. радиоэколога ПН «Прорыв», к.б.н. АО «Прорыв».

Как известно, международные стандарты радиологической защиты населения формируются тремя известными организациями: Научным комитетом ООН по действию атомной радиации (НКДАР ООН), Международной комиссией по радиологической защите (МКРЗ) и МАГАТЭ. В Основополагающих принципах безопасности МАГАТЭ (Принцип 7. Защита нынешнего и будущих поколений) подчёркивается: «нынешнее и будущее население и окружающая среда должны быть защищены от радиационных рисков» [1]. Когда говорят о радиационных рисках населения, имеется в виду риск возможных канцерогенных эффектов, обусловленных радиационным воздействием. В Публикации 103 МКРЗ, являющейся в настоящее время основой при оценке канцерогенных радиационных рисков, подчёркивается, что «дозы в органах и тканях, а не эффективные дозы, требуются для оценки вероятности индукции рака у облучённых индивидуумов» [2]. В этом документе предложена также технология оценки величины пожизненного атрибутивного риска (Lifetime Attributable Risk – LAR) с учётом текущих заключений крупномасштабных радиационно-эпидемиологических исследований в Хиросиме и Нагасаки после атомной бомбардировки этих городов в 1945 г. [3-5].

Ранее, в работах [6-10] нами был рассмотрен сценарий развития ядерной энергетики (ЯЭ) в РФ, когда к 2100 г. быстрые реакторы (БР) полностью вытесняют тепловые реакторы (ТР) (рис. 1).

Рис. 1. Выработка электроэнергии (ГВт) на ТР и БР в системе ядерной энергетики.

При этом было показано, что радиологическая эквивалентность РАО и природного уранового сырья в терминах величины LAR достигается уже через 100 лет выдержки (после 2100 г.). Ключевое значение при этом имеет «выжигание» 241Am, 237Np и 242Сm при ЗЯТЦ на базе БР. Эффект радиационной эквивалентности в терминах потенциальной биологической опасности (ПБО) – величины ожидаемой эффективной дозы (Зв) – достигается примерно через 300 лет.

Полученные результаты, безусловно, имеют высокое научное и практическое значение. Однако встаёт вопрос о получении аналогичных оценок, когда сценарий развития ЯЭ в стране на 2100 г. имеет высокий уровень неопределённости.

Материал и методы

Представленный в работах [6-10] и на рис. 1 сценарий развития ЯЭ в РФ, когда к 2100 г. БР полностью вытесняют ТР, будем считать контрольным сценарием и обозначим «Сценарий 0».

На рис. 2 представлены сценарии развития ЯЭ в России с учётом фактора неопределённости развития БР, когда к 2100 г. в той или иной мере сохраняются действующие ТР. Рассмотрены три сценария возможного замещения неопределённости:

Сценарий 1 – неопределённость полностью замещается БР (7,05 тыс. т РАО, соответствуют выработке 2,62 и 1,56 ТВтхгод энергии на АЭС с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах соответственно и включают 3,94 тыс. т осколков и хвостов регенерата и 3,11 тыс. т ОЯТ ВВЭР). Всего в данном сценарии было образовано 68,50 тыс. т ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах.

Сценарий 2 – неопределённость полностью замещается ТР (31,9 тыс. т РАО, получены при выработке 3,6 и 0,56 ТВтхгод энергии АЭС с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах соответственно и включают 3,94 тыс. т осколков и хвостов регенерата и 26,5 тыс. т ОЯТ ВВЭР с плутонием, не применённого в энергетике). Всего в данном сценарии было образовано 91,24 тыс. т ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах.

Сценарий 3 – неопределённость замещается на 50% БР и на 50% ТР (15,27 тыс. т РАО получены при выработке 2,85 и 1,06 ТВтхгод энергии АЭС с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах соответственно и включают 3,57 тыс. т осколков и хвостов регенерата и 11,7 тыс. т ОЯТ ВВЭР с плутонием, не используемого в энергетике). Всего в данном сценарии было образовано 78,5 тыс. т ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах.

Рис. 2. Сценарий развития ядерной энергетики в Российской Федерации с учётом фактора неопределённости, одобренный решением Президиума НТС Госкорпорации «Росатом» 26 декабря 2018 г.

Используются два подхода для оценки уровня достижения радиоэквивалентности: радиационная эквивалентность (ПБО) – выравнивание ожидаемых эффективных доз (ОЭД) облучения населения от РАО и уранового сырья; радиологическая эквивалентность – выравнивание пожизненного атрибутивного (радиационно-обусловленного) риска (LAR) потенциальной индукции онкологических заболеваний от РАО и уранового сырья.

Результаты и обсуждение

На рис. 3-14 показаны оценки достижения радиационной (ПБО) и радиологической (LAR) эквивалентности по трём, указанным выше, сценариям замещения неопределённости в развитии ЯЭ.

По сценарию 1, когда неопределённость полностью замещается БР (рис. 4), радиологическая эквивалентность достигается через 412 лет (после 2100 г.). По другим сценариям время достижения радиологической эквивалентности является неприемлемым (более 1000 лет). По контрольному сценарию 0, когда БР полностью вытесняют ТР (рис. 1), радиологическая эквивалентность РАО и природного уранового сырья достигается уже через 100 лет выдержки [6-10], т.е. в 4 раза быстрее, чем по сценарию 1.

Эти отличия требуют пояснений. На рис. 15 и 16 для указанных выше сценариев (1 и 0 соответственно) показан вклад основных дозообразующих радионуклидов в LAR от РАО, в зависимости от времени выдержки после 2100 г. Величины LAR получены для такого количества РАО в 2100 г., которое образуется из природного уранового сырья с ОЭД=1 мЗв. На рисунках приведены основные радионуклиды, чей вклад в LAR превысил 1%. При формировании рис. 16 (сценарий 0) предполагалось, что ТР развиваются и работают на базе топлива из обогащённого урана до тех пор, пока не исчерпан принятый в модели ресурс природного урана 540 тыс. т. Все облучённое топливо из ТР перерабатывается, из него извлекается плутоний, минорные актиниды (МА) и некоторые долгоживущие продукты деления. На базе извлечённого плутония развивается система БР. В модели принято, что в год запускается по одному БР при наличии требуемого количества плутония. В модели учитываются ТР типа ВВЭР и РБМК и БР типа БРЕСТ-1200. К 2030 г. мощность системы достигает 47,3 ГВт, к 2100 г. – 107 ГВт и состоит к этому времени только из БР (рис. 1). БР работают в замкнутом топливном цикле. При переработке облучённого топлива ТР и БР в долгоживущие РАО попадает не более 0,1% урана, плутония, МА, Sr, Cs, Tc и I от их содержания в переработанном топливе. Предполагается, что ежегодные партии РАО хранятся, учитывается изменение их нуклидного состава за счёт радиоактивного распада. Получено, что на 2100 г. в системе ядерной энергетики будет накоплено 7523 т долгоживущих нуклидов. Время наступления радиологической эквивалентности по данному сценарию 100 лет. На рис. 17 показано, что ОЭД 90Sr и 137Cs из РАО, накопленных по сценарию 1, в десятки раз превышает соответствующие значения ОЭД для сценария 0.

0,1

СП со

5 cf CD О

Время выдержки, лет

0,01

--Э— Отходы (в зоне неопределенности вводятся БР)   • Природное урановое сырьё (ОЭД 1 мЗв)

Рис. 3. ОЭД РАО в зависимости от времени выдержки, приведённые на 1 мЗв ПБО природного уранового сырья при использовании в зоне неопределённости (рис. 2) развития ЯЭ лишь реакторов на быстрых нейтронах. Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 3373 года.

1,00E-01

1,00E-02

1                10               100              1000            10000           100000

Время выдержки, лет

1,00E-03

<  1,00E-04

,

1,00E-05

1,00E-06

1,00E-07

--»-• Отходы (в зоне неопределенности вводятся БР)    • Природное урановое сырьё (ОЭД 1 мЗв)

Рис. 4. LAR в зависимости от времени выдержки, рассчитанный по ОЭД из рис. 3 (РАО, в зоне неопределённости вводятся только реакторы на быстрых нейтронах). Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 412 лет.

ci CD О

ч ъ

0,1

Время выдержки, лет

Рис. 5. ОЭД РАО в зависимости от времени выдержки, приведённые на 1 мЗв ПБО природного уранового сырья при использовании в зоне неопределённости (рис. 2) развития ЯЭ лишь реакторов на тепловых нейтронах. Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 46856 лет.

1,00E-01

1,00E-02

1,00E-03

1,00E-04

1,00E-05

10               100              1000

10000           100000

1,00E-06

Время выдержки, лет

Рис. 6. LAR в зависимости от времени выдержки, рассчитанный по ОЭД из рис. 5 (РАО, в зоне неопределённости вводятся только реакторы на тепловых нейтронах). Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 12277 лет.

та

0,1

Ct CD О

Время выдержки, лет

—®— Отходы (в зоне неопределенности вводятся 50% ТР, 50% БР) • Природное урановое сырьё (ОЭД 1 мЗв)

Рис. 7. ОЭД РАО в зависимости от времени выдержки, приведённые на 1 мЗв ПБО природного уранового сырья при одинаковой доле реакторов на тепловых и быстрых нейтронах в зоне неопределённости (рис. 2) развития ЯЭ. Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 23058 лет.

1,00E-01

1,00E-02

1,00E-03 '■'О- — ^^^^^

1,00E-04 •                   ее ееееее *♦. е еее е е е е

1,00E-05                                                                  ^'х

1,00E-06 1                10               100              1000            10000           100000

Время выдержки, лет

—•— Природное урановое сырьё (ОЭД 1 мЗв)

Рис. 8. LAR в зависимости от времени выдержки, рассчитанный по ОЭД из рис. 7 (РАО, в зоне неопределённости вводятся 50% тепловых реакторов и 50% быстрых реакторов). Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 1966 лет.

m to

EI 10

CD О

0,1

1                  10                 100                1000

10000            100000

Время выдержки, лет

Рис. 9. ОЭД ОЯТ ТР в зависимости от времени выдержки, приведённые на 1 мЗв ПБО природного уранового сырья, при использовании в зоне неопределённости развития ЯЭ (рис. 2) только реакторов на быстрых нейтронах. Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 78662 года.

1,00E-01

1,00E-02

О' <

э

1,00E-03

1,00E-04

®s

® ®

1,00E-05

Время выдержки, лет

Рис. 10. LAR в зависимости от времени выдержки, рассчитанный по ОЭД из рис. 9 (ОЯТ тепловых реакторов, в зоне неопределённости вводятся только реакторы на быстрых нейтронах). Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 33113 лет.

0,1

1                  10                 100               1000

10000           100000

Время выдержки, лет

Рис. 11. ОЭД ОЯТ ТР в зависимости от времени выдержки, приведённые на 1 мЗв ПБО природного уранового сырья, если зона неопределённости (рис. 2) развития ЯЭ включает только ТР. Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 84175 лет.

1,00E-01

к <

®-е

1,00E-02

1,00E-03

1,00E-04

1,00E-05

^хе ее

ЧП X

Время выдержки, лет

--9— ОЯТ ТР (в зоне неопределенности вводятся ТР)   • Природное урановое сырьё (ОЭД 1 мЗв)

Рис. 12. LAR в зависимости от времени выдержки, рассчитанный по ОЭД из рис. 11 (ОЯТ тепловых реакторов, в зоне неопределённости вводятся только реакторы этого типа).

Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 34898 лет.

0,1

100               1000

Время выдержки, лет

10000            100000

Рис. 13. ОЭД ОЯТ ТР в зависимости от времени выдержки, приведённые на 1 мЗв ПБО природного уранового сырья при условии, что в зоне неопределённости (рис. 2) развития ЯЭ доля реакторов на тепловых и быстрых нейтронах одинакова. Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 82636 лет.

1,00E-01

G

1,00E-02

1,00E-03

o' <

1,00E-04

1,00E-05

Ъ

Ъ

Время выдержки, лет

• •    Природное урановое сырьё (ОЭД 1 мЗв)

  Рис. 14. LAR в зависимости от времени выдержки, рассчитанный по ОЭД из рис. 13 (ОЯТ тепловых реакторов, в зоне неопределённости вводятся 50% тепловых реакторов и 50% быстрых реакторов). Точка пересечения кривых при линейной интерполяции точек данных 35547 лет.

  

  —•—Am-241  •  Ce-144  •  Cs-134  • Cs-137  •  Kr-85    • Np-237  •  Pb-210

  
  

—•— Pm-147  •  Pu-238  •  Pu-239 —•— Pu-240 —•— Pu-242 —•— Ra-226  •  Ru-106

• •  Sn-126  •  Sr-90    •  Th-229  • Th-230 —•— U-234

Рис. 15. Вклад облучения от различных радионуклидов РАО в LAR в зависимости от времени выдержки РАО для сценария 1 (зона неопределённости сценариев полностью замещается БР).

100,00%

90,00%

80,00%

70,00%

•  Am-241    •  Am-242m  •  Ce-144    •  Cs-137    •  Eu-154

• Kr-85   —•— Pm-147 —•— Pu-238  —•— Pu-239  —•— Pu-240

•  Ru-106  —•—Sm-151  —•— Sr-90

Рис. 16. Вклад облучения от различных радионуклидов РАО в LAR в зависимости от времени выдержки для контрольного сценария 0 (БР полностью вытесняют ТР).

■Время выдержки 100 лет     Время выдержки 1000 лет

Рис. 17. Отношение ОЭД различных радионуклидов РАО в сценарии 1 к соответствующим значениям ОЭД в контрольном сценарии 0 для времён выдержки 100 и 1000 лет.

Заключение

Стратегический план Госкорпорации «Росатом» по развитию ЯЭ в стране на период до 2100 г. допускает неопределённость соотношения по мощности ТР и БР. Рассмотрены три сценария: неопределённость замещается БР, неопределённость замещается ТР, неопределённость замещается на 50% БР и на 50% ТР.

Принципиальным выводом проведённых исследований является приемлемость с позиций достижения радиологической эквивалентности только первого сценария – полное замещение неопределённости БР. Выравнивание канцерогенных рисков РАО и природного уранового сырья достигается в этом случае примерно через 400 лет выдержки. Поэтому указанный вывод должен быть использован при корректировке и оптимизации Стратегического плана развития ЯЭ в стране с учётом современных требований радиационной экологии и радиологической защиты населения.

Публикация подготовлена по результатам выполнения работ в Госкорпорации «Росатом» в рамках ПН «Прорыв.