Проблема оптимального выделения америция из ОЯТ Брест-ОД-300 на трансмутацию для обеспечения радиационной эквивалентности РАО и природного урана
Автор: Иванов В.К., Адамов Е.О., Спирин Е.В., Соломатин В.М., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н.
Рубрика: Научные статьи
Статья в выпуске: 1 т.29, 2020 года.
Бесплатный доступ
Замкнутый топливный цикл с применением быстрых реакторов позволяет решать проблему сокращения радиоактивных отходов (РАО) более эффективно, чем традиционный открытый цикл с тепловыми реакторами. Количественные параметры выделения радионуклидов из облучённого ядерного топлива (ОЯТ) определяются принципом радиологической эквивалентности (РЭ) образующихся РАО и исходной массы природного урана, использовавшегося для изготовления ядерного топлива. Время достижения такой РЭ не должно превышать 300 лет, что может быть достигнуто выделением Am из ОЯТ и его сжиганием в быстром реакторе. С увеличением содержания Am в РАО расходы на переработку ОЯТ уменьшаются, но увеличивается время достижения РЭ и, соответственно, растут расходы на контролируемое хранение РАО. Поэтому суммарные расходы на переработку ОЯТ и дальнейшее контролируемое хранение РАО могут иметь минимум при определённом содержании Am в РАО. В данной работе показана принципиальная возможность определения оптимального содержания Am в РАО, при котором сумма расходов на очистку ОЯТ от Am и на дальнейшее контролируемое хранение РАО достигает минимума. Оптимальное содержание Am в РАО зависит от способа оценки времени достижения РЭ, соотношения расходов на очистку ОЯТ и хранение РАО, а также от процедуры дисконтирования расходов на хранение РАО. При определении времени достижения РЭ РАО и природного урана по равенству соответствующих пожизненных атрибутивных рисков (LAR) оптимальный остаток Am в РАО оказывается существенно больше, чем при использовании для этого ожидаемых эффективных доз (ОЭД), а суммарные расходы на очистку ОЯТ и хранение РАО - меньше. В рассмотренных примерах оптимальный остаток Am в РАО составил 1-2% при использовании величины LAR для определения РЭ, против 0,5% Am при использовании ОЭД. Минимальные суммарные расходы в первом случае были в 1,5 раза меньше. Для уточнения этих оценок требуются дальнейшие исследования на основе более многообразных реальных данных.
Быстрый реактор, брест-од-300, природный уран, облучённое ядерное топливо, америций, долгоживущие высокоактивные отходы, радиологическая опасность, радиологическая эквивалентность, радиотоксичность, эффективная доза, пожизненный атрибутивный риск, оптимизация
Короткий адрес: https://sciup.org/170171557
IDR: 170171557 | DOI: 10.21870/0131-3878-2020-29-1-5-17
Список литературы Проблема оптимального выделения америция из ОЯТ Брест-ОД-300 на трансмутацию для обеспечения радиационной эквивалентности РАО и природного урана
- Адамов Е.О., Ганев И.Х. Экологически безупречная ядерная энергетика. М.: НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, 2007. 145 с.
- Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Степень приближения к радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана в топливном цикле ядерной энергетики России //Атомная энергия. 1996. Т. 81, № 6. С. 403-409.
- Лопаткин А.В., Величкин В.И., Никипелов Б.В., Полуэктов П.П. Радиационная эквивалентность и природоподобие при обращении с радиоактивными отходами //Атомная энергия. 2002. Т. 92, № 4. С. 308-317.
- Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Трансмутационный топливный цикл в крупномасштабной ядерной энергетике России. М.: ГУП НИКИЭТ, 1999. 252 с.
- ICRP, 1991. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60 //Ann. ICRP. 1991. V. 21, N 1-3. P. 1-215.
- Публикация 103 Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ): пер. с англ. /Под общей ред. М.Ф. Киселёва и Н.К. Шандалы. М.: ООО ПКФ «Алана», 2009. 312 с.
- Handbook of parameter values for the prediction of radionuclide transfer in terrestrial and freshwater environments. Technical reports series N 472. Vienna: IAEA, 2010. 208 p.
- Атомная энергетика нового поколения: радиологическая состоятельность и экологические преимущества /Под общей ред. В.К. Иванова, Е.О. Адамова. М.: Перо, 2019. 379 с.
- Спирин Е.В., Алексахин Р.М., Власкин Г.Н., Уткин С.С. Радиационный баланс отработавшего ядерного топлива быстрого реактора и природного урана //Атомная энергия. 2015. Т. 119, № 2. С. 114-119.
- ICRP, 2012. Compendium of dose coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119 //Ann. ICRP. 2012. V. 41. P. 1-130.
- Меняйло А.Н., Чекин С.Ю., Кащеев В.В., Максютов М.А., Корело А.М., Туманов К.А., Пряхин Е.А., Ловачев С.С., Карпенко С.В., Кащеева П.В., Иванов В.К. Пожизненный радиационный риск в результате внешнего и внутреннего облучения: метод оценки //Радиация и риск. 2018. Т. 27, № 1. С. 8-21.
- Иванов В.К., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н., Максютов М.А., Туманов К.А., Кащеева П.В., Ловачёв С.С., Спирин Е.В., Соломатин В.М. Радиотоксичность долгоживущих высокоактивных отходов быстрых реакторов в сценариях обращения с облучённым ядерным топливом для достижения радиационной и радиологической эквивалентности с природным ураном //Радиация и риск. 2019. Т. 28, № 2. С. 8-24.
- ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public; Ver. 3.0, official website. [Электронный ресурс]. URL: http://www.icrp.org/page.asp?id=402 (дата обращения 08.08.2019).
- Методические рекомендации по оценке эффективности инвестиционных проектов (утв. Минэкономики РФ, Минфином РФ, Госстроем РФ 21.06.1999 № ВК 477).
