БАЛАНС РАДИОАКТИВНОСТИ И ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Кандидат технических наук С. А. СУББОТИН (НИЦ "Курчатовский институт")
Риск, связанный с использованием ядерной энергии, обусловлен возможностью попадания радионуклидов в среду обитания. Количество радионуклидов, их состав на разных этапах технологического цикла получения ядерной энергии, пути их попадания в среду обитания различны, как и различны величины и характер риска, время его проявления, а также восприятие его разными группами населения.
Весь технологический цикл получения ядерной энергии по количеству и типу радионуклидов принципиально можно разделить на пять этапов.
I. Добыча урана и/или тория, рафинирование, обогащение и изготовление свежего ядерного топлива. На этом этапе природные радионуклиды извлекаются из-под природных барьеров. Основная опасность при этом связана с их выходом (в частности радона) в среду обитания.
100%
Выдержка на АЭС менная
12%
4-5% 2.8% 1.96% Ii i 1-1 1.4% 0.84%
10 суг. 1 год 3 года 5 лет 10 лет 20 лет 40 лет
II. Облучение ядерного топлива в ядерном реакторе. На этом этапе происходит генерация трёх новых видов радионуклидов:
• искусственных актиноидов;
• продуктов деления;
• продуктов активации.
Уровень активности возрастает в той же степени, в которой был ускорен распад тяжёлых ядер за счёт самоподдерживающейся цепной реакции взаимодействия нейтронов с тяжёлыми ядрами. Большая часть активности обусловлена ядрами с периодом полураспада меньше 1 года.
III. "Охлаждение" облучённого ядерного топлива (ОЯТ) и его переработка. На этом этапе большая часть активности обусловлена ядрами с периодом полураспада до 30 лет (рис.).
IV. "Охлаждение" продуктов деления, продуктов активации и актинидов, которые не удалось вернуть в топливный цикл перед окончательным захоронением. Большая часть активности обусловлена ядрами с периодом полураспада до 100 лет.
V. Окончательное захоронение продуктов деления, активации и актинидов или ОЯТ. Большая часть опасности обусловлена ядрами с периодом полураспада свыше 1000 лет.
Ядерный топливный цикл следует организовать таким образом, чтобы темпы накопления радионуклидов и их воздействие на окружающую среду были минимальными. На первом этапе
Снижение активности ОЯТ в зависимости от длительности выдержки.
2
© С.А.Субботин
минимальный уровень радиационного воздействия достигается в случае, когда добывается ровно такое количество урана (и) и тория (ТИ), которое необходимо для получения заданного количества энергии. Так, для производства 1 ГВт (эл.)/год на легководных реакторах (LWR) сейчас добывается примерно 200 т урана, а делится в реакторе только 0.5% от этого количества (около 1 т). Основной риск на этом этапе связан с выходом радона в атмосферу при добыче урана. Если этот уран не будет использован в дальнейшем, то ожидаемая коллективная интегральная эффективная доза за 10000 лет достигнет примерно 100-150 чел. . Зв.
Для уменьшения риска необходимо снижение количества природных радионуклидов, выводимых из-под природных барьеров в среду обитания, особенно 230ТИ, 22^а, 231Ра. Их извлечение из природного сырья - очень трудный и дорогой процесс, к тому же при помещении 230ТИ в нейтронный поток можно получить количество 232и в уран-плутониевом топливном цикле, сравнимое с его количеством в уран-ториевом топливном цикле. В долгосрочной стратегии предпочтительно снижать добычу урана хотя бы до 10 т/год, или в перспективе до 1 т/год на 1 ГВт в год произведённой электроэнергии. Для этого надо замкнуть ядерный топливный цикл (ЯТЦ) по урану и плутонию и ввести в систему реакторы на быстрых нейтронах.
VI. Для производства 1 ГВт (эл.) в год, исходя из возможного минимального уровня добычи урана, можно в качестве ориентира по приемлемому уровню безопасности и для других этапов ядерного топливного цикла поставить цель: радиоактивность при добыче 1 т урана вместе со всеми дочерними радионуклидами не должна превышать 1011 Бк по альфа-распадам и 7.5 • 1010 по бета-распадам, или, соответственно, 2.7 и 2.0 Ки.
Вместе с тем риск, связанный с обогащением урана и изготовлением топлива, в действительности пренебрежимо мал по сравнению с добычей и рафинированием. Пока извлекается ядерная энергия, актиноиды и про-
дукты деления будут постоянно генерироваться, и их количество будет возрастать до тех пор, пока не достигнет равновесного для каждого нуклида количества, определяемого структурой атомной энергетики и её мощностью. В случае замкнутого топливного цикла суммарное количество актиноидов в атомной энергетике будет наименьшим по всем актиноидам. При этом чем меньше время нахождения топлива во внешнем топливном цикле и чем выше плотность скоростей реакций, тем меньше эти равновесные количества. Вместе с тем их количество никогда не станет нулевым или даже пренебрежимо малым до тех пор, пока не будет прекращено производство ядерной энергии. При существующем подходе к получению ядерной энергии в реакторах на тепловых нейтронах в открытом топливном цикле практически бессмысленно говорить о равновесных количествах актиноидов и о минимизации их равновесных количеств.
Получение 1 ГВт • год электроэнергии на атомной станции, например, с реактором типа PWR, сопровождается наработкой 150-200 кг плутония, 20-30 кг младших актиноидов (нептуния, америция, кюрия). За 40 лет работы блока мощностью 1 ГВт будет произведено 6-8 т плутония и 0.8-1.2 т младших актиноидов. Замыкание топливного цикла реакторов типа LWR по плутонию позволяет стабилизировать количество плутония в равновесном виде на уровне примерно 3-5 т/ ГВт (эл.), но при этом соответственно 12 увеличится генерация младших акти- ^ ноидов. Замыкание топливного цикла | по плутонию в реакторах на быстрых ° нейтронах позволит избавиться от не- 1 обходимости подпитки атомной энер- | гетики ураном-235 и практически на 1 порядок уменьшить скорость генера- ^ ции нептуния-237, но равновесное ко- | личество плутония при этом повысится § до 10-20 т/ГВт (эл.), в зависимости от допустимой энергонапряжённости ак- | тивной зоны и времени внешнего топ- | ливного цикла.
В случае замыкания топливного цикла по младшим актиноидам как в теп-
ловых, так и в быстрых реакторах с твёрдотвэльной композицией и, соответственно, средней по всему топливному циклу плотностью потока нейтронов порядка 1014 см-2с-1 для тепловых и 1015 см-2с-1 для быстрых реакторов равновесные количества младших актиноидов в топливном цикле будут примерно около 1 т/ГВт (эл.).
Стоит отметить, что в рамках имеющегося топливного цикла (оксидное топливо и PUREX-npoцесс для переработки облучённого топлива) замкнуть топливный цикл по младшим актиноидам без существенных потерь невозможно.
Сейчас для "сжигания" актиноидов, а именно "излишков" плутония и младших актиноидов, предлагаются различные специальные реакторы-вы-жигатели. Эти реакторы, по существу являющиеся элементами ЯТЦ, следует рассматривать как часть системы атомной энергетики, поскольку количество и состав младших актиноидов, которые предстоит в них сжигать, определяются структурой, мощностью и историей атомной энергетики.
Риск, создаваемый атомной энергетикой, связан не с увеличением количества радионуклидов, а с привнесением в краткосрочной перспективе (ближайшие сотни лет) в среду обитания малого по сравнению с ураном количества искусственных радионуклидов, обладающих значительными скоростями распада и, следовательно, являющихся существенными дозообразователями при локальных воздействиях (практически не влияя на глобальную дозу, поглощаемую биосферой и человечеством).
Метод соотношения активности каждого радионуклида и их совокупности на всех этапах (от добычи до захоронения) и активности потреблённого урана позволяет сформировать количественную картину генерации опасностей на каждом этапе и соотнести уровни необходимой надёжности барьеров и методов их защиты, чтобы обеспечить приемлемый уровень безопасности широкомасштабного и долговременного получения ядерной энергии.
Для снижения локальных радиационных рисков до заведомо приемлемых
нужно, чтобы структура атомной энергетики располагала рядом компонентов ядерных энергетических установок разных типов, а также хранилищ, перерабатывающих предприятий, заводов по изготовлению топлива и различных радионуклидных препаратов, предприятий по захоронению. Этот комплекс должен соответствовать следующему условию:
-/о
т
1/2, и(ть)
т
~ < 1,
1/2,
где О0 - количество потреблённого урана (тория); О, - количество искусственного /'-го радионуклида; Т^^гл), Т1/2,,- -время полураспада, соответственно, и (ТИ) и /-го радионуклида; ю; - вероятность проникновения /-го радионуклида через барьер в окружающую среду.
Это соотношение носит качественный характер, поскольку в нём не учитываются различные миграционные особенности внедрения радионуклидов в биосферу, разные уровни их биологического воздействия.
Параметр О0 зависит от используемого в реакторах сырья (235и, 238и или 232ТИ) и от структуры атомной энергетики, то есть доли тепловых и быстрых реакторов и их характеристик; типа топливного цикла: уран-плутониевого, уран-ториевого, уран-торий-плутониевого; наличия и интенсивности внешнего источника нейтронов: урана-235, в том числе и оружейных урана-235 и плутония на первых этапах развития атомной энергетики; электроядерных или термоядерных установок с подкритическими бланкетами в перспективе.
Минимизация параметра О, и выбор компонентов этого набора опасных радионуклидов зависит от:
• спектра нейтронов;
• топливного цикла - открытого или замкнутого, уран-плутониевого, уран-ториевого, уран-торий-плутониевого;
• того, какие радионуклиды возвращаются в ядерный топливный цикл (топливный цикл замыкается по -му радионуклиду или, как сейчас принято говорить, -й радионуклид подвергается трансмутации);
• того, какой радионуклид в настоящее время считается опасным (и его не следует выводить за пределы атомной энергетики), а какой можно захоронить или использовать в производственной, медицинской, сельскохозяйственной и научной деятельности;
• состава конструкционных материалов, замедлите
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.