Топливный цикл крупномасштабной ядерной энергетики России на принципах топливного и радиационного баланса и нераспространения тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Лопаткин, Александр Викторович

• Лопаткин, Александр Викторович
• доктор технических наук
• 2013

Оглавление диссертации доктор технических наук Лопаткин, Александр Викторович

Оглавление

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ПРОБЛЕМЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ДЕЛЕНИЯ В 17 ЭНЕРГЕТИКЕ, ИЗМЕНЕНИЕ ТРЕБОВАНИЙ К БЫСТРЫМ РЕАКТОРАМ

ГЛАВА 2. ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К

КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ

2.1 Общие требования к реакторной установке

2.2 Общие требования к замкнутому топливному циклу

2.2.1 Радиационная эквивалентность

2.2.2 Трансмутационный топливный цикл

2.2.3 Радиационно-миграционная эквивалентность и природоподобие

2.3 Подход к реализации гарантий нераспространения в концепции 40 быстрых реакторов нового поколения и их замкнутого топливного

цикла

2.4 Два подхода к организации замкнутого топливного цикла 46 крупномасштабной ядерной энергетики на быстрых реакторах

ГЛАВА 3. МОДЕЛИ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ, 52 РЕАЛИЗУЮЩЕЙ ТРАНСМУТАЦИОННЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

3.1 Параметры ЯТЦ и трансмутация минорных актиноидов из ОЯТ

тепловых реакторов при развитии ядерной энергетики России в соответствии со «Стратегией...»

3.2. Анализ влияния сценариев развития мощностей ЯЭ, накопление 74 долгоживущих радионуклидов и трансмутации их в замкнутом топливном цикле быстрых реакторов

3.2.1 Возможности развития системы тепловых реакторов и накопление 74 актинидов в ОЯТ ТР

3.2.2 Возможности развития системы быстрых реакторов и 82 трансмутация долгоживущих актинидов их в замкнутом топливном

цикле

3.2.3 Возможности дополнительного развития быстрых реакторов на 85 обогащенном уране

ГЛАВА 4. УСЛОВИЯ И ПУТИ ДОСТИЖЕНИЯ

РАДИАЦИОННОГО БАЛАНСА

4.1 Потенциальная биологическая опасность природного урана

4.2 Роль отдельных нуклидов и элементов в долговременном 98 радиационном балансе

4.3.Эволюция требований к потерям актиноидов в отходы при

длительной работе ЯЭ

4.4 Влияние длительности ТЦ ТР и БР на основные параметры сценария 122 развития ЯЭ

4.5 Региональное хранилище для длительного контролируемого 130 хранения долгоживущих высокоактивных РАО

4.5.1 Введение

4.5.2. Параметры хранилища для длительной контролируемой выдержки 131 РАО

4.5.3. Теплогидравлические и нейтронно-физические характеристики 141 хранилища

4.5.4. Конструкция и функционирование хранилища

4.5.5. Заключение

4.6 Влияние спектра нейтронов на характеристики 163 трансмутационных цепочек Np, Am и Cm

4.7 Гомогенная и гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной 172 зоне быстрого ЯЭ

4.8 Сравнительный анализ эффективности трансмутации MA в 188 различных установках на стадии длительной работы ЯЭ

4.9 Трансмутация осколочных технеция и йода в торцевом экране 202 реактора БРЕСТ

4.9.1 Трансмутация йода

4.9.2 Трансмутация технеция 204 ГЛАВА 5. ОСНОВЫ ПОДДЕРЖАНИЯ РЕЖИМА

НЕРАПРОСТРАНЕНИЯ ПРИ КРУПНОМАСШТАБНОМ РАЗВИТИИ ЯЭ

ГЛАВА 6. ВОВЛЕЧЕНИЕ ТОРИЯ В КРУПНОМАСШТАБНУЮ 221 ЯДЕРНУЮ ЭНЕРГЕТИКУ

6.1 Долгоживущие актиниды в равновесном торий-урановом цикле и 221 уран-плутониевом циклах

6.2 Сценарии вовлечения тория в ЗТЦ 225 ГЛАВА 7. АНАЛИЗ ОБОСНОВАННОСТИ ПОЛУЧЕННЫХ 243 РЕЗУЛЬТАТОВ

7.1 Использованные программы и ядерные данные

7.2 Масштаб погрешности эффективных нейтронных сечений 250 актинидов для БР по экспериментам 1999-2004 годов

7.3. Коэффициенты чувствительности расчетных концентраций

актинидов топлива реактора БРЕСТ к сечениям ядерных реакций и постоянным распада

7.4 Влияния неопределенности в нейтронных сечениях актинидов на 256 долговременную радиационную опасность РАО

ГЛАВА 8. РАЗРАБОТКА ПРИНЦИПИАЛЬНЫХ ОСНОВ

РАДИОХИМИЧЕСКИХ ТЕХНОЛОГИЙ ДЛЯ ШИРОКОМАСШТАБНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ. РЕЗУЛЬТАТЫ ТЭИ. ГЛАВА 9. РЕАЛИЗАЦИЯ ОСНОВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ

ЗАМКНУТОГО ТЦ КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В ПЯТЦ БРЕСТ-ОД-ЗОО

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ 3

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Топливный цикл крупномасштабной ядерной энергетики России на принципах топливного и радиационного баланса и нераспространения»

ВВЕДЕНИЕ

Ядерная энергетика (ЯЭ) на реакторах, выросших из военной техники, уже в 70-80-е гг. стала крупным сектором энергетики многих стран. Но ее главные проблемы: безопасность и стоимость АЭС, радиоактивные отходы, нераспространение оружейных материалов, а также воспроизводство топлива не нашли исчерпывающих решений. Быстрые реакторы, на которых намечалось крупномасштабное развитие ЯЭ, были нацелены на высокие темпы воспроизводства и оказались дорогими, увеличивали риск распространения и не получили широкого применения, их разработки были свернуты в США, затем и в Европе. В условиях стабилизации мирового топливного рынка в конце 1970-х годов в США, а затем в Европе и России ЯЭ пришла в состояние стагнации. На XXI век прогнозировалось снижение ее доли в энергетике.

К концу 1990-х годов в России и США сформировались два разных, но дополняющих друг друга подхода к обновлению концепции развития ЯЭ и технической концепции реакторов и ядерного топливного цикла (ЯТЦ) для будущего.

Инициативы DOE США (NERI, G4) были нацелены на широкий поиск концепций реакторов следующего поколения и их топливного цикла для среднесрочной перспективы ЯЭ ограниченного масштаба. Задачи: снижение стоимости и рисков (аварии на АЭС, обращение с отходами, нераспространение); приспособление к условиям либерализованного рынка; новые области применения (локальные нужды небольших стран и районов, опреснение, производство водорода и др.).

Стратегия Минатома России /1/, определившая общее направление развития ядерной энергетики (ЯЭ) в России до 2050 г., исходила из того, что полувековой опыт достаточен для разработки и демонстрации в начале XXI века быстрых реакторов в замкнутом ЯТЦ, эффективно утилизирующих накапливаемые облученное ядерное топливо (ОЯТ) и плутоний; отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ по топливному балансу, экономике, безопасности, отходам, нераспространению; способных поэтому стать основой развития в XXI веке большой ЯЭ для радикального решения встающих перед миром проблем энергоснабжения, оздоровления окружающей среды, нераспространения оружия. К

концу века, при исчерпании ресурсов дешевого природного урана быстрые реакторы могут поддержать работу тепловых реакторов разных типов, предпочтительных для использования в тех или других секторах энергетики, путем их перевода в торий-урановый топливный цикл. На разработку и реализацию основных элементов крупномасштабной энергетики направлена ФЦП ЯЭНП121.

Анализ состояния ядерной энергетики, причин и последствий крупных аварий в гражданском ее секторе (ТМ1, Чернобыль, ...), анализ темпов и уровня развития электроэнергетики в мире позволили к 1991 г. сформулировать общие требования к крупномасштабной ЯЭ на базе быстрых реакторов, перенеся главное внимание с высоких темпов развития ЯЭ (и воспроизводства) на безопасность, включая экологическую:

• неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана

• реализация свойств естественной безопасности, заключающейся в исключении аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях;

• снижение долговременной радиационной опасности радиоактивных отходов (РАО) за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в реакторе наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки РАО с достижением радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр Земли ураном;

• закрытие каналов распространения ядерного оружия путем исключения возможности использовать производства замкнутого топливного цикла для извлечения из облученного ядерного топлива материалов оружейного качества;

• экономическая конкурентоспособность производства ядерной энергии, прежде всего, за счет снижения стоимости новых АЭС по сравнению с современными АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, а также снижения стоимости технологий замкнутого топливного цикла.

Более низкие, чем ожидалось прежде, темпы роста электрогенерирующих ядерных мощностей и накопление к настоящему времени тепловыми реакгорами(ТР) больших количеств плутония, а также возможность старта быстрых реакторов (БР) на обогащенном уране позволяют отказаться от требования

высокого темпа наработки плутония в быстрых реакторах, отдав предпочтение БР с умеренной энергонапряженностью активной зоны (на уровне современных ТР) и топливу равновесного состава с коэффициентом воспроизводства близким к 1, решению накопленных проблем ядерного топливного цикла, поддержке нераспространения ядерных материалов. После последней аварии в особенности надеяться на развития ЯЭ в крупную систему (100-300 ГВт для России) можно только, если в комплексе решаются указанные выше требования. Отсутствие убедительного решения по любому из требований может закрыть развитие крупномасштабной ЯЭ. При этом наиболее актуальной проблемой современного этапа развития ЯЭ наряду с безопасностью АЭС является стратегия снижения объемов ОЯТ действующих АЭС и уменьшения до приемлемого объяснимого уровня объемов и радиоактивности долгоживущих РАО.

Сценарные исследования достаточно часто проводятся в ядерном сообществе, в этом направлении активно работают группы в НИЦ КИ, ГНЦ РФ ФЭИ, ОАО «НИКИЭТ», ... Исследуются сценарии развития мощностей ЯЭ по принимаемым схемам, оцениваются материальные балансы (массы топлива и ОЯТ, мощности обогатительных производств и производств по переработке ОЯТ, ...) и дополнительные характеристики по предпочтению авторов (экономические показатели, транспортные потока, объемы складов, ...). Из последних по этой тематике можно отметить работу /3/, в которой на базе экстремально высокой принятой авторами схемы развития ядерных мощностей (100 ГВт к 2030 г. и 300 ГВт к 2050 г.) рассмотрены особенности развития ЯЭ на установках различного типа (при доминирующей роли тепловых реакторов типа ВВЭР в большинстве сценариев), показаны ресурсные ограничения по топливу. При этом подходы к решению проблем топливного цикла столь крупной энергетики не прорабатывается, детализация и разработка научных проблем относится на будущее. Для автора диссертации исследование сценариев развития мощностей и сопутствующих топливных проблем не является самодостаточным, сценарии - это еще и фон для демонстрации действенности разработанного подхода к обращению с долгоживущими нуклидами в сочетании с реализацией других требований к крупномасштабной ЯЭ.

Диссертация посвящена обоснованию стратегии перехода ЯЭ России от современного состояния к крупномасштабной ЯЭ на базе БР, анализу возможных темпов и масштабов развития ЯЭ, разработке модели трансмутационного замкнутого топливного цикла (ЗТЦ), определению условий и доказательству реализуемости радиационной эквивалентности для развивающейся ЯЭ России, обоснованию подхода к технологической поддержке режима нераспространения применительно к ЗТЦ БР /4/, разработке общих требований к радиохимическим технологиям ЗТЦ БР и ТР а также к составу подлежащих захоронению долгоживущих РАО, разработке технологических схем радиохимических технологий, другим вопросам реализации ЗТЦ. В диссертации представлены результаты комплексного анализа принципиальных составляющих (мощности ТР и БР, баланс основных топливных актинидов, баланс потребленных природных радиоактивных ресурсов (уран и торий) и долгоживущих РАО от переработки ОЯТ (радиационная эквивалентность). По комплексному решению указанных задач отечественных и зарубежных аналогов диссертация не имеет.

В основу анализа радиационного баланса ЗТЦ положен принцип радиационной эквивалентности, предложенный в начале 1990-х И.Х. Ганевым и В.О. Адамовым 151. С участием автора в 1990-2000 г.г. было показано, что этот принцип при определенных условиях может быть реализован в ЯЭ. Общий подход к развитию ЯЭ России с переходом к широкомасштабной энергетики был сформулирован в Стратегии Минатома России, где одной из задач для формирования ЗТЦ ЯЭ ставилась реализация радиационной эквивалентности. Большая часть работ по теме диссертации автором выполнена в ходе реализации Основных задач Минатома России в 2000-2005 г.г.

Целью диссертации являлась разработка основ стратегии перехода от современного состояния, базирующегося на тепловых реакторах и длительном хранении ОЯТ, к трансмутационному ЗТЦ на основе быстрых реакторов и переработке всего объема ОЯТ с трансмутацией долгоживущих нуклидов в быстрых реакторах и реализацией радиационно-эквивалентного обращения с РАО. Показан потенциал развития БР с невысоким избыточным воспроизводством (КВА~1,05) вторичного топлива для различных сценариев

ввода мощностей ТР и БР при старте БР на плутонии из ОЯТ ТР, так и на обогащенном уране. Основное внимание уделено первому пути развития мощностей БР (старт на плутонии из ОЯТ ТР), поскольку в этом случае решается задача ликвидации накопленного объема ОЯТ современной ЯЭ с трансмутацией долгоживущих нуклидов в БР и реализации радиационной эквивалентности. Второй путь рассмотрен для доказательства отсутствия ресурсных ограничений развития системы БР с невысоким избыточным воспроизводством для любых востребуемых энергетической ситуацией в РФ мощностей. Также цель диссертации была в разработке требований к радиохимической технологии ЗТЦ для реализации радиационной эквивалентности и технологической поддержки режима нераспространения, в разработке принципиальных технологических схем таких технологий применительно к пристанционному ядерному топливному циклу.

В первой главе диссертационной работы на основе анализа ядерных данных показано, что в комплексе задачи крупномасштабной ЯЭ могут быть решены только при развитии быстрых реакторов.

Во второй главе представлены основные требования к крупномасштабной ядерной энергетике, включая требования к реакторной установке и замкнутому топливному циклу. В рамках описания основных требований к ЗТЦ определено понятие радиационной эквивалентности и методики численного анализа долговременных радиационных характеристик ядерных материалов и РАО, дан перечень мероприятий трансмутационного ядерного топливного цикла, принципиальная схема и численные критерии; представлен подход к захоронения РАО с точки зрения соблюдения радиационно-миграционного баланса, учитывающего спад опасности радиоактивных материалов при их длительной миграции от места захоронения к биосфере, и природоподобия захоронений РАО. В той же главе представлен подход к технологической поддержке нераспространения в рамках ЗТЦ БР.

В третьей главе на основе анализа сценариев развития ЯЭ России показаны возможные масштабы развития и длительность действия ЯЭ на базе тепловых реакторов, накопления ОЯТ и долгоживущей радиоактивности и

демонстрируется невозможность достижения радиационной эквивалентности. Рассмотрены сценарии развития БР на базе плутония из ОЯТ ТР, показано, что на базе ЗТЦ БР организуется трансмутационный ЗТЦ, в котором трансмутируются америций, нептуний и кюрий (после его распада в плутоний), хранилища ОЯТ ТР могут быть освобождены к концу 21 века или в первые 20 лет 22 века, в зависимости от сценария развития ТР в 21 веке. Продемонстрированы возможные масштабы развития БР на базе обогащенного урана. Также показано, что разрабатываемые и внедряемые на АЭС с ТР меры по увеличению глубины выгорания топлива существенно ухудшают соотношение масс делящегося плутония и МА, т.е. увеличивает массу МА по отношению к плутонию. Это соотношение еще более ухудшается по мере выдержки ОЯТ, которая сопровождается распадом 241Ри в 241Ат. Т.е. усложняется задача трансмутации МА.

В четвертой главе рассмотрены отдельные этапы, мероприятия и подходы к реализации трансмутационного ЯТЦ. В частности показано, что при развитии системы БР разрабатывать дополнительные (альтернативные) трансмутационные установки нет необходимости.

В пятой главе представлены результаты численного анализа опасности с точки зрения гарантий нераспространения ядерных материалов и отдельных нуклидов. Показано, что топливо разрабатываемых в настоящее время БР не представляет опасности.

В шестой главе приведен анализ сценариев вовлечения тория в ядерную энергетику, развивающуюся, в основном на БР с уран-плутониевым циклом. Показано, что радиационная опасность долгоживущих РАО из равновесных торий-уранового и уран-плутониевого циклов близки между собой, при этом эта опасность формируется для каждого цикла своими нуклидами. Торий и уран-233 используются в ТР с КВ<1, необходимый уран-233 для них нарабатывается в бланкете БР. Добавление торий-уранового цикла ушудшает условия достижения радиационной эквивалентности в ЯЭ.

В седьмой главе представлены результаты исследования влияния сечений актинидов на результаты анализа радиационного баланса ЯЭ. На основе анализа

расчетных и экспериментальных данных оценен масштаб неопределенности в сечениях и показана чувствительность долгоживущих характеристик РАО к погрешности, вносимой ядерными данными в расчет накопления и выгорания актинидов.

В восьмой главе представлены результаты разработки альтернативных по отношению пирохимии технологий регенерации ОЯТ БР, реализующих требования широкомасштабной энергетики. Для шести технологических схем регенерации, выбранных для проведения ТЭИ, приведено краткое описание технологий и приведены результаты ТЭИ.

В девятой главе представлены основные технологические особенности проекта пристанционного ядерного топливного цикла АЭС с РУ БРЕСТ ОД 300, разработанного в 1999-2002 г.г.

Научная новизна работы состоит в следующем:

• впервые разработана методология комплексного материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ России, методология применена для анализа сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ, реализующей радиационно-эквивалентное обращение с РАО;

• впервые предложена модель трансмутационного ЗТЦ с набором мероприятий и численными критериями;

• показано, что в рамках уран-плутониевого ТЦ радиационная эквивалентность сырьевых материалов и захораниваемых РАО устойчиво достигается при всех рассмотренных сценариях развития мощностей TP и БР при реализации мероприятий трансмутационного ЯТЦ;

• показаны физические преимущества трансмутации минорных актинидов (МА - Np, Am, Cm) в БР, исследованы особенности гомогенного (в составе топлива) и гетерогенного (в виде специализированных твэлов и TBC) подходов к трансмутации МА;

• исследованы физические характеристики и предложены принципиальные компоновочные решения для хранилища, осуществляющего

долговременную контролируемую выдержку долгоживущих РАО перед захоронением;

исследована эффективность альтернативных по отношению к БР установок для трансмутации МА, показано, что при наличии БР, работающих в ЗТЦ, необходимости в дополнительных трансмутационных установках нет; впервые сформулированы качественные и количественные критерии технологической поддержки режима нераспространения для технологий регенерации ОЯТ;

показано влияние на радиационный баланс долгоживущих РАО введения торий-уранового цикла в рассмотренные сценарии развития ЯЭ России; показано, что прогнозируемые на основе экспериментальных и расчетных данных изменения сечений реакций топливных нуклидов, определяющих их накопление и увод, существенно не влияют на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, не изменяют результаты по условиям достижения радиационной эквивалентности; представлены результаты разработки принципиальных технологических схем и сравнительных технико-экономических исследований радиохимических технологий, отвечающих разработанным требованиям к технологиям широкомасштабной ЯЭ; ► представлены основные результаты проектных работ по пристанционному ЗТЦ АЭС с опытно-демонстрационным реактором БРЕСТ-ОД-ЗОО, реализующим основные требования к ЗТЦ широкомасштабной энергетики на базе БР.

ктическая значимость работы состоит в следующем:

разработана модель перехода ЯЭ России от современного состояния к крупномасштабной ЯЭ, решающая проблему ОЯТ современной ЯЭ и реализующей радиоэквивалетный подход при обращении с долгоживущими РАО;

определены численные критерии формирования состава долгоживущих РАО, подлежащих длительному хранению и/или захоронению, для реализации радиационной эквивалентности;

• показано, что систему БР можно эффективно развивать при старте БР на обогащенном уране с последующим переходом на собственный наработанный плутоний. Такое развитие позволяет развить мощность ЯЭ примерно в 5 раз больше, чем на ТР, при одинаковой ресурсной базе природного урана;

• показана роль отдельных нуклидов и элементов в долговременном радиационном балансе ОЯТ тепловых и быстрых реакторов, выделены ключевые нуклиды, определяющие возможность достижения радиационной эквивалентности;

• сформулированы и обоснованы требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ;

• разработаны принципиальные технологические схемы радиохимических технологий, реализующих требования к крупномасштабной ЯЭ, получены результаты сравнительных ТЭИ этих технологических схем;

• по результатам концептуальной разработки получены основные характеристики (объемы, компоновка, тепловая мощность, массы фракций РАО и др.) хранилища для контролируемой выдержки РАО перед захоронением, показывающие практическую реализуемость таких объектов в

ятте.пной энепгетике:

'-1----------1---------'

• по результатам анализа баланса долгоживущей радиоактивности в ЗТЦ ЯЭ с торий-урановым циклом показано, что торий-урановый ЗТЦ по наработке долгоживущих актинидов не имеет преимуществ перед уран-плутониевым ЗТЦ;

• разработаны принципиальные технологические схемы радиохимических технологий, реализующих требования к крупномасштабной ЯЭ, получены результаты сравнительных технико-экономических исследований (ТЭИ) разработанных технологических схем.

Личный вклад автора в результаты, представленные в диссертации, состоит в следующем:

• автором предложена и обоснована модель трансмутационного ЗТЦ с набором мероприятий и численными критериями;

автором предложена методология и на ее основе выполнен комплексный анализ материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ для сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ;

под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведено расчетное моделирование сценариев развития ЯЭ и влияния на ключевые показатели различных отклонений, доказана реализуемость радиационной эквивалентности при обращении с долгоживущими РАО; автором совместно с В.В. Орловым (НИКИЭТ) и Б.Д. Рогозкиным (ВНИИНМ) разработаны требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ;

под научным руководством автора проведена разработка принципиальных технологических схем регенерации ОЯТ БР, отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ, проведены сравнительные технико-экономические исследования (ТЭИ) шести технологических схем;

под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведено исследование различных подходов к трансмутации минорных актинидов (МА) в БР;

под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведена концептуальная разработка и получены основные характеристики хранилища для контролируемой выдержки РАО перед захоронением; под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведена концептуальная разработка установок для трансмутации МА, автором проведено сравнение эффективности установок; автором совместно с Л.И. Шибаршовым (РФЯЦ-ВНИИТФ) разработаны общие требования к технологической поддержке нераспространения в ЗТЦ БР, под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведен расчетный анализ характеристик ядерных материалов в ЗТЦ и определены численные критерии гарантий нераспространения; по инициативе автора поставлены эксперименты и с его участием проведена обработка и расчетный анализ результатов по определению сечений топливных актинидов в рамках экспериментов на стендах БФС-1 и БФС-2

(ГНЦ РФ-ФЭИ) по исследованию характеристик БР со свинцовым теплоносителем, а также в экспериментах на БР-1.

• под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведен анализ влияния прогнозируемых на основе экспериментальных и расчетных данных изменения сечений реакций топливных нуклидов на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, на условия достижения радиационной эквивалентности;

• под научным руководством автора выполнен проект пристанционного ядерного топливного цикла АЭС с реакторной установкой (РУ) БРЕСТ-ОД-300.

Положения, выносимые на защиту:

• модель трансмутационного ЗТЦ с набором ключевых мероприятий и численными критериями;

• результаты комплексного анализа материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ для сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ, реализующей радиоэквивалентное обращение с РАО;

• требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ;

• результаты разработки принципиальных технологических схем регенерации ОЯТ БР, отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ, и сравнительных ТЭИ шести технологий;

• результаты анализа элементов трансмутационного ТЦ, включая альтернативные подходы к трансмутации МА;

• общие требования к технологической поддержке нераспространения в ЗТЦ БР, результаты расчетного анализа характеристик ядерных материалов в ЗТЦ и численные критерии гарантий нераспространения;

• результаты анализа влияния прогнозируемых изменений сечений реакций топливных нуклидов на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, на условия достижения радиационной эквивалентности.

Достоверность и обоснованность научных положений диссертации определяется использованием общеизвестных расчетных методик для

характеристик РУ, верификаций нейтронных сечений, используемых в разработанной автором методике для анализа накопления в ЗТЦ долгоживущих нуклидов, сравнением расчетных и экспериментальных результатов.

Апробация диссертации и публикации. Представленные в диссертации результаты докладывались на российских и зарубежных конференциях (в том числе, конференциях МАГАТЭ) и семинарах, опубликованы в 22 статьях в журнале «Атомная энергия», входящем в перечень ведущих рецензируемых научных изданий, рекомендованных ВАК, в сборниках докладов российских и международных конференций, в двух монографиях, энциклопедии «Машиностроение» (том «Машиностроение ядерной техники»), отчетах и препринтах НИКИЭТ. По теме диссертации получено 3 патента.

ГЛАВА 1. ПРОБЛЕМЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ДЕЛЕНИЯ В ЭНЕРГЕТИКЕ, ИЗМЕНЕНИЕ ТРЕБОВАНИЙ К БЫСТРЫМ РЕАКТОРАМ

Ядерная энергетика как самостоятельное направление развитие энергетической отрасли развивается с пятидесятых годов прошлого века - с создания и пуска Первой в мире АЭС в г. Обнинске в 1954 г. В своем развитии ядерная электроэнергетика опирается на:

1) физические особенности взаимодействия нейтронов с веществом;

2) ресурсы делящихся и сопутствующих материалов,

3) научные знания, комплекс технологий и конструктивных решений;

4) долгоживущие РАО и нерешенность проблемы их безопасной утилизации,

5) квалифицированные кадры,

6) необходимые организационные структуры;

7) политические решения.

Вся совокупность отмеченного выше необходима для успешного развития, но ключевым элементом является правильный выбор физических принципов при создании ядерных реакторов.

Выбор спектра нейтронов в активной зоне ядерного реактора определяет принципиальную возможность решить в совокупности отмеченные выше проблемы 2-4. Физические особенности взаимодействия быстрых (примерно 2 МэВ - средней энергии нейтронов, рождаемых при делении ядер) и тепловых (0,025 эВ) нейтронов с ядрами основных топливных нуклидов /6,7/ приведены в таб. 1.1. Если отвлечься от малосущественных ядерных реакций, то нейтронный баланс определяется реакциями деления (а^ и радиационного захвата (ас), а также выходом нейтронов на одно деление (у). Рассчитанный на их основе выход нейтронов на одно поглощение нейтрона нуклидом ВН=уог/(сус+ог), а также избыток нейтронов ИН=ВН-1 (один вторичный нейтрон из образовавшихся при поглощении нуклидом первичного нейтрона необходим на поддержание цепной реакции) демонстрирует возможности изотопов в быстрой и тепловой областях энергий нейтронов. Данные табл. 1.1 позволяет сделать ряд выводов: 1) быстрыми нейтронами делятся все рассмотренные нуклиды и ВН у всех нуклидов (за исключением 232ТЬ) выше 2,3;

ЛЛЛ ЛО { ЛЛЛ 0/11

2) тепловыми нейтронами делятся лишь и, и, Ри и Ри - далее делящиеся (нейтронами любых энергий) нуклиды, 236и, 238и, 240Ри поглощают нейтроны без деления;

3) у делящихся нуклидов ВЫ и ИН существенно выше для быстрых нейтронов; в этой области энергий нейтронов у изотопов плутония ВЫ и ИН выше на 0,43-^0,63 соответствующих величин изотопов урана;

4) для тепловых нейтронов наиболее высокие ВН и ИН у изотопа и, у и, Ри и 241Ри эти величины примерно на 0,13 ниже и составляют для каждого примерно 2,1 и 1,1 соответственно;

5) сечения ядерных реакций в области быстрых нейтронов примерно на 2 порядка ниже, чем для тепловых нейтронов, это должно приводить к существенно более высоким удельным загрузкам делящихся нуклидов в активную зону быстрых реакторов.

Выводы 1-3 говорят о том, что для реализации процессов, связанных с поглощением избыточных (сверх необходимых для поддержания цепной реакции) нейтронов более выгодны установки с быстрыми нейтронами и с топливом на основе изотопов плутония. К таким процессам в первую очередь следует отнести производство вторичных делящихся изотопов урана и плутония и трансмутация долгоживущих ядер и т.д.

В реально существующих и проектируемых установках, содержащих конструкционные материалы, теплоноситель, компоненты топливной матрицы, рождаемые при делении быстрые нейтроны рассеиваются, поглощаются и т.д., и как следствие - энергетический спектр нейтронов «смягчается». В результате невозможно реализовать только быстрый или только тепловой спектр нейтронов, нейтроны всех энергий присутствуют в активной зоне установки. Можно лишь говорить о преимущественном делении топлива быстрыми (с энергией выше 0,1 МэВ) или тепловыми (энергия ниже 1 эВ) нейтронами, соответственно по этому признаку разделяются быстрые и тепловые реакторы. Размывание энергетических границ спектра нейтронов изменяет и сечения реакций по сравнению с приведенными в табл. 1.1. В табл. 1.2 приведены результаты расчетов сечений реакций деления и поглощения основных изотопов урана и плутония, усредненных

по спектру плотности потока нейтронов в активной зоне быстрого (БРЕСТ-1200) и теплового (ВВЭР-1000, РБМК-1000) реакторов. На основании этих результатов можно отметить следующее:

1) в быстром реакторе (БР) за счет делений только урана-235 воспроизводства плутония с KB > 1 (коэффициент воспроизводства - отношение количества воспроизведенных делящихся ядер плутония к количеству сгоревших ядер урана-235 или делящихся ядер плутония) достичь невозможно;

2) в быстром реакторе с уран-плутониевым топливом (содержащем топливо, теплоноситель и конструкционные материалы в соотношении, характерном для технически проработанных конструкций, т.е. со спектром, заметно «смягченным по сравнению со спектром деления)) воспроизводство плутония с КВ > 1 возможно, при этом КВ <1,5 в идеализированном реакторе; если же учесть поглощение в конструкционных материалах, теплоносителе, продуктах деления, утечку - то величина КВ будет меньше.

На основании сечений таблицы 1.2 можно рассчитать равновесные концентрации изотопов плутония по отношению к 238U из уравнений выгорания изотопов уран-плутониевой цепочки (238U->239Pu->240Pu->241Pu->242Pu) типа dpi/dt = gci-rPi-i - pr(aci + af) Ф - (1-1)

где pi и р;.', - ядерная концентрация текущего нуклида и его предшественника в цепочке превращений; Ф - плотность потока нейтронов;

А,; - постоянная распада нуклида "i" (важен учет распада 241Ри).

Для равновесного состояния производная по времени равна «0», соответственно на

основе (1.1) можно получить простые формулы для расчета соотношений между

равновесными концентрациями нуклидов в представленной выше цепочке.

Результаты расчетов приведены в табл. 1.3. Отметим некоторые важные

результаты:

• содержание делящихся нуклидов в равновесном составе (коэффициент воспроизводства активной зоны КВА-1) в БР составляет примерно 10%, в тепловом реактора (TP) - примерно 1%;

• содержание в плутонии неделящихся изотопов в БР составляет для БР приметно 0,32, для TP - 0,34^-0,55;

• выход нейтронов (ВНтопл^С^а^р.уХСаДа^р,) ДЛя равновесной смеси урана-238 и плутония (без учета поглощения в нетопливных нуклидах и утечки) для БР 1,37, для ТР примерно 1. Из этих результатов следует, что критический БР с КВА~ 1 создать возможно, критический ТР с КВА-1 создать нельзя (с уран-плутониевым топливом), т.к. критические концентрации делящихся изотопов в ТР более чем в 2 раза выше. Увеличение концентрации делящихся изотопов в ТР нарушает равновесие между изотопами и приводит к КВ примерно 0,5-^0,7 для технически проработанных конструкций ТР.

Т.е. быстрый реактор при равновесном топливе обеспечивает сам себя топливом и имеет избыток нейтронов, который можно использовать для воспроизводства дополнительного (сверх необходимого самому себе) плутония или иных целей, например для трансмутации долгоживущих нуклидов. При равновесном топливе в БР можно исключить экраны, нарабатывающие плутоний оружейного качества. Регулируя состав и размеры активной зоны можно несколько уменьшать содержание плутония в топливе, что повысит КВА до уровня, необходимого для компенсации падения реактивности по мере выгорания топлива за счет наработки дополнительного плутония, т.е. реализовать состояние равновесной активной зоны и незначительно меняющимся по кампании запасом реактивности, добившись ДКЭфф порядка Рэфф- В такой активной зоне принципиально невозможна реактивностная авария чернобыльского типа, соответственно за счет упрощения либо ликвидации части систем, связанных с предотвращением или локализацией последствий реактивностных аварий, должна удешевляться АЭС.

За время существования ядерной энергетики произошло изменение взглядов на роль быстрых реакторов в системе ядерной энергетики (ЯЭ), в существенной степени отражающее изменение в самой ядерной энергетике и достигнутые результаты в реализации БР. В 50-70 годы прошлого столетия БР рассматривались как производители плутония в быстрорастущей ЯЭ /8/, обеспечивающие топливом собственное развитие и развитие системы БР. Для этого была необходима высокая энергонапряженность топлива в БР и, соответственно, высокоэффективный теплосъем. Для первых реакторов было применено отработанное в ТР оксидное

топливо. Отсюда в конструкции БР появился натрий, окисное топливо, соответственно, низкое воспроизводство плутония в активной зоне (КВА-0,75-^-0,9) и воспроизводящие плутоний экраны. Реализованные на таких подходах БР оказались существенно дороже параллельно существующих ТР и развития не получили. Соответственно не был развит (по крайней мере, в России) и поддерживающий БР топливный цикл. Единственный работающий крупный БР (БН-600) работает на обогащенном уране.

По сравнению с 50-70 годами прошлого века ЯЭ на ТР развилась в достаточно крупную систему, работает на обогащенном уране за исключением Франции, где в дополнение к урановому топливу реализовано однократное сжигание плутония, наработанного в ТР в самих ТР. БР как топливовоспроизводящей системы нет. На разведанных запасах ЯЭ России может расти, по крайней мере, до 40-50х годов текущего столетия (см. главу 3). Ежегодно в ОЯТ ТР накапливается около 4 тонн делящегося плутония, что хватило бы на запуск примерно 1000 МВт БР каждые 2 года с учетом загрузки замкнутого топливного цикла. Т.е. потребности воспроизводить много плутония перед БР сегодня не стоит. Главная задача БР сегодня не воспроизводить плутоний с высоким темпом, а создать безопасные и экономически привлекательные БР и реализовать их замкнутый цикл.

Оценим соотношение мощностей БР и ТР в предположении, что БР современного типа (типа БН или БРЕСТ) помимо себя обеспечивают топливом и ТР с близкой энергонапряженностью топлива. ТР типа ВВЭР-1000 с КВ=0,55, КПД г|=0,33 на подпитку необходимо на 1 ГВт тепловой мощности делящегося плутония 156 кг Ри/ГВт(т)*год или в расчета на 1 ГВт электрической мощности 473 кг Ри/ГВт(э)*год. Пусть БР имеет следующие характеристики:

вариант 1) КВ=1,3, г|=0,4 и производит делящегося плутония 104 кг Ри/ГВт(т)*год или 260 кг Ри/ГВт(э)*год;

вариант 2) КВ=1,2, г|=0,4 и производит делящегося плутония 69 кг Ри/ГВт(т)*год или 173 кг Ри/ГВт(э)*год.

Принятые величины КВ характерны для современных БР с учетом конструктивных особенностей, учитывающих требования ядерной безопасности. При таких величинах КВ на 1 ГВт(э) ТР необходимо иметь 1,82 ГВт(э) (вариант 1) БР или на

1 ГВт(э) ТР надо 2,73 ГВт(э) БР (вариант 2). Т.е. в системе ТР и БР должно быть менее 2/3 мощностей БР. Т.е. именно БР будут наиболее массовым элементов ЯЭ, будут производить основной объем электроэнергии, к ним должны быть предъявлены наиболее строгие требования по безопасности и экономике. Собственно при указанных соотношениях мощностей можно ставить вопрос о целесообразности существования ТР в системе электропроизводства. Если БР будут конкурентноспособны с другими способами электрогенерации, то необходимости в существовании ТР нет, за исключением специальных применений - генерация высокопотенциального тепла, малая энергетика, судовые установки, ...

Поскольку переход на БР примерно в 150 раз расширяет топливную базу ЯЭ за счет вовлечения урана-238, то практически снимается для ЯЭ вопрос об обеспеченности ресурсами на ближайшие тысячелетия (см. главу 3 и 4). Уже накопленный плутоний, а также плутоний, накапливаемый в ОЯТ тепловых реакторов, возможность пуска БР на обогащенном уране с переходом на замкнутый уран-плутониевый цикл, позволяет существенно изменить взгляд на быстрые реакторы, и в первую очередь - снять ранее положенное в основу конструирования БР требование о расширенном воспроизводстве плутония с высоким темпом. Уже накопленного плутония и того, что будет накоплен в ближайшие 10-20 лет, будет достаточно, чтобы мощность ядерной энергетики России удвоилась за счет ввода быстрых реакторов. Старт БР на обогащенном уране с последующим переходом на уран-плутониевое топливо снимает ресурсные ограничения на темп и масштаб развития БР и вытеснение при этом из ЯЭ тепловых реакторов существенно экономит природный уран (см. главу 3.). Поэтому требование о расширенном воспроизводстве плутония с высоким темпом может быть снято с нового поколения быстрых реакторов, достаточно простого воспроизводства топлива, усилия разработчиков БР могут быть сосредоточены на решении задач, определяемых новыми требованиями к реакторам и технологии замкнутого топливного цикла. На основе безопасных и экономически привлекательных БР можно развить крупномасштабную ЯЭ, которая на тысячелетия обеспечена ресурсами урана. Общие требования к широкомасштабной ядерной энергетике сформулированы в главе 2.

Таблица 1.1 Основные нейтронные характеристики изотопов тория, урана и

плутония

Изотоп (У{ ВН=уаг/( ас+аг) ИН=уас/( ас+стґ) - 1

Энергия нейтрона ~ 2 МэВ

1і1іті 0,08 0,08 0,177 0,0283 -0,972

ШЗЗ/2/ 0,04 1,93 5,076 2,577 1,577

Ш35/1/ 0,0599 1,27 3,331 2,505 1,505

11236/2/ 0,09 0,77 2,025 2,355 1,355

Ш38/1/ 0,0491 0,4651 1,225 2,383 1,338

Ри239/1/ 0,0519 1,782 5,362 2,924 1,924

Ри240/1/ 0,078 1,66 5,186 2,984 1,984

Ри241/2/ 0,03 1,45 4,655 3,145 2,145

Энергия нейтрона 0.0252 эВ

2і2ТЬ/2/ 7,56 - - 0 -1

11233/2/ 53,0 525 1307 2,26 1,26

И235/1/ 97,4 583,5 1409,7 2.07 1.07

11236/2/ 7,0 - - 0 -1

11238/1/ 2,71 - - 0 -1

Ри239/1/ 267,2 744 1566,9 2,106 1,106

Ри240/1/ 287 0,05 0,142 0,0005 -0,9995

Ри241/2/ 400 1020 3019 2,126 1,126

Таблица 1.2 Основные нейтронные характеристики изотопов урана и плутония в

спектре активной зоны теплового и быстрого реакторов

Изотоп CTf Vüf BH=vaf/( C7c+<7f) MH=vGf/( ac+af) - 1

Быстрый реактор БРЕСТ-1200

0,448 1,71 4,211 1,951 0,951

0,236 0,0375 0,102 0,373 -0,627

0,535 1,152 3,455 2,048 1,048

0,379 1,707 5,037 2,414 1,414

24UPu 0,41 0,409 1,222 1,493 0,493

241Pu 0,361 2,264 6,720 2,56 1,56

шРи 0,365 0,289 0,877 1,341 0,341

Тепловой реактор ВВЭР-10 00

U235 7,996 33,02 80,54 1,964 0,964

U238 0,922 0,104 0,29 0,283 -0,717

Pu238 23,85 2,286 6,857 0,262 -0,738

Pu239 45,36 80,6 231,2 1,836 0,836

Pu240 116,6 0,598 1,851 0,016 -0,984

Pu241 29,1 84,03 247,6 2,189 1,189

Pu242 33,0 0,447 1,408 0,042 -0,958

Тепловой реактор РБМК-1000

U235 18,92 98,06 239,2 2,045 1,045

U238 1,052 0,0634 3 0,177 0,159 -0,841

Pu238 75,88 3,375 10,12 0,128 -0,872

Pu239 154,1 270,9 775,6 1,824 0,824

Pu240 282 0,4316 1,336 0,0047 -0,995

Pu241 95,32 272,4 802,6 2,183 1,183

Pu242 32,62 0,2903 0,914 0,028 -0,972

Таблица 1.3 Равновесный состав уран-плутониевого топлива для БР и ТР

Изотоп Быстрый реактор Тепловой реактор ВВЭР-1000 Тепловой реактор РБМК-1000

0,8506 0,9849 0,9924

2jyPu 0,0964 0,0072 0,0025

240Pu 0,0447 0,0028 0,0013

24,Pu 0,0054 0,0028 0,0010

™Pu 0,0030 0,0024 0,0029

Pu +""Pu 0,1018 0,010 0,0035

шРи+ шРи 0,0477 0,0052 0,0042

m+242pu/(2J^lpu + Ж42Ри) 0,32 0,34 0,55

ВЫ топл 1,37 1,0 0,964

KB 1,019 1,011 1,0106

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Лопаткин, Александр Викторович

Основные результаты работы отражены в заключениях к разделам и главам. Обобщая выводы и оценивая представленные в работе результаты в целом можно отметить следующее.

1. Разработаны ключевые требования к организации трансмутационного топливного цикла крупномасштабной ядерной энергетики. Дан перечень мероприятий трансмутационного ядерного топливного цикла, принципиальная схема и численные критерии; представлен подход к захоронению РАО с точки зрения соблюдения радиационно-миграционного баланса, учитывающего спад опасности радиоактивных материалов при их длительной миграции от места захоронения к биосфере, и природоподобия захоронений РАО. Представлен подход к технологической поддержке нераспространения в рамках ЗТЦ БР.

2. Исследованы сценарии развития ЯЭ России с переходом на ЗТЦ для различных ресурсов природного урана. Представлены результаты расчетного моделирования развития системы тепловых реакторов (ТР) по трем сценариям на базе ФЦП РАЭПК. Например, при развитии ЯЭ с ресурсом 690 тыс. тонн природного урана максимальная электрическая мощность АЭС с ТР достигается к 2040 г. и составляет 65,3-е-68,6 МВт, далее мощность спадает и 2100 г. последний реактор будет выведен из эксплуатации на базе плутония из ОЯТ ТР в 2100 г. может быть развита система БР мощностью 114-176 ГВт.

3. Увеличение глубины выгорания оксидного уранового топлива ТР с 4,0% до 10% снижает массу полную массу ОЯТ ВВЭР в 2,5 раза, при этом масса плутония в ОЯТ ТР снижается в 2,1 раза (соответственно снижается ресурсная база для старта системы быстрых реакторов), масса америция снижается в 1,8 раза. Масса нептуния в ОЯТ ТР при этом возрастает.

4. Если ОЯТ ТР направляется на захоронение, то ПБО ОЯТ ТР достигает радиационной эквивалентности с потребленным системой ТР природным ураном через (1-2)-105 лет выдержки ОЯТ, эта величина является неприемлемо большой и требуются иной подход к снижению ПБО РАО - т.е. трансмутация актинидов.

5. Развитие системы БР на базе плутония из ОЯТ ТР практически ликвидирует ОЯТ ТР к моменту окончания работы последнего ТР. Соответственно весь плутоний и MA, наработанные в ОЯТ TP, включаются в замкнутый цикл БР и там «сжигаются». Ликвидация ОЯТ TP и замена их на РАО от их переработки и регенерации ОЯТ БР приводит к тому, что в ЯЭ становится возможным достижение радиационной эквивалентности при относительно невысоких (150-500 лет) длительностях выдержки РАО. Т.е. в системе ЯЭ решается проблема долгоживущих РАО - реализуется трансмутационный ЯТЦ.

6. Соизвлечение из руды и направление в топливный цикл ЯЭ для трансмутации тория и радия совместно с ураном снижает долговременную активность урановых отвалов в поверхностных хвостохранилищах, так как в них не

996 94П попадают долгоживущие Ra и Th. Снижение долгоживущей активности урановых отвалов является важной экологической проблемой, решение которой так же актуально для будущей перспективной ядерной энергетики, как и достижение радиационной эквивалентности в топливном цикле ЯЭ и местах захоронения РАО. Содержание 226Ra и 230Th в природном уране мало ( в 500 тыс. т природного урана, содержащих 180 кг 226Ra и 8,4 т 230 Th). Если предположить, что ядерная энергетика мощностью 300 ГВт состоит из 250 блоков БРЕСТ-1200, то на всю массу топлива 1

99А 94П блока (~70 т) придется 0,72 кг Ra и 33,6 кг Th, их трансмутация в ЗТЦ БР принципиальной трудности не представляет.

7. Для решения задачи снижения долгоживущей радиоактивности РАО наиболее важно из поступающего на захоронение материала удалить актиниды от урана до кюрия. Это снижает ПБО оставшихся продуктов деления примерно на 3-4 порядка. Отсюда следует цель трансмутации актинидов - перевод их в продукты деления, а не перевод из одних актинидов в другие. Из продуктов деления с периодом полураспада более 25 лет внимания заслуживают 90Sr и 137Cs с дочерними нуклидами. Из-за малых сечений взаимодействия с нейтронами (даже в области тепловых нейтронов сечение захвата менее 1 барна) эти нуклиды не могут эффективно быть трансмутирована и единственный способ обращения с ними -контролируемая выдержка, возможно - полезное использование в изотопных устройствах, либо захоронение.

8. Рекомендованное значение доли теряемых в РАО актиноидов 0,1% приемлема, по крайней мере, до конца 21 века для реализации радиационной эквивалентности (РЭ). Для гарантий достижения РЭ на отдаленные периоды действия ЯЭ необходимо: в ближайшие десятилетия реализовать соизвлечение совместно с добываемым ураном радия и тория; в 22 веке снижать долю теряемых в РАО актиноидов, снизить накопление 14С в топливе (перейти на азот, обогащенный изотопом 15N), решить вопрос трансмутации 126Sn. Для отдаленных периодов действия ЯЭ (через тысячи лет) можно реализовать лишь радиационно-миграционную эквивалентность.

9. Показано, что длительность внереакторной части топливного цикла для топлива как ТР так и БР существенно влияет на баланс топлива в замкнутой системе ядерной энергетики, соответственно влияет на темп развития системы БР, если это развитие осуществляется на плутонии из ОЯТ. Для повышения темпа развития целесообразно уменьшение длительности выдержки ОЯТ ТР до 20 лет и менее, ОЯТ- БР - до 1-2 лет.

10. Приведены результаты концептуальной разработки хранилища для длительной контролируемой выдержки в течение 200 лет долгоживущих высокоактивных отходов (элемент трансмутационного ЯТЦ) на примере ядерной энергетики мощностью 85 ГВт(эл.), состоящую из естественно-безопасных быстрых реакторов БРЕСТ-1200 и реакторов современного типа - ВВЭР-1000, РБМК-1000 и БН-800. Такая ЯЭ накапливает за 200 лет работы около 16500 т продуктов деления. Исходя из такого количества ПД, общий объем основных секций хранилища составляет 276 тыс. м3 (или 16,7 тыс. м3 на 1000 т продуктов деления). Основную часть объема (56 %) занимает секция ДВАО. Далее - секция цезия (27,7 %) и секция стронция (15,2 %). Объем секций с долгоживущими нуклидами (Тс, I, С, Np) составляет около 1 тыс. м3. Объем накопительных секций Sr, Cs и Cm равен 17,1 тыс. м3 . Стационарная мощность основных секций хранилища (ДВАО, Cs, Sr, Cm) равна примерно 108 МВт. Доля цезиевой секции составляет 47,5 %. Доля секции ДВАО - 1,63 %. Отвод тепла осуществляется воздухом при его естественной циркуляции с температурой на выходе из трубы 300°С. Оптимальным местом размещения хранилища является холм или горный массив с вертикальной и горизонтальной выработками.

11. Рассмотрено влияние спектра нейтронов на нейтронный баланс трансмутационных цепочек нептуния и америция. Баланс ядерных реакций

241 трансмутационных цепочек Np и Ат показал, что в спектре быстрого реактора эти цепочки достаточно короткие и в них рождается больше нейтронов (избыток 0,8-1,0 нейтрона на одно стартовое ядро), чем поглощается. В спектре теплового реактора эти цепочки длиннее, и в них поглощается нейтронов больше (дефицит 0,7-0,83 на одно стартовое ядро), чем рождается. Для покрытия дефицита нейтронов требуется сжигать дополнительное ядерное топливо (например, 235и,

239

Ри). Указанные различия определяются существенными различиями нейтронных сечений и выходов нейтронов при делении в спектре активной зоны быстрого и теплового реактора.

12. Рассмотрена задача трансмутации МА из ОЯТ ВВЭР в альтернативных по отношению к коммерческому БР установках: тяжеловодный реактор с топливом в виде расплавленных солей (ТВРРС) с подпиткой и-МА или Ри-МА; жидкосолевой гомогенный реактор (ЖСГР) с подпиткой Ри-МА; жидкосолевой реактор с графитовым замедлителем (ЖСРГЗ) с подпиткой Ри-МА; специализированный быстрый реактор типа БН-800 с подпиткой Ри-МА, 23511-МА или МА; трансмутатор на базе реактора БРЕСТ с подпиткой МА или ТІї-МА; специализированный бланкет термоядерного реактора ТЯР охлаждаемый водой (подпитка Ри-МА) или расплавленными РЬ и Ил (подпитка МА), специализированный БР с топливом на основе расплавов металла. Во всех рассмотренных установках эта задача может быть решена. Но в большинстве установок для трансмутации МА требуется сжигать плутоний - от 2,4 до 11.2 кг плутония на 1 кг МА. При этом сокращается ресурсная база развития системы быстрых реакторов. Для сравнения - в БР типа БРЕСТ-1200 при загрузке МА выше равновесного уровня (0,6-0,7% т.а.) гомогенно в топливо или гетерогенно можно трансмутировать МА со скоростью 97^166 кг/эфф. год без добавки дополнительных делящихся нуклидов.

Специализированные трансмутаторы с высоким расходом делящихся нуклидов будут актуальны на стадии закрытия ядерной энергетики как отрасли. На этом этапе помимо МА и ДПД потребуется наиболее полно «дожечь» и плутоний (уран-233) критических загрузок остановленных реакторов. Применительно к этой задаче целесообразно рассмотреть большинство из описанных трансмутационных установок.

13. Рассмотрена эффективность введения специализированного трансмутатора в ЗТЦ для «сжигания» МА, выделенных из ОЯТ ВВЭР и БРЕСТ БР. Показано, что в этом случае снижается радиотоксичность РАО в 2-3 раза при периодах их выдержки 10-200 лет по сравнению со сценарием трансмутации всех МА в БРЕСТ. При более длительных периодах выдержки РАО (более 500 лет) различий в радиотоксичности для обоих сценариев практически нет. Т.е. для решения задачи трансмутации долгоживущих МА при развитой системе быстрых реакторов нет необходимости в создании специализированных трансмутаторов.

14. Рассмотрена возможность трансмутации осколочных йода и технеция в торцевом экране реакторов типа БРЕСТ. Показано, что реально достижимая скорость трансмутации в реакторе БРЕСТ-1200 составляет 30 (йод-129) или 58 (технеций-99) кг за эффективный год облучения. В самом БРЕСТ-1200 за это время образуется 4,4 кг 1291 и 29 кг 99Тс, т.е. в нем может осуществляться трансмутация собственных долгоживущих нуклидов и выделенных из ОЯТ ТР.

15. Нитридное топливо реакторов типа БРЕСТ непригодно для изготовления ядерных зарядов, если в процессе регенерации и фабрикации уран и плутоний не разделяются, и содержание плутония в уран-плутониевой смеси не повышается до 24% на всех стадиях передела. Если на какой-либо стадии регенерации топливо переводится в металлическое состояние, то содержание плутония в нем не должно повышаться по сравнению принятым для реактора БРЕСТ уровнем. И в этом случае по своим размножающим свойствам будет соответствовать принятому критерию удовлетворения требованиям нераспространения.

Минорные актиноиды могут представлять потенциальную опасность как материал для изготовления ядерного заряда по причине малых величин критмасс. По этой причине выделять их в отдельные фракции нежелательно и предпочтение следует отдать гомогенному типу их трансмутации (т.е. в виде небольшой добавки в уран-плутониевому топливу) в активной зоне быстрого реактора. Но даже в случае выделения изотопных смесей америция и кюрия в отдельные фракции (без выделения отдельных изотопов) их оружейное использование крайне затруднено по причине высокой радиоактивности. Опасение может вызывать лишь нептуний.

16. Рассмотрены потенциал развития мощностей ТР с торий-урановым ТЦ и радиационные характеристики образующихся в торий-урановом цикле долгоживущих РАО. При реализации бридерного режима (КВ не менее 1) в торий-урановом ТЦ при регенерации топлива равновесного состава образуются долгоживущие РАО (актиниды и продукты их распада), радиационные характеристики близки к соответствующим характеристикам РАО из равновесного уран-плутониевого ТЦ при одинаковой энерговыработке. При этом состав РАО существенно различается - в ТЬ-и ТЦ основной вклад в ПБО вносят уран-233 и протактиний 231.

Рассмотрены сценарии ввода параллельно развивающегося уран-плутониевой энергетике торий-уранового цикла с 2050 года. Предполагается, что этот цикл вводится в реакторах типа ВВЭР-1000 (КВ=0,8), уран-233 для критзагрузок и подпитки нарабатывается в экране реакторов БРЕСТ 1200 с КВЗ=0,05+0,1 для урана-233. Рассмотрен открытый ТЦ и замкнутый ТЦ с выдержкой ОЯТ 1 год. Показано, что в открытом ТЦ к 2100 году может быть введено 12-19 ГВт (КВЗ 0,05-5-0,1), к 2200 г. - 26+39 ГВт. В замкнутом ТЦ к 2100 году может быть введено 21 ГВт (КВЗ=0,1), к 2200 г. - 63 ГВт (равновесное состояние). Введение открытого ториевого цикла для ТР делает невозможным достижение радиационной эквивалентности.

Введение замкнутого ториевого цикла в ТР существенно затрудняет достижение радиационной эквивалентности. Потребуется дополнительно к МА из ОЯТ ТР, работающих на обогащенном уране, организовывать трансмутацию МА из ОЯТ торий-уранового цикла и кроме этого - трансмутировать протактиний-231 и добиваться малой потери урана в отходы.

17. Проведен анализ экспериментальных данных и результатов расчетного анализа экспериментов на стендах БФС-1, БФС-2 и БР-1 (1999-2004 г.г.) по определению сечений актинидов в быстром спектре нейтронов. Для всех экспериментов проведено сравнения рассчитанных и измеренных величин. Показано, что для основных актинидов ядерного топлива (уран-235,238, плутоний-239,240,241,242, америций-241) эффективные (усредненные по спектру нейтронов) сечения деления и измеренные сечения поглощения известны с точностью не хуже 10%. Наиболее высокие расхождения расчетов и экспериментов наблюдается для сечений деления пороговых изотопов: плутония-238 (18,3%), тория-232 (11,7%), америция-243 (12,3%), юория-244 (25,7%), юория-245 (15,5%), урана-236 (20%), а также сечения радиационного захвата урана-238 (17%). Проведено исследование влияния отмеченных расхождений на долговременный радиационный баланс ядерной энергетики и предложенных практических решений по стратегии обращения с актинидами в трансмутационном топливном цикле ЯЭ. Показано, что отмеченные расхождения в сечениях слабо влияют на полученные автором результаты, соответственно дополнительно уточнять сечения изотопов актинидов исходя из проблемы обращения с РАО нет необходимости.

18. Разработаны критерии и требования к радиохимическим технологиям, реализующим радиоэквивалентный подход к обращению с РАО и технологическую поддержку нераспространения в ЗТЦ широкомасштабной энергетики. На основе этих критериев и требований были разработаны принципиальные технологические схемы, по большинству - проведено теоретическое и лабораторное экспериментальное обоснование ключевых этапов. Для выполнения технико-экономического анализа технологических схем, проведенного во ВНИПИЭТ, были отобраны 6 предложений. При отборе технологических схем принималось во внимание с одной стороны научный задел и перспективу промышленной реализации (пять направлений), с другой стороны - надежда на гарантированное неразделение урана и плутония (металлургическая технология). Проведенные ТЭИ по рассмотренным технологическим схемам в целом позволяют сделать вывод об их пригодности для решения задач, предъявляемых к технологическому процессу пристанционной регенерации ОЯТ РУ БРЕСТ. Используемые технологические процессы в рассматриваемых вариантах технологий, последовательность проведения операций после их доработки обеспечивают регенерацию ОЯТ без разделения урана и плутония и позволяют получать смешанный мононитрид, пригодный для изготовления топливных таблеток. Объективные причины, которые препятствуют реализации рассматриваемых технологий в промышленном масштабе, при достижении требуемой производительности, отсутствуют. Технологические схемы по стоимости переработки ОЯТ достаточно близки между собой, средняя стоимость переработки составляет 355 долл. США/кг (в ценах 2001 г.), при этом наименее затратными являются пирометаллургическая (-28%) и газофторидная (-14,5%) технологии

19. Основные элементы ЗТЦ БР крупномасштабной энергетики были реализованы в виде пристанционном ядерном топливном цикле (ПЯТЦ) в рамках проекта АЭС с опытно-демонстрационным реактором БРЕСТ-ОД-ЗОО. ПЯТЦ сдержит этапы, традиционно рассматриваемые в замкнутом топливном цикле быстрых реакторов, за исключением цикла воспроизводящих экранов. Весь циклический оборот топлива сосредоточен в здании реактора и примыкающем к нему здании топливного цикла. Для хранения радиоактивных отходов на площадке АЭС имеется хранилище. По проекту ПЯТЦ реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО обслуживает замкнутый цикл топлива для реакторов БРЕСТ-ОД-ЗОО и БН-800 с нитридной активной зоной. Проект показал, что нет принципиальных трудностей, которые препятствуют созданию ПЯТЦ, основные требования к ЗТЦ крупномасштабной ЯЭ в нем могут быть реализованы.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Лопаткин, Александр Викторович, 2013 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1. «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные положения». Основные положения. Одобрена правительством РФ 25.05.2000 г., протокол №17, МАЭ РФ, М., 2000.

2. Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года», утвержденная постановлением Правительством РФ 03 февраля 2010 г. № 50.

3. Алексеев П.Н., Асмолов В.Г., Гагаринский А.Ю., Кухаркин Н.Е., Семченков Ю.М., Сидоренко В.А., Субботин С.А., Цибульский В.Ф., Штромбах Я.И. О стратегии развития ядерной энергетики России до 2050 г. Атомная энергия, т. 111, вып.4, октябрь 2011.

4. Энергетическая стратегия России на период до 2030 года. Утверждена распоряжением Правительства Российской Федерации от 13 ноября 2009 г. № 1715-р.

5. Ганев И.Х., Орлов В.В., Адамов Е.О. Достижение радиационной эквивалентности при обращении с радиоактивными отходами ядерной энергетики. — Атомная энергия, 1992, т.73, вып.1, с. 44-50.

6. Л.П. Абагян, Н.О. Базазянц, М.Н. Николаев, A.M. Цибуля. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. Энергоиздат. М., 1981.

7. Л.П. Абагян, Н.О. Базазянц, И.И. Бондаренко, М.Н. Николаев. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. Атомиздат. М., 1964.

8. А.И. Лейпунский, В.В. Орлов, В.Б. Лыткин, М.Ф. Троянов, Л.Н. Юрова. Пути эффективного использования горючего в ядерной энергетике с быстрыми реакторами. Атомная энергия. Т. 31, вып.4, октябрь 1971 г.

9. Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года". Постановление Правительства Российской Федерации от 6 октября 2006 г. № 605.

10. . Adamov Е., Tsikunov V., Filin A. et al., 1994. Liquid lead cooled fast reactor concept. Proc. of Intern. Top Meeting, ARS'94, vol.1, Pittsburgh, USA, pp.502.

11. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1. 758-99. Москва, Минздрав России, 1999.

12. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Степень приближения к радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана в топливном цикле ядерной энергетике России // Атомная энергия. 1996. Т. 81. Вып.6. С.403-409.

13. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Влияние трансмутационного топливного цикла на достижение радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и урана ядерной энергетике России // Атомная энергия. 1996. Т. 81, Вып.6. С.409-415.

14. Е.О. Adamov, 1. Kh. Ganev, А.У. Lopatkin et al. The raw material and waste activity balance in the projected nuclear power of Russia // Nuclear Engineering and Design. 1997. V.173. P. 277-291.

15. Адамов E.O., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Модели развития крупномасштабной ядерной энергетики России с трансмутационным ЯТЦ и достижением радиационной эквивалентности // Атомная энергия. 1997. Т. 82. Вып.1. С.3-9.

16. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Минимизация высокоактивных отходов при функционировании крупномасштабной ядерной энергетики России // Атомная энергия. 1997. Т. 82. Вып.З. С.209-218.

17. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Минимизация высокоактивных отходов при замене ядерной технологии производства электроэнергии в России // Атомная энергия. 1997. Т. 83. Вып.2. С.133-140.

18. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Равновесная активность объектов ЯТЦ в перспективной ядерной энергетике России //Атомная энергия. 1998. Т. 85. Вып.5. С.358-363.

18. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Равновесная активность объектов ЯТЦ в перспективной ядерной энергетике России //Атомная энергия. 1998. Т. 85. Вып.5. С.358-363.

19. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Орлов В.В., Смирнов B.C. Самосогласованная модель развития ядерной энергетики и ее топливного цикла // Атомная энергия. 1999. Т. 86. Вып.5. С.361-370.

20. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Трансмутационный топливный цикл в крупномасштабной ядерной энергетике России. Монография. М.: ГУП НИКИЭТ, 1999.

21. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. Потенциальная биологическая опасность урана, используемого в ядерном топливном цикле // Атомная энергия. 2004. Т. 96. Вып.6. С.462-468.

22. Белая книга ядерной энергетики / Адамов Е.О., Болынов Л.А., Ганев И.Х., Зродников А.В., Лопаткин А.В. и др.; под ред. Е.О. Адамова. Монография. - М.: Изд-во ГУП НИКИЭТ. 2001. 270 с.

23. Лопаткин А.В., Орлов В.В. Влияние спектра нейтронов на характеристики трансмутационных цепочек Np, Am и Cm // Атомная энергия. 2006. Т. 100. Вып.6. С.452-458.

24. 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. Вып.4. С.308-317.

25. The Use of Scientific and Technical Results from Underground Research Laboratory Investigations for Geological Disposai of Radioactive Waste. IAEA-TECDOC-1243, Vienna, 2001. 65 p.

26. Полуэктов П.П., Царенко А.Ф. Международный симпозиум по оценке безопасности захоронения радиоактивных отходов. — Атомная энергия, 1989, т. 68, вып. 3, с. 221—224.

27. Б.С. Захаркин, А.В. Лопаткин. Топливный цикл ядерной энергетики. «Машиностроение», энциклопедия в сорока томах. Том IV-25 «Машиностроение ядерной энергетики». Под редакцией Е.О. Адамова. Книга 1. С.35-51. М. «Машиностроение», 2005.

28. Е.О. Адамов, Б.А. Габараев, И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, В.В. Орлов. Параметры ЯТЦ и трансмутация минорных актиноидов из ОЯТ тепловых реакторов при развитии ядерной энергетики России в соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века». Препринт ЕТ-02/59. ГУП НИКИЭТ. 2002 г.

29. B.B. Орлов, B.H. Леонов и др. Конструкция реакторов БРЕСТ. Экспериментальные работы для обоснования концепции реакторов БРЕСТ. Результаты и планы. В сб. трудов международного семинара «Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, отходы, нераспространение». Минатом РФ, Москва, 2000.

30. Е.О. Adamov, I.Kh. Ganev, A.V. Lopatkin et al. Self-consistent model of nuclear power and nuclear fuel cycle. Nuclear Engineering and Design. 2000. Vol.198. №3. P. 199-209.

31. И.Х. Ганев, A.B. Лопаткин, B.B. Орлов. Радиационный баланс при развитии ядерной энергетики с реакторами БРЕСТ-1200 и ВВЭР-1000. Атомная энергия. Т.91. Вып.5. С.337-343. 2001.

32. Е.О. Адамов, И.Х. Ганев, A.B. Лопаткин, В.В. Орлов. Радиационно-эквивалентный подход к обращению с радиоактивными отходами. Бюллетень по атомной энергии. 2002. №8. С.15-19.

33. Е.О. Адамов, И.Х. Ганев, A.B. Лопаткин, В.Г. Муратов, В.В. Орлов. Наработка актиноидов в открытом и замкнутом ЯТЦ. Атомная энергия. Т.85. Вып.1. С. 19-27. 1998.

36. Е.О. Adamov, I.Kh. Ganev, A.V. Lopatkin et al. A Prolifiration-Resistant Closed Nuclear Fuel Cycle with Radiation-Equivalent Disposal of Radioactive Waste. International Conference on Topical Issues in Nuclear, Radiation and Radioactive Waster Safety. Vienna, 31 August-4 September, 1998, Vienna, 1998.

37. И.В. Зайко, A.B. Лопаткин, В.Г. Муратов, В.В. Орлов. Роль изотопа 14С в радиационном балансе РАО реакторов БРЕСТ. НИКИЭТ. Годовой отчет - 1999. М. 1999. С.216-218.

38. В.В. Орлов, A.B. Лопаткин, А.Г. Глазов и др. Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Решение проблемы РАО и нераспространения. Атомная энергетика и топливные циклы. Тезисы окладов международной научно-технической конференции. Москва-Димитровград, 1-5 декабря 2003 г. М. 2003. С. 16-17.

39. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Параметры хранилища для окончательного захоронения высокоактивных отходов в

перспективной ядерной энергетике России // Атомная энергия. 1998. Т. 85. Вып.1. С.27-35

40. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива и отходов при неводных методах переработки // Атомная энергия. 2000. Т. 89. Вып.З. С.203-211.

41. Е.О. Adamov, I.Kh. Ganev, A.V. Lopatkin, V.G. Muratov, V.V. Orlov. Hifh-level waste management during deployment, operation and phaseout of large-scale nuclear power in Russia. RDIPE #ET-97/39. 1997.

42. Е.О. Адамов, Б.А. Габараев, И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, В.Г. Муратов, В.В. Орлов. Трансмутационный топливный цикл в безотходной ядерной энергетике. Препринт ФГУП НИКИЭТ №ЕТ-99/48. 1999 г.

43. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Потенциал развития и возможность достижения радиационной эквивалентности урана и отходов в сценариях развития перспективной ядерной энергетики. Препринт ФГУП НИКИЭТ М. ГУП НИКИЭТ ЕТ-04/ 2004

44. Е.О. Adamov, I.Kh. Ganev, A.V. Lopatkin, V.V. Orlov. Radiation-equivalent approach to radioactive waste management. Remaning Issues in the Decommissioning of Nuclear Powered Vessels. S.I. 2003. P. 309-317.

45. Адамов E.O., Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Потенциал развития и возможность достижения состояния радиационной эквивалентности урана и отходов в сценариях развития перспективной ядерной энергетики. ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. 2004. Вып.4. С. 26-39.

46. Е.О. Adamov, A.I. Filin, V.V. Orlov. Nuclear Power Development On The Basis Of New Nuclear Reactor And Fuel Cycle Concepts. International Atomic Energy Agency. International Conference on Innovative Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power. 23 - 26 June 2003, Vienna. Report IAEA-CN-108/32.

47. A.G. Glazov, A.V. Lopatkin, V.V. Orlov , P.P. Poluektov, V.I. Volk , V.F. Leontyev, R.S. Karimov. Fuel cycle of BREST reactors. Solution of the radwaster and nonproliferation problems. International Atomic Energy Agency. International

Conference on Innovative Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power. 23 - 26 June 2003, Vienna. Report IAEA-CN-108/52P.

48. A.B. Лопаткин, B.B. Орлов., А.Г. Сила-Новицкий, А.И. Филин. Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Ядерный топливный цикл. М. 2001. С.65-73.

49. Лопаткин A.B., Орлов, Лукасевич И.Б., Зайко И.В., Ганев И.Х. Возможности развития реакторов БРЕСТ и трансмутационного топливного цикла в условиях реализации современных планов развития ядерной энергетики // Атомная энергия. 2007. Т. 103. Вып.1. С.21-28.

50. EAF-97: Biological and Transport Libraries. CEDE (ingestion) and CEDE (inhalation) (Sv/Bk), IAEA, 1997.

51. Адамов E.O., Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин A.B. и др. Потенциал развития и возможность достижения состояния радиационной эквивалентности урана и отходов в перспективной ядерной энергетике // Атомная энергия. 2003. Т. 95. Вып.2. С.83-88.

52. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин A.B. и др. Некоторые вопросы топливного цикла нового поколения быстрых реакторов. Препринт ФГУП «НИКИЭТ им. H.A. Доллежаля, Препринт НИКИЭТ, M.: НИКИЭТ. ЕТ-2003/ .2003.

54. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B. и др. Обращение с высокоактивными отходами при развитии, работе и выводе из действия крупномасштабной ЯЭ России. Препринт НИКИЭТ, ЕТ-97/35, Москва, 1997.

56. В.П. Ковтуненко, Л.В. Точеный, A.B. Лопаткин, В.В. Наумов, В.В. Трушин и др. Комплекс программ, используемых для оптимизационных расчетов быстрых реакторов. Математическое моделирование ядерных реакторов в составе энергетических установок и инженерные методы их рнасчета. Иркутск, 1981, с.45-49.

57. Лопаткин A.B., И.Х. Ганев, Л.В. Точеный. Удельное радиационное

949

энерговыделение U как функция времени. ВАНТ. Серия: Ядерные константы. 1982.. Вып.3(47). С.25-27.

57. R.A. Forrest, J.-Ch. Sublet. FISPACT 4. User manual. UKAEA FUS 287. 1995.

58. Мельников H.H., Гущин В.В., Конухин В.П., Наумов В.А. Подземные атомные станции - анализ безопасности, консервация и технико-экономические

показатели строительства. Апатиты, изд. Кольского научного центра АН СССР, 1989, стр. 9.

59. Теоретические основы теплотехники. Теплотехнический эксперимент. Справочник. Под общ. ред. В.А. Григорьева и В.М. Зорина. М.: Энергоатомиздат, 1988, стр. 560.

60. Физические величины. Справочник. Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова, М.: Энергоатомиздат, 1991, стр. 1232.

61. Г.А. Лебедева, Г.П. Озерова. Каменное литье как радиационно-стойкий материал./Строительные материалы. №5, 1998, стр. 14-15.

62. MCNP-4B, Manual, LA-12625M, 1997.

64. ENDF-6: IAEA-NDS-76 Rev.4.

65. R.E.MacFarlane «New Ther mal Neutron Scattering Files for ENDF/B-VI Release 2», La-12639-MS, 1994

66. R.E. MacFarlane and D.W. Muir, «The NJOY Nuclear Data Processing System Version 91», LA-12740-M (October 1994).5. R.E. MacFarlane, «README»: NJOY 94.105» (1997).

67. Изобретатель и рационализатор. №5, 1999, с. 17.

68. Радиоактивные отходы. Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на человека и окружающую среду. Международная конференция 14-18 окт. 1996г. С.-Петербург. Тезисы. Администрация Санкт-Петербурга, ЦНИИ КМ «Прометей», 1996.

69. Э.Е.Коновалов, О.В.Старков, М.П.Мышковский, Л.С.Гудков. Синтез в режиме СВС аналогов устойчивых минералов для иммобилизации радиоактивных отходов. Изв. ВУЗ., Ядерная энергетика.- № 3, 1997.- с. 36-39.

70. А.Р.Котельников. Минералы как матричные материалы для фиксации радионуклидов., Геоэкология ( Инж. Геология. Гидрогеол. Геокриол. ).-№ 6, 1997. с.3-15.

71. Т.В.Смелова, И.Н.Шестоперов, Н.В.Крылова. Синтетические минералоподобные матрицы для отверждения BAO, получаемые методом ИПХТ. Вопросы материаловедения.- Вып. 5 ( 11 ), 1997.-е. 152-157.

72. Б.И.Бережко, В.И.Горынин, Г.Д.Никишин, А.А.Хохлов. Утилизация радиоактивных металлических отходов методом переплава. Вопросы материаловедения. - Вып. 2( 8), 1997.- с. 74-77.

73. В.В. Орлов, А.В. Лопаткин, А.Г. Глазов и др. Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Решение проблемы РАО и нераспространения. ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. 2004. Вып.4. С. 232-237.

74. Б.А. Габараев, И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, В.В. Орлов, В.А. Решетов. Региональное хранилище для длительного контролируемого хранения долгоживущих высокоактивных РАО. Препринт НИКИЭТ. - М., НИКИЭТ. Е Т-2000/51.2000

75. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Обращение с высокоактивными отходами при развитии, работе и выводе из действия крупномасштабной ЯЭ России. Препринт НИКИЭТ, ЕТ-97/35, Москва, 1997.

76. Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Гомогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ // Атомная энергия. 2000. Т. 89. Вып.5. С.355-361.

77. Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ // Атомная энергия. 2000. Т. 89. Вып.5. С.362-365.

78. ENDF/B-VI rev.5, IAEA-NDS-100 Rev.6., 1995.

79. JENDL 3.2, IAEA - NDS - 110. Rev.5, 1996.

80. Shinivasan M., Rao K., Garg S., Iyengar P.. Systematics of criticality properties of actinide nuclides and its bearing on the long lived fission waste problem. — Int. Conf.: ICENES - V, 3-6 Julel 989, Karlsruhe, Germany.

81. A.V. Lopatkin, V.M. Matyushechkin, I.T. Tretiyakov et al. Preliminary Design and Perfomance Assessment for Accelerator-Driven Pb-Cooled reactor on Moltent-salt for actinide transmutation. Second International Conference on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications. Kalmar. Sweden. 307 June 1996. S/I/ 1996.

82. I.Kh.Ganev, Yu.N.Kuznetsov, A.V.Lopatkin, V.A.Reshetov, V.A.Moskin/ Role of homogeneous reactor used for burning actinides to provide safety of prospective nuclear fuel cycle. European Nuclear Congress, ENC-2002, France, Lille, 2002

83. Патент на изобретение №2184995. Способ эксплуатации быстрого гомогенного реактора. Авторы изобретения-.Кузнецов Ю. Н., Решетов В. А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Москин В.А. Приоритет от 15.07.1998.

84. Патент на изобретение №2157006. Способ управления реактивностью быстрого гомогенного реактора. Авторы изобретения:Кузнецов Ю. Н., Решетов В. А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Москин В.А. Приоритет от 20.04.1999.

85. L.I. Shibarshov (VNIITF, Snezhinsk, Russia). FM Classification by the Threat to NW Nonproliferation. Proliferation-Resistance in Innovative Reactors and Fuel Cycles, Como (Italy), July 2-6, 2001

86. V.V. Orlov, A.V. Lopatkin. Proliferation-resistant fuel cycle of advanced fast teactors with radiation-equivalent disposal of radioactive waste. Topical Workshop. . Proliferation resistance in Innovative Reactors and Fuel Cycle/ IAEA. Landau Network - Centro Volta, 2-6 July, 2001. S.I. 2001.

87. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Радиационные характеристики топлива и отходов в U-Pu и Th-U ядерных топливных циклах // Атомная энергия. 2001. Т. 90. Вып.6. С.431-438.

88. Homogeneous Reactor on Fast Neutron for Burning Up Plutoniun, Minor Actinides and Other Purposes. INONE5-2223. ICONE-5/ Proceeding of 5-th International Conference on Nuclear Engineering. Nice. France. 26-27 May. 1997. S/I/ 1997. (CD).

89. Ю.Н. Кузнецов, И.Х. Ганев, A.B. Лопаткин и др. Трансмутация высокоактивных продуктов деления в специализированном гомогенном реакторе. Радиационное наследие бысшего СССР: современное состояние и проблемы реабилитации. 2-й международный семинар РАДЛЕГ'99. Москва, 1999. Б.М. 1999.

90. С.В. Бариов. А.В. Лопаткин, B.C. Смирнов и др. Программное и константное обеспечение нейтронно-физических расчетов реакторов на быстрых нейтронах. ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. 2004. Вып.4. С. 130-138.

91. B.C. Смирнов, А.В. Лопаткин и др. Экспериментальные исследования рактора БРЕСТ-ОД-ЗОО на стендах БФС. В сб. трудов международного семинара «Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, отходы, нераспространение». М. 2000. С.217-219.

92. B.C. Смирнов, A.B. Лопаткин, В.В. Орлов и др. Расчетно-экспериментальное обоснование нейтронно-физических характеристик реактора БРЕСТ-300. Доклад 2214. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах . Всероссийский научно-технический форум. Обнинск. 8-12 декабря 2003 г. Б.м. 2003. (CD).

94. V.S. Smirnov, A.V. Lopatkin, V.G. Muratov et al. Experimental and calculation validation of the BREST-OD-300 reactor neutronic characteristics. ICONE-11/ Proceeding of the Eleventh International Conference on Nuclear Engineering, Japan, Tokio, 20-23 april 2003. Tokio. 2003. P. 171 (CD).

95. V.S. Smirnov, A.V. Lopatkin, V.G. Muratov et al. Experimental studies of BREST-OD-300 reactor characteristics on BFS facilitities. Power reactor and sub-critikal blanket systems with lead-bismuth as coolant and/or target material. IAEA-TECDOC-1348. Vienna. 2003. P.43-56.

96. В.В. Орлов, A.B. Лопаткин, B.C. Смирнов, A.M. Цибуля, А.Л. Кочетков, И.П. Матвеенко, Ю.С. Хомяков. Бенчмарк-экспкрименты для валидации нейтронных данных Pb, Bi и младших актиноидов. ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. 2004. Вып.4. С. 122-129.

97. И.Х. Ганев, Н.А. Хрястов, А.В. Лопаткин, Л.В. Точеный. Бланкет электроядерного реактора на основе ТВ С с засыпкой микротвэлов и парового охлаждения. Сборник докладов семинара. Обниск, 11-14 июля 1983 г. Обнинск. Обнинский филиал МИФИ. 1983.

98. А.В. Лопаткин, И.Х. Ганев, Л.В. Точеный. О возможности снижения скорости некоторых пороговых реакций в бланкете гибридного термоядерного теактора. ВАНТ. Серия: Ядерные константы. 1983. Вып. 4(53). С63-66.

99. В.В. Наумов, И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, Л.В. Точеный. Программное обеспечение проектирования газоохлаждаемых реакторов (состояние и потребности). ВАНТ. Серия:Физика и техника ядерных реакторов. 1985. Вып.9 С. 54-56.

100. И.Х. Ганев., А.В, Лопаткин, Л.В. Точеный. Инженерный расчет нейтронно-физических параметров бланкета ЭЛЯР. Физические процессы в мишени и бланкете ЭЛЯР и ядерные данные. М. Цнииатоминформ. 1986. С. 14-17.

101. И.Х. Ганев, A.B. Лопаткин, В.В. Наумов, Л.В. Точеный. Трансмутация продуктов деления и уничтожение актиноидов в реакторе с комбинированным спектром. Ядерная энергия в СССР.: проблемы и перспективы. Сборник докладов 1 ВКЯО СССР. Обнинск.26-29 июня 1990 г. М. 1991. Т 2, 4.1. С. 142-145.

102. I.Kh. Ganev, A.V. Lopatkin, V.V. Naumov, L.V. Tochenyi. Actinide Transmutation in Nuclear reactors. Thidr Annual Scientific Conference Nucleal Society International Moscow. Book of abstracts. St. Petersburg, 14-18 September. 1992. St. Petersburg, 1992, H.257-259.

103. Kh. Ganev, A.V. Lopatkin, L.V. Tochenyi. Linac-Driven Plutonium Breeder, Target-Blanket Phisical Parameters. Proc. Of Spesialist Meeting on Acc-Based Transmutation. PSI, Vilingen, Switzerland, 1992. S.I. 1992. Р/ 226-266.

104. I.Kh. Ganev, A.V. Lopatkin, V.V. Naumov, V.F. Reshetov. Long-Lived Fission Product Transmutation in Nuclear reactors. Thidr Annual Scientific Conference Nucleal Society International Moscow. Book of abstracts. St. Petersburg, 14-18 September. 1992. St. Petersburg, 1992, H.263-265.

105. I.Kh. Ganev, A.V. Lopatkin, V.V. Naumov, L.V. Tochenyi. Nuclear Burning-Up of RAW in Blanket of Linac-Driven Mashne. Thidr Annual Scientific Conference Nucleal Society International Moscow. Book of abstracts. St. Petersburg, 14-18 September. 1992. St. Petersburg, 1992, H.260-262.

106. E.O. Адамов, A.B. Лопаткин и др. О топливном цикле ядерной энергетики крупных масштабов. Ядерная энергия и безопасностьчеловека NE-93. Рефераты 4-й ежегодной научно-технической конференции ядерного общества. Нижний Новгород. 28 июня-2 июля 1993 г. Нижний Новгород. 1993. 4.2. С. 772-774.

107. I.Kh. Ganev, G. A. Khacheresov, A.V. Lopatkin. Waster Management Consept for Future Large Scale Nuclear Power. Meeting on Actinide and Fission Product Participation and Transmutation. Cadarashe, Franse, 14-14 December, 1994. S/I/ 1994. P.179-197.

108. Справка «Документирование условий облучения образцов актинидов в реакторе БОР-бО. ГНЦ НИИАР. ОФИБР. Утверждена В.М. Махиным 15.07.2004.

109. Numerical tests for the problem of U-Pu fuel burnup in fuel rod and polycell models using the MCNP code. V.Muratov, A.Lopatkin, Advanced Monte Carlo on

Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications (MC2000), Lisbon, 2000.

110. T.B. Голашвили, В.П. Чечев, A.A. Лбов и др. Справочник нуклидов-2. Москва. ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ». 2002.

111. Минатом. Отраслевая Программа «Замкнутый топливный цикл широкомасштабной ядерной энергетики на быстрых реакторах с трансмутацией долгоживущих РАО, отвечающий требованиям нераспространения ядерного оружия и радиационной эквивалентности при захоронении радиоактивных отходов», утверждена В.Б. Ивановым, 2000.

112. И.Х. Ганев, Н.С Работнов. Замкнутый ядерный топливный цикл. Машиностроение. Энциклопедия в 40 томах. Том IV-25. Книга 2. С. 304-307.

113. Технико-экономические исследования и сравнение вариантов технологий регенерации облученного нитридного топлива. Этап 3 (заключительный). ВНИПИЭТ. 2000.

114. Технико-экономические исследования и сравнение вариантов технологий регенерации облученного нитридного топлива. Этап 4.3 «ТЭИ вариантов технологии регенерации нитридного ОЯТ». ВНИИПИЭТ. 2001.

115. Лопаткин А.В., Орлов В.В., Сила-Новицкий А.Г., Филин А.И. Бибилашвили Ю.К., Рогозкин Б.Д., Леонтьев В.Ф. Топливный цикл реакторов БРЕСТ // Атомная энергия. 2000. Т. 89. Вып.4, С.308-314.

116. Лопаткин А.В., Орлов В.В. Топливный цикл быстрых реакторов нового поколения на принципах нераспространения ядерного оружия и радиационно-эквивалентного захоронения радиоактивных отходов. Сб. докладов международного семинара "Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для ядерной энергетики следующего этапа. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение". Москва, 29 мая- 1 июня 2000 г.

117. Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М, Федоров Ю.Е. и др. Мононитридное смешанное U-Pu топливо и его электрохимическая регенерация в расплавленных солях. Там же.

118. Тюрин Е.И., Леонтьев В.Ф., Спицин Е.Д., Воронцов М.Т.. Топливный цикл при АЭС БРЕСТ-ОД-ЗОО. Там же.

119. Борисов О.М., Орлов В.В., Сила-Новицкий А.Г. Требования к активной зоне. Там же.

120. Патент на изобретение №2296381. Способ вскрытия оболочки тепловыделяющего элемента. Авторы изобретения: Чебыкин В.В., Кудяков В.Я., Афоничкин В.К., Чернов Я.Б., Перин С.М., Каримов P.C., Гузанов В.Н., Панов Г.А., Филин А.И., Орлов В.В., Лопаткин A.B. Приоритет от 30.12.2004.

121. V.V. Orlov, A.V. Lopatkin, A.G. Glazov, R.S. Karimov, V.I.Volk, P.P.Poluektov,

V.F.Leontyev. Fuel cycle jf BREST reactors. Solution of the radwaster and

th

nonproliferation problems. 11 International Conference on Nuclear Engineering. Tokyo, Japan, April 20-23, 2003. ICONE11-36405.

122. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов B.B. Влияние глубины выгорания и выдержки облученного ядерного топлива на отношение массы Am, Cm, Np и делящегося плутония // Атомная энергия. 2004. Т. 96. Вып.2. С.126-132.

123. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В., Смирнов В.Г. Обращение с облученным топливом РБМК-1000 и ВВЭР-1000 при развитии ядерной энергетики // Атомная энергия. 2001. Т. 90. Вып.2. С.121-132.

124. Лопаткин A.B., Зайко И.В., Смирнов A.B. Трансмутация минорных актиноидов в современных тепловых реакторах. НИКИЭТ. Годовой отчет. 2005. М. 2005. С. 203-205.

125. Yu.E. Titarenko, O.V. Shvedov, M.M. Igumnov, E.I. Karpikhin, V.F. Batyaev, V.l. Volk, A.Yu. Vakhrushin, S.V. Shepelkov, A.V. Lopatkin, S.G. Mashnik, T.A. Gabriel. "Experimental Determination of the Resonance Integral for Np in a Heavy Water Solution." Nucl. Sei. Eng. (1999), vol. 131, No. 1, 96-106.

126. Yu.E. Titarenko, O.V. Shvedov, M.M. Igumnov, E.I. Karpikhin, V.F. Batyaev, A.V. Lopatkin, V.l. Volk, A.Yu. Vakhrushin, S.V. Shepelkov, S.G. Mashnik, and T.A. Gabriel. "Experimental Determination and Simulation of the Reactivity Effects and Reaction Rate Sensitivity to Different Ranges of Neutron Energy in Homogeneous Heavy Water Solutions of Thorium." - Nucl. Sei. Eng. (1998), Vol. 130, No. 2, 165-180.

127. Yu.E. Titarenko, O.V. Shvedov, V.F. Batyaev, E.I. Karpikhin, M.M. Igumnov, V.l. Volk, A.Yu. Vakhrushin, S.V. Shepelkov, A.V. Lopatkin, A.N. Sosnin, S.G. Mashnik, R.E. Prael, M.B. Chadwick, and T.A. Gabriel. "Experimental Measurement and

Computer Simulation of Integral Parameters of Subcritical Systems Based on Accelerator-Driven Neutron Source." - Proc. Second Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), Gatlinburg, TN, USA, September 20-23, 1998, 172-176.

128. E. Fomushkin, G. Novoselov, V. Gavrilov, M. Kuvshinov, V.Bogdanov, G. Maslov, V. Vyachin, V.Gorelov, V.Egorov, V. II'in, D. Peshekhonov, A. Shvetsov, Yu. Titarenko, V. Konev, M. Igumnov, V. Batyaev, E. Karpikhin, V. Zhivun, A. Koldobsky, R. Mulambetov, D. Fischenko, S. Kvasova, A. Lopatkin, V. Muratov, A. Lositskiy, B. Kurushin, H. Yasuda and S. Mashnik, Investigations neutron characteristics of salt blanket model; integral fission cross section measurements of Np, Pu, Am, and Cm Isotopes //Jour. Nucl. Sei. Technol., Suppl.2, Aug 2002, Proc. Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology, p.1213-1216, Oct 7-12, 2001, Tsukuba, Japan.

129. Yu.E. Titarenko, O.V. Shvedov, V.N. Konev, M.M. Igumnov, V.F. Batyaev, E.I. Karpikhin, V.M. Zhivun, A.B. Koldobsky, R.D. Mulambetov, D.V. Fischenko, S.V. Kvasova, E.F. Fomushkin, V.V. Gavrilov, G.F. Novoselov, A.V. Lopatkin, V.G. Muratov, A.F. Lositskiy, B.L. Kurushin, S.G. Mashnik, H. Yasuda. Fission Parameters Measurements for Np, Pu, Am, and Cm Isotopes Inside a Salt Blanket Micromodel. //Proc. ANS Topical Meeting on Accelerator Applications/Accelerator Driven Transmutation Technology Applications'01, Reno, NV, Nov 11-15, 2001; CD Edition, ANS Order No.: 700292 LANL Report, LA-UR-01-4787.

130. B.B. Орлов, А.И. Филин, A.B. Лопаткин, А.Г. Глазов. Дистанционое автоматизированное изготовление смешанного ядерного топлива в пристанционном ядерном топливном цикле БРЕСТ-ОД-ЗОО. НИКИЭТ. Годовой отчет. 2202. М. 2002. С. 183-185.

131. А.И. Филин, A.B. Лопаткин, А.Г. Глазов, P.C. Каримов. Опытный стенд для отработки узлов аппаратов пристанционного топливного цикла БРЕСТ-ОД-ЗОО. НКИЭТ. Годовой отчет. 2004. М. 2004. С. 24-26.

132. А.Г. Глазов, A.B. Лопаткин, В.В. Орлов, А.И. Филин и др. Пусконаладка опытного обрудования для таблеточного участка ПЯТЦ БРЕСТ-ОД-ЗОО. НИКИЭТ. Годовой отчет. 2206. М. 2006. С. 17-19.