Сборник тезисов докладов IX Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2006

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Ядерное нераспространение»

Все доклады секции


АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ПОВЫШЕНИЯ ВНУТРЕННЕЙ ЗАЩИЩЕННОСТИ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Краснобаев А.С., Глебов В.Б.

Московский инженерно-физический институт
(государственный университет)

В настоящее время переключение и хищение ядерных материалов для создания ядерного взрывного устройства рассматривается как одна из реальных угроз режиму нераспространения. Прежде всего,
в силу своих масштабов, это относится к накапливаемому в реакторах плутонию. Проблема возможного неконтролируемого распространения делящихся материалов рассматривается как одно их главных препятствий на пути дальнейшего развития мировой ядерной энергетики.

Для снижения угрозы несанкционированного использования ядерных материалов, содержащихся в топливе, создаются различные системы защитных барьеров:

·         Консолидация ОЯТ. Все топливо помещается в одно центральное хранилище, для которого обеспечивается надежный комплекс мер физической защиты;

·         Переработка всего топлива с извлечением потенциально полезных и/или опасных (с точки зрения нераспространения) материалов. Извлеченные материалы помещаются
в центральное хранилище;

·         Использование для защиты топлива естественных барьеров, таких как массогабаритные характеристики, радиационный барьер и пр.

Настоящая работа рассматривает последний вариант. Но встает вопрос: на какой уровень защищенности ориентироваться?

Академия наук США оценила уровень защищенности плутония в отработанном ядерном топливе (ОЯТ). В рамках этой концепции уровень защищенности реакторного плутония и, следовательно, всех других материалов, содержащихся в ОЯТ легководного энергетического ядерного реактора, считается достаточным в течение 100 лет. Набор соответствующих характеристик рассматривается Академией наук США как стандарт отработанного топлива [1].

Одним из основных критериев защиты является мощность дозы, создаваемая одной «усредненной» облученной ТВС. Если же рассматривать отдельные сборки, то их защищенность (в частности, радиационным барьером) может быть гораздо ниже среднего уровня.

Поэтому для повышения безопасности топлива предлагается рассмотреть различные добавки радиоактивных нуклидов в топливные композиции, которые позволят поддерживать высокую мощность дозы рядом с ОТВС даже после длительного хранения.

С целью рассмотрения этой возможности с помощью программного комплекса SCALE 4.3 проведен покомпонентный временной анализ радиационного барьера, создаваемого ОЯТ. В качестве исходных данных использованы параметры тепловыделяющей сборки (ТВС) реактора ВВЭР-1000 [2].

Результаты анализа позволили выбрать среднеживущие изотопы, образующиеся в топливе и создающие медленно спадающую мощность дозы. К этим изотопам был добавлен 59Со [3] и проведен анализ возможности создания повышенного радиационного барьера топлива до и после облучения. По результатам расчета выбраны следующие изотопы:

а) продукты деления 152Eu и 137Cs, создающие защитный барьер для необлученного топлива и увеличивающие самозащищенность ОЯТ (рисунок 1);

Рисунок 1. Зависимость мощности дозы, создаваемой облученной ТВС реактора ВВЭР-1000, от времени, прошедшего после извлечения из реактора (концентрации 152Eu и 137Cs в топливе перед облучением составляют 0,2% т.а.)

б) 60Co, образующийся в топливе в результате нейтронного захвата на 59Co, который может быть добавлен в топливную композицию на стадии изготовления. Это позволит увеличить защищенность ОЯТ (рисунок 2), не изменив радиационного барьера необлученного топлива.

 Рисунок 2. Зависимость мощности дозы, создаваемой облученной ТВС реактора ВВЭР-1000, от времени, прошедшего после извлечения из реактора (концентрация 59Co в топливе перед облучением составляет 0,2% т.а.).

в) 232U способен продлить действие радиационного барьера на длительное время, потому что его активность не падает со временем, а наоборот возрастает. Последнее обусловлено накоплением дочерних продуктов распада 232U, некоторые из которых являются источниками жесткого гамма-излучения. В результате, полная активность 232U в смеси с его продуктами распада нарастает, проходит через максимум (примерно через 10 лет), а затем экспоненциально убывает с периодом полураспада в 69 лет [4] (см. рис. 3).

Такое временное поведение гамма-активности удобно тем, что радиационный барьер оказывается умеренным на стадии изготовления топлива и ТВС и только затем нарастающим (и медленно спадающим после прохождения максимума) — на стадии хранения, транспортировки и подготовки к использованию на АЭС.

Рисунок 3. Зависимость мощности дозы, создаваемой облученной ТВС реактора ВВЭР-1000, от времени, прошедшего после извлечения из реактора (концентрация 232U в топливе перед облучением составляет 0,2% т.а.).

В заключение необходимо отметить следующее:

·         внесение в топливо отмеченных добавок позволит обеспечить радиационную защиту свежего топлива на период нескольких десятков лет и выровнять временную неравномерность радиационного барьера ОЯТ;

·         в условиях интенсивного развития ядерной энергетики использование топливных добавок представляет практический интерес при направлении топлива в страны без развитой ядерной инфраструктуры.

Литература

1.        «The Spent-Fuel Standard for Disposition of Excess Weapon Plutonium: Application to Current DOE Options». National Academy Press, 2000.

2.        «Радиационные характеристики облученного ядерного топлива» / Колобашкин В.М. и др. — М.: Энергоатомиздат. 1983.—384 с., ил.

3.        Selle J.E., et al. «Technical consideration of the use of nuclear fuel spikants for proliferation deterrence». Nuclear Technology, Vol. 45, October 1979.

4.        Эдуард Крючков и др., «Отработанное ядерное топливо — неразрешимая проблема?» — Ядерный контроль №3. Май-июнь 2000.