На правах рукописи

Серебряков Владимир Валерианович

Обоснование радиационно-экологической безопасности

демонстрационного замкнутого топливного цикла

реактора БОР-60

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Димитровград – 2006 Диссертация выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии «Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов»

(ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»)

Научный руководитель доктор технических наук Кириллович Анатолий Павлович

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Панкратов Дмитрий Владимирович кандидат технических наук Лопаткин Александр Викторович

Ведущая организация - Федеральное государственное унитарное предприятие “Головной институт “Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии” (ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ»).

Защита состоится 24 ноября 2006 г. в 10 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 при Государственном научном центре Российской Федерации – Физикоэнергетическом институте им. А.И. Лейпунского, по адресу: 249033, г. Обнинск Калужской области, пл. Бондаренко, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в научной библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ, г. Обнинск

Автореферат разослан «_» _ 2006 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук Прохоров Ю.А.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Введение. Актуальность темы. При определении долгосрочных перспектив и условий развития крупномасштабной атомной энергетики чрезвычайно важным является достижение необходимого уровня безопасности ядерных технологий. Диктуемая стратегия развития ядерной энергетики предполагает в ближайшем будущем доминирующую роль реакторов на быстрых нейтронах (далее – быстрых реакторов) с замкнутым топливным циклом (ЗТЦ), предусматривающим регенерацию отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и его повторное использование в реакторах с одновременной утилизацией долгоживущих высокорадиотоксичных материалов.

Научно-обоснованные варианты замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) с точки зрения обеспечения радиационной и экологической безопасности ядерной энергетики определяют актуальность проблемы и являются важными как в настоящее время, так и в долгосрочной перспективе. При этом важно подчеркнуть, что снижение радиационного воздействия – актуальная проблема всего ЯТЦ и ее решение требует большого объема экспериментальной и аналитической деятельности при выборе кандидатной технологии переработки топлива. В настоящее время разрабатывается инновационный проект создания промышленного производства смешанного уран-плутониевого топлива и виброуплотненных твэлов и ТВС для обеспечения загрузки строящегося реактора БН-800. Рассматриваются различные варианты создания и размещения на действующих предприятиях отрасли оптимизированных модулей по изготовлению топлива и производству твэлов и ТВС. Отсюда следует актуальность настоящей работы, в которой отражены результаты исследования радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов замкнутого топливного цикла, построенного на экспериментальной базе НИИАРа.

Предмет исследования. Предметом исследования является радиационноэкологическая безопасность основных стадий замкнутого топливного цикла реактора БОР- (подготовка ОЯТ к регенерации, извлечение младших актиноидов, получение регенерированного гранулированного топлива, изготовление твэлов и ТВС).

Цель работы – обоснование безопасности действующих и вновь разрабатываемых технологических процессов, замыкающих ЯТЦ быстрых энергетических реакторов (на примере реактора БОР-60); получение банка экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности технологий переработки ОЯТ и высокорадиотоксичных материалов (младших актиноидов), для нормировки допустимых уровней выброса радиоактивных веществ, а также для развития нормативно-правовой базы по безопасности, для разработки санитарно-гигиенических мероприятий по вопросам экологии объектов ЯТЦ. Следует отметить, что в данной работе акцент сделан на исследование радиационной и экологической безопасности, поскольку эти виды являются основополагающими среди критериев общей безопасности.

В рамках достижения поставленной цели решались следующие задачи:

• проведение комплексных исследований радиационно-экологической безопасности, в частности: изучение источников и основных закономерностей формирования радиационной обстановки на начальных, промежуточных и конечных стадиях последующей трансмутации;

• получение констант для расчетных моделей, устанавливающих взаимосвязь между характеристиками радиоактивных материалов и их ожидаемым влиянием на производственные условия труда персонала и окружающую среду.

Методологическая и теоретическая основы исследований. При построении методологической и теоретической основ работы руководствовались положениями нормативных документов и требований (НП-016-2000, НРБ-99, ОСПОРБ-99), действующих в области регламентации вопросов радиационной безопасности. При этом главной составляющей исследований являлось применение научно-обоснованных теоретических методов оценки безопасности новых технологических процессов ЯТЦ с их апробацией на практике и сопоставлением с экспериментальными данными. Обоснование теоретических положений и аргументация выводов осуществлялась на основе общепризнанных принципов, таких как нормирование, обоснование и оптимизация.

';

Научная новизна диссертационной работы состоит в том, что впервые при переработке ОЯТ реактора БОР-60 получены и систематизированы результаты комплексных исследований радиационно-экологической обстановки и безопасности новых перспективных технологий получения гранулированного смешанного топлива и изготовления на его основе партии опытных твэлов и ТВС для РУ БОР-60.

Установлены основные закономерности формирования радиационно-экологической обстановки – влияние радиационных характеристик уран-плутониевого топлива, состава и свойств радиоактивных аэрозолей, отдельных стадий технологических процессов и операций на радиационную обстановку производственных помещений и окружающую среду.

Уточнены данные по балансу ядерных материалов на всех стадиях ЗТЦ реактора БОР-60.

Получена новая информация о выходе продуктов деления и актиноидов из топлива в аэрозоли, о дисперсном составе аэрозолей-носителей радиоактивных веществ. Определены удельные характеристики поступлений радиоактивных веществ в вытяжные вентиляционные системы технологических установок, объектов и окружающую среду. Экспериментальными и расчетными методами установлены радиационные характеристики исходных, промежуточных, а также конечных продуктов, соответствующих процессам переработки ОЯТ и изготовления из регенерированного смешанного уран-плутониевого топлива твэлов.

Определены дозовые нагрузки на персонал. Выполнена расчетная оценка ожидаемого облучения населения за счет выбросов радиоактивных веществ в атмосферу.

Практическая значимость работы. Практическая важность настоящей работы состоит в возможности применения её результатов при решении крупной задачи по промышленной переработке ОЯТ и трансмутации младших актиноидов в замкнутом ЯТЦ применительно к топливу быстрых реакторов.

В результате проведенных исследований получены важнейшие характеристики о радионуклидном составе, объемной активности и дисперсности аэрозолей на рабочих местах персонала и в объеме защитного оборудования, необходимые для контроля внутреннего облучения персонала, ранней диагностики ухудшения условий труда или предсказания аварийных ситуаций, обоснования необходимости и достаточности барьеров безопасности на пути распространения радиоактивных веществ в форме аэрозолей, а также при выборе или проектировании средств очистки технологического воздуха.

Получен банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационно-экологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯТ быстрых реакторов. Разработаны рекомендации по улучшению условий труда персонала и объему дозиметрического контроля при работах с высокоактивными и радиотоксичными материалами.

Данная работа может быть полезна для руководителей, специалистов, работающих в области безопасности предприятий ЯТЦ, экологов и т.п. Она может представлять интерес для организаций, являющихся ведущими разработчиками оборудования по переработке ОЯТ, заинтересованных в создании перспективных и экологически чистых технологий.

Результаты исследований использованы в отчетах по обоснованию безопасности технологических процессов ядерного топливного цикла и при получении лицензии на работы с ядерными материалами в «ГНЦ РФ НИИАР».

На защиту выносятся:

• результаты расчетных и экспериментальных исследований параметров радиационной обстановки, влияющих на условия труда персонала и окружающую среду при переработке ОЯТ реактора БОР-60 по полному технологическому циклу с применением новых перспективных технологий получения гранулированного смешанного топлива и изготовления на его основе партии опытных твэлов для их последующего использования в РУ БОР-60;

• экспериментальная оценка параметров радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов: количественных характеристик поступлений радиоактивных веществ в форме газов, аэрозолей в вентиляционные системы производимых работ (объемная активность, радионуклидный состав, дисперсность);

эффективности защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующего излучения; вида и свойств радиоактивных отходов, источников потерь основных составляющих топливной композиции – U и Pu; дозовых нагрузок персонала технологических установок и экологических последствий процессов, замыкающих ЯТЦ РУ БОР-60;

• банк экспериментальных данных для расчетных моделей по оценке радиационноэкологической безопасности промышленных технологий переработки ОЯТ быстрых реакторов с извлечением младших актиноидов для целей последующей трансмутации (выход газообразных и твердых продуктов деления и актиноидов в аэрозоли при операциях по вскрытию и разрушению барьеров безопасности).

• показатели для критериев оценки радиационно-экологической безопасности технологий, применительно к процессам переработки ОЯТ и изготовления из регенерированного топлива твэлов и ТВС.

Апробация работы. Основные положения и результаты диссертации обсуждались в широком кругу ученых, специалистов. В период с 2001 по 2005 гг. автор принимал непосредственное участие в заседаниях ученых советов, секций, семинаров ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», а также в конференциях, в частности, во всероссийской конференции «Фундаментальные проблемы радиохимии и атомной энергетики» (Н. Новгород, 2001 г.), в международной научно-практической конференции «Атомная энергетика и топливные циклы» (Москва-Димитровград, 2003 г.), в международной конференции «Аэрозоли и безопасность – 2005» (Обнинск, 2005 г.).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 5 статей в журнале "Атомная энергия", 2 статьи в журнале «Вопросы радиационной безопасности», 3 публикации в сборниках трудов конференций и семинаров, а также материалы в четырех ежегодных обзорах основных исследовательских работ, выполненных в НИИАРе (2001–2004 гг.).

Выпущено три научно-технических отчета.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 4 глав и заключения. Объем диссертации составляет 94 страницы, содержит 22 рисунка и 16 таблиц.

Список цитированной литературы содержит 62 наименования.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В первой главе выполнен обзор экспериментальных данных по анализу безопасности процессов переработки ОЯТ неводными методами и изготовления твэлов с виброуплотненным топливным сердечником. Анализ опыта эксплуатации действующих и вновь вводимых технологических установок по переработке ОЯТ быстрых реакторов позволил выявить наиболее важные проблемы в обеспечении радиационной и экологической безопасности, определить главные задачи, решение которых позволит снизить радиационное воздействие технологических процессов ЯТЦ на персонал и окружающую среду.

Разработки неводных методов переработки ОЯТ применительно к замкнутому топливному циклу были начаты в России в конце 60-х годов в крупных отраслевых научных центрах и академических институтах, но наибольшее развитие они получили в «ГНЦ РФ НИИАР», поскольку здесь была создана для их проведения уникальная экспериментальная база. Опытную проверку прошли два метода: газофторидный и пироэлектрохимический. На пилотных установках была проведена серия переработок облученного уранового и уранплутониевого топлива реакторов на быстрых нейтронах с различным выгоранием (от 4 до 24% т.а.) и временем выдержки после выгрузки из активной зоны (3 мес. и более).

Значительное место из числа проведенных экспериментов занимают результаты исследований двух наиболее важных опытных переработок облученного топлива БОР-60:

уранового, коротковыдержанного (выгорание 10% т.а., выдержка 3 месяца) на пилотной установке «Фрегат» (газофторидный метод) и уран-плутониевого топлива с высоким выгоранием (до 24% т.а.) на установке пироэлектрохимической регенерации. Выполненные работы позволили получить основополагающую информацию, заложенную впоследствии в базу данных для моделирования влияния вводимых в процесс радиоактивных материалов на радиационную обстановку производственных участков, персонал и окружающую среду.

Авторам удалось установить количественную информацию по балансу и потерям ядерных материалов, выбросам и сбросам радиоактивных веществ, выходу (масса, объем) и свойствам радиоактивных отходов, оценить характер возможных аварийных ситуаций. Благодаря этим данным получила развитие методологическая база оценки безопасности объектов ЯТЦ.

Прежде всего, это касается разработки научных основ обоснования безопасности рецикла энергетического плутония, а также систематизации критериев оценки радиационноэкологической безопасности технологических процессов получения топлива и изготовления твэлов, базирующихся на экспериментальных данных, в чем заключается их высокая практическая значимость. Однако следует отметить, что в продемонстрированной схеме рецикла применяли высокоочищенный плутоний, полученный с завода РТ ПО «Маяк». Из чего, определенно, следует сужение области практического применения экспериментальных данных, в частности для задач оценки безопасности процессов, замыкающих топливный цикл, эти показатели нуждаются в дополнении. Для решения этой задачи целесообразно проведение дополнительных экспериментальных исследований с применением современных методов и средств комплексного анализа.

Для дальнейшего развития перспективных технологий ЯТЦ необходима проверка процессов с учетом реального состояния обновленного (по результатам ранее накопленного опыта) технологического оборудования, выдвигаемого в качестве прототипа для промышленного освоения. При этом важно изучить не только сам процесс регенерации топлива, но и начальную (отделение топлива от оболочки) и конечную (изготовление твэлов и ТВС) стадии топливного цикла включающие, в том числе: извлечение радиотоксичных материалов для целей использования в схемах трансмутации и дезактивацию основного технологического оборудования.

Во второй главе приведена характеристика демонстрационного ЗТЦ РУ БОР-60, представляющего собой комплекс взаимосвязанных технологий и производств использующих, перерабатывающих и воспроизводящих ядерное топливо (рис. 1).

Рис. 1. Схема демонстрационного ЗТЦ на экспериментальной базе НИИАРа:

1 – реактор БОР-60;

2 – отработавшие ТВС на выдержку;

3 – отработавшие ТВС на разборку;

4 – твэлы на разделку;

5 – топливо во фрагментах твэлов на регенерацию и изготовление ТВС;

6 – ТВС с регенерированным топливом в реактор;

7 – комплекс по обращению с высокоактивными отходами;

8 – твердые и жидкие радиоактивные отходы;

9 – промышленное топливо Все технологические стадии переработки отработавшего топлива выполняли на технологических установках в условиях защитных камер. Их оснащение обслуживающими инженерными системами (копирующими манипуляторами, внутрикамерным освещением, электропитанием, сжатым воздухом и технологическим вакуумом, вытяжной и приточной вентиляцией, системой тонкой очистки камерного воздуха от аэрозолей, стационарной и переносной системами дезактивации и др.) позволяло контролировать и управлять технологическим процессом дистанционно. Дополнительная очистка воздуха от аэрозолей производилась на фильтровальной станции вентиляционного центра (2-я ступень очистки – фильтр тонкой очистки типа Д-23). Для предотвращения поступления радиоактивных веществ в смежные помещения в объемах камер поддерживается отрицательный, относительно атмосферного, перепад давления ~200 Па. Средняя величина расхода вентиляционного воздуха через защитные камеры ~360 м3/ч, что определяет ~3 кратный обмен воздуха. Радиационная защита от проникающего излучения позволяет выполнять работы по обращению с ядерными и радиоактивными материалами активностью до 3,7 ПБк.

Третья глава посвящена методам исследования радиационно-экологической безопасности технологических процессов, включающим:

• определение объемной активности и радионуклидного состава газоаэрозольной среды в защитных камерах и вытяжных воздуховодах вентиляционных систем;

• изучение дисперсности аэрозолей;

• расчетно-экспериментальное определение выхода из вводимых в процесс материалов радионуклидов, находящихся в газообразной и аэрозольной форме;

• измерения уровней радиоактивного загрязнения поверхностей защитного оборудования;

• оценку эффективности защитных барьеров на пути транспортировки газовоздушной смеси от источника образования до источника поступления в окружающую среду (высотная труба вентиляционного центра);

• подведение баланса и анализ потерь ядерных материалов, определение их содержания в отходах и сбросах;

• измерение и расчет доз облучения персонала и населения.

При проведении исследований использовали стандартизованные методики, имеющие статус «стандарта предприятия», с применением аттестованного оборудования.

Обобщенная схема пробоотбора и контроля воздушной среды из операторских помещений, объема защитного оборудования и воздуховодов вытяжных вентиляционных систем, обслуживающих ту ли иную технологическую установку, приведена на рис. 2.

Рис. 2. Принципиальная схема установки с указанием точек радиационного контроля аэрозолей в объеме технологических помещений и воздуховодах вытяжной вентиляционной системы:

1 – автоматизированная система радиационного контроля технологической установки;

3 – отсечная арматура;

4 – стационарный блок обработки, хранения и передачи информации (БПХ-04П);

5 – линии связи между компонентами системы;

6–8 – стационарные блоки детектирования объемной активности -, -, -излучающих аэрозолей/газов (УДАС-03П/БДБГ-02П) в операторском помещении, в объеме защитной камеры до и после очистки воздуха от аэрозолей;

9 – радиационная защита;

10 – смотровая система;

11 – фильтры тонкой очистки воздуха от аэрозолей В-05, 12, 13 – пробоотборные линии воздуха камеры до и после очистки от аэрозолей;

14 – фильтродержатель ФД-02;

15 – линия технологического вакуума;

16 – коллектор отвода воздушной среды камеры в вытяжную вентиляционную систему объекта, где размещена технологическая установка;

17 – пробоотборная линия воздуха из короба вытяжной вентиляционной системы;

18 – вытяжная вентиляционная система, обслуживающая защитную камеру;

19 – линия транспортировки воздуха на фильтровальную станцию вентиляционного 20 – высотная труба вентиляционного центра Оснащение технологических установок автоматизированной системой радиационного контроля (АСРК) позволяло получать информацию в непрерывном режиме. Система обеспечивала отбор и доставку воздушной среды в изокинетическом непрерывном режиме к блокам детектирования с последующим измерением отобранных проб и отображением текущей информации (объемной активности аэрозолей/газов в операторском помещении, в защитной камере, боксе до и после очистки воздушной среды) в режиме «реального времени» на аппаратно-программном измерительном комплексе.

В четвертой главе приведены результаты экспериментальных исследований радиационно-экологической безопасности новых технологических процессов ЗТЦ при переработке отработавшего топлива реактора БОР-60 по полному технологическому циклу (подготовка ОЯТ к переработке, регенерация и получение гранулированного оксидного технологического оборудования).

Характеристика отработавших ТВС. Для регенерации были использованы шесть отработавших ТВС: две с таблеточным топливом из высокообогащенного диоксида урана – до 90% 235U (тип У) и четыре с виброуплотненным оксидным смешанным уран-плутониевым топливом - доля плутония до 19% и обогащение по U до 71% (тип УП). Общая масса топлива, подвергнутого переработке, составляла 16,5 кг, суммарная удельная активность актиноидов в топливной композиции – 22,6 ТБк/кг, продуктов деления – 34,5 ТБк/кг.

программе TRIGEX с применением системы подготовки констант CONSYST-2, изотопный состав и радиационные характеристики – по программе AFPA. Погрешность расчета массы актиноидов составляет 8–16%, продуктов деления – 25% (табл. 1).

Таблица 1. Основные расчетные характеристики перерабатываемых ТВС БОР- Время выдержки на момент переработки, год Массовое содержание в топливе, %:

Активность на момент переработки, ГБк:

Точность расчетов была подтверждена позднее, на стадии окисления топлива, при (кулонометрии, масс-спектрометрии, спектрофотометрии, Относительная погрешность результатов измерений любого метода не превышала 10%.

Радиоактивность газообразных продуктов деления топлива обусловлена, в основном, Kr (в среднем около 2 ТБк на ТВС) и в меньшей степени трития составляет менее 0,0185 ГБк на 1 кг топлива. Активность I в уран-плутониевом топливе после выдержки в течение 10-12 лет оценивается в 2,9·10-3 на 1 кг топлива.

Для всех рассмотренных ТВС основной вклад в активность актиноидов вносили продуктов деления – 137Cs + 137mBa (52,7) и 90Sr + 90Y (41,3). Незначительную долю имеют, %:

Eu (0,6), 125Sb (0,3), 134Cs (0,1), 154Eu (0,1) и 106Ru + 106Rh (0,1).

Подготовка ТВС и твэлов БОР-60 к регенерации. Подготовка топлива к регенерации включала три стадии: разделку отработавших ТВС (освобождение пучка твэлов от конструкционных элементов ТВС); механическую разделку твэлов (рубка топливных участков на фрагменты длиной 10–15 мм); отделение топливной композиции от стальных оболочек методом окислительной перекристаллизации (волоксидации) при 400–600 °С.

Исследования показали, что наиболее радиационно-опасными стадиями подготовки топлива являются отделение топливных участков твэлов и их последующая рубка на фрагменты, так как вследствие разрушения барьеров безопасности (оболочка и топливная матрица) в объем защитной камеры выделяются радиоактивные газы (85Kr) и аэрозоли.

Экспериментально определено, что выход Kr на стадиях подготовки отработавших ТВС реактора БОР-60 к регенерации составляет 61–68 % от расчетного содержания под оболочкой, при этом установлено, что расчехловка ТВС также может приводить к выходу газообразного 85Kr. Остальная часть выделяется на стадиях окисления и регенерации топлива (рис. 3).

Рис. 3. Выход газообразных продуктов деления (85Kr) в процессе подготовки Сравнительная оценка показывает, что на стадии механической разделки облученных твэлов выход актиноидов из топлива в аэрозоли составляет 610-5 % исходной активности, а выход продуктов деления – 3,710-3 % (рис. 4).

Рис. 4. Удельная активность Am поступлений радиоактивных аэрозолей в вентиляционные системы технологических установок при подготовке ОЯТ к регенерации Эффективность улавливания аэрозолей фильтрами тонкой очистки (первая ступень) изменялась в диапазоне от 42 % до 99 %. Основной вклад в активность -, -излучающих Pu + 241Am (15 %) и 244Cm (10 %).

Регенерация ОЯТ БОР-60 пироэлектрохимическим методом. Основная задача этой стадии – выделение делящихся материалов и трансурановых элементов из ОЯТ с одновременной очисткой от продуктов деления и полное восстановление ядерно-физических характеристик топлива. Топливо регенерировали на опытной установке, предназначенной для изучения процессов переработки ОЯТ пироэлектрохимическим методом.

Анализ выбросов радиоактивных аэрозолей позволил сделать вывод о том, что максимальное поступление радиоактивных веществ в вентиляционную систему происходило на операциях обработки катодных осадков (вакуумно-термическая отгонка солей, измельчение и отмывка осадков). Повышенная генерация аэрозолей связана с выполнением работ с открытыми радиоактивными порошковыми материалами (вскрытие аппаратов и выгрузка из них обработанных материалов). Обобщенные данные о поступлениях радиоактивных аэрозолей из объема защитной камеры в вытяжную вентиляционную систему в процессе регенерации всей партии отработавшего топлива (14,9 кг) и получения гранулята, в том числе операции по обработке промежуточных продуктов технологии (катодные осадки, осадки фосфатов примесей, отработавший солевой электролит), а также по дезактивации оборудования установки, приведены в табл. 2.

Таблица 2. Поступления радиоактивных веществ в вытяжную вентиляционную систему защитной камеры в процессе регенерации отработавшего топлива шести ТВС БОР- Активность выброса аэрозолей, МБк (доля в общем выбросе, %):

(процесса) в общий выброс аэрозолей с объекта за весь период переработки, %:

Спектрометрический анализ аэрозольных проб воздуха показал, что выбросы -, излучающих аэрозолей обусловлены в основном (до 80–99 %) следующими радионуклидами:

Pu+241Am (68%), 239+240Pu (27%).

Эффективность очистки от аэрозолей удаляемого из объема защитного оборудования воздуха составляла 95–99,9 %, с учетом дополнительной очистки на фильтровальной станции вентиляционного центра (вторая ступень) – 99,99 %.

На основании полученных оценок расчетный суммарный выход актиноидов из облученного топлива в аэрозольную фазу в среднем составил 1,110-3 %, продуктов деления – 4,510-3 % исходной активности.

Переработка тетрафторида плутония в диоксид с извлечением америция.

Основной вклад в долговременную радиационную опасность ОЯТ вносят актиноиды:

плутоний, нептуний, америций и кюрий, допустимые уровни которых в воде и воздухе, как правило, в несколько тысяч раз меньше, чем продуктов деления. В этом контексте возникает важный вопрос, касающийся рассмотрения аспектов безопасности при обращении с подобным классом высокорадиотоксичных веществ. Применительно к рассматриваемой в данной работе переработке ОЯТ стадией регенерации предусмотрено выведение концентрата младших актиноидов из основной технологической схемы, именно, для целей последующего применения в трансмутационных схемах. Однако невысокое интегральное количество полученного концентрата не позволяет выполнить представительные оценки безопасности в тетрафторида плутония энергетического качества от америция. Значимое содержание америция в продукте, достигающее сотен грамм, равно как и плутония, позволяет решить вопрос представительности оценок радиационного воздействия подобных материалов при их введении в пирохимический процесс, являющийся (как вариант) одной из подготовительных стадий трансмутационной схемы.

Подвергаемый переработке исходный продукт массой 1,75 кг представлял собой смесь изотопов плутония Pu, Pu, Pu и Pu в форме химического соединения PuF4.

Масса 241Am в смеси составляла 110 г.

пироэлектрохимической установки в процессе переработки PuF4 показал, что наибольшее поступление радиоактивных веществ в вентиляционную систему соответствовало операциям загрузки исходного препарата в хлоратор-электролизер и вакуумно-термической отгонки солей из полученных осадков в форме порошка оксидов плутония и америция. Последнее связано со схемой отвода газовоздушной среды из аппарата. Удаляемый форвакуумным насосом газовый поток сбрасывали без очистки непосредственно в вытяжной коллектор установки. Основная доля активности -излучающих радионуклидов в исследуемых пробах воздуха обусловлена (по данным -спектрометрического анализа) Am (95%), оставшаяся доля – Pu (5%), -излучающих (по данным рентгено-спектрометрического анализа)