Обоснование безопасности перехода с ОЯТЦ на ЗЯТЦ
Дата: 24/11/2020
Тема: Атомная наука


Дементий Башкиров

Предисловие. В настоящее время в России тратятся существенные суммы на создание так называемого ЗЯТЦ БР – замкнутого ядерного топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах. Речь идет о научно-исследовательских работах на промышленных реакторах и промышленных радиохимических установках, об экспериментальных исследованияхс компонентами ядерного ОМП в промышленных масштабах, об опытно-демонстрационных работах на установках гигаваттной тепловой мощности.



С учетом того, что в научных работах задействованы промышленные реакторы на быстрых нейтронах БН-600 (1,5 ГВт) и БН-800 (2,1 ГВт), стоимостью около $10 млрд. каждый, строится реактор БРЕСТ-ОД-300 (1 ГВт), российские инвестиции в эти работы превысили $35 млрд.

Этих средств хватило бы на постройку 10 реакторов типа ВВЭР-1000, стоимость электроэнергии которых примерно в 1,7 раза ниже, чем у реакторов на быстрых нейтронах. Таким образом, с учетом меньших сроков строительства и большего числа реакторов, 10 реакторов ВВЭР-1000 дали бы в 10 с лишним раз больше электроэнергии, чем БН-600 и БН-800.

Для чего Россия тратит такие суммы, неся десятикратные убытки?

Основная задача, которая стоит перед российскими учеными, доказать, что ЗЯТЦ существенно безопаснее ОЯТЦ, как для нынешнего поколения жителей планеты, так и для тысяч будущих поколений землян. Доказать вопреки существующему мнению ученых ядерных держав. Доказать без какой-либо финансовой поддержки со стороны других государств. Доказать вопреки санкциям против России. Доказать ценой, дороже стоимости произведенной в России электроэнергии за целый год.

Стимул всем этим чрезвычайно дорогим работам дает проект ПОРЫВ, теоретические расчеты которого показывают, что количество радиоактивных отходов от ЗЯТЦ, попадающих в окружающую среду, на единицу произведенной продукции (Бк/квтч), в десятки или даже в сотни раз меньшие, чем при ОЯТЦ.

Но теория – это одно, а практика – это несколько (или даже совсем) другое.

 

Что такое Обоснование безопасности ОЯТЦ

1 - Обоснование безопасности фабрикации уранового топлива: безопасности добычи урана, обогащения изотопов, фабрикации топлива из обогащенного урана, обращения с обедненным ураном.

2 - Обоснование безопасности АЭС – работы в нормальных условиях эксплуатации, работы на пониженной/повышенной мощности, аварийных ситуаций 1-7 уровня по шкале ИНЕС.

3 - Обоснование безопасности временного хранения и окончательного захоронения ОЯТ.

 

Что такое Обоснование безопасности ЗЯТЦ

0 – Обоснование безопасности фабрикации уранового топлива: безопасности добычи урана, обогащения изотопов, фабрикации топлива из обогащенного урана, обращения с обедненным ураном.

1 - Обоснование безопасности АЭС – работы в нормальных условиях эксплуатации, работы на пониженной/повышенной мощности, аварийных ситуаций 1-7 уровня по шкале ИНЕС.

2 - Обоснование безопасности радиохимической переработки ОЯТ для получения 5 основных актинидовU, Np, Pu, Am, Cm

3 - Обоснование безопасности фабрикации топлива с 5 актинидами

4 - Обоснование безопасности обращения с РАО

5 -  Обоснование безопасности временного хранения и захоронения актинидов.

 

На чем основывается доказательство ПРОРЫВА?

Рассмотрим массовый баланс с учетом урана (5 актинидов)

В ОЯТЦ в окружающую среду уходит вся активность ОЯТ. Из 100 кг природного урана, добытого из-под земли, расходуется 0,72 кг (горит уран-235 и плутоний-239), и накапливается 0,4 кг трансурановых актинидов. Потеря массы, уходящей в энергию, составляет примерно 1/1000 от массы сгоревших тяжелых атомов, 0,72 г.

Это примерно 0,15 МКи (150 000 Ки, 5,55Е+15 Бк) актинидов (U, Np, Pu, Am, Cm) с периодом полураспада более 10 лет на 1 ГВт*год выработанной электроэнергии (1 ГВт*год = 365*24*1000000 квтч = 8,76Е+9 квтч=8,76 миллиардов квтч), или 640 000 Бк/квтч.

При этом, для получения человеком летальной дозы в 4 Зв нужно 80 000 Бк, дозовый коэффициент актинидов 5Е-5 Зв/Бк [НРБ-99/2009] (На каждый выработанный квтч,АЭС производит 8 летальных доз актинидов).

Такой процесс использования урана неминуемо приведет к гибели всего человечества, считают сторонники ПРОРЫВА. Это радиационная трагедия, нынешняя атомная энергетика на тепловых нейтронах. Это близкая к нулю топливная эффективность. Плюс опасность несанкционированного использования тысяч тонн накопленного плутония, пригодного для изготовления ядерного оружия. А если неприятель разрушит ваши АЭС?

Вывод ПРОРЫВА: Необходимо немедленно прекращать строительство ТР, и планомерно выводить из эксплуатации существующие АЭС. Я присоединился к этому мнению в 2011 году.

Если сжигать актиниды в ЗЯТЦ, то топливная эффективность природного урана возрастает в 100 раз и более, с 0,72% до 72% и более. Масса остающихся на выброс актинидов (вместе с ураном) уменьшается также в 100(?) раз (на самом деле, отношение выбрасываемых масс 99,3/28=3,55, а их удельная активность возрастает с 0,28 Ки/г до 1 Ки/г, то есть выбрасываемая активность равна таковой в тепловом реакторе при ОЯТЦ).

Безусловно, энергетический выход с одного кг урана возрастает в 100 раз, и, казалось бы, пропорционально должно уменьшиться количество отходов, но на самом деле никакого снижения удельной активности, в единицах измерения Бк/квтч, в таком ЗЯТЦ.

 

Рассмотрим массовый баланс без учета урана.

В ОЯТЦ мы взяли 100 кг урана, сожгли 0,72 кг и накопили 0,4 кг трансурановых актинидов.

В ЗЯТЦ мы взяли 100 кг природного урана, сожгли 72 кг, оставили 28 кг трансурановых актинидов нептуния, плутония, америция, кюрия. Если бы трансы были одинаковы по изотопному составу, то активность отходов была бы уменьшена как 40/28, но на самом деле более тяжелые трансы имеют более высокую удельную активность. Реального уменьшения активности не происходит.

 

Промежуточный вывод

Никакого снижения выбросов АЭС при повышении топливной эффективности ЗЯТЦ в 100 раз, с 0,72% до 72%, по сравнению с ОЯТЦ, не происходит. Количество образуемых отходов актинидов, в единицах активности, примерно одинаково.

Для снижения активности выбрасываемых актинидов в 100 раз, необходимо уменьшить удаляемый в ОС остаток с 28 кг до 0,2 кг (то есть удаляемый остаток должен быть равен остатку ОЯТЦ, умноженному на отношение удельных активностей, примерно 2 раза). Тогда АЭ станет безопаснее в 100 раз.

По-другому говоря, нельзя останавливаться на остатке 28 кг, а дожигать и дожигать его до остатка 0,2 кг.

Топливная эффективность при такой энергетике возрастет в 140 раз, так что можно сделать остаток 0,3кг/100 кг, то есть 0,3%

Апологеты ПРОРЫВА правы. Теоретически снизить количество актинидов в отходах АЭ можно в 100 раз.

Этот вывод можно сделать «лёжа на диване», что в моем случае и было.

Что такое снижение активности выброса в 100 раз

При оценке преступной деятельности ОЯТЦ мы определили, что на каждый электрический ГВт*год образуется 150 000 Ки актинидов, или 640 000 Бк/квтч.

При этом мы предлагаем ЗЯТЦ, который в 100 раз снижает этот показатель, до 1500 Ки/ГВт*год или 6400 Бк/квтч.

А сколько же на самом деле разрешается выбрасывать в ОС? Где этот норматив, норма, допустимый предел выброса? В каком документе, и какой специалист должен определить этот предельно допустимый выброс (ПДВ)?

На вполне логичный вопрос технолога радиохимического производства ПРОРЫВ дает удивительный ответ – вот Вы и должны определить этот ПДВ.

Есть вопрос, просят найти ответ – за дело.

 

Авария одновременно на всех АЭС с ЗЯТЦ

В аварийных нормах выброса Чернобыля находим, что 0,1 Ки/км2 плутония соответствует эффективной дозе 50 – 500 мЗв/год. В первый год после аварии. Во второй – непонятно, но ведь плутоний – это смесь изотопов с периодами полураспада десятки тысяч лет.

Пусть распадется Pu-238, но из Pu-241 вылезет Am-241, а там полезут ещё восемь дочерних альфа-излучателей. Тут столбиком не посчитать, нужно высокопроизводительный компьютер и программное обеспечение.

- Вообще без проблем. - Через два дня у меня на столе появился китайский агрегат RAM 4 GB, HD 4 TB, Monitor 32”.

Не особо напрягаясь, через неделю появилась цифра 840 т плутония на всей планете. Если считать, что каждый блок АЭС на быстрых нейтронах содержит 4 тонны в АЗ, плюс 4 тонны вне АЗ, то получается, атомная энергетика на принципах ЗЯТЦ может быть безопасной для планеты при суммарной мощности 105 ГВт.

Полученный результат показал коллегам. Объяснил ход мыслей. 9 из 10 просто пожали плечами, а один поправил – 50-500 мЗв/год, при тотальном загрязнении, когда нет свободного пространства для разбавления выброшенной грязи, это 8 лет жизни до получения летальной дозы в 4 Зв. Бери консервативно 500, и убавляй до хотя бы 5. То есть в 100 раз.

Итого получился всего 1 ГВт ЗЯТЦ на всю планету.

 

Нормальная эксплуатация АЭС с ЗЯТЦ

Очень быстро мне объяснили, что я неправ. Поставленная задача найти предел выбросов, мною была понята неправильно. Я должен был найти теоретический предел выбросов, зная количество актинидов, выбрасываемых через трубу НИИАР. Никаких аварий не рассматривать. Только нормальная эксплуатация.

- Нет сомнений, это предел можно рассчитать, имея на руках данные по выбросам объектов НИИАР. Но что это будет за цифра? Это ведь просто констатация уровня наших технологий. Кроме того, НИИАР не занимается переработкой ОЯТ БН. Этих цифр в принципе на нашей площадке не найти.

Меня ведь интересует медицинский факт – сколько нам разрешают наши санитарные врачи? Я ведь не врач, и не ставлю опыты с людьми. Поэтому не знаю, насколько сократится жизнь человека, если он будет жить на территории, где уровень загрязнений плутонием 1 мКи/км2, 10 мКи/км2. Мне понятно, что если будет 100 мКи/км2, то необходима эвакуация населения, то есть существует реальная угроза при уровне эффективной дозы 50-500 мЗв/год.

Но ведь мы должны соблюдать норму, прописанную в НРБ – техногенное облучение населения от ОИАЭ не должно превышать 1 мЗв/год. Пятно выбросов может занимать 10 км2, а может 10 000 км2. Как это учитывать?

 

Концепция выбросов ПРОРЫВА

Обсуждения быстро прекратили специалисты, которые готовились в РОШ для работы по проекту.

- Всё понятно, чего тут мусолить. Потери актинидов не должны превышать 0,1%, то есть не более 100 грамм на 100 кг взятого в работу ОЯТ. Они удаляются в могильники, или закачиваются под землю. Оттуда нет утечек. Итого, утечки ноль.

- Не согласен, да и вопрос не об этом. Вопрос о том, сколько можно выбрасывать кюрей за одну переработку 100 кг ОЯТ в выхлопную трубу?

Второй вопрос – если у меня выгорание 5%, и если у меня выгорание 25%, в любом случае потери не более 0,1%?  Потери, привязанные к килограмму ОЯТ – это неправильная единица измерения, если мы хотим доказать, что лучше паровоза. Нужно еще делать поправки на выгорание, если суммарные потери не должны превышать 100 г на 100 кг.

Через некоторое время пришли к условному уровню, что при выгорании 10% потери должны составлять не более 10 г/100 кг, тогда за условный полный цикл потери не будут более 100 г/100 кг.

 

Связь потерь с выбросами

Для обоснования безопасности пирохимии нам дали ознакомиться с отчетом. В нем наши советские предки написали, что потери урана и плутония на пирохимии составляли 5Е-5. То есть 5Е-3%. А выбросы в трубу не превышали в среднем 1 мКи/день.

Я прекрасно помнил, что у меня в 1988 был выговор за выброс 12 годовых норм с объекта, то есть 12*365 мКи за 2 часа. Особой вины моей в этом не было, просто так совпали обстоятельства, и нужно было кого-то лишить премии и прилепить выговор. Открыли контейнер, и пушонка улетела. 4 ступени фильтрации – камера, коллектор, выход со здания, венцентр трубы в сумме оказались слабоватыми для улавливания такой пыли.

(Мой старший коллега, остепененный, в возражениях моей статье про Прорыв в НИИАР написал, что в НИИАР мощных камер, способных выдержать большой выброс из технологического оборудования, даже не предусматривалось. Возможно, у него тоже были аналогичные случаи.)

Но выговор к отчету не подошьешь, а вот серьезный труд доктора наук – прекрасный материал для обоснования безопасности пиротехники.

Из 5 кг ОЯТ БОР-60, - 1 кг плутоний с удельной активностью 0,15 Ки/г. Итого, 150 Ки плутония. Из них за две недели улетело в трубу 15 мКи. То есть 0,01%, или 1Е-2%.

Интересная картина получается. Потери спецпродукта составили 0,005%, а выброс в трубу – 0,01%.

Конечно, этому есть «научное обоснование»:Спецпродукт имеет массу, а радиоактивный выброс не имеет массы.

- Что вам там преподавали, это не важно. Здесь ты должен понять, что выброс альфа-активности – это не плутоний. Это активность в чистом виде, и она никак не влияет на баланс спецпродукта. А вот плутоний на фильтрах – это потери. Плутоний на тампоне, которым протирали поддон – это потери. Плутоний в расплаве – это потери. Плутоний в графите – это потери. Плутоний в растворах УРПХ – это потери.

- Понятно. – Отстаивать свою точку зрения с такими учеными себе дороже. Диспут не состоялся.

 

Доля актинидов в выбросе

В самом идеальном случае, если все процессы прошли гладко, при пирохимической переработке в вентиляционную трубу улетает 0,01% альфа-активности. Действительно не важно, улетел ли в трубу плутоний. Важно, что из всей гремучей смеси актинидов 0,01% от взятой в работу активности реально улетает в трубу.

Исходя из этого идеализированного научного отчета, пренебрегая 10-ю переработками для 100% выгорания, получается, что из накопившихся в ЗЯТЦ 150 000 Ки/ГВт*год, в атмосферу улетает лишь 15 Ки. На огромнейший реактор, наработавший за год 8,76 миллиардов квтч, выброс на радиохимическом этапе ЗЯТЦ составляет 15 Ки актинидов.

Если выдвинуть гипотезу, что в атмосферу улетает смесь актинидов, имеющая тот же радионуклидный состав, как в ОЯТ, с удельной активностью 0,5 Ки/г, то это всего 7,5 грамм. При плотности оксидов порядка 10 г/см3, это менее 1 миллилитра. По меркам НИИАР, это просто ничто, полный ноль.

 

Американский стандарт экологических выбросов АЭС

Американские специалисты установили предельно-допустимый выброс актинидов с периодом полураспада более 1 года для ОЯТЦ АЭС, равный 0,5 мКи/ГВт*год электрической энергии.

Мне неизвестно, каким образом получена эта цифра, возможно для обоснования этого предела были привлечены врачи, изучавшие методы работы доктора Геббельса. Возможно, обоснование проводилось на дрозофилах. Но этот стандарт существует более 40 лет, и он полностью соответствует концепции ПРОРЫВА о том, что выбросы должны быть привязаны к количеству наработанной электроэнергии.

Размерность этого стандарта находится в строгом соответствии не только с концепцией Прорыва. Размерность соответствует требованием НРБ-99/2009, об обязательном сравнивании пользы и вреда, которые будет давать нам ОИАЭ. Польза – 8,760Е+9 квтч, вред – 0,5 мКи по сумме актинидов.

Сравнивая этот уровень с 15 Ки/ГВт*год, достигнутом в идеальной работе оборудования ЗЯТЦ НИИАР, получается, что превышение составляет 30 000 раз.

Учитывая аварийные уровни загрязнения при Чернобыльской аварии, 0,1 Ки/км2, один год работы такого энергокластера выводит из строя 150 км2.

На какое время выводит из строя, на сколько лет потребуется эвакуировать население – это и должен определить крупномасштабный эксперимент, осуществляемый в России на промышленных реакторах и радиохимических комбинатах.

Российская атомная наука обязательно даст ответ на это вопрос в ближайшее столетие. Подвергнет серьезной экспертизе американский стандарт. Подтвердит, уточнит или опровергнет.

 

Укрупненный эксперимент ГХК 2019

Как упоминалось в моей предыдущей работе, в годовом отчете ГХК за 2019 показан выброс плутония и америция в атмосферу в количестве 40,5 мКи. Если предположить, что за это год была изготовлена целая зона БН-800, то выброс составил 50 мКи/ГВт*год, то есть в 100 раз превысил американский предел.

Если учесть, что была изготовлена лишь четвертая часть АЗ БН-800, так как реактор уже находился на режиме, а про запас такое топливо не изготавливают, то американский предел превышен в 400 раз.

В то же самое время, это в 300 раз меньше (или 75 раз меньше), чем в лучшей работе НИИАР.

Хотя, некорректно сравнивать пиропереработку свежего ОЯТ БОР-60 и фабрикацию топлива из высокочистых исходных материалов. Эти выбросы относятся к разным этапам ЗЯТЦ, и правильнее будет суммировать их для получения оценок общего выброса ЗЯТЦ.

 

Послание ученым и специалистам ГХК

Ученые-атомщики из США в начале 1950-х годов провели серию экспериментов в обосновании замкнутого ядерного топливного циклас калий-натриевым и натриевым теплоносителем (реакторы EBR). Затем эти работы были повторены в Дубне на реакторах БР в середине 50-х. На реакторе мощностью единицы МВт. В 1970-1980-х советские ученые повторили эти эксперименты на реакторе БОР-60.

Полученные результаты ЗЯТЦ, по уровню выбросов актинидов в окружающую среду в единицах измерения мКи/ГВт*год (имеет ту же размерность, что и Бк/квтч), оказались в 200-1000 раз выше, чем выбросы тепловых реакторов, накопителей плутония, работающих в открытом ядерном топливном цикле.

Современная планка предельно-допустимого уровня выброса АЭС находится на уровне 0,5 мКи/ГВт*год на весь цикл целиком,открытый ядерный топливный цикл. То, что этот уровень недостижим для ЗЯТЦ на многие порядки, из-за радиохимической переработки и фабрикации «грязного» топлива, сотрудники ГХК в очередной раз доказали в 2019 году (согласно годовому отчету ГХК за 2019, уровень выбросов превышает американский стандарт в 400 раз).

Поставленная проектом ПРОРЫВ научная цель, - доказать, что ЗЯТЦ безопаснее ОЯТЦ, не достигнута. Гипотеза о более высокой безопасности ЗЯТЦ против ОЯТЦ, выдвигаемая проектом ПРОРЫВ, опровергнута экспериментально.

Чтобы утверждать, что российские ученые ГХК достигли уровня безопасности, равного или превышающего уровень американского стандарта безопасности 0,5 мКи/ГВт*год, необходимо снизить годовые выбросы актинидов (уран, нептуний, плутоний, америций, кюрий) в атмосферу с 1,5 ГБк/год, до 4 МБк/год, при том же объеме проводимых работ.

Для такого утверждения не нужно перерабатывать 4 т плутония в составе 25 тонн ОЯТ БН. Для этого с избытком достаточно 28 г плутония в составе 130 грамм ОЯТ, взятого из одного твэла.

Для такого утверждения не нужно 10 миллиардов у.е. Вполне достаточно 1 миллиона у.е.

Для такого утверждения не нужно рисковать населением целого Края или региона Российской Федерации.

А для опровержения вовсе не нужно никаких ядерных материалов, лишь материалы старых советских, американских, французских архивов.

Ноябрь, 2020


Об авторе. Брюхов Сергей Макарович (псевдоним на сайте ПроАтом - Дементий Башкиров)

С 1983 по 1985 год занимался УИРС (хоздоговоры)по теме разделение урана от макро и микропримесей на ионитах и полиамфолитах. (+)

С 1985 по 1992 год участвовал в работах ХТО НИИАР над созданием советского ЗЯТЦ - пирохимическая переработка ОЯТ для фабрикации 2-компонентного топлива. (–)

С 1992 по 2008 год работал на производстве различных радионуклидов в ОРИП НИИАР. (+)

С 2008 по 2015 участвовал в работах НИИАР над созданием российского ЗЯТЦ - проект ПРОРЫВ, смешанная пирохимическая и водная переработка ОЯТ для фабрикации 5-компонентного топлива. (–)

(+) работа успешно выполнена; (–) работа не выполнена или окончилась провалом.







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=9445