DOI: 10.55176/2414-1038-2020-2-96-103
Авторы
Долгих В.П., Забродская С.В., Лебедева О.М., Попов Э.П., Смыков В.Б.
Организация
АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Долгих В.П. – старший научный сотрудник, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко 1. Тел.: +7 (484) 399-49-29; e-mail:
Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Забродская С.В. – начальник лаборатории, кандидат физико-математических наук.
Лебедева О.М. – главный специалист.
Попов Э.П. – старший научный сотрудник.
Смыков В.Б. – заместитель начальника ОВЭ по науке и технология, кандидат технических наук.
Аннотация
Одной из главных задач при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах является утилизация (переработка) радиоактивного натрия. После окончательной остановки
реактора перевод натрия в безопасные формы для окончательного захоронения требует длительных и дорогостоящих мероприятий из-за его радиоактивности, а также пожаро- и взрывоопасности.
В настоящей статье приводятся предварительные сравнительные оценки стоимости только на стадии окончательного захоронения переработанного в «камень» натрия первого
контура реакторов БР-10 и БН-600 для двух из возможных вариантов переработки натрия: методом твердофазного окисления щелочных металлов (ТФО ЩМ, разработанным в ФЭИ патент № 2200991, 2001 г.) и методом перевода натрия в цементный камень, осуществленного на реакторе SUPERPHENIX во Франции (перевод натрия в 10-молярный водный раствор гидроксида натрия – NaOH, а затем переработка раствора NaOH в цементный камень).
Расчетные оценки показали, что стоимость захоронения переработанного натрия в минералоподобный твердый продукт по методу ТФО в
несколько раз меньше стоимости захоронения цементного камня, полученного при использовании процесса NOAH.
Ключевые слова
вывод из эксплуатации, радиоактивные отходы, переработка в «камень» натрия первого контура, стоимость захоронения переработанного натрия
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. IAEA-CN245-560. SUPERPHENIX Dismantling – Status and lessons learned. Конференция МАГАТЭ по
быстрым реакторам и соответствующим топливным циклам. Екатеринбург, 2017.
2. Васильев И.И., Плещенкова Л.К., Пугачев Г.Г., Ровнейко А.В. Установка переработки натриевого
теплоносителя реакторной установки БН-350. Труды 1-й Международной выставки и конференции «Атомная энергетика и Промышленность» KazAtomExpo. Астана, Казахстан, 2010.
3. Носов Ю.В., Ровнейко А.В., Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е. Особенности вывода из эксплуатации
быстрых реакторов БН-350, -600. Атомная энергия, 2018, т. 125, вып. 4, с. 195–199.
4. Смыков В.Б., Крючков Е.А., Багдасаров Ю.Е., Кононюк М.Х., Белинский В.С., Пронин А.А. Проблемы кондиционирования радиоактивных отходов щелочных теплоносителей при выводе из эксплуатации исследовательского реактора БР-10. Труды Юбилейной конференции «От исследований на БР-5 (БР-10) к проектам демонстрационных и энергетических реакторов». Обнинск, 2009.
5. Скоморохова С.Н., Кочетков Л.А., Старков О.В. Технологические особенности переработки и кондиционирования больших масс радиоактивных отходов щелочных металлов-теплоносителей реакторов типа БН. Препринт ФЭИ-2993. Обнинск, 2003.
6. ОСПОРБ-99/2010. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности. Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.2612-10. Москва, Издательство стандартов, 2010.
7. О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов. Правительство РФ. Постановление от 19 октября 2012 г. № 1069.
8. О первоначальном установлении тарифов на захоронение радиоактивных отходов (зарегистрировано в Минюсте России 21.05.2013 № 28445). Приказ Минприроды России от 13.03.2013 № 89.
9. Попов Э.П., Забродская С.В., Гришина С.В. Программа ACMAR – расчет радиационных и экологических характеристик конструкционных и нетопливных материалов реактора. Препринт
ФЭИ-2431. Обнинск, 1995.
10. ОСТ 95 10582-2003. Стандарт отрасли. Натрий реакторной чистоты для реакторов БН. Технические требования и методы контроля примесей. Обнинск, ФЭИ, 2003. 75 с.
11. От исследований на БР-5 (БР-10) к проектам демонстрационных и энергетических реакторов.
Обнинск, ФЭИ, 2009.
12. Болгарин В.И., Ефимов И.А., Жилкин А.С. и др. Экспериментальные исследования переноса радиоактивных элементов в первом контуре быстрых реакторов с натриевым теплоносителем БР-10 и БН-350. Препринт ФЭИ-2019. Обнинск, 1989.
13. Settimo D. (EDF), Sodium Treatment (Superphenix Decommissioning). REA-EDF seminar April 2019. Beloyarsk NPP. Russia, 2019.
14. Колтик И.И. Атомные электростанции и радиационная безопасность. Екатеринбург: УГТУ-УПИ, 2001. 368 с.
УДК 621.039.54:519.85
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2020, выпуск 2, 2:10
