Радиационно-гигиеническое сопровождение работ с нитридным топливом для реакторов на быстрых нейтронах: проблемы, достижения и перспективы. Исходная позиция

Обоснована необходимость осуществления специальной программы радиационно-гигиенического сопровождения работ с нитридным топливом для реакторов на быстрых нейтронах. Показано, что при современных темпах реализации проектного направления «Прорыв», в условиях, когда достижения в научных исследованиях приводят к пересмотру конструкторских и технологических решений, управлять радиационно-гигиеническим сопровождением можно только в режиме, обеспечивающем быстрый отклик на изменения реальной производственной и экологической обстановки.

1. Серебряков В.В., Кириллович А.П., Маёршин A.A., Шишалов О.В., Орищенко A.B. Радиационная обстановка при изготовлении опытных твэлов из регенерированного смешанного топлива. Атомная энергия. 2005; 98(5): 351-360.

2. Алексеев С.В., Зайцев В.А. Нитридное топливо для ядерной энергетики. М.: Техносфера, 2013.

3. Ekberg C., Costa D.R., Hedberg M., Jolkkonen M. Nitride fuel for Gen IV nuclear power systems. J. Radioanal. Nucl. Chem. 2018; 318(3): 1713-25.

4. Федоров М.С., Жиганов А.Н., Зозуля Д.В., Байдаков Н.А. Анализ существующих способов получения смешанного нитридного уран-плутониевого топлива в России и за рубежом. Изв. вузов. Химия и хим. технология. 2020; 63(6): 12-8. https://doi.org/10.6060/ivkkt.20206306.6185

5. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523.09. Утверждены Постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации Г.Г. Онищенко от 07.07.2009 № 47. Зарегистрированы Министерством юстиции Российской Федерации. Регистрационный № 14534 от 14.08.2009. - М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора; 2009.

6. Котельников Р.Б. ред. Высокотемпературное ядерное топливо. М.: Атомиздат; 1978.

7. Важощук А.И., Гриб К.П., Ковтуж A.M. Нитрид урана (состояние технологических разработок). Аналитически обзор. Харьков: ХФТИ АН УССР, ХФТИ 80 - 21;1980.

8. Dell R.M., Wheeler V.J., Mciver E.J. Oxidation Of Uranium Mononitride And Uranium Monocarbide. Transactions of the Faraday Society. 1966; 62: 3591-3606.

9. Pierson H.О. Ed. Handbook of refractory carbides and nitrides: properties, characteristics, processing and applications. New Jersey: Noyes Publications; 1996.

10. Bauer A.A. Nitride Fues: Properties and Potentials. Reactor Technology. 1972; 15(2): 87-104.

11. Астафьев В.А. Антипов С.А. Подколзин Д.Г. Способ изготовления таблетированного уран-плутониевого топлива: пат. 2068202 Рос. Федерация: МПК G 21 C 3/62; № 93036900.

12. Лашков В.Н., Юхимчук А.А. Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах: пат 2672256 Рос. Федерация: МПК G 21 C 3/60; № 2018101369.

13. Arai Y., Maeda А., Shiozawa К., Оhnuсlu Т. Chemical forms of Solid fission products in the irradiated uranium-рlutоnium mixed nitride fuel. J. Nucl. Mater. 1994; 210: 161-166.

14. Результаты испытаний смешанного мононитридного топлива U0,55Pu0,45N и U0,4Pu0,6N в реакторе БОР-60 до выгораний 12% тяж. ат. Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Федоров Ю.Е., Шишков М.Г., Крюков Ф.Н., Кузьмин С.В., Никитин О.Н., Беляева А.В., Забудько Л.М. Атомная Энергия. 2011; 110(6): 332-46. https://doi.org/10.1007/s10512-011-9442-0

15. Состояние нитридного топлива после облучения в быстрых реакторах. Крюков Ф.Н., Никитин О.Н., Кузьмин С.В., Беляева А.В., Мальцева Е.Б., Гильмутдинов И.Ф., Гринь П.И. Атомная энергия. 2012; 112(6): 336-40. https://doi.org/10.1007/s10512-012-9576-8

16. Карелин В.А., Попадейкин М.В. Фторидный метод переработки уран-плутоний нитридного топлива реактора «БРЕСТ». Известия Томского политехнического университета. 2005; 308(5): 85-90.

17. Волк В.И., Двоеглазов К.Н., Шляжко Д.С., Круглов С.Н., Терентьев С.Г. Сравнение вариантов кристаллизационного аффинажа применительно к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего нитридного топлива РБН. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы. 2015; 4(83): 91-95.

18. Шадрин А.Ю., Иванов В.Б., Скупов М.В., Троянов В.М., Жеребцов А.А. Сравнение некоторых вариантов технологий замкнутого ядерного топливного цикла. Атомная энергия. 2016; 121(2): 90-7. https://doi.org/10.1007/s10512-016-0171-2

19. Спиридонов С.И., Переволоцкий А.Н., Алексахин Р.М., Спирин Е.В., Власкин Г. Н. Радиоэкологическое обоснование параметров извлечения продуктов деления и актиноидов из отработавшего ядерного топлива реактора БРЕСТ-ОД-300. Атомная энергия. 2016; 121(3): 165-169.

20. Вовлечение минорных актинидов в замкнутый топливный цикл проекта «Прорыв». А.Ф. Грачев, А.А. Жеребцов, Л.М. Забудько, Ю.С. Хомяков, А.Ю. Шадрин, А.Е. Глушенков., М.В. Скупов. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы. 2017; 4 (91): 140-150.

21. Воскресенская Ю.А., Устинов О.А., Якунин С.А. Улавливание рутения из газовой фазы при переработке отработавшего нитридного уран-плутониевого топлива быстрых реакторов. Атомная энергия. 2013; 115(3): 155-157.

22. Якунин С.А.; Устинов О.А.; Шадрин А.Ю.; Шудегова О.В. Очистка газовых выбросов от 14С при переработке отработавшего нитридного уран-плутониевого ядерного топлива. Атомная энергия. 2016; 120(3): 176-8. https://doi.org/10.1007/s10512-016-0122-y

23. Устинов О.А., Двоеглазов К.Н., Тучкова А.И., Шадрин А.Ю. Локальная система газоочистки при окислении отработавшего нитридного топлива. Атомная энергия. 2017; 123(4): 203-205.

24. Бабиков Л.Г., Распопин С.П. Способ и установка для переработки отработанного ядерного топлива: пат. 2371792 Рос. Федерация: МПК G 21 C 19/48; № 2007131674/06.

25. Auger Frederic, Bertrand Murielle, Courtaud Bruno, Grandjean Stephane. Procede de preparation d'un oxalate d'actinide(s) et de preparation d'un compose d'actinide(s). Patent République Francaise FR 2940267 B1, 09.12.2011.

26. Baron Pascal, Dinh Binh, Masson Michel, Miguirditchian Manuel, Saudray Didier, Sorel Christian. Procede de traitement de combustibles nucleaires uses ne necessitant pas d'operation de desextraction reductrice du plutonium. Patent République Francaise FR 2960690 B1, 29.06.2012.

27. Аляпышев М.Ю., Бабаин В.А., Блажева И.В., Елисеев И.И., Логунов М.В., Мурзин А.А., Федоров Ю.С. Способ переработки облученного ядерного топлива: пат. 2540342 Рос. Федерация: МПК G 21 C 19/42; № 2013130121/07.

28. Хохлов В.А., Потапов А.М., Шишкин В.Ю., Бове А.Л. (RU), Зайков Ю.П. Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах: пат. 2603844 Рос. Федерация: МПК G 21 C 19/42; № 2015141811/07.

29. Зайков Ю.П., Шишкин В.Ю., Ковров В.А., Потапов А.М., Суздальцев А.В. Голосов О.А. Глушкова Н.В., Хвостов С.С. Способ переработки тепловыделяющих элементов: пат. 2707562 Рос. Федерация: МПК G 21 C 19/42; № 2018130443.

30. Зайков Ю.П., Шишкин В.Ю., Каримов К.Р., Шишкин А.В., Потапов А.М., Николаев А.Ю., Суздальцев А.В. Способ переработки нитридного ядерного топлива: пат. 2724117 Рос. Федерация: МПК G21C 19/42; № 2019116982.

31. Медико-дозиметрический регистр персонала Сибирского химического комбината - база для оценки эффектов хронического облучения. Радиационная биология. Радиоэкология. 2015; 55(5): 467-473. https://doi.org/10.7868/S0869803115050124

32. Банк биологического материала здоровых работников сибирского химического комбината. Медицина экстремальных ситуаций. 2013; 1(43): 30-39.

33. Соломатин В.М., Алексахин Р.М., Спирин Е.В., Сорокин И.Б., Живаго А.И., Рыжова Л.И. Радиоэкологическое состояние агросферы в 30-км зоне Cибирского химического комбината в предпусковой период опытно-демонстрационного энергокомплекса. Атомная энергия. 2018; 124(1): 40-2. https://doi.org/10.1007/s10512-018-0373-x

34. Спирин Е.В., Алексахин Р.М., Бажанов А.А. Структура дозы облучения населения при эксплуатации предприятий опытного демонстрационного энергокомплекса. Атомная энергия. 2018; 124(3): 169-73. https://doi.org/10.1007/s10512-018-0398-1

35. Спиридонов С.И., Переволоцкий А.Н., Переволоцкая Т.В., Алексахин Р.М., Спирин Е.В. Анализ биологической опасности для человека долгоживущих продуктов деления и актиноидов на примере отработавшего топлива реактора БРЕСТ-ОД-300. Атомная энергия. 2017; 123(2): 100-3. https://doi.org/10.1007/s10512-017-0312-2

36. Устинов О.А., Кащеев В.А., Шадрин А.Ю., Тучкова А.И., Семенов А.А., Лесина И.Г., Аникин А.С. Тритий в нитридном топливе быстрых реакторов. Атомная энергия. 2018; 125(4): 217-21. https://doi.org/10.1007/s10512-019-00474-9