Актуальность
В утвержденной Указом Президента Республики Казахстан К.К. Токаевым «Стратегии достижения углеродной нейтральности Республики Казахстан до 2060 года» определено, что в структуру мощностей, в качестве стабильного источника энергии, войдут АЭС. В этом направлении ведется последовательная работа по формированию видения по развитию атомной энергетики, подготовке решения о строительстве атомной электростанции (АЭС). Такое решение, будет, безусловно, опираться на существующие компетенции, кадровый потенциал и результаты научных исследований в данной сфере, которые создают научно-технологическую основу для ее развития.
Научные исследования в поддержку создания АЭС способствуют формированию качественных и объективных данных, необходимых для принятия обоснованных решений в отношении выбора применяемых технологий и обеспечения безопасной и эффективной эксплуатации АЭС. На первом этапе представляется важным сосредоточиться на нескольких, наиболее критичных аспектах функционирования АЭС, а именно, на прогнозной оценке ядерно-физических характеристик перспективных видов реакторов, определении концепции обращения с радиоактивными отходами (РАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), а также формулировке требований к схеме и составу системы радиационного мониторинга в районе размещения АЭС. Выбор данных аспектов для проведения исследований обусловлен как перспективой получения новых данных, так и их высоким социально-экономическим эффектом.
Важным при эксплуатации АЭС является четкое понимание и возможность прогнозирования физических процессов, протекающих в ядерном реакторе, которое обеспечивается созданием расчетных моделей, позволяющих обеспечивать детальное их моделирование. Разработка расчетных моделей с использованием зарекомендовавших себя специализированных программных комплексов и их применение позволяет обеспечить понимание таких важнейших характеристик работы реактора как реактивность, эффективность органов регулирования, поле энерговыделения, параметры теплоносителя и т.д. Новые данные по ядерно-физическим характеристикам, полученные в ходе исследований, и приобретенные компетенции лягут в основу создания алгоритмов управления ядерным реактором и его топливной кампанией.
Управление отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами является важным аспектом ядерной энергетики. Каждая страна и эксплуатирующая АЭС организация разрабатывает собственные программы и стратегии управления отработавшим топливом и радиоактивными отходами с учетом конкретных условий. Для Казахстана, на начальном этапе внедрения атомной энергетики, особенно важно определить верное направление, выработать оптимальные подходы к управлению ОЯТ и РАО, которые обеспечат их минимальное воздействие на окружающую среду. В настоящее время наиболее оптимальной представляется концепция долгосрочного контролируемого хранения ОЯТ, которое воспринимается как ценный ресурс при обеспечении в будущем возможности для его переработки и повторном использовании делящихся материалов в ядерном топливном цикле. Это будет способствовать более полному использованию ресурсного потенциала. Для обеспечения такого долговременного хранения необходимы научно-обоснованные данные по радиационной стойкости материалов, используемых в качестве контейнеров для такого хранения. В отношении РАО, образующихся на АЭС, также возможны различные варианты утилизации, при этом результаты исследований будут способствовать выбору наиболее оптимального для условий Республики Казахстан.
Объекты ядерного топливного цикла оказывают многофакторное воздействие на окружающую среду, однако повышенное внимание общественности приковано к радиационному фактору. Для оценки возможного негативного радиационного воздействия АЭС на окружающую среду и население региона в период ее эксплуатации в рамках Программы будут получены данные содержания основных радионуклидов, обусловленные предыдущей деятельности человека, в том числе глобальными радиоактивными выпадениями после испытаний ядерного оружия, в объектах окружающей среды, местных продуктах питания, воде и воздухе. Дополнительно будут выполнены расчеты возможного поступления радионуклидов при штатной работе АЭС и в случае нештатных и аварийных ситуаций, определен фоновый уровень хромосомных аберраций и оценка доз для населения. Итогом станет создание основ системы радиационного мониторинга территорий и населенных пунктов в зоне влияния АЭС, что является необходимым условием для обеспечения радиационной безопасности и способствует дальнейшему развитию топливно-энергетического комплекса Республики Казахстан.
Цель Программы – Проведение комплекса научных исследований в поддержку создания и безопасного функционирования атомной электростанции в Республике Казахстан.
Ожидаемые результаты
Прямые результаты:
по направлению 1. «Исследование ядерно-физических характеристик перспективных проектов энергетических реакторов»:
- разработаны расчетные модели активной зоны энергетического реактора, рассматриваемого для строительства в Республике Казахстан;
- с использованием разработанных моделей рассчитаны важные с точки зрения пуска реактора характеристики: запас реактивности при первой топливной загрузке, температурный коэффициент реактивности, эффективность органов регулирования, поле энерговыделения в начале первой кампании;
- на основании полученных результатов выполнен анализ технических решений, заложенных в конструкции активной зоны реактора.
по направлению 2. «Управление отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами»:
- получены расчетные данные физических параметров ОЯТ в процессе мокрого и сухого хранения в бассейне выдержки и пристанционном хранилище;
- выработаны рекомендации по обращению и захоронению РАО, образующегося в процессе эксплуатации АЭС;
- разработана расчетная модель коррозионного процесса и получены экспериментальные данные по ресурсной стойкости материалов стабилизирующих пеналов в условиях длительного (до 100 лет) сухого хранения ОЯТ.
по направлению 3. «Разработка основ системы радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС»:
- получены количественные данные содержания радионуклидов в объектах естественных экосистем (почвенный покров, растительность, животные, воздушный бассейн, водные объекты), рассчитаны коэффициенты накопления;
- получены количественные данные содержания радионуклидов, характеризующие радиационную обстановку в населенном пункте (содержание радионуклидов в почвенном покрове, воздушном бассейне (в том числе в помещениях), объектах водопользования, сельскохозяйственной продукции), рассчитаны коэффициенты накопления;
- проведена индикация фоновых хромосомных аберраций биологических объектов, выполнена оценка дозовой нагрузки на население;
- разработаны основные требования к организации и проведению радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС.
Конечный результат:
по направлению 1. «Исследование ядерно-физических характеристик перспективных проектов энергетических реакторов»
Будет получен комплекс данных по ядерно-физическим характеристикам перспективных проектов энергетических ядерных реакторов, расчетные компьютерные модели активных зон с подробным моделированием их размерно-материальных характеристик. Результаты анализа технических решений, заложенных в конструкции активной зоны.
Экономический эффект, заключающийся в получении новых данных для анализа условий эффективной эксплуатации атомной электростанции с реакторами, перспективными для строительства в Республике Казахстан.
Экологический эффект, который заключается в получении результатов, способствующих безопасной для окружающей среды эксплуатации АЭС.
Социальный эффект в виде опыта проведения сложных расчетных исследований, придан импульс к развитию научно-исследовательского потенциала Республики Казахстан в области реакторной ядерной физики, развитие новых научных направлений, подготовка докторантов и магистрантов.
по направлению 2. «Управление отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами»:
Будут получены параметры отработавшего ядерного топлива в процессе сухого и мокрого хранения; рекомендации по выбору технологий обращения с радиоактивными отходами АЭС; данные для определения ресурсной стойкости материалов контейнеров для долговременного хранения ОЯТ.
Экономический эффект, основанный на выборе максимально эффективных и экономически приемлемых способов обращения с РАО и ОЯТ, которые будут нарабатываться при эксплуатации АЭС.
Экологический эффект, заключающийся в выработке решений для минимизации радиационной нагрузки от ОЯТ и РАО, образующихся при функционировании АЭС.
Социальный эффект: проводимые исследования будут способствовать росту доверия к атомной энергетике, внесут свой вклад в решение наиболее острой и общественно значимой проблемы АЭС – безопасное обращение с радиоактивными отходами.
по направлению 3. «Разработка основ системы радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС»:
Будут определены уровни содержания радионуклидов в основных компонентах природной среды территории, выбранной под строительство АЭС. Получена информация о распределении исследуемых радионуклидов в объектах естественных экосистем и о значениях ожидаемой годовой эффективной дозы внутреннего и внешнего облучения населения, проживающего в районе размещения АЭС. Выработаны рекомендации для создания системы радиационного мониторинга территорий и населенных пунктов в зоне влияния АЭС.
Экономический эффект будет заключаться в научной проработке вопроса организации системы экологического мониторинга АЭС, которая позволит четко сформулировать требования к ее схеме и составу, и позволит избежать приводящих к избыточности или недостаточности примененных при ее создании решений в будущем.
Экологический эффект заключается в формировании научно-обоснованных требований к обеспечению качественного радиационного мониторинга, который позволит своевременно регистрировать возможные угрозы и оперативно на них реагировать, снижая радиационную нагрузку на население и окружающую среду.
Социальный эффект: разработанные рекомендации для создания системы экологического мониторинга АЭС позволят в дальнейшем обеспечить непревышение нормативных дозовых нагрузок, установленных в РК, за счет своевременного принятия решений по выявлению и предупреждению угроз радиационного загрязнения. Будет обеспечена доступность и "прозрачность" информации о реальной радиационной обстановке в зоне влияния АЭС.
В результате реализации программы будут обеспечены:
1) Публикация 12 (двенадцати) статей и (или) обзоров в рецензируемых научных изданиях по научному направлению программы, входящих в 1 (первый), 2 (второй) квартиль по импакт-фактору в базе данных Web of Science и (или) имеющих процентиль по CiteScore в базе данных Scopus не менее 50 (пятидесяти). Публикация 17 (семнадцати) статей в журналах, рекомендованных КОКНВО.
2) Публикация 5 (пяти) монографии или учебных пособии в казахстанских издательствах;
3) Получение 7 (семи) объектов интеллектуальной собственности, зарегистрированных в Национальном Институте интеллектуальной собственности Республики Казахстан.
Основные результаты НИР
При выполнении работ по программе «Исследования в поддержку создания и безопасного функционирования атомной электростанции в Республике Казахстан» в 2023 году получены следующие важные результаты:
По разделу 1 «Исследование ядерно-физических характеристик перспективных проектов энергетических реакторов»:
По результатам аналитического обзора конструкцонных решений различных типов реактора собраны входные данные для компьютерного моделирования активных зон наиболее перспективных ядерных (энергетических) реакторов – водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200; реакторов на быстрых нейтронах типа БН-600 и БН-800; высокотемпературного реактора малой мощности типа HTGR-30. Также рассмотрены конструкции наиболее перспективных ММР.
Сформированы основные данные размерно-материального состава активной зоны и параметров ядерного топлива, используемого для загрузки реактора. Дана характеризация физических и нейтронно-физических свойств материалов, применяемых в различных активных зонах. Количество приведенных данных позволяет выполнить моделирование активной зоны рассмотренных реакторов. Детализация компьютерной модели возможна на уровне 3-D моделирования оболочек и сердечников отдельных твэлов с учетом дополнительных элементов: дистанционирующие решетки, торцевые части твэлов и ТВС.
Также сформированы данные для последующей верификации компьютерных моделей. Это позволит оценить качество моделирования по различным нейтронно-физическим параметрам. К этим параметрам относятся: запас реактивности реактора, коэффициенты реактивности, длительность кампании топлива и прочее.
По разделу 2 «Управление отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами»:
1) В рамках работ по управлению отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами проведен аналитический обзор вариантов обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом на действующих АЭС (Приложение Ж), сформированы данные по возможным видам ОЯТ и РАО для кандидатных ядерных реакторов АЭС Республики Казахстан. Методы обращения с ОЯТ и РАО были изучены применительно к водо-водяным энергетическим реакторам поколения III и III+.
В случае наиболее распространенного на сегодняшний день открытого ЯТЦ ОЯТ не перерабатывается и после промежуточной выдержки в пристанционных бассейнах направляется на «сухое» хранение в специальные хранилища или хранилища, расположенные при АЭС, которое может длиться десятилетиями. После длительного хранения ОЯТ предполагается направлять на окончательное захоронение. Данный подход осуществляется в настоящее время в Республике Казахстан в отношении ОЯТ реакторной установки БН-350, которое после выдержки в пристанционном бассейне было упаковано в ТУК и размещено на открытой площадке долговременного хранения до принятия решения о его окончательной утилизации. В связи с отсутствием в Казахстане возможностей по переработки ОЯТ, а также действующих ПЗРО для высокоактивных отходов, строительство которых является технически сложным, дорогостоящим и требующим проведения многолетних лабораторных исследований, на текущий момент долговременное хранения является наиболее предпочтительной стратегией в отношении ОЯТ.
В соответствии с общепринятыми принципами во всех странах порядок обращения с РАО регламентирован национальным законодательством и международными соглашениями. РАО после их образования на АЭС, в целях уменьшения опасности и экономической обоснованности подвергаются ряду процессов преобразования и перемещения перед их долговременным хранением или окончательным захоронением. Последовательность процессов может различаться, но почти всегда она включает сбор и сортировку РАО по категориям; обработку и уменьшение объема; кондиционирование; транспортирование; хранение или захоронение.
Методы обработки и кондиционирования отходов АЭС достигли в настоящее время высокого уровня эффективности и надежности и продолжают совершенствоваться целях повышения безопасности и экономичности всей системы обращения с отходами.
Согласно последним мировым тенденциям при проектировании и строительстве АЭС оснащаются комплексами установок по переработке образующихся РАО с хранилищами, обеспечивающие экологическую безопасность АЭС в течение всего периода эксплуатации. В состав комплекса обычно входят участок сортировки, установки измельчения и прессования, установка ионоселективной очистки ЖРО, установка сжигания, установка цементирования и другое оборудование для перевода всех образующихся РАО в кондиционированное состояние, отвечающие требованиям для долговременного хранения или захоронения. Хранилища кондиционированных РАО на АЭС обеспечивают размещения всего объема РАО за весь период эксплуатации с соблюдением безопасных условий хранения до их передачи в пункты окончательной изоляции.
2) Реализовано реакторное облучение материалов стабилизирующих пеналов, выполняющих функцию первого барьера для выхода радионуклидов ОЯТ негерметичных твэлов.
В качестве конструкционного материала для стабилизирующих пеналов была выбрана сталь 12Х18Н10Т, которая использовалась при упаковке негерметичных твэлов реактора БН-350. На данном этапе работ:
Полученные образцы облученной стали будут применены для отжига, изучения влияния облучения на изменение эксплуатационных характеристик материала стабилизирующего пенала (физико-механических свойств и структурно-фазового состояния) и определения коррозионной и ресурсной стойкости материалов стабилизирующих пеналов.
По разделу 3 «Разработка основ системы радиационного мониторинга в зоне влияния АЭС»:
1) На основе анализа многолетних данных, характеризующих атмосферные выбросы АЭС, определены основные радионуклиды – вкладчики в суммарную активность. Установлено, что с течением времени перечень контролируемых радионуклидов изменялся в сторону увеличения. Так, содержание радиоэкологически значимых радионуклидов 14C и 3H в составе выбросов стали детектировать для большинства АЭС только после 2018 г. Тестовые расчеты показали, что именно эти радионуклиды могут вносить основной вклад в дозовую нагрузку на население в регионах расположения АЭС. Определен перечень радионуклидов, которые необходимо определять при оценке «нулевого» фона радиоактивного загрязнения: естественные (40K, 238U, 226Ra, 232Th, 222Rn) и техногенные (90Sr, 137Cs, 3H, 14C) радионуклиды. К объектам естественных экосистем, подлежащих оценке содержания данных радионуклидов необходимо отнести почву, воду, атмосферный воздух, растительный и животный мир. Составлен обзор методик для определения содержания данных радионуклидов, образующихся в процессе работы АЭС, в объектах естественных экосистем.
2) Проведен обзор рекомендаций по методике определения радиационной нагрузки на население и персонал АЭС при нормальной ее эксплуатации или в случае аварийной ситуации. Рассмотрены основные характеристики, функции, преимущества и недостатки расчетных средств для прогноза дозовых нагрузок на население по различным путям облучения при штатных (RESRAD, CROM, PC-CREAM 08®, ESTE Annual Impacts, РОМ) и аварийных (ESTE, НОСТРАДАМУС, RECASS, RODOS) выбросах АЭС. Выделены критерии, по которым можно оценивать качество и эффективность программных средств, такие как тип модели, входные и выходные данные, поддерживаемые платформы, тип лицензии и т.д. Определен населенный пункт для формирования генеральной выборки группы, соответствующий критериям исследования – с. Улькен, единственной административной единицы Улькенского сельского округа Жамбылского района Алматинской области. Определена методика определения радиационной нагрузки на население и персонал АЭС – флуоресцентная in situ гибридизация (FISH), молекулярно-цитогенетический метод, используемый для определения фонового уровня стабильных хромосомных аберраций в регионе, где планируется строительство АЭС, к ней разработаны критерии анкеты-опросника и информированного согласия для участия в исследовании.
По результатам работ в 2023 году опубликована монография «Импульсный графитовый реактор: опыт эксплуатации и применения для испытаний твэлов и ТВС», в которой представлены основные характеристики ИГР, обобщен опыт его эксплуатации и применения в поддержку исследований в обоснование безопасности новых ядерных энергетических реакторов, которые могут быть рассмотрены в качестве перспективных для строительства в Казахстане. Также, в рамках выполняемых по данной программе НИР будут проведены исследования в обоснование технологий обращения и переработки различных типов отработавшего ядерного топлива, в том числе на основе исследований с высокообогащенным отработавшим ядерным топливом ИГР.
Некоторые материалы НИР были апробированы на VI Международной научно-практической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики», состоявшейся 14-17 ноября 2023 года в г. Москва, Россия.