Реферат Методы обращения с оят
Скачать 378.07 Kb.
|
| Федеральное агентство по образованию РФ Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт – Физико-технический Кафедра – Физико-энергетические установки Специальность – Ядерные реакторы и энергетические установки Реферат Методы обращения с ОЯТ Студент гр.0161 ____________________ В.В. Прокофьев (подпись) ____________________ (дата) Проверил: ____________________ М.Е. Силаев доцент (подпись) ____________________ (дата) Томск - 2011 Содержание:
Введение Ряд аварий на энергоблоках атомных электростанций мирового сообщества и предприятиях топливного цикла привел к тому, что ядерная энергетика приобрела имидж относительно социально опасной технологии, и подобный имидж носит международный характер. Однако большинство специалистов и экспертов в области ядерной энергетики считают, что проблемы социальной озабоченности общества могут быть решены планомерным претворением в жизнь комплекса мер по технологическому совершенствованию предприятий ядерного топливного цикла и созданию необходимой социальной инфраструктурой ядерной энергетики. В пользу подобной точки зрения свидетельствуют объективный анализ значительной части аргументов противников ядерной энергетики и уроки, извлеченные из крупных аварий на АЭС. В настоящее время существуют три основополагающие проблемы, проблемы определяющие отношение общества к развитию ядерной энергетики как к потенциально опасной технологии:
О втором пункте и пойдет дальше речь. Отработавшее ядерное топливо (далее ОЯТ) ─ это тепловыделяющие элементы или их сборки либо активные зоны в сборе, извлеченные из реактора после выработки ими штатного ресурса. На атомных электростанциях основное количество наиболее радиологически значимых нуклидов (более 99,5%) находится в ядерном топливе тепловыделяющих сборок (ТВС), поэтому отработавшие штатный ресурс ТВС обладают значительной активностью. Образование высокотоксичных радионуклидов, в том числе долгоживущих альфа-активных искусственных трансурановых элементов, обусловливает большую потенциальную опасность отработавшего топлива АЭС, которая может сохраняться на протяжении тысяч лет. Часть этих радионуклидов после радиохимической переработки может быть вновь использована в топливном цикле ядерного топлива; часть радионуклидов может быть подвергнута длительному нейтронному облучению в реакторах в целях снижения общей активности или общей радиотоксичности. Однако в конечном счете при любых технологиях дальнейшего использования ОЯТ и любой организации топливного цикла останется значительное количество высокотоксичных долгоживущих радионуклидов, не подлежащих использованию и являющихся высокоактивными радиоактивными отходами. Проведенные исследования показали, что по ряду причин в настоящих условиях радиохимическая переработка отработавшего ядерного топлива с относительно низким содержанием в нем изотопа урана-235 235U временно экономически нецелесообразна, поэтому отработавшие ТВС данных реакторов находятся на хранении или в бассейнах выдержки энергоблоков, или в специальных хранилищах отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) на промплощадках АЭС. Следует отметить, что при работе реактора под нагрузкой периодически происходит разгерметизация оболочек части тепловыделяющих элементов и продукты деления могут попадать в теплоноситель, заметно увеличивая уровень его активности. Кроме того, так как ряд ТВС с отработавшим ядерным топливом в той или иной мере являются дефектными, то эти ТВС в ходе перегрузки реактора помещаются в бассейн выдержки, что приводит к росту активности воды бассейна выдержки (БВ). Химический состав отработавшего ядерного топлива для энергоблоков различных типов практически одинаков ─ диоксид урана в смеси с материалом оболочек тепловыделяющих элементов и конструкционными материалами тепло выделяющей сборки (как правило, это сплав циркония с ниобием и легированная сталь). Тепловыделяющие сборки с отработавшим ядерным топливом выгружаются из активной зоны реактора и помещаются в БВ, а затем перегружаются в хранилище отработавшего ядерного топлива, в котором они должны храниться вплоть до транспортировки на перерабатывающий комбинат. Обращение с отработавшим ядерным топливом АЭС Для условий в России в принципе могут быть приемлемы два варианта ядерного топливного цикла, согласно которым ОЯТ или перерабатывается ─ замкнутый ЯТЦ, или захоранивается в геологических формациях ─ открытый топливный цикл. Существуют также проекты трансмутации ОЯТ путем облучения его в специальных реакторах в целях перевода долгоживущих высокоактивных радионуклидов в короткоживущие. Кроме того, есть предложения по удалению высокоактивных радионуклидов в глубинных геологических формациях в результате проплавления горных пород за счет тепловыделения самих радионуклидов. Однако результаты этих работ далеки от тех, которые могли бы быть использованы в промышленных масштабах, учитывая, что наработка ОЯТ даже одним энергоблоком составляет тонны в год. Природный уран наиболее эффективно используется в замкнутом топливном цикле, т.е. при переработке выгружаемого из реактора отработавшего ядерного топлива и повторном использовании полученных из ОЯТ делящихся материалов. К реализации варианта открытого топливного цикла т.е. окончательного захоронения ОЯТ в геологических формациях, склоняется ряд стран, хотя этот способ менее безопасен, даже по сравнению с захоронением кондиционированны т отвержденных РАО. Большинство же стран намерено осуществлять или длительное хранение ОЯТ, или его промежуточное захоронение с возможностью последующего извлечения и переработки, так как ОЯТ обладает высокой потенциальной ценностью. Реализации любого из циклов (кроме удаления ОЯТ в космическое пространство и самозахоронения ОЯТ), исходя из экономических условий, будет сопутствовать длительное временное хранение значительных объемов ОЯТ в течение 30 ─ 50 лет (кроме ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах, срок хранения которого должен составлять ориентировочно 1 год) Регламент обращения с отработавшими ТВС предусматривает, что после выгрузки из активной зоны реактора их помещают в бассейн выдержка на срок не менее 1 года. В дальнейшем ОТВС должны быть транспортированы в хранилище отработавшего ядерного топлива данной АЭС и далее на перерабатывающий завод. Однако в связи с ограниченностью мощностей по переработке отработавшего ядерного топлива в настоящее время в условиях России предполагается долговременное контролируемое хранение ОЯТ реакторов типов РБМК-1000, ЭГП и АМБ на промплощадках АЭС. С этой целью на промплощадках АЭС с реакторами РБМК были сооружены общестанционные хранилища для отработавшего ядерного топлива, выполненные в виде отдельно стоящих зданий. В ХОЯТ АЭС с реакторами РБМК (Ленинградская, Курская, Смоленская АЭС) в настоящее время хранится свыше 9500 т ОЯТ активностью более 4,0 ГКи. Одновременно из-за ограниченности мощностей по переработке отработавшего топлива на промплощадках АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, (Балаковской, Калининской, пятом блоке Нововоронежской) и промплощадках Белоярской и Билибинской АЭС находится на временном хранении около 2000 т отработавшего ядерного топлива активностью около 1,200 ГКи. В настоящее время ОЯТ энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 перерабатывают на заводе РТ-1, где выделено около 30 т энергетического плутония. Предположительно эта переработка будет продолжаться до вывода из эксплуатации всех ВВЭР-440. Облученное топливо ВВЭР-1000 отправляется на «мокрое» хранение в централизованное хранилище на заводе РТ-2. Облученное топливо РБМК-1000 накапливается в «мокрых» пристанционных промежуточных хранилищах. Ориентировочный сценарий развития работ по обращению с ОЯТ тепловых реакторов предусматривает, что начиная с 2005 г. ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000 будет помещаться во вновь построенные сухие централизованные хранилища на заводе РТ-2 на срок до 40 лет. На радиохимических производствах начиная с 2040 г. начнется переработка ОЯТ тепловых реакторов в целях выделения урана и плутония для начальных загрузок реакторов на быстрых нейтронах нового поколения. После 2040 г. будет продолжаться переработка ОЯТ ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Дефектные ТВС предлагается перерабатывать на РТ-1 без долговременной выдержки . Особым случаем является обращение с ОЯТ при выводе ядерного энергоблока из эксплуатации. В активной зоне окончательно остановленного реактора могут находиться не полностью выгоревшие ТВС. В данном случае предусмотрена возможность транспортировки этих ТВС на «дожигание» в реакторы однотипных энергоблоков, остающихся в работе. Удаление ОЯТ с энергоблока осуществляется на основе действующих транспортно-технологических операций по выгрузке ОЯТ из активной зоны реактора, временному хранению его в бассейне выдержки, последующей выгрузке из БВ и транспортировке на хранение в ХОЯТ. Для этих целей существующие системы хранения и транспортировки ОЯТ в зданиях реактора и ХОЯТ используются в рамках штатных режимов работы, предусмотренных проектом, без каких-либо изменений. Ядерная безопасность всех транспортно-технологических операций, необходимых при обращении с ОЯТ, должна обеспечиваться комплексом технических мер, предусмотренных в существующих системах хранения и транспортировки ОЯТ в помещениях блока и станционном ХОЯТ, эксплуатация которых согласована с Госатомнадзором России. Основными техническими мерами, обеспечивающими ядерную безопасность при обращении с ОЯТ, являются:
Нарушение ядерной безопасности может произойти только в случае запроектных аварий, связанных, например, с падением в бассейн выдержки ОТВС, оборудования, строительных конструкций и др. В результате аварийных ситуаций может произойти изменение расположения ОТВС в бассейне, уплотнение массива ОТВС [в частности, ОТВС с небольшим (до 8 МВт ● сут/кг) выгоранием топлива]. По имеющимся оценкам в случае подобных аварий мощность нейтронной вспышки не приведет к тяжелым последствиям, а радиоактивное загрязнение помещений бассейнов выдержки и прилегающей территории (радиусом до 500 м) будет обусловлено главным образом выходом радионуклидов из механически поврежденных ТВС. В случае окончательного останова энергоблока должен быть решен ряд проблем обращения с ОЯТ и другими находящимися в БВ изделиями:
 Хранилища отработавшего топлива на отдельных АЭС близки к заполнению. Ниже представлены данные Госатомнадзора РФ.Обращение с ОЯТ в Российской федерации ОЯТ реакторов ВВЭР-440 В России действуют шесть блоков с реакторами ВВЭР-440. В год они нарабатывают 87т ОЯТ (около 700 ОТВС). Для них организован закрытый по урану ЯТЦ: после временного хранения в приреакторных БВ в течение 3—5 лет ОЯТ ВВЭР-440 вывозится в транспортных упаковочных комплектах ТУК-6 на перерабатывающий завод (в соответствии с темпами образования ОЯТ). Количество ОТВС ВВЭР-440, хранящихся в БВ на блоках, не превышает 20—25 % вместимости БВ. В случае прекращения работы действующего радиохимического производства и приема ОЯТ хранилища этого топлива на АЭС будут полностью заполнены, и через 4—5 лет реакторы ВВЭР-440 придется остановить (или ввести в строй ХОЯТ на территории АЭС) . Негерметичные ОТВС ВВЭР-440, число которых по положению на 2003 г. составляло 60, хранятся в отдельных пеналах в БВ на АЭС и до 2007 г. будут доставлены (в ТУК-6) на завод для переработки. В европейских странах действуют 24 блока с реакторами ВВЭР-440. Однако поступление ОЯТ от данных энергоблоков на переработку в Россию ограничено.  ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 На восьми энергоблоках России с реакторами ВВЭР-1000 ежегодно образуется 190т ОЯТ (около 380 ОТВС). За рубежом действуют 13 энергоблоков с ВВЭР-1000. Ряд энергоблоков находится в стадии проектирования и строительства. Для реакторов ВВЭР-1000 ЯТЦ в настоящее время не является замкнутым: ОЯТ после временного хранения в течение 3─5 лет в БВ вывозится (в контейнерах типа ТУК-10 или ТУК-13В) с АЭС в централизованное хранилище на перерабатывающем предприятии. Хранилище имеет вместимость 6000т. На АЭС России находится около 1700 ОТВС ВВЭР-1000 общей активностью 0,6 ГКи, БВ заполнены примерны на 40% вместимости. Негерметичные ОТВС ВВЭР-1000 в количестве 50 шт. хранятся в отдельных пеналах в БВ. К 2007г. они транспортированы на завод для переработки. Планируется переход от “мокрого” хранения ОЯТ к “сухому”.  ОЯТ реакторов РБМК-1000 Ежегодно на 11 российских реакторах РБМК-1000 образуется более 450т ОЯТ. Для реакторов РБМК принят отложенный ЯТЦ:
 Вместимость существующих хранилищ обеспечит работу блоков с РБМК примерно до 2007-2010 гг. По положению на 2003г. на площадках АЭС хранится более 9500т ОЯТ РБМК. Число негерметичных сборок составляет около 3000 шт. Отработавшее ядерное топливо РБМК с АЭС не вывозится. Осуществлять вывоз можно будет после создания на АЭС узлов резки ОТВС на два пучка твэлов и необходимой транспортной инфраструктуры. После 2005 г. планируется обеспечить прием топлива в “сухое” хранилище горно-химического комбината. Основные причины отсрочки переработки ОЯТ РБМК-1000 (как и ВВЭР-1000) состоят в том, что замыкание топливного цикла тепловых реакторов экономически невыгодно, так как затраты на смешанное уран-плутониевое топливо примерно в 8 раз выше, чем на стандартные урановые ТВС. В облученном топливе действующих РБМК-1000 до вывода их из эксплуатации будет накоплено до 70 т плутония (в ВВЭР-1000 примерно 80 т), использование которого будет необходимо для загрузок реакторов на быстрых нейтронах крупномасштабной ядерной энергетики будущего. Кроме того, не потребуется специально для РБМК-1000 развивать технологию окончательного захоронения ОЯТ в геологических формациях. Отработавшее ядерное топливо реакторов БН-600 Белоярской АЭС В реакторе БН-600 ежегодно образуется 6,2 т ОЯТ (около 120 ОТВС), которое после выдержки направляется на переработку (на заводе для ОЯТ данного типа реализован закрытый по урану ЯТЦ). По положению на 2003 г. в БВ хранилось 66 т ОЯТ (1230 ОТВС). При этом 200 ОТВС негерметичны; для них разрабатываются технология и оборудование для упаковки в герметичные пеналы в целях отправки на переработку. Отработавшее ядерное топливо реакторов АМБ Белоярской АЭС и ЭГП-6 Билибинской АЭС Два реактора ЛМБ остановлены в 1980 и 1989 г. Отработавшее ядерное топливо выгружено из них и в настоящее время хранится как в чехлах в сухих пеналах (190 т ОЯТ в 5000 ОТВС) на АЭС, так и в хранилище горно-химического комбината (95 т ОЯТ в 2500 ОТВС). В качестве основного варианта принято решение о выгрузке всего ОЯТ реакторов АМБ из БВ и его дальнейшем долговременном “сухом” хранении. Проектный срок эксплуатации четырех реакторов ЭГП-6 закончился в 2004 г. Общий объем выгруженного ОЯТ составляет 164 т (4600 ОТВС). Из имеющихся трех БВ два уже заполнены и переведены на “сухое” хранение топлива. Планируется вывоз ОЯТ реакторов ЭГП в централизованное хранилище.   |
Добавить документ в свой блог или на сайт
Похожие:
 | Реферат Ключевые слова Тбо, камеральная обработка материалов, методы работ и исследований, Программа обращения с отходами | | Реферат по дисциплине: Безопасность жизнедеятельности на тему: «Вопросы... Психологические формы жестокого обращения в семье с детьми младшего школьного возраста |
| Как составить реферат? Реферат — это краткое изложение содержания документа или его части, включающее основные фактические сведения и выводы, необходимые... |  | Рабочая программа по дисциплине б 5 Физико-химические методы исследования Товароведение и экспертиза в сфере производства и обращения сельскохозяйственного сырья и продовольственных товаров |
| Реферат з курсу “Введение в численные методы” Тема: “прямые методы... Наиболее распространенными методами применительно к большим системам являются итерационные методы, использующие разложение матрицы... | | Реферат от латинского Реферат (от латинского refero — докладываю, сообщаю) — краткое изложение содержания документа или его части, включающее основные... |
| Реферат от латинского Реферат (от латинского refero — докладываю, сообщаю) — краткое изложение содержания документа или его части, включающее основные... | | Реферат реферат представляет собой краткое изложение содержания документа... Нередко библиографическое описание не дает ясного представления о содержании произведения, его характере, предмете исследования.... |
| Реферат реферат представляет собой краткое изложение содержания документа... Нередко библиографическое описание не дает ясного представления о содержании произведения, его характере, предмете исследования.... | | Краткий реферат Разработка долгосрочной целевой инвестиционной программы обращения с твердыми бытовыми и промышленными отходами в Челябинской области,... |
| Положение в Солнечной системе 4 Период обращения вокруг Солнца и осевое вращение 6 Данный реферат посвящен рассмотрению и изучению планеты Солнечной системы – Марса | | Российской Федерации Орский Гуманитарно Технологический Институт... В последние годы в сфере товарного обращения ряда стран произошли существенные преобразования. В хозяйственной практике стали использоваться... |
| Реферат по математике. На тему: «основные методы решения систем уравнений с двумя переменными» I: методы решения систем линейных уравнений стр. 3-7 | | Реферат Методы извлечения ДНК из древесных тканей некоторых хвойных Сибири Вырубка и деградация лесов продолжают оставаться основными угрозами глобальному биоразнообразию и приносят огромный ущерб окружающей... |
| Методические рекомендации по осуществлению реабилитационных мероприятий... Однако, международные правовые акты не дают конкретного определения жестокого обращения с ребенком. Каждое государство должно разработать... | | Реферат По теме: электрохирургические методы удаления доброкачественных новообразований кожи Однако лазерные аппараты дороги и сложны в эксплуатации, для проведения процедур требуется отдельное и специально оборудованное помещение,... |
