Реферат Методы обращения с оят
Скачать 378.07 Kb.
|
Длительное хранение отработавших ТВС Длительное хранение является в настоящее время неотъемлемой частью обращения с отработавшим топливом АЭС. В России в качестве основных этапов обращения с ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах реально рассматриваются:
Хранение ОЯТ различных реакторов имеет определенную специфику. Наименее предпочтителен вариант хранения с использованием «мокрых» хранилищ. Хранение в металлических контейнерах осложняется их относительно высокой стоимостью. В настоящее время в России предпочтение отдано долговременному хранению ОЯТ при умеренных темпах переработки его отдельных типов.  Лишь около 5 % накопленного и 14 % ежегодно образующегося отработавшего ядерного топлива АЭС направляется на переработку, поэтому возникла необходимость в хранилищах большой вместимости и уплотненном хранении ОЯТ. В основном это обусловлено тем обстоятельством, что топливо реакторов РБМК-1000, ЭГП-6, ВВЭР-1000 не перерабатывается. Кроме того, это связано с необходимостью иметь резервные емкости для выгрузки ОЯТ в любой момент аварийной ситуации для активной зоны.Хранилища ОЯТ реакторов РБМК. Как указывалось выше, топливо РБМК хранится под слоем воды бассейнов выдержки приреакторных, а затем долговременных хранилищ. По первоначальному проекту отработавшие ТВС в приреакториых хранилищах должны были быть размещены с шагом 250x160 мм, в долговременных — с шагом 230x110 мм. Затем было предложено уплотненное размещение ТВС сначала в приреакторных, затем (после нескольких лет эксплуатации) и в долговременных хранилищах. На Смоленской АЭС в приреакторных хранилищах отработавшие ТВС располагают с шагом треугольной решетки 130x130x130 мм без пеналов, в долговременном хранилище — с проектным шагом 230x110 мм в пеналах диаметром 102 мм и толщиной стенки 2 мм. На Курской АЭС разработан проект размещения ТВС в приреакторных хранилищах с шагом 125x139x139 мм, в долговременном хранилище принято уплотненное размещение, при котором в каждом зазоре между балками перекрытия отсека находятся 40 ТВС, парами на одной подвеске. Шаг между пеналами на подвеске составляет 110 мм, между подвесками вдоль зазора — 130 мм. На Ленинградской АЭС в приреакторных бассейнах выдержки основная часть отработавших ТВС установлена без пеналов с шагом 90x250 мм, в долговременных хранилищах реализовано максимальное уплотнение ТВС (шаг 110x115 мм в пеналах). С учетом состояния оболочек, которые определяют срок хранения отработавших ТВС в воде (30 лет), возникает необходимость до 2012 г. перейти на «сухое» хранение в стальных или железобетонных контейнерах. Общей проблемой для всех хранилищ является доказательство ядерной безопасности при переходе на уран-эрбиевое топливо с обогащением до 3 % по 235U. При проектном сроке эксплуатации долговременных хранилищ 40 лет к 2020— 2035 гг. необходимо будет освободить их от топлива и приступить к выводу из эксплуатации. К этому времени ОЯТ необходимо перегрузить в контейнеры или перевезти на завод РТ-2 в специально проектируемое «сухое» хранилище либо на завод РТ-1 в строящееся новое хранилище. Хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. Отработавшие ТВС ВВЭР-1000 хранятся на стеллажах с шагом 400 мм. Для отдельных АЭС разработаны и установлены стеллажи с уплотненным шагом расположения отработавших ТВС в чехлах из бористой стали (с шагом 300 мм). Такое размещение связано с необходимостью иметь свободные места на случай отсутствия возможности транспортировки в строго определенные сроки или разгрузки реактора в целях ядерной безопасности при авариях, связанных с уменьшением плотности воды в хранилищах, хотя ядерная безопасность при таких авариях обеспечивается и на обычных стеллажах с шагом 400 мм. Дополнительной мерой безопасности является наличие в воде борной кислоты концентрацией 16 г/л. Имеется возможность «сухого» хранения отработавших ТВС в контейнерах ТК-13 в целях уменьшения зависимости от сроков транспортировки топлива с АЭС в хранилище завода РТ-2. Необходимо учитывать возможность появления в хранилищах ТВС с уран-гадолиниевым топливом и циркониевыми дистанционирующими решетками вместо стальных. Хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-440. Бассейн выдержки отработавших ТВС ВВЭР-440 состоит из двух отсеков. В одном из них располагаются двухъярусные стеллажи, на которых ТВС с обогащением топлива до 3,6 % размещаются с шагом 225 мм, второй (универсальное гнездо) предназначен для установки 30-местного чехла с ТВС или контейнера ТК-6 для транспортировки. При хранении топлива с обогащением 4,4 % приняты дополнительные меры безопасности — оно чередуется с топливом с меньшим обогащением. Предложены способы уплотненного хранения на стеллажах с шагом 160—170 мм ТВС с обогащением 4,4 % в чехлах из бористой стали. Тепловыделяющие сборки с уран-гадолиниевым топливом и циркониевыми дистанционирующими решетками требуют дополнительного анализа ядерной безопасности. Дополнительной мерой безопасности является наличие в воде борной кислоты концентрацией 12—16 г/л . Хранилище ОЯТ реакторов БН-600 состоит из трех отсеков, где топливо хранится в 28- и 35-местных чехлах без пеналов или в пеналах (негерметичные ТВС). Наличие большого числа экспериментальных ТВС со смешанным уран-плутониевым топливом требует дополнительного анализа ядерной безопасности. Хранилище Билибинской АЭС располагает тремя бассейнами выдержки с проектной вместимостью каждого 836 ТВС. Вместимость каждого бассейна выдержки повышена до 2030 ТВС за счет уплотненного их размещения. Хранятся ТВС в стальных неналах диаметром и толщиной стенки 108x4 мм и располагаются с минимальным шагом 115x177 мм в прямоугольной решетке. Герметичные пеналы с ТВС заполнены азотом. Хранилище заполнено водой. После полной загрузки оно осушается. Хранилище ОЯТ реакторов АМБ-100, АМБ-200 (первый и второй блоки Белоярской АЭС). Топливо не перерабатывается. Оно хранится в 17- и 35-местных чехлах из нержавеющей стали, а также 17-местных чехлах из Ст. 3 в двух бассейнах выдержки. Оба бассейна содержат 4994 ТВС, из них 15 % негерметичные. Акгивность воды в бассейнах составляет около 1 Ки/м3. Для безопасности решено перегрузить 17-местные чехлы в универсальные контейнеры для «сухого» хранения на территории АЭС, которые затем можно будет транспортировать к месту захоронения. Важной проблемой является обоснование ядерной безопасности хранилищ ОЯТ. При этом учитываются: возможность проектных (уменьшение плотности воды в бассейне хранилища) и заироектных аварий; использование поглотителей нейтронов и выгорающих поглотителей; возможность экспериментального определения подкритичности хранилища; вероятность падения и повреждения ТВС; выгорание топлива. Наиболее ответственным является обоснование ядерной безопасности при хранении относительно новых видов ОЯТ: уран-гадолинисвого, уран-эрбиевого и уран-плутониевого. Реальное значение Кэф хранилища обычно не превышает 0,7. Влияние на увеличение Кэф может оказать уменьшение плотности воды в объеме хранилища или в его отдельной зоне, например, при длительном отказе электроснабжения. При этом не исключено, что Кэф может превышать 1, если в хранилище не используются поглотители нейтронов. Однако оценки показали, что максимальное значение Кэф даже в случае беспенального уплотненного хранения ОЯТ РБМК-1000 при условии кипения воды в ТВС не превысит 0,95. В хранилище помещается выгоревшее топливо. Однако при оценках ядерной безопасности хранилища для нормальных условий хранения и исходных событий проектных аварий в расчете используются характеристики свежего топлива. Учет выгорания выполняется лишь для заироектных аварий, в ходе которых согласно сценарию аварии вода выкипает из каналов, а хранилище осушается. Степень уплотнения ТВС в хранилище может быть повышена за счет двухъярусного размещения ТВС на стеллажах и использования специальных поглотителей в виде чехлов из бористой или нержавеющей стали. При этом учет глубины выгорания топлива обязателен. Появление новых типов топлива: уран-эрбиевого для РБМК-1000, уран-гадоли- ниевого для ВВЭР, смешанного уран-плутониевого для БН-600 (а в перспективе и для ВВЭР-1000) — вызвало необходимость дополнительного обоснования безопасности существующих хранилищ. При обосновании безопасности хранилища учитывается и возможность аварийной ситуации, связанной с падением отдельных ТВС, их разрушением и про- сыпью топлива в воду хранилища. Учитываются также возможности выпадения ТВС из чехла, повреждения облицовки бассейна выдержки и появления некомпенсируемой течи бассейна. Однако практика эксплуатации хранилищ и экспериментальные исследования показали, что если при падении ТВС и происходит деформация сборки, то просыпей топлива не наблюдается. Запроектными авариями хранилища ОЯТ считаются возникновение в нем цепной реакции, осушение его бассейна и падение на хранилище тяжелого технологического оборудования. Рассматриваются также значимые внешние воздействия: падение на объект самолета, землетрясение, взрыв. Анализ аварийных ситуаций показал, что определяющим фактором ядерной безопасности является уменьшение плотности воды в бассейне хранилища. Применение твердых поглотителей позволяет как увеличить вместимость хранилища, так и снизить вероятность достижения критичности при уменьшении плотности воды. Дополнительной мерой безопасности является изменение подкритичности хранилища, т.е. реального значения К3ф при запроектных авариях. В настоящее время для длительного «сухого» контейнерного хранения ОЯТ возможно использование контейнеров отечественного и зарубежного производства: 1) упаковочных комплектов УКХ-109.С600 (для ОЯТ реакторов РБМК); 2) контейнеров типа ТУК различных модификаций разработки АО «Ижорские заводы»; 3) контейнеров ВКХ-1000 американской фирмы Duke Engineering (для ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и PWR); 4) контейнеров GNB-ЦКТИ совместной гер- мано-российской разработки (для ОЯТ реакторов РБМК); 5) контейнеров фирмы Ontario Hidro (для ОЯТ реакторов РБМК). Предварительные исследования показали, что наиболее предпочтительной является технология хранения с использованием контейнеров УКХ-109.С600 и GNB-ЦКТИ. В расчет принимались такие технические критерии, как конструктивные характеристики контейнера, число операций и объем технического обслуживания его в процессе эксплуатации, устойчивость к внешним воздействиям, дезактивируемость, обеспечение должного уровня радиационной защиты. В качестве примеров на рисунках представлены конструкции контейнеров, предназначенных как для транспортировки, так и для хранения ОЯТ реакторов РБМК, ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.     Переработка отработавшего топлива Цель переработки ─ извлечения из отработавшего топлива делящихся нуклидов, образовавшихся при работе реактора. Кроме того, переработка ОЯТ является промежуточным этапом на пути удаления высокоактивных радионуклидов из сферы деятельности человека. Выделение из ОЯТ долгоживущих радионуклидов позволяет сделать продукты переработки менее опасными и заметно сократить их объем. В результате переработки получают новое ядерное топливо, что снижает потребность в природном уране и, кроме того, упрощает проблему захоронения полученных РАО, так как объем отвержденных высокоактивных отходов, полученных после переработки ОЯТ, составляет лишь около 30 % первоначального объема ОЯТ. В среднем легководный реактор электрической мощностью 1000 МВт производит около 25 т отработавшего топлива в год (реактор на быстрых нейтронах, охлаждаемый натрием и обеспечивающий выгорание 100 МВт-сут/кг, также производит примерно 25 т отработавшего топлива активной зоны и загрузки бланкета в год). Таким образом, только для переработки ОЯТ восьми реакторов ВВЭР-1000, работающих на российских АЭС, производительность перерабатывающего завода должна была бы составлять примерно 2000 т/год. Однако как в России, так и в странах мирового сообщества наблюдается дефицит производственных мощностей по переработке ОЯТ. Так, в странах Европы и США (по положению на 2000 г.) общее количество топлива, выгруженного из реакторов, составило соответственно 70 200 и 166 700 т. На хранении находилось соответственно 11 100 и 166 700 т, т.е. в Европе из 70 200 было переработано 59 100 т, а в США топливо не перерабатывалось. Подобное же положение с переработкой ОЯТ характерно и для стран, входящих в Организацию экономического сотрудничества и развития: количество ОЯТ, выгруженное из реакторов, составляло около 267 000 т; на хранении находилось около 178 000 т; было переработано примерно 89 000 т. В настоящее время, согласно критериям МАГАТЭ, требованиям нераспространения ядерного оружия удовлетворяет топливо из обогащенного урана с содержанием изотопа 235U не более 20 %. Все существующие и разрабатываемые реакторы на тепловых нейтронах, а также перспективные реакторы на быстрых нейтронах должны использовать топливо с содержанием делящихся нуклидов не более 20 %, и, следовательно, они близки к удовлетворению условия нераспространения. При этом можно выдвинуть следующее принципиальное требование к технологии переработки топлива: на всех стадиях переработки топлива в технологических процессах не должно повышаться содержание делящихся нуклидов в топливной смеси. Если такое повышение неизбежно, то размножающие свойства топливной смеси не должны быть лучше, чем у урана с обогащением 20 % по 235U. И  технология должна обладать свойствами самозащищенности: имеющееся оборудование не должно допускать необнаруживасмого криминального выделения концентрата делящихся нуклидов за счет изменения технологических параметров (температуры, давления, состава реагентов и др.), легкодоступных подсоединений или отборов.Продукты деления в ОЯТ обладают высокой активностью. К началу переработки после длительного хранения активность ОЯТ заметно снижается, однако некоторые из активных радионуклидов являются долгоживущими и активность ОЯТ при переработке даже после этапа хранения остается высокой. Первым промышленным методом химической переработки облученного топлива был висмут-фосфатный осадительный метод, который предназначался для выделения из облученного топлива плутония. Крупномасштабная же переработка ядерного топлива существует около 50 лет. В настоящее время создаются перерабатывающие предприятия нового типа, отвечающие требованиям ядерной безопасности и обеспечению нераспространения ядерного оружия. В дальнейшем эти требования вступят в противоречие и ядерно-опасные компоненты цикла переработки ОЯТ найдут применение. Существуют около 30 технологических методов переработки ОЯТ. Практическое применение нашли в основном различные варианты экстракционного пьюрекс-процесса (Purex — Plutonium Uranium Extraction). Различают две основные группы методов переработки ОЯТ: водные и высокотемпературные. Водные методы предусматривают использование водных растворов при температуре не выше 100 °С. Начальная стадия всех водных методов — это растворение ядерного топлива в водном растворе азотной кислоты в целях разделения урана и плутония (а также очистки их от продуктов деления). Эти разделение и очистка осуществляются экстракционным воздействием водного и органического потоков. При использовании высокотемпературных методов разделение урана и плутония, а также очистка ОЯТ осуществляются при повышенных температурах в металлических или солевых расплавах. Высокотемпературные методы переработки ОЯТ, в свою очередь, подразделяются на пирометаллургические и пирохимические. Пирометаллургические методы основаны на различиях температур плавления (кристаллизации) или кипения (конденсации) химических элементов или их соединений, а также растворимостей разных веществ в расплавах. В пирохимических методах для разделения нуклидов используются различные способы изменения валентных состояний элементов. Уран-плутониевый топливный цикл предусматривает переработку ОЯТ из диоксида урана. Отработавшие твэлы со стальными или циркониевыми оболочками транспортируются на перерабатывающий завод и хранятся там до химической переработки.  Заключение К настоящему времени в мире накоплено около 300 тыс. т отработавшего ядерного топлива, а в России — около 20 тыс. т. Кроме того, только в российских пун- ктах хранения находятся более 500 млн м3 жидких радиоактивных отходов и свыше 180 млн т твердых радиоактивных отходов. Хранение отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов в принципе представляет потенциальную опасность для окружающей среды и населения. Следовательно, радиоактивные отходы должны быть переработаны и окончательно надежно удалены из сферы деятельности человека, а при длительном хранении ядерного топлива (до его переработки) должна быть обеспечена максимально возможная степень безопасности. В случае если переработка отработавшего ядерного топлива не предполагается, то оно также должно быть надежно захоронено. Список литературы
|
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,... |
