Отработавшее ядерное топливо

Название	Отработавшее ядерное топливо
Дата	12.02.2016
Размер	110 Kb.
Тип	Литература

1. /АЭС/АЭС.docx
2. /АЭС/хранение и транспортировка ОЯТ.docx
3. /АЭС/ядерный реактор.doc

1. Виды электростанций 3
Отработавшее ядерное топливо
Введение ядерный реактор

Введение

Радиоактивные отходы (РАО) в наше время сильно распространены. Главная причина страха людей перед ними является радиация и последствия связанные с ней. Радиоактивные отходы – это твердые вещества или жидкость облученные радиацией, которые представляют опасность человеку или природе.

Радиоактивные отходы существуют различного вида, но в своем реферате я буду рассматривать в основном ОЯТ – отработавшее ядерное топливо. Главное отличие этого топлива от свежего - огромная радиоактивность, обусловленная накопленными продуктами деления. Отработавшее ядерное топливо – одно из самых радиационно-опасных объектов ядерного топливного цикла. Даже кратковременное пребывание человека вблизи отработавшего топлива, выгруженного из ядерного реактора, неизбежно сопровождается очень высокими дозами облучения. Поэтому любые операции с ним осуществляют дистанционно, с использованием мощной экранирующей защиты от проникающих ионизирующих излучений.

1.Отработавшее ядерное топливо

Отработавшее Ядерное Топливо (ОЯТ) отличается от радиоактивных отходов тем, что – это ценный продукт, содержащий два полезных компонента – невыгоревший уран и трансурановые элементы. Кроме того, среди продуктов деления содержатся радионуклиды (радиоактивные изотопы), которые можно с успехом применять в промышленности, медицине, а также в научных исследованиях. После того как из отработавшего топлива , которое представляет собой неразделенную смесь полезных и ненужных продуктов, выделяют как минимум два полезных компонента, невыгоревший уран и трансурановые элементы, включая плутоний, остаток превращается в особую разновидность радиационных отходов – отходы высокой удельной активности.

Проблема с отработавшим ядерным топливом была успешно разрешена в результате проектирования и сооружения первого в нашей стране радиохимического завода (РХЗ) большой производительности на Урале, в городе Челябинск – 40, на базе № 10, известной теперь как комбинат “Маяк”. Исходная задача комбината состояла в получении оружейного плутония, но вся цепочка химических реакций, отделяющих разные элементы друг от друга, естественно, пригодна и для переработки ОЯТ с атомных электростанций.

Переработка ОЯТ, поступающего с АЭС - очевидное будущее всех государств, развивающих ядерную энергетику. Такое “замыкание” ядерного топливного цикла (ЯТЦ) экономически целесообразно по ряду причин. Прежде всего, значительно сокращаются потребности в природном уране как за счет возврата 235-го изотопа урана, не сгоревшего в реакторе, так и в результате образования нового ядерного горючего – плутония. Как источник тепловой энергии 1 грамм плутония, кстати, эквивалентен примерно 1 тонне нефти. Переработанное ОЯТ можно использовать для производства ТВЭЛов, в том числе на основе смеси оксидов урана и плутония. Помимо экономических преимуществ замыкание ЯТЦ снижает опасность распространения ядерного оружия из-за “сжигания” образующегося плутония, который в открытом цикле необходимо хранить под крайне жестким контролем. Хотя в мире накоплено около 240 тысяч тонн ОЯТ, переработано только 85 тысяч тонн. Из 30 государств, развивающих ядерную энергетику, только Великобритания, Франция и Россия построили и эксплуатируют РХЗ для переработки ОЯТ с АЭС.

2.Транспортировка ОЯТ

Проблема транспортировки ОЯТ, которая существует со времени строительства РХЗ для целей выделения плутония как ядерной взрывчатки, обострилась после сооружения первых АЭС. Ведь промышленные реакторы и РХЗ находятся на одной площадке или вблизи друг от друга (например, в Челябинске-40 их разделяют всего 2 км), тогда как АЭС строили в регионах, остро нуждающихся в электроэнергии и удаленных от РХЗ на многие тысячи километров.

При перевозках ОЯТ с площадок АЭС следовало решить задачи: обеспечить радиационную безопасность персонала и населения (в том числе при аварийных ситуациях), исключить перегрев ОЯТ во время транспортировки и принять меры против попыток хищения топлива злоумышленниками. Это было сделано в результате разработки массивных защитных контейнеров из таких поглощающих радиацию материалов, как чугун, сталь и бетон, которые снижают интенсивность излучения до допустимых пределов, и специализированных вагон-контейнерных поездов.

$c:\users\старковы\desktop\мирный атом\контейнер для хранения.jpg$

Рис.1. Контейнер для перевозки ОЯТ

Ежегодно по дорогам России проходит более 30 транспортов с радиационно-опасными грузами, и пока не было зафиксировано ни одной аварии. В США для перевозок контейнеров с ОЯТ используют преимущественно автотрейлеры большой грузоподъемности. В Швеции, где большая часть АЭС находится на берегу Балтийского моря, для этой цели разработаны и построены специализированные суда. Транспортировку ОЯТ из японских АЭС на перерабатывающие заводы Великобритании и Франции также осуществляют морским путем.

3.Хранение ОЯТ

Хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является необходимым этапом топливного цикла АЭС. После выгрузки из реактора выдержка (хранение) ОЯТ в водной среде в приреакторных бассейнах обеспечивает снижение остаточного тепловыделения и распад наиболее активных короткоживущих радионуклидов, таких как иод-131, ксенон-133 и др.
Время необходимое для этого составляет 1–3 года в зависимости от типа ядерного топлива. Первоначально предполагалось, что после окончания требуемого срока выдержки, отработавшее ядерное топливо будет транспортироваться на завод по радиохимической переработке.

Отсутствие по экономическим причинам переработки ОЯТ привело к необходимости увеличения объемов хранения ОЯТ. Увеличение сроков хранения ОЯТ привело в свою очередь к изменению технологических требований к процессу хранения и, в целом, к изменению самой технологии хранения: в настоящее время осуществляется переход от «мокрого» способа хранения к «сухому» способу хранения ОЯТ.

Основные требования, предъявляемые ко всем типам хранилищ:

- обеспечение ядерной безопасности при хранении и проведении транспортно-технологических операций с отработавшим топливом;

- обеспечение радиационной безопасности персонала и защита окружающей среды;

- контроль отвода остаточного тепловыделения, гарантия целостности топливной оболочки и сохранности топлива в хранилище.

Кроме этого, в соответствии с действующей в Российской Федерации нормативной документацией по безопасности к хранилищам ОЯТ предъявляются следующие технологические требования:

- контроль за сохранением топлива, организация охраны, обеспечение гарантии сохранности топлива в хранилище;

- исключение выброса радиоактивных веществ за пределы хранилищ в окружающую среду;

- возможность вывоза топлива из хранилищ;

- рациональная организация хранения отработавшего топлива с дефектными ТВЭЛами.

Кроме того, к каждому типу хранилища предъявляются дополнительные требования в зависимости от типа хранилища и технологии хранения.

3.1.Мокрое хранение ОЯТ

Все «мокрые» хранилища ОЯТ в России - это железобетонные конструкции, облицованные нержавеющей сталью. Топливо в них хранится либо на дне бассейна (в чехлах), или подвешено на металлическом перекрытии.

Наряду с общими требованиями, предъявляемыми в России к хранилищам ОЯТ, к мокрым хранилищам предъявляются дополнительные требования:

- охлаждение воды в хранилище до температуры, не превышающей 50^°С, с отводом остаточного тепла от ОЯТ;

- очистку воды от радиоактивных веществ, попадающих в воду с поверхностными загрязнениями продуктами коррозии, а также продуктами деления из поврежденных (негерметичных) твэлов;

- обеспечение необходимой прозрачности при проведении дистанционных перегрузочных операций под водой;

- предотвращение возможности утечки воды в окружающую среду и организованный сбор возможных протечек.

Радиационная безопасность и охрана окружающей среды обеспечиваются также:

- размещением хранилища в санитарно-защитной зоне АЭС или радиохимического завода;

- зональной компоновкой помещений хранилища с организацией санпропускника и саншлюза;

- сбором и удалением жидких и твердых радиоактивных отходов;

- системой дезактивации транспортно-технологического оборудования;

- радиационным контролем внутри и за пределами хранилища.

Мокрое хранение ОЯТ осуществляется в приреакторных бассейнах выдержки, отдельно стоящих промежуточных хранилищах отработавшего ядерного топлива, расположенных на территории АЭС, а также в буферных хранилищах при радиохимических заводах.

Общим для всех типов энергетических реакторов является размещение выгружаемых при перегрузке ОТВС в приреакторном бассейне выдержки. В процессе выдержки происходит снижение радиоактивности и тепловыделения ОЯТ, что облегчает и делает более безопасным дальнейшее обращение с ОЯТ. Для ОЯТ, направляемого на радиохимические заводы, минимальное время выдержки составляет, как правило, 3 года, для ОЯТ, направляемого в промежуточное внутристанционное хранилище, минимальное время выдержки принято 1 год.

Многолетний опыт мокрого хранения ОЯТ доказал его надежность и удобство, особенно для уменьшения уровня радиационных нагрузок и тепловыделения отработавшего топлива непосредственно после выгрузки из реактора. Мокрое хранение позволяет осуществлять непосредственный контроль состояния топлива, его наличия. Параметры воды поддерживаются с помощью простых и надежных технологий. Вода обеспечивает необходимую биологическую защиту при хранении ОЯТ и выполнении технологических операций по загрузке топлива и выгрузке его из бассейнов.

3.2.Сухое хранение ОЯТ

Сухое хранение отработавшего ядерного топлива - альтернатива “мокрой” технологии, но не исключает предварительную выдержку топлива в воде для уменьшения уровня радиоактивности и снижения тепловыделения. При сухом хранении отсутствует охлаждающая вода, что исключает протечки радиоактивной воды, улучшаются условия хранения, обеспечивающие целостность твэлов. Упрощается обслуживание хранилищ, особенно при охлаждении естественной конвекцией, так как не требуется применение насосов, уменьшается доля электрооборудования. Сухое хранение приводит к уменьшению объема образования вторичных радиоактивных отходов по сравнению с мокрым способом хранения. При сухой технологии легче осуществить модульный принцип ввода в эксплуатацию, уменьшаются сроки строительства, эксплуатационные затраты, упрощается процедура снятия хранилищ с эксплуатации.

При хранении отработавшего ядерного топлива в сухих хранилищах должна обеспечиваться целостность оболочки топлива вплоть до окончания срока хранения. Для предотвращения выхода радионуклидов необходима герметизация дефектных твэлов. Проектом сухих хранилищ должны быть предусмотрены мероприятия по предотвращению облучения персонала и загрязнения окружающей среды в непредвиденных ситуациях.

Наиболее важными характеристиками для сухих хранилищ являются:

- принятый способ теплоотвода (вынужденное или естественное охлаждение);

- размещение относительно уровня грунта (на земле, частично - углубленное хранилище, полностью ниже уровня земли);

- мобильность;

- степень независимости индивидуальных модулей хранения;

- модульность, то есть возможность наращивания вместимости хранилища путем пристройки модулей;

- конструкционные параметры.

Ключевой характеристикой для целостности ОЯТ при данном способе хранения является температура оболочек твэлов. В атмосфере инертного газа и при условии осушения топлива для удаления остатков влаги, захваченной из водного бассейна, допускается хранение при температуре 380-400⁰С. В атмосфере инертного газа не разрушаются твэлы, имеющие дефекты в оболочке, до температуры ~200⁰С. При хранении ОЯТ в газовой среде, содержащей кислород температуру хранения снижают.

При решении вопроса об организации регионального сухого хранилища ОЯТ было рассмотрено несколько вариантов сухих хранилищ: контейнерное хранилища, хранилище скважинного типа, камерное хранилище, хранилище типа ЖБМ (железобетонный массив).

В основу проектирования системы хранения и обращения с ОЯТ заложены следующие основные критерии и технические решения:

- Непревышение пределов по внешнему и внутреннему облучению персонала и населения при нормальной эксплуатации и при проектных авариях.

- Принцип глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду: топливная матрица; оболочка твэлов; ампула, исключающая просыпь топлива; герметичный пенал; герметичное гнездо; строительные конструкции хранилища.

- Всесторонняя обоснованность технических и организационных решений, соответствие их принятым для атомной промышленности нормам и правилам.

- Применение технических средств, направленных на предотвращение проектных аварий и мероприятия, ограничивающие последствия запроектных аварий.

- Разработка оборудования и строительных конструкций, важных для безопасности, с учетом внешних воздействий и возможных аварийных ситуаций.

- Хранение ОЯТ в гнездах в герметичных пеналах, установленных в два яруса по высоте. После установки пеналов гнезда герметизируются сваркой.

$c:\users\старковы\desktop\мирный атом\0065-033-kontejnernoe-khranenie-ojat.png$

$c:\users\старковы\desktop\мирный атом\модель кайтейнера транпартеровки.jpg$

Рис.2.Модель контейнерной транспортировки и хранения ОЯТ

- Обеспечение ядерной безопасности при нормальных условиях и при аварийных ситуациях расположением гнезд;

- Отвод остаточного тепловыделения ОЯТ при хранении осуществляется естественной циркуляцией воздуха в камерах хранения.

- Все операции по перегрузке ампул с ОЯТ из чехла ТУК в герметичные пеналы производятся в специально оборудованной защитной камере.

- Применение специальных грузоподъемных приспособлений, исключающих самопроизвольное расцепление с изделиями, содержащими ОЯТ.

- Предусмотрена дезактивация оборудования и помещений системы.

В процессах перегрузки, хранения и транспортировки ОЯТ обеспечивается учет и контроль расположения, количества и перемещения ОЯТ.

Заключение

Задачи обеспечения ядерной, радиационной, промышленной безопасности производств, охрана труда персонала, безопасность населения и природной среды являются приоритетными для Федерального агентства.

В своем реферате я рассмотрела основные правила, способы и меры безопасности для транспортировки и хранения ОЯТ – отработавшего ядерного топлива.

На АЭС, предприятиях ядерного топливного цикла, при эксплуатации исследовательских ядерных установок, утилизации и обращении с ОЯТ атомных подводных лодок обеспечивается состояние ядерной и радиационной безопасности в целом в соответствии с требованиями действующих норм и правил. Радиационная безопасность работающего персонала обеспечена: индивидуальные дозы облучения ниже величин, регламентируемых нормативными документами. Так же отслеживается санитарно-радиационная обстановка на предприятиях и территориях, прилегающих к ним.

Литература

1.Матвеев Л.П. Рудик А.П. «Все о ядерном реакторе» М.Энергоиздат.1991.

2.Велихов Е.П. «Безопасная опасность» Вестник ГХК № 15-16 2002 –2004г.