РЕФЕРАТ
по дисциплине: «Обращение с техногенными образованиями ядерной энергетики и промышленности»
Руководитель
профессор, д.т.н.Хомяков А.П.
Студент
гр. ХМ-260017Куликов П.Ю.
2017 г.
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ. 3
1. Хранение ОЯТ. 5
2. Хранение ОЯТ в водозаполненных бассейнах. 8
3. Приреакторные хранилища ОЯТ. 8
3.1 Приреакторные хранилища ОЯТ ВВЭР-1000. 8
3.2 Приреакторные хранилища ОЯТ РБМК-1000. 11
ЗАКЛЮЧЕНИЕ. 12
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК.. 13
ВВЕДЕНИЕ
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 (до 2–10 кВт на ОТВС) 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 реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 привело к необходимости увеличения объемов хранения ОЯТ (в связи с этим были введены в эксплуатации отдельно стоящие ХОЯТ на всех АЭС с реакторами РБМК-1000, построено отдельно стоящие хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 на Ново-воронежской АЭС, пущено в эксплуатацию региональное хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 на заводе РТ-2). Отказ от переработки привел и к увеличению сроков хранения ОЯТ. В настоящее время для ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000 он может достигать 25-30 лет, в зависимости от времени выгрузки из реактора.
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.
Каждая технология обладает своими преимуществами и недостатками, но на практике, как правило, реализуется сочетание двух технологий. Первоначально, свежевыгруженное из реактора ОЯТ направляется на хранение в бассейны выдержки, а затем, после определенного времени выдержки, переводится (или планируется к переводу) на сухое хранение.
Развитие атомной энергетики в России и за рубежом предусматривает наращивание мощности действующих энергоблоков, что приводит к постоянно растущему количеству отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и. увеличению радиоактивных отходов. В Российской Федерации работают 30 энергетических блоков атомных станций с общей установленной мощностью около 20,8 ГВт. Они производят приблизительно 16% электроэнергии страны. В эксплуатации находятся 6 блоков ВВЭР-440 8 блоков ВВЭР-1000, 11 блоков РБМК-1000. Ежегодная выгрузка отработавшего топлива из реакторов составляет соответственно ~87 т (~ 700 ОТВС) ВВЭР-440, ~220 т (435 ОТВС) ВВЭР-1000., ~ 350 т (~ 3000 ОТВС) РБМК-1000. Принятый курс на дальнейшее развитие атомной энергетики приведет к дополнительному увеличению количества выгружаемого ОЯТ.
В большинстве стран, обладающих развитой инфраструктурой атомной энергетики, принято решение о продлении срока хранения ОЯТ после выгрузки его из реактора. Решение о дальнейшей «судьбе» ОЯТ – переработка, или окончательное удаление из сферы человеческой деятельности («захоронение») в большинстве стран, в том числе и в России (в отношении ОЯТ РБМК-1000), отложено на будущее.
Общий срок хранения ОЯТ после выгрузки из реактора до его переработки и/или захоронения будет составлять с учетом допустимого срока мокрого хранения (40 лет) и предполагаемого на данный момент срока сухого хранения (50 лет) 90 лет. При таком сроке хранения особо важную роль приобретают вопросы обеспечения безопасности при хранении ОЯТ, а также вопросы, связанные с изучением поведения ОЯТ в условиях мокрого, а затем и сухого хранения[1].
Хранение ОЯТ
Согласно принятой технологии обращения с ОЯТ ОТВС после облучения в энергетических реакторах разгружаются в приреакторные хранилища. В этих приреакторных хранилищах осуществляется предварительная выдержка ОЯТ. После предварительной выдержки в зависимости от типа ОЯТ осуществляется передача ОЯТ либо на переработку (ОЯТ реакторов БН-600 и ВВЭР-440), либо на дальнейшее хранение. ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 вывозится на хранение в мокрое хранилище ХОТ-1 (ФГУП «ГХК»), либо в промежуточное хранилище ОЯТ, расположенное на территории АЭС (ОТВС ВВЭР-1000 5 блока Нововоронежской АЭС). ОЯТ реакторов ЭГП находится на хранении в приреакторных бассейнах Билибинской АЭС; ОЯТ реакторов АМБ находится на хранении в двух бассейнах выдержки Белоярской АЭС, а также в хранилище ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк».
В процессе выдержки происходит снижение тепловыделения и радиоактивности ОЯТ за счет распада короткоживущих радионуклидов. Это облегчает и делает более безопасным дальнейшее обращение с ОЯТ. Для ОЯТ, направляемого на радиохимические заводы, минимальное время выдержки составляет, как правило, 3 года (ВВЭР, БН-600), для ОЯТ, направляемого в промежуточное внутристанционное хранилище (РБМК-1000), минимальное время выдержки принято 1 год.
Хранилища ОЯТ подразделяются на водозаполненные («мокрые») и газо-заполненные («сухие»).
Основные требования, предъявляемые в России ко всем типам хранилищ:
- обеспечение ядерной безопасности при хранении и проведении транспортнотехнологических 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.
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 дефектнымитвэлами.
Наряду с общими требованиями, предъявляемыми 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;
- очистка 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 в хранилищах ОЯТ обеспечиваются следующими мероприятиями:
- 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.
Схема обращения с ОЯТ энергетических реакторов представлена на рисунке 1. [2].
Рисунок 1. Схема обращения с ОЯТ энергетических реакторов.
Хранение ОЯТ в водозаполненных бассейнах
Преимущества «мокрого» хранения ОЯТ:
- хранение ОЯТ с любым сроком выдержки;
- нет необходимости в создании сложных перегрузочных устройств.
Недостатки «мокрого» хранения ОЯТ:
- высокая стоимость сооружения хранилища;
- высокие удельные затраты на хранение
- более сложная, по сравнению с «сухими» вариантами, технология организации хранения ОТВС;
- больший, по сравнению с «сухими» вариантами хранения, объем образующихся РАО;
- ограниченный срок хранения ОТВС в водной среде (обоснован на 30 лет).
- высокие риски по сравнению с сухим хранением при нарушении теплоотвода (происходит разогрев топлива и при 700 оС происходит взаимодействиецирконевых оболочек с водой с выделением водорода, что может привести к взрыву и разгерметизации топлива).