Хранение отработанного ядерного топлива в водозаполненных бассейнах


Министерство образования и науки Российской федерации
ФГАОУ ВПО «УРАЛЬСКИЙ ФЕДЕРАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ
имени первого президента России Б.Н.Ельцина»
Кафедра____________МАХП_________
Проверил__________________________
Оценка____________________________
ХРАНЕНИЕ ОЯТ В ВОДОЗАПОЛНЕННЫХ БАССЕЙНАХПРИРЕАКТОРНЫЕ ХРАНИЛИЩА ОЯТ
РЕФЕРАТ
по дисциплине: «Обращение с техногенными образованиями ядерной энергетики и промышленности»
Руководитель
профессор, д.т.н. Хомяков А.П.
Студент
гр. ХМ-260017 Куликов П.Ю.
2017 г.
СОДЕРЖАНИЕ TOC \o "1-3" \h \z \u ВВЕДЕНИЕ PAGEREF _Toc500839336 \h 31.Хранение ОЯТ PAGEREF _Toc500839337 \h 52.Хранение ОЯТ в водозаполненных бассейнах PAGEREF _Toc500839338 \h 83.Приреакторные хранилища ОЯТ PAGEREF _Toc500839339 \h 83.1 Приреакторные хранилища ОЯТ ВВЭР-1000 PAGEREF _Toc500839340 \h 83.2 Приреакторные хранилища ОЯТ РБМК-1000 PAGEREF _Toc500839341 \h 11ЗАКЛЮЧЕНИЕ PAGEREF _Toc500839342 \h 12БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК PAGEREF _Toc500839343 \h 13

ВВЕДЕНИЕХранение 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 ОЯТСогласно 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 дефектными твэлами.
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 бассейнахПреимущества «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 взаимодействие цирконевых оболочек с водой с выделением водорода, что может привести к взрыву и разгерметизации топлива).
Приреакторные хранилища ОЯТ3.1 Приреакторные хранилища ОЯТ ВВЭР-1000Хранение облученного топлива ВВЭР-1000 первые 3-5 лет осуществляется в приреакторном бассейне, расположенном в центральном зале реакторного блока в непосредственной близости от реактора.
Перегрузка ОЯТ в приреакторный бассейн выдержки производится на остановленном реакторе через специальный бассейн перегрузки, который функционирует только в период остановки реактора, и перед началом плановой перегрузки бассейн перегрузки заполняется борированой водой и соединяется с бассейном хранения и реактором. Перегрузка осуществляется с использованием перегрузочной машины, которая под защитным слоем воды извлекает сборки из активной зоны реактора и передает их в хранилище. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000 представлена на рисунке 2.
Общий объем приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000 составляет 1100 м3 и разделен на 3 отсека. Первый отсек и половина второго заняты основным стеллажом для ОТВС. Кроме того, во втором отсеке размещается стеллаж для свежих сборок, куда они помещаются перед загрузкой в реактор. В третьем отсеке устанавливается запасной стеллаж для аварийной выгрузки активной зоны. При проектировании суммарная емкость бассейна выдержки принята исходя из возможности одновременного размещения в нем 2,5 активных зон реактора (три годовых перегрузки плюс аварийная выгрузка зоны) ~165 т урана. Отработавшие герметичные ТВС устанавливаются в ячейки стеллажей бассейна выдержки. В стеллажах предусмотрены ячейки для установки в них герметичных пеналов с дефектными (негерметичными) ТВС. Шаг между ячейками 400 мм по равностороннему треугольнику [2].
Качество воды в бассейне определяется установленными нормами. Вели-чина рН должна быть выше 4,3, концентрация хлор- и фтор-ионов не должна превышать 100 мкг/кг, концентрация борной кислоты (при перегрузках ОЯТ ВВЭР) не менее 12 г/л. Двухступенчатая система водоочистки поддерживает прозрачность воды на уровне не менее 90% [2].

Рисунок 2. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000.
1 - кран круговой электрический г/п 320+160/2+70;
2 - траверса контейнера для отработавшего топлива;
3 - штанга для контейнера; 4 - транспортный контейнер;
5 - стеллажи бассейна выдержки; 6 - перегрузочная машина.

3.2 Приреакторные хранилища ОЯТ РБМК-1000Бассейн выдержки для ОТВС РБМК-1000 состоит из двух изолированных по воде отсеков, каждый из которых представляет собой открытую ёмкость из железобетона объёмом ~750м3 с габаритными размерами (10700 х 4200 х 17520) мм, облицованную с внутренней стороны листовой нержавеющей сталью марки XI8HI0T толщиной 3 мм, а снаружи – углеродистой сталью. В каждом из отсеков имеется по 71 щели длиной 2 м, для установки в них ОТВС. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ РБМК-1000 представлена на рисунке 3.

Рисунок 3. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ РБМК-1000.
1 – реактор; 2 – разгрузочно-загрузочная машина; 3 – мостовой кран;
4 – бассейн выдержки; 5 – пеналы для хранения отработавшего топлива;
6 – вагон-контейнер ТК-8 для вывоза ОЯТ из БВ; 7 – вагон-контейнерная;
8 – загрузочная шахта; 9 – центральный зал.
ЗАКЛЮЧЕНИЕОчевидно, что для дальнейшего развития атомной энергетики при отсутствии решения о переработке или окончательном удалении отработавшего ядерного топлива из сферы человеческой деятельности, необходима рациональная и эффективная инфраструктура хранения ОЯТ.
Создание АЭС с реакторами нового типа и использованием ТВС нового поколения со значительным увеличением выгорания потребует проведение дополнительных исследований, связанных с определением минимального времени выдержки в мокрых хранилищах (обеспечение безопасности при транспортировании), а также определением допустимых безопасных сроков мокрого и сухого хранения ОЯТ.
При любом возможном сценарии развития атомной энергетики в России до начала радиохимической переработки и/или захоронении ОЯТ, хранение ОЯТ будет оставаться ее обязательным и необходимым условием [1].
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОКСайт информационного агентства «ПРоАтом» http://www.proatom.ru.
В.Д. Сафутин, О.П.Анисимов, Ю.В.Козлов, Н.В. Размашкин, Н.С.Тихонов, В.Н. Беспалов. Современное состояние хранения ОЯТ ВВЭР в России и его перспективы. – Албена, Болгария, 19-23 сентября 2005 г.
Ю.А. Ревенко, С.В. Подойницын, Д.Н. Колупаев. Радиохимические технологии для регенерации делящихся материалов из отработавшего ядерного топлива: Учеб. Пособие для вузов. – Томск: Томский полит. ун-т , ГХК, 2013. 294с.

Приложенные файлы

  • docx 542966
    Размер файла: 743 kB Загрузок: 0

Добавить комментарий