19150

Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Хранение и транспортировка ОЯТ

Лекция

Энергетика

Лекция 14. Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива ОЯТ. Хранение и транспортировка ОЯТ. 14.1. Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива ОЯТ К радиационным характеристикам ОЯТ будем относить: активность остаточное энерговыделе

Русский

2013-07-11

221 KB

71 чел.

Лекция 14. Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Хранение и транспортировка ОЯТ.

14.1. Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

К радиационным характеристикам ОЯТ будем относить: активность, остаточное энерговыделение, источники нейтронов и гамма-квантов, а также радиотоксичность. Ниже для каждой характеристики будет дано соответствующее определение, приведены алгоритмы для расчета или оценки значений и рассмотрены вопросы ее использования при обращении с ОЯТ. Радиационные характеристики данной или единичной массы РАО или ОЯТ зависят от времени. В дальнейшем, для характеристик будем использовать обозначения и размерности, которые приведены ниже:

  •  активность – A, Бк или Бк/т;
  •  полное энерговыделение – Qall, Вт или Вт/т;
  •  число гамма-квантов, испускаемых в единицу времени – Nγ, 1/с или 1/(с·т);
  •  энерговыделение за счет гамма-излучения – Qγ, Вт или Вт/т;
  •  число нейтронов, испускаемых в единицу времени, – Nn, 1/с или 1/(с·т);
  •  радиотоксичность – RT, кг Н2О или кг Н2О/т.

Перед началом облучения в единице массы (1 т урана) стандартного топлива реактора ВВЭР-1000 содержится 44 кг 235U и 956 кг 238U. В конце трехлетней кампании уран частично выгорает, а вместо него появляется примерно 40 кг продуктов деления и 11 кг актинидов, в которых около 10 кг плутония, 600 г нептуния, 200 г америция, 60 г кюрия.

14.1.1. Активность ОЯТ

Активность смеси радиоактивных изотопов является интегральной характеристикой и численно равна количеству распадов, которые происходят в смеси в единицу времени. При данном определении активности ОЯТ, как правило, учитываются только альфа-, бета-распады, а также распады метастабильных изотопов, которые часто происходят путем испускания гамма-кванта. Испускание гамма-квантов в процессе бета-распада не рассматривается как распадный процесс. Для расчета активности ОЯТ в момент времени t, прошедшего после остановки реактора для выгрузки ОЯТ, используют хорошо известную формулу

,     (14.1)

где количество ядер i-го изотопа в момент времени t;  - постоянная распада i-го изотопа, 1/с.

Активность ОЯТ зависит от различных параметров:

  •  типа реактора;
  •  используемого топливного цикла и состава свежего топлива;
  •  глубины выгорания;
  •  мощности, на которой работал реактор перед остановкой.

Так же как и другие характеристики ОЯТ, активность существенно зависит от времени выдержки. При этом роль различных составляющих в общей активности заметно изменяется. В течение первых суток и месяцев после остановки реактора активность практически полностью определяется бета-распадами короткоживущих продуктов деления, которые вносят определяющий вклад в энерговыделение и создают значительный гамма-фон вокруг ОТВС.

Для примера в табл. 14.1 приведены активности ОЯТ реактора ВВЭР-1000 (урановое топливо с обогащением 4,4 %), работающего до остановки на номинальной мощности. Значения приведены для тонны ОЯТ при глубине выгорания 40,5 (МВт·сут)/кгU в зависимости от времени выдержки. Кроме значений полной активнос-ти – A, в таблице при ведены ее составляющие: Аα – активность альфа-изотопов; Аβ – активность бета-изотопов; Аγ – активность метастабильных изотопов, в основном сопровождающаяся испусканием гамма-квантов. Выделение активности метастабильных изотопов в отдельную группу несколько условно, так как гамма-кванты появляются в большинстве бета-распадов. Однако при временах выдержки более 10 лет основным гамма-излучателем становится изотоп 137mBa, который появляется в результате распада изотопа 137Cs. Распад изотопа 137mBa сопровождается испусканием одного гамма-кванта с энергией 0,661 МэВ. Практически на всех гамма-спектрах ОЯТ четко видна данная линия, и по ее интенсивности можно судить о многих характеристиках ОЯТ.

Таблица 14.1.

Активность 1 т ОЯТ реактора ВВЭР-1000

Выдержка

A, Бк/т

Аα, Бк/т

Аβ, Бк/т

Аγ, Бк/т

0

9,62·1018

1,85·1015

9,23·1018

0,39·1018

1 ч

4,01·1018

1,85·1015

3,71·1018

2,98·1017

1 сут

2,32·1018

1,85·1015

2,14·1018

1,78·1017

10 сут

9,11·1017

1,79·1015

8,35·1017

7,42·1017

30 сут

5,64·1017

1,67·1015

5,14·1017

4,83·1016

180 сут

1,91·1017

1,22·1015

1,82·1017

7,78·1015

1 год

1,09·1017

6,04·1014

1,04·1017

4,40·1015

3 года

4,14·1016

2,87·1014

3,69·1016

4,21·1015

10 лет

1,82·1016

2,85·1014

1,44·1016

3,52·1015

30 лет

9,81·1015

2,94·1014

7,28·1015

2,24·1015

Из табл. 14.1 видно, что активность приблизительно спадает за 10 сут в 10 раз, за 1 год в 100 раз, а за 30 лет в 1000 раз. Данный спад в основном связан с распадом короткоживущих бета-активных изотопов. При этом активность альфа-активных изотопов за 30 лет спадает всего в 6–7 раз. Именно из-за различного характера уменьшения активности с течением времени оправдано разделение ОЯТ на продукты деления, уран, плутоний и минорные актиноиды для последующего раздельного захоронения и (или) последующего использования.

14.1.2. Остаточное энерговыделение ОЯТ

Прежде чем перейти к рассмотрению остаточного энерговыделения ОЯТ, на наш взгляд, будет полезно рассмотреть распределение энергии в реакции деления. В табл. 14.2 приведено примерное распределение энергии в реакции деления.

Таблица 14.2.

Примерное распределение энергии деления

Составляющие

Энергия, МэВ

Мгновенное энерговыделение

Осколки деления

166–168

Мгновенные нейтроны

5

Мгновенные гамма-кванты

6–7

Запаздывающее энерговыделение

Электроны бета-распада

6–7

Гамма-кванты бета-распада

6–7

Антинейтрино бета-распада

10–11

В одной реакции деления должно выделиться около 200 МэВ энергии. При этом около 88 % энергии выделится непосредственно в процессе деления, а оставшиеся 12 % выделятся только через некоторое время. Эта задержка энерговыделения связана с тем, что часть энергии деления будет выделяться в процессах бета-распадов осколков и продуктов деления. Для иллюстрации данного процесса рассмотрим конкретный пример реакции деления. Ядро изотопа урана 235U поглощает тепловой нейтрон, и образовавшееся ядро изотопа 236U делится на два осколка 144Ba и 90Kr. Для примера выбраны осколки с большим независимым выходом – 4,2 и 4,5 % соответственно и согласованные по закону сохранения электрического заряда. Закон сохранения барионного числа позволяет утверждать, что при данном делении должно появится два мгновенных нейтрона. Таким образом, используя закон сохранения энергии, можно вычислить энергию, которая должна выделиться в данной реакции:

Q = (Mн + MU-235MBa-144MKr-90 – 2·Mн) c2 ≈ 180 МэВ.

Эта энергия распределяется между осколками деления, мгновенными нейтронами и мгновенными гамма-квантами. Изотопы 144Ba и 90Kr являются бета-активными. В табл. 14.3 и 14.4 приведены распределения энерговыделения в соответствующих изобарных цепочках бета-распадов.

Таблица 14.3.

Примерное распределение энергии в изобарной цепочке бета-распадов 144Ba

Изотоп

T1/2

Энерговыделение, МэВ

электроны

гамма-кванты

анти-нейтрино

сумма

144Ba

11,5 c

1,0

0,5

1,5

3,0

144La

40,8 c

1,4

2,2

2,0

5,6

144Ce

285 сут

0,1

0,02

0,2

0,32

144Pr

17,3 мин

1,2

0,03

1,7

2,93

Всего

3,7

2,75

5,4

11,85

Таблица 14.4.

Примерное распределение энергии в изобарной цепочке бета-распадов 90Kr

Изотоп

T1/2

Энерговыделение, МэВ

электроны

гамма-кванты

анти-нейтрино

Сумма

90Kr

32,3 c

1,3

1,2

1,9

4,4

90Rb

2,55 мин

1,9

2,2

2,3

6,4

90Sr

29,12 лет

0,2

0,4

0,6

90Y

2,67 сут

0,9

1,3

2,2

Всего

4,3

3,4

5,9

13,6

Из табл. 14.3 и 14.4 видно, что около 25 МэВ будет выделено в процессе бета-распадов. Усреднение по всем возможным каналам деления позволяет проводить точные оценки распределения энергии по различным составляющим. Как уже отмечалось, среди продуктов деления есть коротко- и долгоживущие изотопы. Концентрации короткоживущих изотопов в процессе работы реактора быстро выдут на равновесный уровень. Поэтому около 85 % энергии бета-распадов будет выделяться так, словно эта энергия выделяется в реакции деления. Распадаться будут продукты деления, которые накопились ранее. Около 11 МэВ (5 % энергии деления) унесет с собой антинейтрино бета-распада, и эта энергия не будет выделена в активной зоне ядерного реактора. Однако в активной зоне ядерного реактора происходят не только реакции деления, но и реакции радиационного захвата нейтронов, при которых появляются гамма-кванты и радиоактивные ядра. Например, при захвате теплового нейтрона ядром изотопа урана 238U образуется ядро 239U, которое будет находиться в возбужденном состоянии. При переходе из возбужденного состояния в основное будут испускаться гамма-кванты, полная энергия которых составит 4,8 МэВ. Энергия бета-распадов короткоживущих изотопов 239U и 239Np добавит еще 0,9 МэВ энергии электронов и гамма-квантов, которая выделится в активной зоне. В работающем реакторе на одно деление приходится примерно 1,3–1,4 радиационных захвата, в которых может выделиться 7–9 МэВ энергии в основном в виде гамма-излучения. Эта энергия частично компенсирует энергию, уносимую с собой антинейтрино. Поэтому для приближенных оценок можно считать, что в работающем реакторе на каждое деление выделяется 200 МэВ энергии, которая передается теплоносителю. При этом необходимо учитывать, что после прекращения реакции деления в активной зоне энерговыделение будет продолжаться за счет процессов распада радиоактивных изотопов продуктов деления, актиноидов и облученных конструкционных материалов. Данное энерговыделение будет уменьшаться с течением времени. Примерно треть всего запаса энергии выделяется за 1 мин, 60 % за 1 ч, около 75 % за 1 сут. Однако последующее энерговыделение идет все медленнее, что связано с наличием долгоживущих изотопов в составе ОЯТ. Качественно рассмотрим величину данного энерговыделения на примере ТВС реактора ВВЭР-1000, в котором находится 163 ТВС. Номинальная тепловая мощность реактора составляет 3000 МВт, что приблизительно 18 МВт/ТВС. Сразу после остановки реактора остаточное энерговыделение (6,5 % от номинала) – 1,2 МВт/ТВС. Через сутки после остановки энерговыделение составит 0,3 МВт/ТВС. Для расчета остаточного энерговыделения можно использовать различные алгоритмы. Если известен изотопный состав ОЯТ, то энерговыделение можно рассчитать по хорошо известной формуле:

,     (14.2)

где полная энергия, выделяющаяся в распаде i-го изотопа без учета энергии нейтрино, Дж.

Значения энергий  можно найти в файлах оценненых ядерных данных (ФОЯД). В табл. 14.3 и 14.4 приведено распределение энергии, выделяющейся при распадах ряда продуктов деления, которые взяты из европейского ФОЯД – JEF-2.2. Однако для оценок мощности энерговыделения можно использовать приближенные формулы. Например, большое распространение получили формулы Вигнера и Вея:  

,     (14.3)

,     (14.4)

где  – остаточное энерговыделение через время  после остановки;  – мощность реактора до остановки, на которой он работал в течение времени Т.

В формуле (14.3) время работы и время стоянки выражено в секундах, в формуле (14.4) – в сутках, а  и  – в одинаковых единицах мощности. Формулы (14.3) и (14.4) – приближенные. При временах выдержки более 10 сут с их помощью получаются завышенные оценки энерговыделения.

В заключении данного раздела рассмотрим вопрос распределения энерговыделения по различным группам изотопов ОЯТ. Данные, приводимые ниже, соответствуют ОЯТ реактора ВВЭР-1000 при глубине выгорания 40,5 (МВт·сут)/кгU (урановое топливо с обогащением 4,4 %), который работал до остановки на номинальной мощности. При временах выдержки до 10 сут вклад актиноидов в общее ОЯТ составляет менее 2 %. Однако при повышении времени выдержки данный вклад увеличивается и при времени выдержки 1 год составляет уже около 5 %, а при времени выдержки 30 лет – более 30 %. Для топлива на основе плутония (MOX-топливо) вклад актиноидов в остаточное энерговыделение ОЯТ при одинаковой глубине выгорания существенно выше, чем для уранового топлива.

14.1.3. Источники нейтронов и гамма-квантов ОЯТ

Как уже было отмечено, в ОЯТ содержатся актиноиды и продукты деления. На начальных этапах обращения ОЯТ находится в отработавших тепловыделяющих сборках (ОТВС). ТВС существующих энергетических реакторов представляют собой пучек стерженьковых твэлов, объединенных в единое целое с помощью дистанционирующих решеток и специальных торцевых элементов. Например, в ТВС реактора ВВЭР-1000 объединены 316 твэлов, общая масса свежего топлива, а следовательно, и ОЯТ составляет около 450 кг. ОЯТ находится внутри герметичных оболочек твэл, поэтому радиоактивные изотопы не попадают в окружающую среду. При этом электроны бета-распада и альфа-частицы полностью передают свою энергию веществу ОТВС, что приводит к ее нагреву. Однако в ОЯТ могут также появляться гамма-кванты и нейтроны, которые могут с большой вероятностью покинуть объем ОТВС и унести с собой энергию. Нейтроны и гамма-кванты, вылетающие из ОТВС, будут создавать повышенный радиационный фон вокруг нее. Для обеспечения безопасного обращения с ОТВС необходимо уметь оценивать радиационную обстановку вокруг ОТВС и контейнеров с ОТВС. Первым шагом в оценке радиационной обстановки является определение источников нейтронов и гамма-квантов в ОЯТ для последующего решения задачи переноса данных частиц через вещество ОТВС, стенки контейнера, окружающий воздух и т.д.

Гамма-кванты, как правило, возникают в процессе снятия возбуждения продуктов бета-распада и уносят с собой значимую долю полной выделяющейся энергии. При этом в одном бета-распаде могут появиться несколько гамма-квантов различной энергии, так как процесс снятия возбуждения, как правило, может идти по нескольким каналам. Большинство гамма-квантов имеет фиксированную энергию. Например, в результате распада метастабильного изотопа 137Cs появляются гамма-кванты с энергией 0,661 МэВ. Однако из-за большого количества возможных энергий для расчета часто используют групповое описание энергии гамма-квантов. При групповом описании гамма-кванты объединяются в несколько энергетических групп. В самом простом случае источник гамма-квантов можно представить в одногрупповом приближении, при котором задается полное число частиц, появляющихся в топливе в единицу времени, и их средняя энергия. В любом случае источник гамма-квантов завистит от концентраций радиоактивных изотопов. Для его расчета можно использовать следующие формулы:

,     (14.5)

где  – квантовый выход к-ой гамма-линии i-го нуклида на один распад,

,    (14.6)

где  – энергия гамма-кванта k-й гамма-линии i-го нуклида, Дж.

Формула (14.5) позволяет определить полное число гамма-квантов, появляющихся в ОЯТ в единицу времени, а формула   (14.6) – найти полную энергию, которую унесут эти гамма-кванты. Отношение полной энергии к полному числу гамма-квантов равно средней энергии гамма-кванта. Для определения более детального распределения гамма-квантов по энергии формулу (14.6) необходимо дополнить аналогичными формулами для каждого энергетического диапазона. В табл. 14.5 для примера приведены значения параметров источника гамма-квантов для ОЯТ реактора ВВЭР-1000 (урановое топливо с обогащением 4,4 %), работающего на номинальной мощности. Значения приведены для тонны ОЯТ при глубине выгорания 40,5 (МВт·сут)/кгU в зависимости от времени выдержки.

Таблица 14.5.

Источник гамма-квантов 1 т ОЯТ реактора ВВЭР-1000

Выдержка

Число частиц, 1/(с·т)

Средняя энергия, кэВ

0

1,00·1019

756

1 ч

3,76·1018

521

1 сут

2,04·1018

396

10 сут

6,46·1017

535

30 сут

3,28·1017

575

180 сут

7,25·1016

606

1 год

3,24·1016

584

3 года

1,34·1016

613

10 лет

4,61·1015

615

30 лет

2,32·1015

602

При временах выдержки менее 30 сут источник гамма-квантов формируется большим количеством короткоживущих продуктов деления. При более длительных временах выдержки источник гамма-квантов в ОЯТ определяется, в основном, несколькими продуктами деления. В табл. 14.6 приведены основные источники гамма-квантов в ОЯТ реактора ВВЭР-1000 при времени выдержки 3 года и глубине выгорания 40,5 (МВт·сут)/кгU.

Таблица 14.6

Вклады различных изотопов в источник гамма-квантов

Изотоп

Доля, %

Kr-85

0,28

SR-90

2,04

Y-90

12,52

Rh-106

20,57

Sb-125

0,70

Cs-134

21,54

Ba-137M

14,80

Ce-144

4,18

Pr-144

11,38

Pm-147

0,50

Eu-154

1,78

Eu-155

0,20

Всего

90,49

Нейтроны в ОЯТ появляются в результате спонтанного деления актиноидов и реакций (α, n) на легких ядрах. Величина нейтронного источника на несколько порядков меньше источника гамма-квантов. При малых временах выдержки роль нейтронного источника на формирование радиационной обстановки вокруг ОТВС пренебрежима мала по сравнению с источником гамма-квантов. Однако быстрые нейтроны более опасны для человека, чем гамма-кванты, так как имеют большую проникающую способность во многих веществах. Роль нейтронов в формировании радиационной обстановки вокруг контейнеров с ОЯТ возрастает при увеличении времени выдержки и глубины выгорания. Увеличение глубины выгорания приводит к большему накоплению изотопов америция и кюрия. Например, концентрация изотопа 244Cm увеличивается пропорционально глубине выгорания в четвертой степени. При увеличении времени выдержки короткоживущие продукты деления распадаются, и роль актиноидов в характеристиках ОЯТ повышается. Для оценки источника нейтронов можно использовать формулу:

,      (14.7)

где  – постоянная спонтанного деления i-го изотопа, 1/с; – число нейтронов при спонтанном делении;  – постоянная -распада i-го изотопа, 1/с;  –вероятность появления нейтрона за счет () реакции на легких ядрах ОЯТ.

Можно считать, что нейтроны, рождающиеся в ОЯТ, имеют распределение по энергии, близкое к распределению нейтронов деления. Это связано с тем, что доля нейтронов за счет реакции (α, n) в полном источнике, как правило, составляет всего несколько процентов. Основной вклад в нейтронный источник при временах выдержки до 100 лет вносят всего несколько изотопов – 238Pu, 242Cm, 244Cm. При этом определяющим является вклад изотопа 244Cm, который при времени выдержки 3 года составляет более 90 %. При времени выдержки более 100 лет повышается роль более долгоживущих изотопов плутония. В табл. 14.7 для примера приведены значения нейтронного источника для ОЯТ реактора ВВЭР-1000 (урановое топливо с обогащением 4,4 %), работающего на номинальной мощности. Значения приведены для тонны ОЯТ при глубине выгорания 40,5 (МВт·сут)/кгU в зависимости от времени выдержки.

Таблица 14.7.

Источник нейтронов 1 т ОЯТ реактора ВВЭР-1000

Выдержка

Число частиц, 1/(с·т)

0

8,6·108

2 года

5,0·108

10 лет

3,7·108

Из табл. 14.7 видно, что значение нейтронного источника спадает существенно медленнее, чем значение гамма-источника. Это связано с относительно большими периодами полураспада изотопов, определяющими данный источник. Например, периоды полураспадов изотопов кюрия 242Cm и 244Cm равны, соответственно, 162,9 дня и 18,1 года.

В заключении данного раздела следует отметить, что в отработавшем U-Pu (МОХ) топливе значение нейтронного источника будет в несколько раз выше, чем в ОЯТ уранового топлива при одинаковых глубинах выгорания. Это связано с тем, что изотопы кюрия, вносящие определяющий вклад в данный источник, будут накапливаться с большей скоростью. При этом существенных различий в соответствующих источниках гамма-квантов наблюдаться не будет, так как концентрации продуктов деления при одинаковых глубинах выгорания будут различаться не значительно.

14.1.4. Радиотоксичность ОЯТ

Радиотоксичность радиоактивных отходов, образующихся в различных топливных циклах, важна с точки зрения экологической опасности этих циклов. Радиотоксичность является интегральным индикатором ОЯТ с точки зрения его опасности для человека. Для оценки радиотоксичности ОЯТ можно использовать формулу:

,     (14.8)

где  – максимально допустимая активность i-го изотопа в воде, Бк/кгН2О.

Согласно формуле (14.8) радиотоксичность представляет собой количество воды, в которой нужно растворить данное количество ОЯТ так, чтобы вода осталась пригодной для питья. Иногда коэффициенты  рассчитывают не для килограммов воды, а для кубических метров воздуха. Концепция радиотоксичности позволяет количественно оценить экологическую опасность при долговременном хранении ОЯТ, когда не может гарантироваться герметичность контейнеров с ОЯТ или его составляющими. Как правило, значения RT рассчитываются отдельно для актиноидов и продуктов деления из-за существенных различий в их периодах полураспада и токсических свойствах. Значения RT для актиноидов, содержащихся в 1 т ОЯТ реактора ВВЭР-1000 при характерной глубине выгорания, составляют 1014 – 1015 кг воды. При этом эти значения сохраняются практически на одном уровне в течение десятков тысяч лет. Именно из-за этого факта на сегодняшний день прямое захоранивание ОЯТ в геологических формациях вызывает много вопросов. Как альтернатива прямому захораниванию актиноидов часто рассматривается их трансмутация. Трансмутация актиноидов представляет собой процедуру их деления в специализированных установках или энергетических реакторах. Целью любой трансмутации является уменьшение количества долгоживущих актиноидов путем перевода их в короткоживущие или стабильные нуклиды, например в продукты деления. Часто трансмутация требует выделения актиноидов из ОЯТ и их последующее фракционирование. В настоящее время концепция трансмутации актиноидов имеет, в основном, чисто теоретическую основу. Однако в ближайшее время она может перейти в экспериментальную фазу. Это связано с двумя моментами. Во-первых, накопление большого количества ОЯТ требует принятия национальных и межнациональных концепций по обращению с ним. Во-вторых, в некоторых лабораториях мира строятся мощные источники нейтронов на основе ускорителей протонов (электроядерные установки). Одним из возможных вариантов использования этих установок является трансмутация актиноидов.

14.2. Хранение и транспортировка ОЯТ

На атомной станции разработана и принята специальная система транспортировки и хранения свежего и отработанного топлива ядерного реактора. Обращение с топливом такого рода требует особых мер безопасности. Основные операции с ядерным топливом следующие:

  •  прием, хранение и подготовка свежего топлива к загрузке в реактор;
  •  перегрузка топлива в реакторе;
  •  хранение отработанного топлива;
  •  отправка отработанного топлива с территории станции.

Каждый пункт в этой последовательности операций выполняется с четким соблюдением временного и технологического режимов, правил и техники безопасности.

Свежее топливо поступает на АЭС в виде ТВС, которые перевозят в специальных транспортных контейнерах, разработанных по нормам МАГАТЭ специально для перемещения ТВС с завода-изготовителя на АЭС. В конструкции таких контейнеров предусмотрены все возможные аварийные ситуации на транспорте. В одном контейнере, как правило, содержится две ТВС, в одном вагоне перевозится четыре таких контейнера, и количество ядерного горючего подобрано так, что даже при полном разрушении всех контейнеров возникновение цепной ядерной реакции абсолютно исключено. Важным фактором обеспечения безопасности является и правильная геометрическая компоновка транспортного оборудования. Кроме того, естественная радиоактивность свежего топлива достаточно низка – ни облучение людей, ни сколько-нибудь значительное загрязнение местности даже в случае транспортной аварии невозможны.

На атомной станции топливо хранится в узле свежего топлива (УСТ), расположенном в спецкорпусе. В этом узле проводятся все операции с ядерным топливом до момента его загрузки в реактор: прием топлива, входной контроль, хранение (в специальных чехлах), подготовка свежих ТВС к загрузке.

Доставка свежего топлива на атомную станцию производится только по заранее разработанному графику. Вагон с топливом подается в спецкорпус под люк. Контейнеры через люк перемещаются в УСТ. Затем доставленные ТВС проходят визуальный осмотр и радиационный контроль, после чего загружаются в чехлы и устанавливаются на специальной внутристанционной платформе для доставки в реакторное отделение.

Система перегрузки реактора и хранения отработавшего ядерного топлива предназначена для замены ОТВС активной зоны на свежие, для перестановки ТВС внутри активной зоны реактора, а также для хранения ОТВС в бассейне выдержки на АЭС. Хранение выгоревших топливных сборок производится внутри герметичной оболочки реакторного отделения в стеллажах бассейна выдержки под защитным слоем воды, содержащей раствор борной кислоты. Это обеспечивает охлаждение ОТВС за счет естественной циркуляции и необходимую радиационную защиту. При всех технологических операциях ведется непрерывный радиационный контроль, во время перегрузки топлива осуществляется и визуальный контроль с использованием телеаппаратуры перегрузочной машины.

При хранении ОТВС ведется постоянный контроль за уровнем и температурой воды в бассейне выдержки и концентрацией в нем борной кислоты. Отработанное топливо выдерживается на АЭС не менее трех лет, а затем в специальных транспортных контейнерах его вывозят в спецхранилища длительного хранения для последующей переработки. Транспортные контейнеры для этого типа перевозок в заполненном состоянии выдерживают падение с высоты 9 м на металлический штырь толщиной до 40 см, сохраняя герметичность без нарушений.

Конечно, для соблюдения норм безопасности все операции с ОТВС, включая и загрузку транспортных контейнеров, производятся только под защитным слоем воды в бассейне выдержки.

При вывозе отработанных сборок с территории АЭС безопасная радиационная обстановка обеспечивается, в числе прочего, и повышенной толщиной стенок контейнеров. Вывоз топлива производится специальным эшелоном, в состав которого входят несколько вагонов с транспортными контейнерами.

Используемая в настоящее время на большинстве ядерных объектов технология хранения ОЯТ в воде обеспечивает эффективное охлаждение тепловыделяющего топлива, однако в водной среде протекают процессы коррозии ОТВС и конструкционных материалов. Кроме того, мокрое хранение сопровождается образованием РАО из-за загрязнения воздуха и воды в хранилище радиоактивными изотопами, которые выделяются из негерметичных твэлов. С целью сокращения затрат необходим переход на сухой способ хранения, когда коррозия ОТВС и конструкционных материалов незначительна и существенно сокращается количество образующихся отходов.

В ближайший период времени необходимо определить оптимальные режимы сухого хранения ОТВС. Это относится к хранению как герметичных неповрежденных, так и дефектных ОТВС. Последние подлежат размещению в герметичных пеналах или кондиционированию (в частности, омоноличиванию) для обеспечения безопасных условий хранения.

В процессе хранения и по его окончании должна быть обеспечена возможность извлечения ОТВС для инспекции, переработки или кондиционирования для захоронения. Для реализации подобной возможности сухое хранение должно быть контролируемым, т.е. должен быть обеспечен контроль состояния ОТВС в процессе хранения.

Одним из важных звеньев обращения с ОЯТ является его безопасная перевозка с территории размещения реакторных установок на долговременное хранение и (или) радиохимическую переработку.

Перевозка ОЯТ – сложная транспортно-технологическая задача, требующая использования надежного и дорогостоящего оборудования – специальных транспортных средств, транспортных упаковочных комплектов (ТУК), подъемно-транспортного оборудования, а также специальной организации перевозки, направленных на обеспечение необходимого уровня безопасности как в нормальных, так и в аварийных условиях.

В настоящее время для транспортирования ОЯТ АЭС в нашей стране используются транспортные упаковочные комплекты, созданные в 1970–1985 гг. со следующими характерными особенностями:

применение для изготовления корпуса общепромышленной углеродистой стали марки 20, склонной к хрупкому разрушению при динамических нагрузках и отрицательных температурах – контейнеры ТК-6 для ОЯТ ВВЭР-440, ТК-10 и ТК-13 для ОЯТ ВВЭР-1000, ТК-11 для ОЯТ РБМК-1000 и реактора БН-600;

отсутствие нейтронной защиты – контейнеры ТК-6, ТК-11, или использование жидкой нейтронной защиты – контейнеры ТК-10 и ТК-13;

сравнительно небольшая вместимость, не более 5 т по урану;

истекающие для большей части контейнеров в 2004–2010 гг. установленные разработчиком (изготовителем) сроки эксплуатации  (20 лет для контейнеров ТК-10, ТК-13 и ТК-11 и 30 лет для контейнеров ТК-6).

При транспортировании ОЯТ необходимо обеспечение ядерной, радиационной безопасности и физической защиты перевозок.

Ядерную безопасность при транспортировании ОЯТ определяют следующие основные факторы:

геометрические размеры и форма упаковки, в которой транспортируется ядерно-опасный делящийся материал;

масса (количество) ядерно-опасного делящегося материала в перевозимой упаковке;

конструктивное исполнение упаковки;

ограничение в некоторых случаях количества упаковок, размещаемых на одном перевозочном средстве.

Основная цель обеспечения ядерной безопасности при перевозке ОЯТ – обеспечение во всех условиях перевозки ядерного материала значения эффективного коэффициента размножения нейтронов Кэфф менее 0,95.

Основными принципами обеспечения ядерной безопасности при перевозке ОЯТ являются:

исключение нарушений условий и требований ядерной безопасности, регламентированных нормативно-техническими документами по ядерной безопасности (правилами, инструкциями, регламентами) как в нормальных условиях, так и в аварийных ситуациях;

исключение возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления с помощью технических средств и организационных мер.  

В случае возникновения радиационных аварий при транспортировании ОЯТ возможно формирование обстановки, при которой создаётся опасность воздействия радиации на население прилегающих территорий и окружающую природную среду.

Цели обеспечения радиационной безопасности, изложенные в Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99-РБ), должны достигаться, прежде всего, путем придания ТУК и транспортным средствам свойств, ограничивающих до допустимых значений воздействие ионизирующих излучений на персонал, население и окружающую среду.

Условия безопасности при перевозке ОЯТ должны обеспечиваться в соответствии с требованиями Правил НП-053-04, а при межгосударственных перевозках – Правил МАГАТЭ. Основным документом, регламентирующим физическую защиту транспортируемого ОЯТ, является Постановление Правительства Российской Федерации от 07 марта 1997 г. № 264 "Об утверждении Правил физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов".

В России накоплен значительный опыт внутренних и межгосударственных перевозок ОЯТ с использованием отечественных и зарубежных ТУК и транспортных средств. При этом до настоящего времени при перевозках ОЯТ не было зафиксировано никаких радиационных аварий.

Сегодня в Российской Федерации осуществляются промышленные перевозки отработавшего ядерного топлива энергетических, исследовательских и транспортных реакторов на радиохимическую переработку на ПО "Маяк" и в централизованное хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 на ГХК. Для исследовательских целей в ФГУП ГНЦ РФ "НИИАР", ФГУП "ИРМ" и РНЦ "Курчатовский институт" транспортируются отдельные ОТВС. Россия имеет большой опыт транспортирования на заводы регенерации ОЯТ ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с АЭС России, Украины, Германии (бывшая ГДР), Венгрии, Болгарии, Финляндии и Словакии.

В связи с ростом глубины выгорания топлива на АЭС на 50–  120 % по сравнению с расчетной глубиной выгорания, принятой при проектировании существующих транспортных средств, из-за увеличения мощности дозы от вагона контейнера использование их возможно только при значительном повышении времени выдержки ОЯТ на АЭС: до 6 лет для ОЯТ ВВЭР-440 и до 8–12 лет для ОЯТ ВВЭР-1000.

В целях обеспечения требований норм и правил при перевозках ОЯТ в ряде существующих ТУК (тип В (М)) необходимо выполнение организационно-технических мер, связанных, в основном, с обеспечением регламентированного теплового режима упаковок.

В настоящее время для каждого вида ОТВС ядерных реакторов разработаны транспортные упаковочные комплекты и для них, в свою очередь, транспортные средства перевозки – специальные железнодорожные транспортеры (вагоны контейнеры). Всего создано семь типов вагонов контейнеров и свыше семи типов транспортных упаковочных комплектов для перевозки ОЯТ различных реакторов. Принятие новых законодательных и нормативных требований по обеспечению уровня безопасности при перевозке ОЯТ, появление технологии обращения с ОЯТ, ориентированной на использование двухцелевых контейнеров, моральный и физический износ существующих средств транспортирования привели к необходимости разработки нового ряда упаковочных комплектов и, тем самым, к разработке под них новых вагонов контейнеров.

Наиболее оптимальным в этой ситуации с точки зрения оптимизации затрат на транспортирование ОЯТ является разработка новых унифицированных транспортных средств с обеспечением требований к упаковкам типа В (U) по классификации Правил МАГАТЭ и НП-053-04, при которых безопасность полностью обеспечивается конструкцией упаковки и не требуется выполнение каких-либо дополнительных мероприятий при перевозке ОТВС.

Под унифицированным перспективным транспортным комплексом для перевозки ОЯТ (ТК ОЯТ) понимается перевозочное средство (железнодорожный или автомобильный транспортер, морское или речное судно) с расположенным на нем транспортным радиационно-защитным контейнером (ТРЗК) со сменными чехлами для различных ОТВС. Сочленение перевозочного средства с ТРЗК осуществляется при помощи специального приспособления – транспортного сменного ложемента.

Обновление парка средств транспортирования ОЯТ было признано одной из основных задач Минатома России (приказ № 238 от 22.05.03), во исполнение которого разработан Проект "Программы обращения с отработавшими тепловыделяющими сборками ядерных реакторов при их транспортировании на период с 2003 до 2015 г. (ПРОЯТ-2002)". Паспортом основной задачи 13.5 предусматривается создание транспортных упаковочных комплектов для безопасного транспортирования различных типов ОЯТ, в том числе ОЯТ ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000. Предусматривается проведение НИОКР, создание опытных (головных) образцов новых ТУК, их испытания и сертификация. В перечень НИР вошли работы, имеющие общее значение для всех модификаций ТУК нового поколения, независимо для какого вида ОЯТ они предназначены. Так, разработка и использование композиционного материала "алюминий + бор" в конструкции чехлов для отработавших ТВС решает задачи теплоотвода от твэлов, гарантированного обеспечения ядерной безопасности и уменьшения веса ТУК. Аналогично, аттестация и освоение материала КЛ-1505 на основе силоксанового каучука решает задачу оснащения ТУК твердой нейтронной защитой, которая до сего времени в конструкциях ТУК для ОЯТ не применялась.

Потребность в транспортных средствах для вывоза ОЯТ с территории АЭС на рассматриваемый период определяется планом ввода в строй новых АЭС и вывода из эксплуатации действующих, предусмотренным "Программой развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998–2005 годы и до 2010 года", утверждённой Постановлением Правительства РФ от 21.07.98 № 815, а также необходимостью вывоза ОЯТ РБМК-1000 с АЭС в связи с переводом его на сухое хранение в централизованном хранилище и составляет:

для ОЯТ ВВЭР-440 – 10 шт;

для ОЯТ ВВЭР-1000 – 16 шт;

для МОХ ОЯТ ВВЭР-1000 – 6 шт;

для ОЯТ РБМК-1000 – 45 шт.


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

30378. Информационное обеспечение САПР. Реляционная модель баз данных 320 KB
  Лекция: Информационное обеспечение САПР окончание Рассматриваются реляционная сетевая и иерархическая модели баз данных о которых в общем излагалось в предыдущей лекции. Реляционная модель баз данных Реляционная база данных разработанная Э. Тем самым теория реляционных баз данных становится областью приложения математической логики и современной алгебры и опирается на точный математический формализм. В реляционных базах данных основные операции – включение удаление модификация и запрос данных – применяются к кортежам и доменам.
30379. Методы автоматизированного проектирования конструкции и технологического процесса различного уровня иерархии 136 KB
  В САПР для каждого иерархического уровня сформулированы основные положения математического моделирования выбран и развит соответствующий математический аппарат получены типовые ММ элементов проектируемых объектов формализованы методы получения и анализа математических моделей систем. Это обстоятельство приводит к расширению множества используемых моделей и развитию алгоритмов адаптивного моделирования. В САПР для каждого иерархического уровня сформулированы основные положения математического моделирования выбран и развит соответствующий...
30380. Математические модели (ММ) на различных иерархических уровнях 327.5 KB
  Лекция: Математические модели ММ на различных иерархических уровнях Приводится иерархия математических моделей как основа блочноиерархического подхода к проектированию радиоэлектронных средств. Рассмотрим важные для функциональных моделей понятия полной модели и макромодели. При переходе к более высокому иерархическому уровню упрощения они основаны на исключении из модели вектора внутренних переменных V. Модели 13.
30381. Математические модели объектов проектирования РЭС 367 KB
  Лекция: Математические модели объектов проектирования РЭС Рассматривается методология использования математических моделей при проектировании конструкции и технологии РЭС. Цель лекции:Показать на конкретных примерах математические модели при проектировании РЭС 14. В общей теории математического моделирования математическую модель любого объекта характеризуют внутренними внешними выходными параметрами и фазовыми переменными. Внутренние параметры модели определяются характеристиками компонентов входящих в проектируемый объект например...
30382. Разработка математических моделей при проектировании технологии 164 KB
  Методы получения моделей элементов Получение моделей элементов моделирование элементов в общем случае процедура неформализованная. В то же время такие операции как расчет численных значений параметров модели определение областей адекватности и др. Поэтому моделирование элементов обычно выполняется специалистами конкретных технических областей с помощью традиционных средств экспериментальных исследований и средств САПР. Далее происходит определение соответствующего этим закономерностям математического описания обоснование и принятие...
30383. Математические модели РЭС на метауровне 159.5 KB
  При моделировании на ЭВМ технологического процесса происходит воспроизведение явлений с сохранением их логической структуры и расположения во времени. Это позволяет получать наиболее точные характеристики процесса проектирования техническую производительность время проведения отдельных технологических операций и т. Цель моделирования технологического процесса заключается в проектном расчете технической производительности и других показателей экономической эффективности с учетом заданного варианта структуры каждой операции технологического...
30384. Анализ, верификация и оптимизация проектных решений средствами САПР 218 KB
  На основе производственной информации формируется конфигурация виртуальной производственной системы ВПС. Представлена структура процесса формирования конфигурации ВПС. Рассматривается генерация вариантов определения конфигурации ВПС на основе эволюционного метода использующего генетические алгоритмы. Технологическое оборудование имеющее фонд свободного времени является ресурсами производственных систем ПС необходимыми для функционирования виртуальных производственных систем ВПС.
30385. Информационные технологии — новая отрасль знаний 125 KB
  Их значение быстро увеличивается за счет того что ИТ: активизируют и повышают эффективность использования информационных ресурсов обеспечивают экономию сырья энергии полезных ископаемых материалов и оборудования людских ресурсов социального времени; реализуют наиболее важные и интеллектуальные функции социальных процессов; занимают центральное место в процессе интеллектуализации общества в развитии системы образования культуры новых экранных форм искусства популяризации шедевров мировой культуры и истории развития...
30386. Сущность автоматизированного проектирования конструкций и технологических процессов производства РЭС 218 KB
  Лекция: Основы автоматизированного проектирования конструкций и технологических процессов производства РЭС В лекции объясняется сущность процесса проектирования РЭС и системного подхода к задаче автоматизированного проектирования РЭС. Излагаются задачи проектирования по степени новизны проектируемых изделий. Рассматривается сущность системного подхода к проектированию Основное назначение лекции: показать сущность процесса проектирования РЭС принципы проектирования и основной принцип проектирования системный подход 2. Сущность процесса...