Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах

Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах

Автор: Скворцов, Александр Иванович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2007

Место защиты: Санкт-Петербург

Количество страниц: 182 с. ил.

Артикул: 3313679

Автор: Скворцов, Александр Иванович

Стоимость: 250 руб.

Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах  Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах 

ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1 ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ И БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
1.1 Характеристика реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим НАТРИЕВЫМ теплоносителем
1.2 Основные положения и опыт вывода из эксплуатации АЭС.
ГЛАВА 2 ОБРАЩЕНИЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ НА АЭС.
2.1 Обращение с жидкими радиоактивными отходами
2.1.1 Характеристика основных способов переработки ЖРО
2.1.2 Сорбционные методы очистки жидких радиоактивных отходов.
2.1.3 Отверждение ЖРО.
2.2 Способы обращения с твердыми радиоактивными отходами.
2.2.1 Требования к обращению с ТРО
2.2.2 Характеристика методов переработки ТРО
2.3 Заключение. Формулировка задач работы
ГЛАВА 3 ХАРАКТЕРИСТИКА И КЛАССИФИКАЦИЯ РАДИОАКТИВНЫХ
ОТХОДОВ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
3.1 Характеристика жидких радиоактивных отходов, накопленных за период эксплуатации реактора на быстрых нейтронах
3.2 Жидкие радиоактивные отходы, образующиеся на 1м этапе вывода РУ БН из эксплуатации
3.3 Характеристика твердых радиоактивных отходов, накопленных за время эксплуатации реактора БН
3.3.1 Характеристика ТРО, находящихся на хранении в инженерных сооружениях хранилища и здании реактора
3.3.2 Классификация ТРО, накопленных в период эксплуатации РУ БН
3.4 Оценка массы и состава ТРО, образующихся на первом этапе ВиЭ
РЕАКТОРА БН.
3.5 Сравнительный анализ объемов и характеристик радиоактивных отходов РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ И БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ.
ГЛАВА 4 МЕТОДОЛОГИЯ ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ГЛАВА 5 ОБРАЩЕНИЕ С ЖИДКИМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
5.1 Выбор и обоснование технологии переработки неорганических жидких
РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ.
5.2 Разработка технологии переработки жидких неорганических радиоактивных ОТХОДОВ ПРИ ВЫВОДЕ из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах.
5.3 Техникоэкономическая оценка стоимости переработки ЖРО
ГЛАВА 6 ОБРАЩЕНИЕ С НИЗКО И СРЕДНЕАКТИВНЫМИ ТВЕРДЫМИ
РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
6.1 Технология извлечения ТРО из траншейных хранилищ
6.2 Основные технологии обращения с ТРО и оборудование для сортировки, компактирования и упаковки твердых ОТХОДОВ
6.3 Упаковка твердых радиоактивных отходов в контейнеры НЗК.
6.4 Характеристика хранилищ упаковок кондиционированных РАО.
6.5 Радиационная и экологическая безопасность обращения с РАО при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах
6.5.1 Радиационная безопасность при обраиении с ЖРО и ТРО
6.5.2 Выбросы радиоактивных газов и аэрозолей, вторичные РАО
6.6 Обращение со специфическими твердыми радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ.
ПРИЛОЖЕНИЕ 1 СХЕМА УСТАНОВКИ ИОНОСЕЛЕКТИВНОЙ ОЧИСТКИ
ПРИЛОЖЕНИЕ 2 СХЕМА УСТАНОВКИ КОНДИЦИНИРОВАНИЯ СОЛЕВОГО
РАСТВОРА.
ПРИЛОЖЕНИЕ 3 СХЕМА УСТАНОВКИ ЦЕМЕНТИРОВАНИЯ.
ПРИЛОЖЕНИЕ 4 ПЛАН КОНТЕЙНЕРНОГО ХРАНИЛИЩА.
ПРИЛОЖЕНИЕ 5 ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СХЕМА ПРОЦЕССА СОРТИРОВКИ
ПРИЛОЖЕНИЕ 6 ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СХЕМА ПРОЦЕССА ПРЕССОВАНИЯ
ПРИЛОЖЕНИЕ 7 АКТ ВНЕДРЕНИЯ РЕЗУЛЬТАТОВ ДИССЕРТАЦИИ
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ
АЭС атомная электрическая станция
БВ бассейн выдержки
БН реактор на быстрых нейтронах
ВАО высокоактивные отходы
ВиЭ вывод из эксплуатации
ДОА допустимая объемная активность
ЖРК жидкий радиоактивный концентрат
ЖРО жидкие радиоактивные отходы
НИИ источник ионизирующих излучений
КДО коллективная доза облучения
КИРО комплексное инженернорадиационное обследование
КИУМ коэффициент использования установленной мощности
КМПЦ контур многократной принудительной циркуляции
КП ЖРО комплекс переработки ЖРО
КП ТРО комплекс переработки ТРО
МАВР малогабаритный адсорбер для выведения радионуклидов из натриевого теплоносителя МАЭК Мангистауский Атомэнергокомбинат
МЗУА минимально значимый уровень активности
МОХ МОХтопливо смешанное уранплутониевое топливо
МРО металлические радиоактивные отходы
НАО низкоактивные отходы
НД, НТД нормативная нормативнотехническая документация
НЗК невозвратный защитный контейнер
НЖА никельжелезоферроцианидный адсорбент
НЖС сорбент на основе ферроцианида никеля и железа
НИР научноисследовательская работа
ОЯТ отработавшее ядерное топливо
ОТВС отработавшие тепловыделяющие сборки
ПАВ поверхностноактивные вещества
ГТВХ поливинилхлорид
ПК продукты коррозии
ПМС пеногасители
ПФД полифункциональная комплексная добавка
при цементировании
РАВ радиоактивное вещество
РАО радиоактивные отходы
РБН реактор быстронейтронный
РИ радионуклидный источник
РИТЭГ радиоизотопный электрогенератор
РУ реакторная установка
среднеактивные отходы
СРК система радиационного контроля
СУЗ система управления и защиты
СИЗ средства индивидуальной защиты
ТГ турбогенератор
ТРО твердые радиоактивные отходы
УВ уровень вмешательства
УИСО установка ионоселективной очистки
ФК фильтрконтейнер
ХЖРО хранилище жидких радиоактивных отходов
XI холодная ловушка оксидов
ХПК химическое поглощение кислорода
ХТРО хранилище твердых радиоактивных отходов
ЦЗ центральный зал
ВВЕДЕНИЕ
Актуальность


При работе на смешанном МОХтопливе реакторы на быстрых нейтронах могут утилизировать весь плутоний, нарабатываемый в реакторах ВВЭР, с практически полным его воспроизводством 1,2. В реакторах БН решены проблемы безопасности им внутренне присущи свойства самоглушения в аварийных ситуациях естественная безопасность, их высокая надежность доказана длительной эксплуатацией. РБН имеют высокий коэффициент использования мощности и низкий уровень радиоактивных выбросов, однако капитальная стоимость быстронейтронных реакторов на выше реакторов на тепловых нейтронах . Россия является мировым лидером в технологии реакторов на быстрых нейтронах. Вначале исследования реакторов на быстрых нейтронах проводились на экспериментальных реакторах БР1, БР и БОР 5. Следующим этапом был ввод в эксплуатацию в г. АЭС с реактором БН0 в комплексе с энергоемким производством пресной воды г. Шевченко, ныне г. Актау. Далее в г. БН0 на Белоярской АЭС и продолжено проектирование реактора большой мощности БН0. Всего в мире эксплуатировались 9 экспериментальных реакторов БН с натриевым теплоносителем и 2 реактора с теплоносителем ИаК и 7 энергетических реакторных установок табл. БН БН0 Россия и Феникс Франция. Федеральная программа развития атомного энергопромышленного комплекса России предусматривает развитие инновационных технологий с реакторами на быстрых нейтронах. Строительство 4го блока Белоярской АЭС с реактором БН0, начатое еще в г. РУ БН. К г. ГВт. Таблица 1. Установка Страна Тепловая мощность, МВт Период эксплуатации, г. Реакторыразмножители используют преимущественно жидкометаллические теплоносители натрий, натрийкалий, свинец, свинецвисмут. Компоновка оборудования реактора на быстрых нейтронах может быть петлевой или интегральной. Такая компоновка существует на реакторах БОР и БН0. Реактор имеет три контура. В первом циркуляционном контуре и во втором промежуточном теплоносителем является жидкий натрий, третий контур пароводяной 3. В 1м контуре активность теплоносителя высокая, но давление низкое, перетечки во 2й контур исключены. В третьем контуре высокое давление, но практически фоновая активность. Реакторная установка БН0 имеет петлевую компоновку контуров из шести автономных циркуляционных петель рис. Проектная тепловая мощность РУ БН0 МВт, электрическая 0 МВт. За все время эксплуатации максимальная тепловая мощность РУ составляла 0 МВт. ОПИ. Г ООО. Г п Л. С 5. ИТГ. ПН1
М , Ор И. Л1 КЛ0. В. II
Н. Г
ромгжго НЫЙ гп. КМ Н. Рисунок 1. Реакторы БН0 и БН0 имеют интегральную компоновку, при которой все оборудование активной зоны и 1 контура размещено в общем баке корпусе реактора. Технологические схемы 2го и 3го контуров являются независимыми и выполнены по 3хпетлевому принципу. Баковая компоновка позволила добиться достаточно надежного регулирования мощности активной зоны и высокого КИУМ 3,6,7. Втл по сравнению со 0 кВтл в легководных реакторах. Для обеспечения высокой скорости теплосъема необходим теплоноситель с высоким коэффициентом теплоотдачи, каковым обладают, например, жидкие натрий или эвтектика КаК. Безопасность и надежность реакторов БН обеспечивается в значительной мере свойствами натриевого теплоносителя высокими температурой кипения и коэффициентом теплопередачи, низким сечением захвата нейтронов, совместимостью с традиционными конструкционными материалами табл. При относительно низких скорости и перепаде давления теплоносителя в активной зоне, затраты мощности на перекачку натрия и воды практически равны. Недостатки натрия активация его при ней
тронном облучении с образованием Ка и . Высокая радиоактивность натрия 1го контура приводит к необходимости введения второго промежуточного контура с натрием. Существенным недостатком натрия является его высокая химическая активность на воздухе, в воде и в присутствии влаги. Таблица 1. Натрий и эвтектика КаК исключительно реакционноспособные металлы, энергично взаимодействующие с водой. На первом этапе реакция протекает с высокой скоростью, выделением тепла и водорода 6. Каж Н2Ож КаОНтв УШ2 7,3 кДжмоль 1. Каж НПар КаОНтв КаНтв 6,5 кДжмоль 1.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.186, запросов: 237