Цементно-магнетитовые композиты для утилизации радиоактивных отходов АЭС

• Автор: Соколова, Валентина Сергеевна
• Шифр специальности: 05.23.05
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2002
• Место защиты: Белгород
• Количество страниц: 228 с. : ил

Введение.

Глава 1. Радиоактивные отходы АЭС, проблемы и пути их решения.

1.1. Развитие мировой атомной энергетики

1.2. Радиоактивные отходы.

1.3. Классификация РАО.

1.4. Обращение с РАО.

1.5. Конденсирование РАО.

1.6. Переработка и хранение РАО низкого уровня активности.

1.7. Переработка, хранение низкоактивных иловых ТРО.

1.8. Переработка, хранение РАО средней и высокой активности.

1.9. Обеспечение экологической безопасности при обращении с РАО.

1 Защитные материалы для хранения РАО.
Выводы.
Глава. 2. Методы и объекты исследования.
2.1. Правовая основа и нормативная база в области обращения с РАО.
2.2. Физикомеханические, спектральные и микроскопические испытания.
2.3. Ядерно физические испытания.
2.4 Расчет ослабления фотонного излучения.
2.5. Метод математической обработки физических констант.
2.6. Объекты и материалы исследований.
Выводы.
Глава 3. Кондиционирование низкоактивных иловых ТРО АЭС с РБМК.
3.1. Исследование физико химических свойств иловых ТРО.
3.2. Методы переработки иловых ТРО.
3.3. Стабилизация иловых ТРО гидротермальной обработкой.
3.4. Кондиционирование стабилизированных иловых ТРО
путем цементирования.
3.5. Кондиционирование стабилизированных иловых ТРО в радиационнозащитные цементно магнетитовые матрицы.
3.5.1. Технология полусухого прессования мелкозернистого бетона
с компактированными иловыми ТРО.
3.6. Кондиционирование иловых ТРО, загрязненных нефтепродуктами.
3.7. Упаковочный защитный комплект на основе мелкозернистого прессованного бетона для отвержденных иловых ТРО.
3.8. Химическая устойчивость отвержденных иловых ТРО в защитных упаковках.
Вывода.
Глава 4. Радиационнозащитные характеристики строительных конструкционных упаковочных комплектов для радиоактивных иловых отходов.
4.1. Моделирование процессов прохождения гамма излучения в защитных материалах.
4.2. Т еоретичсские основы методов расчета радиационной защиты.
4.3. Спектрометрический анализ радиационно защитного кирпича,
полученного на основе мелкозернистого прессованного бетона.
4.3.1. Защита от точечных у источников.
4.3.2. Защита от объемных у источников.
4.4. Защитные характеристики упаковочных комплектов на основе мелкозернистого прессованного бетона по ослаблению МЭД. 1 Выводы.
Глава 5. Опытно промышленные испытания по кондиционированию и утилизации иловых ТРО АЭС.
5.1. Варианты технологической схемы консервации радиоактивных илов.
5.2. Расчет параметров термообработки иловых ТРО.
5.3. Технические характеристики радиационно защитных бетонных упаковочных комплектов с конденсированными в них низкоактивных иловых радиоактивных отходов.
Выводы.
Общие выводы.
Литература


Калининской АЭС, энергоблок 2 Ростовской АЭС, энергоблок 5 Балаковской АЭС и энергоблок 5 Курской АЭС обеспечит увеличение выработки электроэнергии на млрд. Втч и экономию
млрд. Для достройки этих энергоблоков требуется инвестиции в объеме около млн. Энергоблоки начнут давать отдачу уже через года. Высокий уровень безопасности и надежности действующих АЭС является главным условием функционирования атомной энергетики. АЭС построены и введены в эксплуатацию в период с года по год. Энергоблоки 1 поколения энергоблоков суммарной электрической мощностью 5,8 ГВт разработаны и построены до выхода основных нормативных документов по безопасности атомной энергетики. Эти блоки находятся в эксплуатации в среднем лет. Для них предусмотрена программа постепенной модернизации и замены части оборудования, выработавшего технический ресурс, с целью повышения безопасности и продления срока службы на лет. Энергоблоки 2 поколения энергоблоков суммарной электрической мощностью ,5 ГВт спроектированы и построены в соответствии с нормативными требованиями безопасности, введенными в г. Эти блоки находятся в эксплуатации в среднем лет. Перспективы атомной энергетики России. Установленный расчетный срок службы действующих энергоблоков АЭС лет. В соответствии с Энергетической стратегией России и расчетными оценками роста спроса на электроэнергию и мощность на долгосрочный период определена потребность в новых мощностях атомной энергетики. Масштабы развития ядерной энергетики определены в Энергетической стратегии России. Согласно Федеральной целевой Программе Энергоэффективная экономика , утвержденная Правительством РФ производство электроэнергии на АЭС к г. Втч , а к г. Втч. Электрическая мощность АЭС к г. ГВт ив г. ГВт. Доля АЭС в производстве электроэнергии в России к г. Такой вариант предъявляет жесткие требования к темпам строительства АЭС. В период активного развития атомной энергетики в е годы энергоблоки АЭС вводились с темпом в среднем 2,5 ГВтгод. В период г. России необходимо такие же темпы ввода мощностей АЭС. В европейской части России ТЭС на угле менее экономичны, чем АЭС. При сопоставимых удельных затратах на энергоблоки АЭС и ТЭС на угле для последних требуются более существенные затраты на строительство шахт и транспорт угля по железной дороге, чем затраты на хранение и переработку облученного ядериого топлива АЭС. В европейской части России при удельных капиталовложениях 0 долл. Вт и ниже, строительство АЭС выгоднее, чем строительство ТЭС с ПГУ с учетом дополнительных инвестиций в добычу, транспорт и подземные хранилища газа. Развитие атомной энергетики позволяет перенести центр тяжести в энергетическом производстве с традиционных топливодобывающих отраслей и транспорта топлива на современные наукоемкие ядерные и сопутствующие технологии, а в экспорте с топливного сырья на продукцию высоких технологий. В соответствии со Стратегией развития атомной энергетики в первой половине XXI века формирование технологий, реализующих воспроизводство ядерного топлива и принцип естественной безопасности, должно сопровождаться повышением конкурентоспособности атомной энергетики в условиях ужесточения экологических требований. Радиоактивные отходы Радиоактивные отходы РАО побочные продукты технической деятельности, содержащие биологически опасные радионуклиды. РАО образуются на всех этапах атомной энергетики от производства топлива до работы ядерных энергетических установок ЯЭУ, в том числе атомных электростанций АЭС при производстве, использовании и уничтожении ядерного оружия при производстве и применении радиоактивных изотопов 9,. РАО классифицируют по различным признакам рис. Среди РАО наиболее распространенными по агрегатному состоянию считаются жидкие ЖРО и твердые ТРО, в основном возникающие при работе атомных электростанций, других ЯЭУ и на радиохимических заводах по получению и переработке ядерного топлива. Газообразные РАО образуются в основном при работе АЭС, радиохимических заводов по регенерации топлива, а также при пожарах н других аварийных ситуациях на ядерных объектах.