Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Центры ядерных исследований и технологий основные требования, существующий статус и перспективы развития. Учебное пособие
.pdf
21
Жидкие радиоактивные отходы должны поступать в емкость самотеком.
Над поверхностью зеркала ЖРО необходимо предусмотреть соединение со спецвентиляцией для поддержания необходимого разрежения, препятствующего выходу наружу летучих радиоактивных
веществ и аэрозолей.
Необходимо предусмотреть систему отбора проб воды с ЖРО на
анализ.
Емкость не должна иметь дренажа. Откачка загрязненной воды
производится только сверху.
Общехозяйственная канализация
Общехозяйственная (хозфекальная) канализация проектируется
в соответствии с требованиями общепромышленных предприятий.
Система водоснабжения
Система водоснабжения проектируется в соответствии с требованиями общепромышленных предприятий.
Допускается использование системы холодного водоснабжения
при наличии системы водоподготовки для:
- пожаро-хозяйственных нужд;
- для питьевых нужд.
Дренаж системы осуществляется в хозфекальную канализацию.
Для охлаждения второго контура реактора допускается использование воды из системы водоснабжения в качестве подпитки при
условии замкнутого второго контура.
Обращение с радиоактивными отходами (РАО)
Утилизация жидких радиоактивных отходов (ЖРО)
Жидкие радиоактивные отходы необходимо разделить на две категории: низкоактивные отходы и высокоактивные отходы.
Низкоактивные отходы накапливаются в емкости системы спецканализации и отправляются на утилизацию. ЖРО направляются
либо Национальному оператору в жидком виде в специализированных емкостях, либо на систему упаривания и кондиционирования с
целью снижения объемов ЖРО. После кондиционирования ЖРО могут быть переведены в ТРО различными методами (например: це-
22
ментированием, остекловыванием и т.д.). Радиоактивный цементный компаунд помещается в 200 литровые металлические бочки,
обеспечивающие его временное хранение, транспортировку и захоронение.
Высокоактивные отходы накапливаются при производстве и выделении радионуклидов. Высокоактивные ЖРО отверждаются (переводятся в ТРО) на месте образования в «горячей» камере. Далее в
специализированных пеналах ТРО отправляются на временное хранение в пункт хранения. Затем ТРО направляются на долговременное хранение или переработку Национальному оператору.
Утилизация твердых радиоактивных отходов (ТРО)
Сбор и сортировка ТРО осуществляется в местах их образования
и/или переработки с учетом радиационных, физических и химических характеристик в соответствии с системой классификации отходов и с учетом методов последующего обращения с ними. Сортировка первичных твердых РАО направлена на разделение отходов
по различным категориям и группам для переработки по принятым
технологиям и для подготовки к последующему хранению и захоронению.
Хранение ТРО осуществляется раздельно для отходов разных категорий и групп в сооружениях, обеспечивающих безопасную изоляцию отходов в течение всего срока хранения и возможность последующего их извлечения. На территории комплекса необходимо
предусмотреть сооружение для временного хранения ТРО. Срок
хранения до 10 лет.
Транспортирование РАО предусматривает их безопасное перемещение между местами их образования, переработки, хранения и захоронения с использованием специальных грузоподъемных и транспортных средств.
По удельной активности радиоактивные отходы подразделяются
на 3 категории: низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные.
В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов
радиоактивные отходы относятся к разным категориям, для них
устанавливается наиболее высокое из полученных значение категории отходов.
23
Утилизация газообразных радиоактивных отходов (ГРО)
Газообразные радиоактивные отходы, образующиеся при работе
реактора, направляются в спецвентиляцию и затем выбрасываются
в вентиляционную трубу.
При прохождении через аэрозольные и противойодные фильтры,
часть ГРО задерживается, однако инертные радиоактивные газы Xe,
Kr, Ar и др. не удерживаются. Поэтому, необходимо предусмотреть
использование газгольдера выдержки для уменьшения выбрасываемой в окружающую среду активности. Газгольдер может быть использован при вскрытии бака реактора, а также в технологических
процессах выделения и наработки радионуклидов в «горячих» камерах.
Противопожарные мероприятия
Противопожарные мероприятия, а также оснащение техническими средствами обнаружения и тушения пожара осуществляются
в соответствии с действующими нормативными документами.
Необходимо предусмотреть сирену для объявления угрозы пожара или чрезвычайной ситуации.
Необходимо разместить систему локального оповещения территории.
Необходимо наличие запасных эвакуационных выходов.
Необходимо провести прямую проводную телефонную связь с
ближайшей пожарной частью.
Питающие и сигнальные линии элементов и систем, важных для
безопасности, должны быть продублированы и проложены в отдельных независимых кабельных каналах.
Двери в помещения систем, важных для безопасности, должны
соответствовать требуемым классам огнестойкости.
На реакторной установке необходимо размещения средств обнаружения пожара:
- датчики задымления;
- датчики пламени (открытого огня).
Необходимо установить автоматизированную систему пожарной
сигнализации (АПС) с выводом на централизованный пульт в пожарной части, а также на пост охраны со световой и звуковой сигнализацией, а также с индикацией места срабатывания.
24
Необходимо предусмотреть наличие противопожарных разрывов
в здании реактора
Необходимо предусмотреть первичные средства пожаротушения.
Необходимо предусмотреть «тревожную» кнопку вызова пожарной команды.
Необходимо оснастить помещения огнетушителями.
Необходимо определить «аварийную» комнату. Оборудовать ее
необходимыми спасательными средствами, в том числе изолирующими противогазами.
Необходимо предусмотреть громко-говорящую связь (ГГС) для
оповещения персонала. При возникновении пожара по ГГС передается сообщение о пожаре в автоматическом режиме.
Необходимо предусмотреть внутри здания пожарные краны с рукавами для пожаротушения.
Возле здания необходимо предусмотреть точки для подключения
пожарных гидрантов.
В пультовой управления реактором необходимо предусмотреть
систему автоматического газового пожаротушения.
При возникновении пожара необходимо предусмотреть автоматическое отключение приточно-вытяжной вентиляции. Также необходимо предусмотреть автоматическое закрытие воздушных клапанов с целью исключения образования естественной циркуляции воздуха и снижения притока кислорода к очагу возгорания.
Необходимо предусмотреть наружную заземляющую шину по
периметру здания для заземления пожарной техники с целью исклю-
чения поражения электрическим током пожарных при тушении пожара водой.
Промышленное телевидение, связь и сигнализации
Промышленные видеокамеры должны быть установлены в центральном зале реактора и других необходимых помещениях с визуализацией изображения на пульте реактора. В местах повышенных
радиационных полей видеокамеры устанавливаются в радиационностойком исполнении, чтобы избежать затемнения оптики под воздействием излучения.
25
Видеокамеры наружного наблюдения и физической защиты объекта с визуализацией на диспетчерском пункте устанавливаются в
соответствии со специализированными требованиями.
Связь телефонная
Связь должна быть телефонная с базовой станцией на пульте реактора. Необходимо иметь два независимых комплекта на пульте
(для начальника смены и для инженера по управлению реактором)
для 100% резервирования. Исполнение должно быть проводное по
следующим причинам:
- наличие биологической защиты стен в виде тяжелого бетона не
позволяет пользоваться мобильной связью;
- при диверсионных действиях или отказе оборудования прием-
передающих станций отключение мобильной связи полностью парализует эксплуатацию ядерно-опасного объекта с ядерным реактором; при проводной связи риска отказа по общей причине - исключен.
Стационарные телефонные аппараты устанавливаются в центральном зале. В помещениях временного пребывания персонала телефонные аппараты монтируются с внешней стороны коридора.
Связь громко-говорящая (ГГС)
Обеспечить ГГС все помещения, коридоры, лаборатории, операторские с управлением с пульта управления реактором.
Возможно совмещение телефонной связи и ГГС.
Сигнализация
Необходимо предусмотреть разные виды сигнализации:
- пожарная;
- охранная;
- технологическая.
Технологическая сигнализация имеет следующие категории:
- предупредительная (световая и звуковая);
- аварийная (световая и звуковая),
- указательная.
Необходимо, кроме вышеуказанных, предусмотреть сигнализацию (световую и звуковую) на «Запрет входа в центральный зал».
Все типы сигнализаций различаются по цвету и тону звука.
26
При необходимости сигнализация может быть выведена в разные
помещения (пульт реактора, щит дозиметрического контроля и т.д.).
Необходимо предусмотреть квитирование сигнализации оператором.
Система контроля и управления (СКУ) технологическим
процессом
Система контроля и управления технологическим процессом состоит из следующих подсистем:
1. Подсистема ядерно-физического контроля:
- измерение мощности реактора;
- система внутриреакторного контроля.
2. Подсистема тепло-технического контроля.
3. Подсистема технологического радиационного контроля:
- контроль радиационной обстановки;
- радиационный контроль персонала (индивидуальный дозимет-
рический контроль);
- технологический радиационный контроль (контроль целостно-
сти защитных барьеров).
4. Дистанционное и автоматическое управление.
5. Подсистема автоматического регулирования мощностью реак-
тора.
6. Подсистема технологической сигнализации:
- предупредительная (световая, звуковая);
- аварийная (световая, звуковая);
- указательная.
7. Подсистема технологических защит и блокировок:
- аварийная защита реактора;
- защиты и блокировки технологического оборудования и т.д.
8. Оперативная связь.
Система электроснабжения
Система электроснабжения реакторного комплекса должна быть
разработана с использованием соответствующих национальных
ГОСТов и стандартов.
Электроснабжение лабораторий с реакторной установкой вести
от двух независимых источников питания промышленной трехфаз-
27
ной электросети напряжением 220/380 В и частотой 50 Гц. Мощность, потребляемая реакторной установкой, составляет около 50
кВА. Силовой кабель на эту мощность должен быть подведен к автономному электрощиту с соответствующим автоматом защиты.
Электрические нагрузки могут быть сгруппированы в соответствии с продолжительностью приемлемых для них перерывов электроснабжения. Группирование нагрузок должно быть также оптимизировано, принимая во внимание нагрузочные характеристики, такие как пусковой ток, нелинейность, диапазон регулирования напряжения, функции нагрузки и последствие отказов.
Отдельные нагрузки могут генерировать помехи и излучать их,
влияя на другое оборудование непосредственно или через источники электроснабжения. Это влияние должно быть сведено к минимуму путем применения оборудования, которое соответствует требованиям по уровню помех, изложенным в соответствующих национальных ГОСТах и стандартах, а также путем физического разделения и экранирования кабелей.
Прокладка кабелей в пультовой должна производиться в кабельных каналах шириной 6.00 и глубиной 300 мм. Каналы должны быть
проложены под стойками и пультом и обеспечивать одновременно
крепление металлоконструкций стоек и пульта, согласно плана
пультовой. Канал под стойками должен иметь ширину 600 мм. Открытые проемы каналов должны быть закрыты сверху съемными
крышками из рифленой листовой стали.
Проходка кабелей из пультовой в зал должна производиться через закладные трубы.
Для аварийного питания приборов контроля системы СУЗ должен быть предусмотрен источник бесперебойного питания.
Электрообеспечение лабораторий проводить по I категории двух
независимых источников.
Установочная мощность лаборатории 300 кВт.
В реакторном зале и помещении технологического оборудования
предусмотреть установку прожекторов для обеспечения работы промышленной телеустановки.
Предусмотреть на объекте автономный источник питания (аварийный) на установленную мощность 45 кВт.
28
1.2.3 Основная производимая продукция
1.2.3.1 Производство радионуклидов медицинского назначения
Радионуклиды (РН) медицинского назначения можно различать
по способам получения, назначению и ядерно-физическим характеристикам. По способам получения их делят на реакторные, циклотронные и генераторные. По назначению - это диагностические и терапевтические РН. По ядерно-физическим характеристикам РН
классифицируют на -излучатели, +-излучатели, --излучатели и излучатели. Мы остановимся на рассмотрении, главным образом,
реакторных и, отчасти, генераторных РН.
В общем случае процесс получения реакторных радионуклидов
состоит из следующих основных операций или стадий: приготовление исходного облучаемого материала, заполнение мишени или подготовка мишенного устройства, собственно облучение, выделение
радионуклида и очистка целевого радионуклида.
Для реализации безопасного и эффективного процесса получения
РН в каналах ядерного реактора необходимо выбрать материал мишени, к которому предъявляется ряд требований. Материал должен:
- быть термостойким, не пирофорным, не взрывоопасным;
- содержать ядра материнского нуклида в максимальной концен-
трации;
- быть радиационно-стойким, не разлагаться при облучении с об-
разованием газообразных продуктов;
- обладать высокой химической чистотой (для предотвращения
появления продуктов побочных ядерных реакций);
- при необходимости быть обогащённым по материнскому нук-
лиду;
- иметь подходящую химическую форму для последующей после
облучения переработки.
Разработка и создание мишеней и мишенных устройств - важней-
шие составляющие как экспериментальных, так и технологических
работ по получению радионуклидов.
Основные реакции получения реакторных радионуклидов следующие:
- (n, γ) для получения 32P, 82Br, 86Rb, 90Y, 99Mo/
99m
Tc,
198
Au из при-
родного сырья; 99Mo/
99m
Tc,
153
Sm,
177
Lu,
113
Sn/
113m
In, 51Cr, 59Fe,
169
Yb,
191
Os/
191m
Ir,
197
Hg - из изотопно-обогащенных мишеней;
29
- (n, γ) с последующим β-распадом промежуточного нуклида для
получения
125
I,
131
I,
131
Cs,
199
Au без носителя;
- пороговые реакции с вылетом заряженных частиц (n, p), (n, α)
для получения 32P, 33P, 35S, 58Co, 3H, 36Cl;
- реакции двойного захвата нейтронов (n, γ), (n, γ) для получения
66
Ni/66Cu,
109
Cd/
109m
Ag,
188W/188
Re;
- реакции деления урана для получения 99Mo/
99m
Tc,
131
I, 90Sr/90Y,
132
Te/
132
I,
133
Xe и других продуктов деления.
РН, образующиеся путем облучения мишеней нейтронами или в
реакциях деления, имеющие, как правило, избыток нейтронов и при
своем распаде испускающие --частицы, составляли до последнего
времени основную массу продукции радиоизотопных производств.
К числу таких РН относятся 60Со,
131
I, 99Mo,
137
Cs и целый ряд других
изотопов (таблица 1.2.3.1.1)
Таблица 1.2.3.1.1 – Реакторные РН для ядерной медицины
Изотоп
Т
1/2
Изотоп
Т
1/2
32Р
14,3 сут
133
Xe
5,2 сут
35
S
87,4 сут
153
Sm
46,7 ч
47
Sc
3,4 сут
153
Gd
241,6 cут
51
Сr
27,7 сут
165
Dy
2,35 ч 59Fe
44,5 сут
166
Dy/
166
Но
81,5 ч/26,6 ч
60
Со
5,3 лет
177
Lu
6,71 сут
75
Se
119,8 сут
186
Re
90,6 ч
86
Rb
18,8сут
188W/188
Re
69 сут/16,9 ч
99
Мо/
99m
Tc
66 ч/6 ч
191
Os/
191
Ir
15,4 сут/4.9 с
103
Pd
16,99 сут
192
Ir
74 сут
103
Ru
39,4 сут
198
Au
2,6 сут
132
I
2,3 ч
199
Au
3,2 сут
Получение 99Mo в ядерных реакторах
99
Mo - наиболее востребованный радионуклид медицинского
назначения. Основные мировые производители нарабатывают 99Мо
с использованием урановой мишени. Урановая мишень состоит из
твёрдых соединений урана в виде окислов или уран-алюминиевого
сплава. Облучение происходит в экспериментальных каналах реактора с принудительным охлаждением.
Всего в мире было построено около 670 исследовательских реакторов, из которых 292 сейчас работают в 59 странах. Их мощность
30
может варьироваться от нуля (в случае критической или подкритической сборки) до 200 МВт (тепл.). Плотность потока тепловых
нейтронов составляет Ф ~ 1014-1015 см-2·с-1. Для активной зоны исследовательских реакторов требуются не сотни килограммов урана,
как в энергетических реакторах, а всего несколько килограмм. Использование высокообогащенного урана ВОУ (> 20%
235
U) позво-
ляет сделать компактной активную зону с высоким потоком нейтронов, а также значительно увеличить период непрерывной работы
между перегрузками топлива.
Существуют и используются в промышленных масштабах следующие методы получения 99Мо: делительный или осколочный
(fission) - из продуктов деления урана по реакции
235
U(n,f)99Mo и «ак-
тивационный» (activation) - путем накопления 99Mo по реакции
98
Mo(n,γ)99Mo. В обоих случаях мишень облучают в атомном реак-
торе с плотностью потока нейтронов более 5·1013 нейтрон·см-2·с-1.
Существенное различие этих двух способов получения заключается
в том, что «делительный» 99Mo получается практически без носи-
теля. Это позволяет нарабатывать 99Mo с удельной активностью де-
сятки тысяч кюри на грамм, который можно использовать в генераторах
99m
Tc различных типов.
По второму способу можно наработать 99Mo с максимальной
удельной активностью несколько кюри на грамм. Для плотности потока до 1014 нейтрон·см-2·с-1 считают возможным получение трех
уровней удельной активности 99Mo:
- по реакции (n, γ) для природного молибдена - около 1 Ки 99Mo/г
Mo; для обогащенного 98Mo - 4-10 Ки 99Mo/г молибдена;
- по реакции (n, f) - 10 000 - 30 000 Ки 99Mo/г молибдена.
Мишень из 98Mo (содержание 98Mo, в природной смеси – 24.13%)
облучают нейтронами. Внимание к этому способу обусловлено малым количеством радиоактивных отходов. Однако сечение деления
235
U составляет около 600 барн, из этих 600 барн примерно 6.1 % (37
барн) приходится на образование 99Mo, а сечение реакции 98Mo (n, γ)
99
Mo составляет около 0.13 барн для тепловых нейтронов, т.е. почти
в 300 раз меньше по сравнению с процессом деления. Возможность
получения большого количества 99Мо в соответствии с прямой реак-
цией будет зависеть от величины нейтронного потока реактора, который может компенсировать небольшое сечение. Использование
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]