Добавил:

ivanov666 Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.

Вуз:

Башкирский Государственный Аграрный Университет

Предмет:

[НЕСОРТИРОВАННОЕ]

Файл:

Основы учёта и контроля делящихся материалов в производстве. Учебное пособие

.pdf

Скачиваний:

Добавлен:

08.09.2026

Размер:

2 Мб

Скачать

☆

<<< < Предыдущая 1 2 3 45 / 105 6 7 8 9 10 > Следующая >>>

Изготовление твэл и ТВС по своему характеру является массовым,

Источник

Радионуклид

Газообразные

выбросы

Жидкие выбросы

Завод по производству твэл

234

235

238

3,7·10

8,5·10

3,7·10

8,9·10

7,4·10

1,9·10

8,9·10

механическим и в значительной мере автоматизированным производством прецизионного класса. Оно имеет дело с сотнями тысяч и миллионами одинаковых деталей выполняемых с высокой точностью, обеспечивающей идентичность и взаимозаменяемость, и ведется при непрерывном контроле параметров, как на отдельных операциях, так и в процессах сборки.

Промышленное производство энергетического топлива усложняется еще тем, что уран является одновременно и радиоактивным, и химически токсичным веществом. Такой завод по производству твэл будет иметь жидкие и газообразные отходы, содержащие следующие нуклиды: U

234

, U

235

, U

238

и Th

234

. Данные по радиоактивным выбросам при производстве твэл сведены в табл. 4.1., приведенной ниже. Кроме того, необходимо применять меры предосторожности против случайного возникновения ядерных цепных реакций. На практике контроль безопасности осуществляется дозиметрической службой и службой ядерной безопасности. Однако применительно к химическим и металлургиче- ским процессам эти службы имеют много общих черт.

Таблица 4.1

Данные по радиоактивным выбросам при производстве твэл реактора ВВЭР

мость жесткого материального контроля в процессе производства. Чтобы определять предусмотренные и неучтенные потери уранового топлива снимают количественный материальный баланс не только при регулярных поставках урана от одной установки к другой, но даже при движении урана по стадиям одного процесса.

так как одна ТВС весит 300…500 кг. Потребуется специальный транспорт для перевозки этих ТВС. Уязвимость к переключению персоналом зависит от постановки предприятия под гарантии МАГАТЭ. Риск распространения ЯО меняется от низкого до высокого в зависимости от обогащения топлива для различных типов реакторов.

Высокая стоимость энергетического топлива вызывает необходи-

Таким образом, уязвимость в краже на данной стадии ЯТЦ низкая,

4.5. Облучение топлива в реакторах

Рассмотренные до сих пор производства составляют начальную

стадию ЯТЦ. После сборки твэл в ТВС топливо поступает на АЭС. Пока топливо «свежее» оно обладает незначительной α- и нейтронной активностью и с ним можно обращаться как угодно. После того, как топливо облучилось на АЭС, его свойства резко меняются. Во-первых, там нарабатывается плутоний. Во-вторых, топливо становится высокорадиоактивным и химически токсичным.

Таким образом, с точки зрения того, что нарабатывается плуто-

ний − это опасно для нераспространения, а благодаря тому, что оно становится чрезвычайно радиоактивным вероятность его хищения или вероятность его переработки каким-то кустарным способом сводится почти до нуля. Уязвимость к переключению персоналом зависит от постановки предприятия под гарантии МАГАТЭ. Риск распространения ЯМ меняется от низкого до высокого в зависимости от обогащения топлива.

На АЭС топливный цикл не заканчивается. ОЯТ необходимо вы-

грузить из реактора и затем надежно и безопасно хранить (открытый топливный цикл), либо переработать (замкнутый топливный цикл).

4.6. Транспортировка и хранение облученного ядерного топлива

ОЯТ радиоактивно и требует особых мер предосторожности при

хранении и удалении в отходы. Его можно переработать, отделив продукты деления от остатков урана и плутония, которые повторно могут служить ядерным топливом. Но такая переработка стоит дорого, и соответствующие коммерческие предприятия имеются лишь в некоторых странах, например во Франции и Великобритании.

Транспортирование ОЯТ от АЭС на завод по переработке важная

стадия топливного цикла. Высокая активность перевозимого ядерного материала и значительное остаточное тепловыделение (десятки кВт/т U) не позволяют отправить его непосредственно на переработку или захоронение. Поэтому для всех видов реакторов необходима выдержка в воде с целью обеспечения распада наиболее активных короткоживущих радионуклидов и снижения тепловыделения.

В облучѐнном топливе в виде продуктов деления содержится при-

мерно двести радиоактивных изотопов 36-ти элементов, а так же продукты их радиоактивного распада. Периоды полураспада этих двухсот радионуклидов покрывают очень широкий диапазон: от 10−3 с до 106 лет. Примерно 70 % этих радионуклидов относятся к долгоживущим изотопам.

Радиационные характеристики смеси актиноидов в работающем

реакторе и сразу после окончания облучения определяются в основном тремя короткоживущими нуклидами: U после остановки реактора U

239

и Np

239

, а также частично U

239

, Np

239

и U

237

. Через 10 суток

237

распадают-

ся, в результате чего активность смеси актиноидов уменьшается в 25…30 раз. Аналогичные характеристики смеси продуктов деления спадают со временем медленнее. Через полгода после окончания облучения, когда практически весь U

237

распадется, активность уменьшится

более чем в 105 раз. За 3–5 лет радиоактивность топлива уменьшается в 35 раз, а количество выделяемого тепла за счет распада радионуклидов уменьшается в 200…300 раз.

Поступившее на радиохимический завод топливо перегружают под

водой из контейнеров в бассейны-хранилища (буферное хранилище). Глубина бассейна и толщина слоя воды над топливом рассчитаны так, чтобы создать необходимую радиационную защиту. Контейнеры размещаются в стеллажах, чтобы в любых случаях система была подкритичной. Высокая радиоактивность затрудняет работу с ОЯТ, все операции выполняются с дистанционным управлением.

Таким образом, эта стадия ЯТЦ не очень опасна. Топливо на этой стадии обладает свойством радиационной самозащищенности. Уязвимость в краже низкая. Уязвимость к переключению персоналом зависит от постановки предприятия под гарантии МАГАТЭ. Риск распространения ЯМ меняется от низкого до высокого в зависимости от наличия установок для переработки ОЯТ.

4.7. Радиохимическая переработка облученного ядерного топлива

При однократном использовании топлива в реакторе оно после облучения не перерабатывается на радиохимическом заводе, а направляется прямо на хранение. Этот цикл называется открытым. В таком ЯТЦ из ОЯТ плутоний не извлекается.

Открытый ЯТЦ – хранение (захоронение) ОЯТ в геологических

хранилищах.

Топливный цикл, в котором продукты деления отделяются от урана и плутония называется замкнутым топливным циклом. В таком ЯТЦ ОЯТ перерабатывается на радиохимическом заводе, а регенерированный уран возвращают снова на завод по получению UF6, а выделенный плутоний можно направить, например, на завод по изготовлению МОХтоплива и снова загрузить в реактор. В замкнутом топливном цикле топливо может многократно циркулировать. Однако для замкнутого ЯТЦ требуются радиохимические заводы, и в рамках этого цикла будут циркулировать значительные количества плутония, что не безопасно с точки зрения риска распространения. Кроме того, в регенерированном топливе происходит многократное накопление U мической переработки ОЯТ U

232

практически не отделяется от осталь-

232

. В процессе радиохи-

ных изотопов урана и переходит в регенерированный уран. При повторном использовании регенерированного урана в ядерных реакторах содержание U

232

будет возрастать, что приведет к усложнению радиаци-

онной обстановки. Однако такое топливо обладает свойством самоза-

щищенности от неконтролируемого распространения. U

232

является од-

ним наиболее предпочтительным ядерным материалом, который можно использовать для создания внутреннего долговременного радиационного

барьера ОЯТ.

Поступившее на радиохимический завод топливо перегружают под водой из контейнеров в бассейны-хранилища. Из бассейнов ТВС поступают в отделение резки, где они режутся на куски заданного размера. Предварительно отрезаются концевые детали (хвостовики), не содержащие топлива. Разрезанные сборки попадают в растворители с азотной кислотой, где осуществляется выщелачивание (извлечение) урана, плутония, других ценных элементов. Тщательно отфильтрованные от взвесей растворы поступают на экстракцию. Основой процесса экстракции является распределение растворенного вещества между двумя несмешивающимися жидкостями (азотнокислыми растворами экстрагируемого вещества и органической фазой). При этом вещество распределяется между водным раствором и органикой до тех пор, пока не достигается равновесное состояние. Органическая фаза избирательно экстрагирует

только уран и плутоний, оставляя почти все продукты деления в водной

фазе. На завершающем этапе уран и плутоний реэкстрагируются − переводятся в уже не содержащий продукты деления раствор. Многоступенчатая экстракция позволяет произвести одновременно высокое раздельное извлечение из растворов урана и плутония и их глубокую, практически полную очистку от продуктов деления, что крайне важно при дальнейшем использовании регенерированного ядерного топлива.

Опасность распространения начинается снова на радиохимическом заводе, где плутоний и недовыгоревший уран отделяются от остального топлива. На радиохимических заводах, которые обрабатывают топливо из реакторов на тепловых нейтронах, получается так называемый реакторный плутоний. В выгружаемом топливе таких реакторов 20…30 % изотопов плутония Pu

240

, Pu

242

. Взрывные качества такого плутония пло-

хие, тем не менее, из него можно создать ядерное взрывное устройство.

В целом эта стадия ЯТЦ представляет большую опасность в силу наличия выделенных фракций плутония и урана. Уязвимость в краже высокая. Технология переработки ОЯТ имеет дело с сильно радиоактивным и тепловыделяющим материалом. Поэтому используется дистанционное оборудование, отделяющее персонал от материала. Однако на установках могут быть участки, где плутоний содержащие материалы более доступны для кражи. Уязвимость к переключению персоналом зависит от постановки предприятия под гарантии МАГАТЭ. Риск распространения ЯО высокий.

Группа ядерных поставщиков наложила неофициальное эмбарго на экспорт перерабатывающих технологий.

4.8. Хранение и переработка радиоактивных отходов

Любые производства образуют отходы. Не является исключением и деятельность с использованием атомной энергии.

На каждой стадии ЯТЦ имеются некоторые безвозвратные потери в виде жидких, газообразных или твердых отходов производства, которые по тем или иным причинам не могут быть возвращены в цикл.

Специфика таких отходов в том, что они является радиоактивными. Кроме того, их нельзя обезвредить, например, сжиганием или перево-

дом в другие химические соединения, так как радиоактивные вещества

в любом состоянии сохраняют свои радиоактивные свойства.

В мировой практике под радиоактивными отходами (РАО) принято понимать непригодные к использованию в настоящее время и в будущем ядерные материалы и радиоактивные вещества в любом агрегатном состоянии, содержащие радионуклиды в количествах и концентрациях, превышающих регламентированные правовыми актами значения.

Разнообразие радиоактивных элементов и их концентраций создают разнообразие типов РАО. Однако все они могут быть разделены на небольшое количество категорий в зависимости от концентрации радиоактивных элементов и времени, в течение которого они сохраняют свою радиоактивность. Для каждой категории РАО приняты свои методы сбора и удаления.

В большинстве стран выделяются следующие категории РАО:

1. Низкоактивные отходы – это отходы с низкими концентра-

циями радионуклидов, не требующие специальных защитных мер (достаточно, например, резиновых перчаток).

2. Среднеактивные отходы – это отходы с более высокими

концентрациями радионуклидов, требующие защитных экранирующих и манипулирующих устройств используемых для защиты персонала.

3. Высокоактивные отходы – это отходы с наивысшими кон-

центрациями радионуклидов, что приводит к физически горячему их состоянию.

Отходы третей категории настолько радиоактивны, что требуют не только мощной защиты, но и охлаждения в течение длительного времени. Поступают от установок регенерации ядерного топлива, это жидкие отходы, образующиеся в процессе переработки (выделения) плутония.

В настоящее время практически во всех странах признана оптимальной следующая схема переработки высокоактивных отходов:

1) хранение в жидкой форме для снижения остаточного тепло-

выделения;

2) отверждение выдержанных жидких отходов и временное

хранение в контролируемых условиях;

3) окончательное захоронение отвержденных отходов в ста-

бильных геологических формациях.

Обращает на себя внимание чрезвычайно большой уровень радиа-

Добыча U-руды

Обогащение

урана

Изготовление

ТВС

ЯР

Хранилище ОЯТ

Химическая

переработка ОЯТ

Изготовление

MOX-топлива

U3O

ОЯТ MOX-топливо

ОЯТ

ции высокоактивных отходов регенерации при их относительно малом объеме.

Таким образом, уязвимость в краже на данной стадии ЯТЦ низкая. Это связано высокой радиоактивностью и тепловыделением в РАО, а также с малым содержанием делящихся материалов в РАО. Уязвимость к переключению персоналом низкая, объясняется также низким содержанием делящихся материалов. Риск распространения ЯО низкий. Это связано с высокой радиоактивностью и тепловыделением в РАО, а также с малым содержанием делящихся материалов.

Во многих странах мира в настоящее время проводятся исследования направленные на разработку безопасного обращения с радиоактивными отходами, однако, эта стадия до сих пор одна из самых важных и малоизученных в ЯТЦ.

Рис. 4.1. Привлекательность стадий ЯТЦ с точки зрения распространения

делящихся материалов

Анализ перечисленных выше рисков и опасностей с точки зрения

привлекательности ЯМ на различных стадиях ЯТЦ носит качественный характер. Трудно дать количественную оценку стадий ЯТЦ и ядерных технологий по привлекательности для потенциальных похитителей ЯМ. Схема, представленная на рис. 4.1, дает качественную оценку привлекательности различных стадий ЯТЦ для хищения или переключение ядерных материалов.

Количество точек на соответствующих стадиях ЯТЦ характеризу-

ет относительную привлекательность данной стадии цикла. Стадии ЯТЦ оценены по 4-бальной шкале. Видно, что наибольшую привлекательность представляют этапы, связанные с переработкой ОЯТ, выделением плутония, с изготовлением МОХ-топлива и повторным использованием его в реакторе.

5. ЗАДАЧИ УЧЁТА И КОНТРОЛЯ НА СТАДИЯХ ЯТЦ

Обогащение. На этой стадии необходимы следующие процедуры учѐта и контроля:

1. Мониторинг степени обогащения.

2. Учѐт количества ЯМ и измерение обогащения конечного про-

дукта.

3. Анализ (определение количества) ЯМ, остающихся в процессе.

Производство таблеток (переработка UF6 в UO2). На этой стадии происходит превращение UF6 в UO2 и приготовление таблеток (пропитка порошка, прессование и отжиг таблеток, обработка поверхности). Требуется:

1. Анализ исходного UF6 для определения его массы и степени

обогащения.

2. Анализ продукции UO2 на степень обогащения.

3. Измерение массы делящихся изотопов, складированных под

контролем.

4. Анализ таблеток UO2 − определение массы делящихся изотопов

и степени обогащения.

5. Анализ материала, остающегося в установке.

Производство ТВС. Изготовление твэл (набивка трубок таблетка- ми, герметизация твэл), изготовление ТВС. Здесь требуется измерение топливных стержней для контроля ЯМ и качества продукции (измерение массы ЯМ на единицу длины с целью определения степени однородности и выбраковки дефектных изделий).

Выработка энергии. На АЭС, где непосредственно происходит вы- работка тепла и производство электрической энергии требуется:

1. Контрольные измерения свежих топливных сборок (измерение

массы ЯМ на единицу длины).

2. Контрольные измерения отработавших сборок с целью провер-

ки глубины выгорания и времени охлаждения.

Переработка ОЯТ. Стадия включает растворение ТВС, транспор- тировку раствора по трубопроводам, разделение по фракциям (уран, плутоний, продукты деления). Здесь требуется:

1. Анализ концентрации ЯМ в растворах.

2. Мониторинг ионообменных колонн и хода процессов разделе-

ния элементов.

3. Определение количества ЯМ, остающихся в установке:

мониторинг содержания Pu в кальцинаторах;

Тип материала

Особый (ОЯМ),

сырьевой или прочий

материал

Подотчетное

количество

Подотчетное ве-

совое содержание элемента, изотопа

Обедненный отвальный уран

Сырьевой

Килограмм

Всего U, U

235

Высокообогащенный уран

Особый (ОЯМ)

Грамм

Всего U, U

235

Природный уран

Сырьевой

Килограмм

Всего U

233

Особый (ОЯМ)

Грамм

Всего U, U

233

анализ растворосодержащих цистерн с целью определения

объемов растворов и содержания в них ЯМ.

анализы растворов в процессе переработки (контроль кон-

центрации ЯМ).

определение количества ЯМ, остающихся в установках.

Переработка отходов. На этой стадии проводится анализ содер- жания U и Pu в отходах высокой и низкой плотности (дефектные изделия, отходы механической обработки).

Транспортировка ЯМ с объекта на объект. На этой стадии ЯТЦ осуществляется проверка персонала и транспортных средств на содержание ЯМ.

Рассмотрение задач учѐта и контроля на разных стадиях топливного цикла приводит к выводу, что измерениям подлежат ЯМ, находящиеся в разных состояниях и формах, в разных сочетаниях с другими материалами, с разным уровнем радиоактивности. Для выполнения этих задач применяются различные методы и аппаратура. В табл. 5.1. перечислены ядерные материалы и указаны их подотчетные количества и содержания, определенные требованиями МАГАТЭ.

Категории ЯМ представлены в табл. 5.2. Уран определяется по степени обогащения U

235

и по полному количеству урана, плутоний − по

полному количеству плутония. I категория определяется минимальным количеством ЯМ, необходимым для изготовления оружия.

Таблица 5.1

Ядерные материалы и их подотчетные количества

<<< < Предыдущая 1 2 3 45 / 105 6 7 8 9 10 > Следующая >>>

Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]