Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Основы учёта и контроля делящихся материалов в производстве. Учебное пособие
.pdf
Pu
242*
Особый (ОЯМ)
Грамм
Всего Pu, Pu
242
Pu
239
, Pu
241
Особый (ОЯМ)
Грамм
Всего Pu, Pu
239
+
Pu
241
Pu
238**
Особый (ОЯМ)
0,1 грамма
Всего Pu, Pu
238
Тип материала
Особый (ОЯМ),
сырьевой или прочий
материал
Подотчетное
количество
Подотчетное ве-
совое содержание
элемента, изотопа
Am
241
Прочий
Грамм
Всего Am, Am
241
Am
243
Прочий
Грамм
Всего Am, Am
243
Bk
Прочий
Микрограмм
(10 мкг)
Bk
249
Cf
252
Прочий
Микрограмм
(10 мкг)
Cf
252
Cm
Прочий
Грамм
Всего Cm, Cm
246
D
Прочий
0,1 килограмм
(100 г)
D2O, D2
Li6
Прочий
Килограмм
Всего Li, Li6
Np
237
Прочий
Грамм
Всего Np
Th
Сырьевой
Килограмм
Всего Th
He3
Прочий
0,01 грамма
Всего He3
*
51
Материал считается Pu
па в смеси изотопов плутония ≥ 20 %.
**
Материал считается Pu
топа в смеси изотопов плутония ≥ 10 %.
242
, если общее весовое содержание этого изото-
238
, если общее весовое содержание этого изо-
От категории расположенных на объекте ядерных материалов зави-
Форма
Уро-
вень
при-
влека-
тель-
ности
Содержание U
235
, кг
Прочие
материа-
лы в IV
катего-
рии
I
катего-
рия
II
катего-
рия
III
катего-
рия
IV ка-
тегория
Оружие: сборные
узлы вооружений и
испытательных устройств
А
Любые
количества
Очищенные продукты: навески металла,
слитки, пригодный к
переработки материал
В
≥ 5
> 5
< 1
< 1
≥ 0,4
< 0,4
Высокообогащенные материалы: карбиды, оксиды, растворы (≥ 25 г/л);
нитраты; топливные
элементы и сборки
твэл; сплавы и смеси; UF4 и UF
6
(обо-
гащение ≥ 50 %)
С
≥ 20
> 20
≥ 6
< 6
≥ 0,2
< 0,2
Обогащенные материалы: растворы (от
1 до 25 г/л); остаточные продукты,
требующие сложную переработку;
материал, облученный излучением
D − ≥ 50
< 50
≥ 8
< 8
52
сят требования к точности контрольных измерений при подведении баланса ядерных материалов – относительные стандартные отклонения в
процентах от инвентарных количеств – (см. табл. 5.3).
Таблица 5.2
Категории ЯМ, используемые при обеспечении их безопасности на примере U
235
умеренной интенсивности; UF4 и UF
6
с обогащение от 20
до 50 %.
Все прочие материалы, облученные
излучением высокой
интенсивности; растворы (≤ 1 г/л) содержащие 20 % U
235
в любой форме.
E − − − −
Подотчетные
количества
53
ЯМ располагаются на установках ядерного топливного цикла. Све-
дения о запасах ядерных материалов на различных объектах даны в
табл. 5.4.
В табл. 5.5. приведены данные о частоте инвентаризаций на различных объектах, которые дают представление о числе повторных измерений ЯМ за год.
Особый тип контрольных мероприятий на ядерных объектах − про-
верочные инспекции. Оборудование, применяемое для инспекций и установленное на конкретных предприятиях, значительно различается.
Инспектор рассматривает более широкий круг ядерных материалов, посещая разные объекты. Он использует данные, полученные с помощью нескольких подобных приборов неразрушающего контроля, а не
одного прибора. Инспектор перевозит свою аппаратуру с объекта на
объект, что вызывает необходимость частых еѐ перекалибровок.
Например, раз в год специалисты лаборатории «Маунд» посещают
предприятия промышленного комплекса для проверки содержания Рu в
опечатанных учетных единицах. Ранее для измерений использовались
портативный калориметр и гамма-спектрометр высокого разрешения.
Инспекция длилась две недели, включая время на подготовку аппаратуры. Впоследствии комплект приборов был дополнен счетчиком для пассивных нейтронных измерений.
ницы из разных категории материалов. Внутри каждой категории подвергают контролю несколько учѐтные единиц с разными массами, чтобы охватить весь диапазон возможных масс.
Для проведения контрольных измерений выбирают учѐтные еди-
Таблица 5.3
Тип установки
Обед-
ненный
уран
Естественный
уран
Низко обо-
гащенный
уран
Высоко
обогащен-
ный уран
Pu
Th
Исследовательские
лаборатории
1 0 0
4
0
1
Исследовательские
реакторы и крити-
ческие сборки
0 0 0
43
1
1
Установки по обо-
гащению
51 9 1
0
0
0
Энергетические
реакторы
1
14
47
17
36
0
Хранилища
46
19
43
22
58
0
Места нахождения
вне установок:
рудники и др.
0 5 0
0
0
98
№
Тип установки
Относительное стандартное
отклонение, %
1
Обогащение урана
0,2
2
Химические превращения: конверсия урана
и изготовление топлива
0,3
3
Конверсия плутония и изготовление топлива
0,5
4
Химическая переработка урана
0,8
5
Химическая переработка плутония
1,0
6
Отдельное хранилище скрапа
4,0
7
Отдельное хранилище отходов
25
54
Требования к точности измерений ядерных материалов
Контрольные измерения обычно проводят с целью определения
численного значения количества ЯМ. При этом стремятся обеспечить
наивысшую возможную точность результата. Однако существует ряд
задач контроля, требующих лишь качественной информации об образцах, предварительные сведенья о которых могут быть неоднозначными.
Таблица 5.4
Распределение запасов ядерных материалов
в расчете на тип установки и категорию (ЕВРААТОМ), %
К их числу относятся:
№
Объект
Частота инвентаризаций
от
до
1
Исследовательские лаборатории
1/год
12/год
2
Исследовательские реакторы и исследовательские стенды
2/год
6/год
3
Завод по извлечению и концентрированию
урана из руды
0/год
2/год
4
Завод по обогащению урана
12/год
1/неделю
5
Конверсия и фабрикация (естественный
уран, низкообогащенный уран)
12/год
1/неделю
6
Конверсия и фабрикация (высокообогащенный уран, МОХ-топливо)
12/год
Непрерывно
7
Химическая переработка
12/год
Непрерывно
8
Энергетические реакторы
2/год
24/год
9
Хранилища ядерных материалов
1/год
Ежедневно
55
определение характеристик немаркированных или ошибочно
маркированных образцов;
установление присутствия ЯМ в образцах по принципу
«да/нет»;
подтверждение получателем данных поставщика и др.
Данные о частоте инвентаризаций на различных объектах ЯТЦ
Таблица 5.5
Такие задачи требуют качественных или количественных измерений, проводимых с помощью методов неразрушающего анализа.
Если при измерении определяют только характерный признак или
качество ЯМ, его можно отнести к категории качественных (атрибутивных) измерений. К категории количественных измерений проводимых с
невысокой точностью, относят определение характеристик отходов,
контроль за перемещением ядерного материала, измерение отложений
делящихся материалов в технологических емкостях и трубопроводах.
6. КОНТРОЛЬ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ
56
В СИСТЕМАХ ХРАНЕНИЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ
Темпы развития ядерной энергетики в значительной степени определяются внешними составляющими ЯТЦ, в частности, долговременным хранением ОЯТ и его переработкой. В 2000 г. в России было накоплено около 15 тысяч тонн ОЯТ, а в 2010 г. уже 25 тыс. тонн.
Прогнозы, сделанные в различных странах, показывают, что в ближайшие 20–30 лет ожидается увеличение объемов накопления ОЯТ в
мире примерно в 2–3 раза, при этом особенно острой проблемой будет
являться хранение ОЯТ реакторов типа РБМК. В связи с этим возникает
необходимость в хранилищах большой емкости, удовлетворяющих требованиям ядерной и радиационной безопасности.
Мощность радиохимического завода РТ-1 на ПО «Маяк» составляет 400 тонн в год (по урану). С пуском завода РТ-2 на «Горнохимическом комбинате» к 2030 году суммарная мощность радиохимических заводов составит ~2000 т/год. Не смотря на это не более 5 % накопленного и не более 15 % ежегодно образующегося ОЯТ АЭС направляется на завод по его регенерации.
Хранилища ОЯТ РБМК-1000, ВВЭР-440, -1000, БН-600, ЭГП-6 были спроектированы в 60–70 годах. В последние годы, когда одновременно с фактическим изменением концепции замкнутого топливного
цикла изменились требования безопасности, возникла необходимость
уплотнения хранения топлива и увеличения вместимости существующих хранилищ. В первую очередь это связано с увеличением ОЯТ реакторов РБМК и ВВЭР, так как топливо РБМК-1000, ВВЭР-1000, ЭГП-6
не перерабатываются и находятся на хранении «мокрым» способом в
промежуточных бассейнах-хранилищах на АЭС, которые близки к заполнению. Для снятия этой проблемы существует необходимость ввода
в эксплуатацию дополнительной мощности по долговременному хранению (50 и более лет) ОЯТ.
Еще одна причина повышения вместимости связана с необходимостью иметь резервные места для выгрузки в любой момент аварийной
активной зоны или еѐ частей в соответствии с ПНАЭ-Г-14-029-91. Новые требования безопасности потребовали анализа обширного перечня
аварийных ситуаций, в том числе и запроектных аварий.
После заметного распада короткоживущих радионуклидов при
57
предварительной выдержке ОЯТ в воде с целью снижения тепловыделения становится целесообразным переход на «сухой» метод хранения
ОЯТ.
Именно контроль нейтронно-физических параметров в системах
«сухого» хранения ЯМ будет рассмотрен в этом разделе. Также на примере сухого хранилища ОЯТ (СХОЯТ) на ФГУП «Горно-химический
комбинат» будут показаны различные схемы загрузок, позволяющие
существенно снизить уровни нейтронного излучения в некоторых точках хранилища до предельно допустимых значений.
6.1. Хранение облучѐнного ядерного топлива
Транспортирование ОЯТ от АЭС на завод по переработке РТ-1 и
длительного хранения на РТ-2 – важная стадия ЯТЦ. Высокая активность перевозимого ядерного материала и значительное остаточное тепловыделение (десятки кВт/тU) не позволяет 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 примерно 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
58
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, кроме того контейнеры размещаются в стеллажах так, чтобы в любых случаях система
была подкритичной.
6.2. «Мокрое» хранение облучѐнного топлива АЭС
«Мокрое» хранение осуществляется в приреакторных, внереакторных и, так называемых, буферных хранилищах при радиохимических
заводах. Как правило, «мокрое» хранилище состоит из заполненного
водой бассейна. Бассейны для хранения топлива легководных реакторов
имеют, как правило, длину 10…20 м, ширину 7…15 м, глубину до 17 м.
Увеличение разрыва между количеством выгружаемого из реакторов ОЯТ и объемами существующих хранилищ обусловило необходимость совершенствование «мокрой» технологии, в первую очередь, с
целью повышения их вместимости.
Существенным резервом повышения вместимости может быть учѐт
величины выгорания, если обеспечены измерения действительного выгорания загруженных в бассейн облучѐнных тепловыделяющих сборок
(ОТВС) и строгий контроль их размещения в соответствии с содержанием делящихся изотопов. Совершенствование топливного цикла АЭС
(увеличение начального обогащения и выгорания топлива) дает возможность уменьшить потребность в хранении и таким образом увеличить вместимость существующих хранилищ.
Второй путь увеличения вместимости – более полное использование существующего объема. Наиболее простым решением было физическое увеличение размера хранилищ за счет пристройки к существующему хранилищу нового бассейна, или постройки новых хранилищ.
Более чем пятидесятилетний опыт «мокрого» хранения ОЯТ доказал
его надѐжность и удобство, особенно для уменьшения уровня дозовых
нагрузок и тепловыделения ОЯТ в момент выгрузки его из реактора.
ФГУП «ГХК» отводится существенная роль в решении задач по
59
обращению с ОЯТ. В настоящее время ОЯТ на «ГХК» поступает на
хранение с трех Российских АЭС (Ново-Воронежской, Балаковской,
Калининской), четырех Украинских (Южно-Украинской, Запорожской,
Хмельницкой, Ровенской). В 2001 году выгружен первый состав с АЭС
«Козлодуй» (Болгария).
«Мокрое» хранилище ОЯТ (ХОТ-1) на «ГХК» действует с 1985 года, где ОТВС хранятся под слоем воды не менее 2,5…3 м над сборкой,
что обеспечивает надежную защиту от всех видов излучения. Система
водоснабжения хранилища замкнутая, без сброса воды в окружающую
среду. Проектная емкость хранилища 6000 тонн (по урану), в настоящее
время выполняются работы по увеличению полезной емкости до 8600 т.
В хранилище ведется постоянной контроль за содержанием радионуклидов и химических элементов в воде бассейна. Ядерная и радиационная безопасность обеспечивается конструкцией и материалами оборудования, системами контроля и сигнализации. Выброс радионуклидов
в окружающую среду в тысячу раз меньше допустимых значений.
«Мокрый» способ хранения хорошо зарекомендовал себя за прошедшие годы, является безопасной и надежной технологией и будет
преобладающим в мире в ближайшие годы. К недостаткам «мокрого»
хранения можно отнести: необходимость принятия особых мер для
предотвращения протечек, значительные трудозатраты персонала при
технологических операциях и регламентных работах, существенный
расход электроэнергии. Кроме того, при «мокром» хранении образуется
значительное количество вторичных радиоактивных отходов. Мокрое
хранилище имеет высокую стоимость и металлоемкость, для него необходимы значительные объемы строительных сооружений.
В настоящее время топливо АЭС сначала хранится под водой в приреакторных бассейнах выдержки, затем помещается в долговременные
хранилища. По первоначальному проекту ОТВС в приреакторных хранилищах должны были быть размещены с шагом 250 × 160 мм, в долговременных – 230 × 110 мм. С 80-х гг. началось уплотнение размещения
ОТВС сначала в приреакторных хранилищах ввиду того, что не было
долговременных, затем после нескольких лет эксплуатации и в долговременных хранилищах. В настоящее время на Смоленской АЭС в при-
реакторных хранилищах ОТВС размещают с шагом треугольной решет-
60
ки 130 × 130 × 130 мм без пеналов, в долговременном хранилище с проектным шагом 230 × 110 мм − в пеналах размером 102 × 2 мм. На Курской АЭС разработан проект размещения ТВС в приреакторных хранилищах с шагом 125 × 139 × 139 мм, в долговременном хранилище принято уплотненное размещение, при котором в каждой щели между балками
перекрытия отсека находятся 40 ТВС парами на одной подвеске. Шаг
между пеналами на подвеске составляет 110 мм, между подвесками
вдоль щели – 130 мм. На Ленинградской АЭС в приреакторных бассейнах выдержки основная часть ОТВС установлена без пеналов с шагом
90 × 250 мм, в долговременных хранилищах реализовано максимальное
уплотнение ТВС с шагом 110 × 115 мм в пеналах. С учетом состояния
оболочек, которые определяют срок хранения ОТВС в воде 30 лет, возникает необходимость в 2012–2015 гг. переходить на сухое хранение.
В принципе ОЯТ отечественных реакторов после заметного распа-
да короткоживущих радионуклидов при предварительной выдержке
ОЯТ в воде (не менее 10-ти лет для реакторов РБМК-1000 и не менее
20-ти лет для ВВЭР-1000) можно хранить «сухим» способом.
6.3. «Сухое» хранение облучѐнного топлива АЭС
«Сухое» хранение ОЯТ − альтернатива «мокрой» технологии, но не
исключает предварительную выдержку топлива в воде для уменьшения
уровня радиоактивности и снижения тепловыделения.
«Сухое» хранение делает невозможным протечки радиоактивной
воды, улучшает условия хранения, обеспечивающие целостность твэл.
Упрощается обслуживание хранилищ, особенно при охлаждении естественной конвекцией, так как не требуется применение насосов, уменьшается доля электрооборудования. «Сухое» хранение приводит к
уменьшению объема образования вторичных радиоактивных отходов по
сравнению с «мокрым» способом хранения, способствует снижению дозы облучения эксплуатационного персонала. При «сухой» технологии
легче осуществить модульный принцип ввода в эксплуатацию, уменьшаются сроки строительства, эксплуатационные затраты.
Ввиду того, что в России нет промышленного опыта эксплуатации
«сухих» хранилищ ОЯТ, а «мокрые» хранилища топлива реакторов
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]