Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

Очистка воды 1-го контура, а также других вод АЭС сопровождается накоплением жидких радиоактивных отходов. Активность и количество радиоактивных отходов в значительной степени определяются режимами эксплуатации реакторов. Для обеспечения радиационной безопасности на станции и окружающей местности радиоактивные отходы необходимо удалять и надежно захоронять.

По степени загрязнения радиоактивными веществами все воды АЭС, которые перерабатываются системами очистки, можно разбить на пять основных групп [5 ]: 1) вода 1-го контура; 2) вода бассейнов для хранения отработавшего топлива; 3) трапные обмывочные воды; 4) душевые и прачечные воды; 5) продувочная вода парогенераторов (по 2-му контуру).
В настоящее время в большом масштабе применяются следующие методы переработки жидких радиоактивных отходов АЭС [129 ]: 1) соосаждение и коагуляция; 2) ионообмен; 3) упаривание; 4) отверждение концентратов отходов. Кроме этих методов для переработки жидких отходов возможно использование методов электродеионизации (электродиализа) [130, 131], обратного осмоса [132, 133], вымораживания [131] и др.

Методы соосаждения и коагуляции, основанные на сорбировании ионов и коллоидов на химических веществах, нерастворимых при данных условиях, применяются для предварительной очистки воды. На процесс коагуляции отрицательное влияние оказывают примеси в воде моющих средств, масел и комплексообразующих соединений.
Метод ионного обмена позволяет создавать достаточно простые установки для переработки жидких отходов (см. § 9.4), но при высоком солесодержании в них эффективность метода уменьшается из-за недостаточной обменной емкости.
Метод упаривания является универсальным методом, обеспечивающим высокую степень очистки воды от всех радиоактивных примесей. Многоступенчатое упаривание позволяет получать высококонцентрированные жидкие отходы, занимающие значительно меньший объем по сравнению с первоначальным.
Несмотря на то что методы концентрирования жидких радиоактивных отходов и хранения жидких концентратов широко применяются на АЭС, следует считать их лишь временными, поскольку захоронение радиоактивных отходов не может быть надежным, пока они находятся в жидком виде [134].
Отверждение концентрированных жидких радиоактивных отходов может выполняться цементированием, битумированием, а также с использованием веществ, образующих кристаллогидраты, связывающие воду в концентрированных отходах. При цементировании и битумировании в концентраты жидких отходов добавляются связывающие вещества  —  цемент или битум. Отвержденные отходы в виде блоков направляются в хранилища. Кроме этих связывающих веществ могут использоваться асфальт, пластики и т. п.
Перспективными методами отверждения являются методы с использованием веществ, образующих кристаллогидраты. Например, метаборатный метод, пригодный для переработки отходов с большим содержанием борной кислоты [135], предусматривает нейтрализацию отходов едким натром с образованием в них соли NaBО2 и доупаривание до содержания твердой фракции 56  —  58%. При остывании раствора образуется кристаллогидрат NaBО2 х 4Н2О и концентрат полностью отвердевает. В другом способе гидратообразующие вещества используются для обезвоживания отходов периодическим отбором кристаллогидратов, их дегидратацией и повторным использованием этих веществ для удаления воды из отходов.
Необходимо различать временную переработку отходов, долгосуточное хранение и их окончательное захоронение. Окончательное захоронение должно предусматривать отказ от систем контроля за состоянием радиоактивных отходов и отсутствие возможности извлечения отходов из мест захоронения, т. е. методы окончательного захоронения должны абсолютно гарантировать отсутствие распространения радиоактивности в течение неопределенно долгого времени.
Хранение отвержденных радиоактивных отходов должно проводиться при тщательном выборе условий захоронения, которые предусматривают [136] определение необходимости гидроизоляции и герметизации отвержденных отходов, максимально допустимой температуры хранения отходов и необходимости отвода тепла и выбора условий теплоотвода.
Захоронять отвержденные радиоактивные отходы можно как в специально сооружаемых хранилищах, так и в глубинных геологических формациях, естественных и искусственно созданных полостях в земной коре. Одним из наиболее перспективных методов является захоронение отходов в заброшенных соляных и известковых шахтах. Кажется перспективным также захоронение отходов в слои вечной мерзлоты. Однако все эти методы, а также методы захоронения в глубинных геологических формациях жидких отходов нуждаются в длительной проверке.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети