|
Учебное пособие по курсу Ядерная безопасность для студентов, обучающихся по направлению Ядерная энергетика и теплофизика
Содержание
Общие сведения о ЯТЦ (ядерный топливный цикл). Радиационная опасность на урановых рудниках. Радиационная опасность на других предприятиях начальной стадии ЯТЦ (гидрометаллургический и уранохимический заводы, предприятия по обогащению урана, завод по изготовлению твэлов). Защита активной зоны ядерного реактора. Защита системы теплоносителя.
10.1 Общие сведения о ядерном топливном цикле (ЯТЦ) Различают открытый и замкнутый ЯТЦ.
В открытом цикле ядерное топливо, отработав в реакторе, отправляется на хранение. В этом цикле работает большинство реакторов, в частности, все реакторы на тепловых нейтронах.
В замкнутом цикле предполагается, что после отработки в реакторе топливо поступает на переработку. Уран и плутоний отделяются и направляются на повторное использование. Оставшиеся продукты деления отправляются на хранение. Замкнутый топливный цикл целесообразно использовать вместе с реакторами на быстрых нейтронах, которые обладают способностью воспроизводить делящиеся материалы. Реакторы на быстрых нейтронах на два порядка увеличивают топливную базу атомной энергетики, позволяя использовать весь уран. Реакторы на тепловых нейтронах используют лишь порядка 1% урана, так так в основном сжигают уран-235.
В составе ЯТЦ находятся:
Урановый рудник. Гидрометаллургический завод.
Здесь производится обработка измельченной рудной массы водным раствором азотной, серной и соляной кислот, переход урана в растворы и его извлечение.
Предприятие по подготовке к обогащению.
U3O8 UF6
Разделение изотопов. Завод по изготовлению твэлов. АЭС. ХОЯТ – хранение отработавшего ядерного топлива. Захоронение отработавшего топлива. Радиохимический завод. Хранилище радиоактивных отходов (РАО). Захоронение РАО.
Схема ЯТЦ дана на рисунке 10.1.
Рисунок 10.1 - Схема ЯТЦ
10.2 Радиационная опасность на урановых рудниках Разработка урана ведется подземным (при глубине 200 – 300 м), открытым способом (карьеры) или путем подземного выщелачивания.
Руда считается богатой, если содержание урана более 1%, средней при содержании 0.1 – 1.0% и бедной при 0.05 – 0.1%. Напомним, что среднее содержание урана в почве 3 г/т или 310-4%.
Основной источник радиационного воздействия на рудниках – внутреннее облучение легких 222Rn и продуктами его распада ( 218Po, 214Pb, 214Bi). Роль внешнего облучения мала. Гидрометаллургический завод. Из руды выделяют UO2. Все остальное отправляется в отходы (хвосты), в том числе и 226Ra. Поэтому роль радона-222 уменьшается. Предприятие по подготовке к обогащению – уранохимический завод. Производится дальнейшая очистка урана от посторонних примесей и, прежде всего, от химических элементов с большим сечением поглощения нейтронов – B, Dy, Cd, Eu, Sm, Gd.
На этой стадии также отсутствует 226Ra. Практически нет проблемы защиты от внешнего -излучения. Разделение изотопов (обогащение по 235U). U переводится в гексафторид UF6 – единственное соединение урана, которое может быть переведено из твердого в газообразное состояние.
Обогащение осуществляется:
а). газодиффузионным методом – диффузия через пористые перегородки;
б). центрифужным методом.
Все методы основаны на различии масс 235U и 238U.
Природный уран имеет обогащение х = 0.72%. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах обогащение 2 – 4%:
в ВВЭР 5%,
в РБМК 2.8% (топливо с эрбием),
в реакторах на быстрых нейтронах обогащение 20%.
Основная опасность на стадии разделения – химически токсичный UF6, собственно F2 и фтористый водород HF. Заводы по изготовлению твэлов. Изготавливаются таблетки из UO2. Они помещаются в Zr оболочки для твэлов реакторов на тепловых нейтронах и в стальные оболочки в БН.
На рис.10.2 – 10.4 показаны тепловыделяющие сборки реактора РБМК и ВВЭР.
В основном радиационная опасность при изготовлении топлива мала, но имеются исключения.
а). 234U накапливается при обогащении, его активность в 3000 раз выше активности 235U.
б). 232U – регенерированное топливо.
При изготовлении топлива РБМК используют уран, извлеченный из ОЯТ ВВЭР. При облучении накапливается 232U.
Цепочки образования 232U приведены ниже.
1).
2).
3). (0.006% в природном уране).
4).
5).
Допустимое содержание 232U 210-7%.
в). U-Pu МОХ топливо. МОХ – Mixtured Oxide Fuel
В этом топливе за счет наличия плутония активности уже заметно выше. Кроме того, есть нейтроны спонтанного деления.
Повышение активности – основная трудность в изготовлении МОХ топлива. Если с ураном работают руками, то с плутонием желательно иметь дистанционные технологии.
Рисунок.10.2 -
Рисунок 10.4 - Рисунок 10.3 -
|
|
|