1 Выбор месторасположения площадки предприятия по регенерации отработавшего ядерного топлива
Для строительства объекта по регенерации ОЯТ была выбрана территория в 30 километрах на северо-запад от ближайшего города. Данная местность является равниной с сейсмической активностью, не превышающей 2 баллов. Территория не подвержена природным катаклизмам, таким как наводнение, цунами, землетрясение, оползни и ураганы. Недалеко от выбранного месторасположения находится река, воды которой не поднимаются выше установленной для нее нормы.
Рядом с выбранной территорией расположена железная и автомобильная дорога, которая способна обеспечить строящийся, а в дальнейшем и действующий объект необходимыми материалами для стройки и непрерывной работы. Также неподалеку расположены линии электропередач, которые делают подобранное месторасположение выгодным с точки зрений экономии на строительстве новой электрической сети.
Объект будет располагаться с подветренной стороны по отношению к населенным пунктам (в соответствии с розой ветров данной местности). Южнее в 200 км от местоположения объекта находится заповедник.
Также вблизи не находятся предприятий, которые при чрезвычайной ситуации могли бы вызвать пожары и выбросы токсичных, легковоспламеняющихся и коррозионно-активных веществ.
Выбранная площадка предприятия представляет собой прямоугольную форму с возможностью будущего расширения. Вокруг объекта в радиусе 1 км находится санитарно-защищённая зона, а зона наблюдения в 5 км.
?
2 Выбор структуры и задание границ объекта, размещения основных производственных участков
Предприятие по регенерации отработавшего ядерного топлива необходимо для извлечения и очистки урана и плутония, выделение нептуния и других элементов, а также получения некоторых изотопов. Для удобной и безопасной работы объекта необходимо грамотно подходить к вопросу размещения основных производственных и вспомогательных зданий и сооружений.
На генеральном плане (приложение А) видно, что территория объекта огорожена, а расстояние от ограды до любого здания и сооружения составляет не менее 6 м. Площадь предприятия насчитывает 280000 м2, то есть 28 гектаров.
Внутри объекта размещаются главный производственный комплекс по переработки ОЯТ, где ведутся работы с отработавшим ядерным топливом, а также находятся хранилища готовой продукции и конструкционных материалов; разгрузочный цех и мокрое хранилище, куда доставляют отработавшие ТВС с атомных электростанций и выдерживают для охлаждения и снижения уровня радиоактивности; станция подготовки воды; станция подготовки кислот, необходимая для растворения конструкционных материалов и химических работ по регенерации ОЯТ; комплекс остекловывания и цементирования для помещения радиоактивных отходов в твердую фазу для дальнейшего их захоронения; хранилище высоко- и среднеактивных отходов; хранилище отработавших экстрагентов; склад оборудования и запасных частей; электрическая подстанция для питания зданий и распределения напряжения внутри объекта; людское, автомобильное и железнодорожное КПП; промывочная станция железнодорожного транспорта; административный корпус; столовая; здравпункт; пожарное депо; подъездные железнодорожные и автотранспортные пути.
Общая площадь объекта разделена примерно на две зоны. Первый участок это производственный комплекс по переработки ОЯТ и все прилегающие к нему здания и коммуникации. Второй включает в себя административный корпус, здравпункт, пожарное депо и другие вспомогательные сооружения.
Такое разделение сделано в связи с безопасностью работающего персонала, поскольку в основном производственном комплексе ведется деятельность с ядерными материалами и радиоактивными веществами, которые могут принести вред людям при поступлении в их организм в местах, не предназначенных для работы с ними.
На первом участке проложены железнодорожные пути для привоза облученных тепловыделяющих сборок с атомных электростанций в разгрузочный цех и мокрое хранилище, различных кислот в станцию их подготовки, а также для вывоза готовой продукции и конструкционных материалов из хранилищ, расположенных внутри производственного комплекса и для вывоза отработавших экстрагентов и радиоактивных отходов. Пути подведены и к пожарному депо, чтобы в случае чрезвычайной ситуации его сотрудники могли привезти оборудование и большой объем воды для тушения пожаров.
Разгрузочный цех и временное хранилище имеет с главным производственным комплексом переход, выполненный в виде шлюза для удобства транспортировки ТВС, так как длина одной сборки для реактора ВВЭР-440 составляет 3,2 м, а для БН-600 3,5 м. Между хранилищем средне- и высокорадиоактивных отходов и комплексом по иммобилизации радиоактивных веществ в твердую фазу для перемещения контейнеров также существует специальный переход.
Производственный комплекс по переработки ОЯТ оборудован технологической коммуникацией со станцией кислот, с хранилищем отработавших экстрагентов и комплексом остекловывания и цементирования, по которым переносятся чистая кислота и жидкие радиоактивные отходы.
Склад оборудования и запасных частей находится недалеко от станции подготовки химических кислот.
Во второй части расположены административное здание, где располагаются кабинеты сотрудников и администрации, бухгалтерии и другие помещения, а также отдельно столовая. На объекте находится здравпункт, который функционирует для оказания медицинской помощи сотрудникам при необходимости и для выдачи заключений персоналу о разрешении работать с ядерными материалами и радиоактивными веществами.
Также на территории объекта расположено пожарное депо для реагирования на чрезвычайные ситуации, если такие случатся. На генеральном плане находится электрическая подстанция необходимая для питания зданий и перераспределения напряжения на предприятии в целом. На объекте имеется собственная промывочная станция для очистки и дезактивации железнодорожного состава.
Для прохода людей и перемещения транспорта на объекте расположены людское и транспортное КПП. Все здания и сооружения соединены между собой пешеходными и автомобильными дорогами.
3 Описание ядерной установки по регенерации ОЯТ
Ядерная установка – это любая установка, на которой образуются, обрабатываются или находятся в обращении радиоактивные или делящиеся материалы в таких количествах, при которых необходимо учитывать вопросы ядерной безопасности.
Ядерной установкой на объекте по регенерации ОЯТ является экстракционный аппарат центробежного типа, используемый для очистки и разделения ядерных материалов. В его основе лежит два основных принципа: смешение фаз проводится в смесителе, а разделение фаз под действием центробежных сил - в цилиндрическом роторе.
Легкая и тяжелая фазы вводятся по каналам с противоположных концов основания аппарата. Под действием центробежной силы тяжелая фаза движется от центра к периферии, вытесняя легкую. По итогу работы аппарата тяжелая фаза отводится по каналам от периферии ротора, а легкая – из центральной части. Достоинствами центробежных экстракторов служат компактность, малое время пребывания сред в аппарате.
Рисунок 2 – Экстракционный аппарат центробежного типа
4 Задание основных характеристик ядерного материала, описание технологических процессов
Предприятие по регенерации отработавшего ядерного топлива функционирует за счет ввозимых на объект облученных тепловыделяющих сборок с атомных электростанций энергетических реакторов БН-600 и ВВЭР-440.
Активная зона реактора ВВЭР-440 компонуется из 349 тепловыделяющих сборок. Внутри каждой находится 126 твэлов, изготовленных из сплава циркония и ниобия. Свежее топливо представляется собой спеченные таблетки диоксида урана с обогащение 3,6 % по урану-235. Конечное обогащение составляет 0,7%. Примерное содержание основных нуклидов в 1 т после компании включает: 960 кг U-235 и U-238, около 10 кг Pu и 30 кг радиоактивных осколков деления.
Активная зона реактора БН-600 компонуется из 369 тепловыделяющих сборок. Внутри каждой находится 127 твэлов. Свежее топливо представляется собой спеченные таблетки диоксида урана с обогащение 17-26 % по урану-235. Конечное обогащение составляет 10-18%. Примерное содержание основных нуклидов в 1 т после компании включает: 856 кг U-235 и U-238, около 103 кг Pu и 41 кг радиоактивных осколков деления.
Как уже было сказано выше регенерацию ядерного топлива проводят для извлечения урана и плутония, выделения нептуния и других трансурановых элементов, а также для получения некоторых изотопов, как для промышленности, так и для науки и медицины.
Регенерация ядерного топлива используется для решения важных задач, а именно:
- получение урана и плутония для создания нового топлива;
- получение различных радиоизотопов для разных целей;
- решение экологических проблем, связанных с захоронением радиоактивных отходов.
Технологический процесс представляет собой многоступенчатую работу. На первом этапе необходимо подготовить ядерное топливо к дальнейшей переработке, для этого его освобождают из-под конструкционных материалов и защитных оболочек твэлов. Только после этого оно сможет взаимодействовать с химическими реагентами.
Так как оболочки выполнены из труднорастворимого циркония и его сплавов, то растворение возможно только в сильноагрессивных средах: в плавиковой кислоте, в смесях ее со щавелевой или азотной кислотам. Оболочку из нержавеющей стали растворяют в кипящей соляной кислоте.
В производственном комплексе на объекте используется метод «рубка-выщелачивание». Суть методики состоит в том, что сборки твэлов или отдельные твэлы разрезают на мелкие куски, а обнаружившийся сердечник твэла становится доступным для растворения в азотной кислоте. Оболочки, которые не растворились, отмывают от остатков раствора и удаляют в виде скрапа. Оставшиеся части оболочек перевозят на хранение в хранилище конструкционных материалов. При разрушении топливной композиции все радиоактивные продукты деления высвобождаются, а газообразные продукты деления попадают в систему сброса отходящих газов.
Затем азотный раствор с топливом попадает на экстракцию, пройдя процесс осветления для удаления осадков, которые ухудшают работу экстракционных аппаратов с помощью процесса фильтрации через твердые фильтрующие материалы (металлокерамика) и процесс корректировки кислотности и состава раствора, где происходит стабилизация плутония и нептуний в 4 и 6 валентном состоянии.
На этапе экстракции происходит разделение раствора на 2 несмешивающиеся фракции: на легкую – органическую с трибутилфосфатом и разбавителем и тяжелую – водный раствор. При водно-экстракционном методе продукты деления остаются в тяжелой фракции, а 4-х валентный уран и 4-х и 6-ти валентный плутоний в органической легкой фазе. Затем после промывки экстракта происходит разделение методом реэкстракции плутония от урана с помощью разбавленного раствора азотной кислоты в присутствии восстановителя. То есть переводят его из 4-х валентного состояния в 3-х валентное и уходит в водную фазу, а уран остается в органической. Затем оставшийся уран реэкстрагируют с разбавленным раствором азотной кислоты для перевода его в водную фазу. Дальнейшую очистку урана и плутония проводят раздельно. Обычно проводят не более 2-3 циклов экстракции-реэкстракции. Стоит отметить, что экстрагент можно очистить и регенерировать для повторного использования.
После экстракции происходит процесс осаждения: для урана – аммиачное, а для плутония – оксалатное. Последней стадией урановые и плутониевые осаждения прокаливают при постепенном повышении температуры и получают конечный продукт: двуокись плутония и закись-окись урана. Которые уходят на хранение, а затем на изготовление топлива.
Выделение нептуния также происходит в циклах экстракционной раздельной очистки урана и плутония в рафинатах, где он накапливается. После перехода нептуния вместе с ураном или плутонием в органическую фазу, добавляют гидрозин, в результате чего он становится 5-ти валентным, и проводят реэкстракцию. В водной фазе нептуний стабилизируется до 4-хвалентного состоянии, затем осаждается и прокаливается, в результате чего получается двуокись нептуния, которая идет на хранение.
Рисунок 3 – Водно-экстракционная схема
В результате обращения с отработавшим ядерным топливом образуемся множество различных радиоактивных отходов, которые должны подвергаться хранению и дальнейшему захоронению. На территории объекта рядом с производственным комплексом находится комплекс остекловывания и цементирования для помещения жидких высокоактивных отходов в твердую фазу.
В результате цементирования жидкие радиоактивные отходы смешиваются с цементом, в результате чего смесь затвердевает и превращается в монолитный блок, который затем удаляется на захоронение.
Процесс остекловывания начинается с выпаривания воды из отходов, после чего концентрат выпарки направляется на перемешивание со стеклообразующими добавками. Смесь радиоактивных отходов со стеклообразующими добавками поступает в специальную печь для варки радиоактивного стекла – в индукционную печь.
Конечный продукт представляет собой стекловидную матрицу с некоторым количеством включений нерастворившихся тугоплавких соединений. Расплав сливают в металлические контейнеры, которые рассчитаны на коррозионную устойчивость в течение нескольких тысяч лет и отправляют на захоронение.
