border

"Продажа стерильный ламинарный шкаф СПб"
Главное меню
Основы
Развитие ядерной энергетики в мире
Ядерная энергия как источник электроэнергии
Судовые реакторы
Использование высокотемпературной теплоты ядерных реакторов
Получение водорода
Экономические аспекты ядерной энергетики
Стоимость производства электроэнергии
Коэффициент использования мощности АЭС
Основы ядерной физики
Упругое рассеяние
Неупругое рассеяние
Захват нейтрона
Деление ядер
Выделение энергии при делении ядер
Постоянная распада и период полураспада
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Остаточное тепловыделение в реакторе
Поток нейтронов и скорость ядерных реакций
Пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
Выгорание топлива и образование продуктов деления
Коэффициент конверсии и воспроизводства
Коэффициент конверсии и эффективность использования топлива
Источники активности в реакторе
Реактивность и нестационарные условия работы реактора
Температурный коэффициент реактивности, связанный с эффектом Доплера
Коэффициенты реактивности замедлителя и теплоносителя
Температурный коэффициент реактивности конструкционных материалов
Изменение реактивности реактора
Качественное описание поведения реактора
Введение (ядерный топливный цикл)
Потребность в уране реакторов различного типа
Мировые запасы урана
Производство урана
Запасы тория
Потребности в уране и его запасы
Получение концентрата, чистых соединений, преобразование урана
Обогащение урана (введение)
Схемы заводов по обогащению урана
Обогащение урана газодиффузионным методом
Центрифужный метод обогащения
Аэродинамические методы
Усовершенствованные методы разделения
Оптимальное содержание урана в отвале
Производство топлива
Легководные реакторы
Реакторы с водой под давлением
Активная зона
Система охлаждения
Защитная оболочка
Системы регулирования
Система безопасности
Аварийная остановка реактора
Система аварийного электропитания
Система аварийной подачи питательной воды
Система аварийного охлаждения
Герметизация защитной оболочки
Активная зона, корпус давления и система охлаждения
Системы безопасности
Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
Тепловые газоохлаждаемые реакторы
Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Реактор HTGR с призматическими ТВС
Реактор HTR с шаровыми твэлами
Основы безопасности
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения
Основные аварии
Тяжеловодные реакторы
Реактор с тяжелой водой под давлением CANDU
Регулирование реактивности
Система аварийного охлаждения
Системы безопасности
Тепловые реакторы-размножители
Гомогенные реакторы-размножители
Легководные реакторы-размножители LWBR
Роль реакторов размножителей на быстрых нейтронах
История развития быстрых реакторов-размножителей
Конструкция активной зоны
Энергетическое и пространственное распределения нейтронов
Коэффициенты реактивности и контроль реактора
Доплеровский коэффициент реактивности
Температурный коэффициент реактивности теплоносителя
Температурные коэффициенты реактивности топлива
Характеристики запаздывающих нейтронов
Технические аспекты быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением
"Суперфеникс" - промышленный быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Активная зона и зоны воспроизводства
Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре
Второй контур охлаждения и парогенераторы
Вопросы безопасности АЭС с реактором LMFBR
Принцип многократного барьера
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийное охлаждение реактора LMFBR
Внутриреакторный контроль и предотвращение распространения аварий
Конструкция первого контура и корпуса реактора
Возгорание натрия
Взаимодействие натрия с водой в парогенераторе
Гетерогенные зоны реактора LMFBR
Активные зоны реактора LMFBR с усовершенствованным топливом
Газоохлаждаемые быстрые реакторы
Однократный (открытый) топливный цикл
Замкнутый ядерный топливный цикл
Плутониевый рециклинг
Торий-урановый топливный цикл
Сравнение различных типов реакторов-конвертеров
Выбор топливного цикла для реакторов-размножителей
Уран-плутониевый топливный цикл
Торий-урановый топливный цикл
Расход природного урана при различных сценариях развития ядерной энергетики
Выгрузка и хранение отработавшего топлива
Перевозка отработавшего топлива
Промежуточное хранилище отработавшего топлива
Уран-плутониевый топливный цикл
Переработка отработавшего топлива из диоксида урана
Разделка ТВС и растворение топлива
Газовая очистка и удержание газообразных продуктов делений
Химическое отделение урана и плутония
Модель потоков масс радиоактивных материалов в установке по переработке топлива
Составляющие активности отработавшего топлива и радиоактивных отходов
Повторное использование плутония и урана
Преобразование нитрата плутония в оксид плутония
Преобразование уранилнитрата в оксид урана
Производство оксидного топлива
Состояние технологии переработки уранового топлива
Опыт переработки и изготовления смешанного оксидного топлива
Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок
О безопасности заводов по изготовлению твэлов из смешанного оксидного топлива
ТОРИЙ-УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Разделка ТВС
Торекс-процесс
Производство уран-ториевого топлива
Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов размножителей
Составляющие времени внешнего топливного цикла LMFBR
Потоки масс в модели топливного цикла LMFBR
Составляющие активности отработавшего топлива LMFBR
Переработка топлива LMFBR
Производство топлива для LMFBR
Переработка и повторное производство топлива для LMFBR
Обработка радиоактивных отходов
Отверждение и хранение жидких отходов высокой удельной активности
Отверждение и хранение твердых отходов высокой удельной активности
Обработка отходов средней удельной активности
Обработка других отходов
Объемы отходов переработки топлива, предназначенных для хранения
Радиоактивные отходы при переработке уран-ториевого топлива
Радиоактивные отходы при переработке уран-плутониевого топлива LMFBR
Отходы на других этапах топливного цикла
Отходы при переработке урановой руды
Отходы при очистке, конверсии и обогащении урана
Отходы при изготовлении твэлов и эксплуатации АЭС
Захоронение отходов в глубоких геологических формациях
Непосредственное захоронение отработавших ТВС
Воздействие радиоактивных захоронений на безопасность и здоровье населения
Выбросы и радиационное воздейстзие радиоактивных продуктов
Тритий, углерод-14 и криптон
Радионуклиды йода
Стронций и цезий
Нуклиды плутония
Прочие радиологически существенные нуклиды
Доза ионизирующего излучения
Допустимые уровни радиационного воздействия
Выбросы радионуклидов и радиационное воздействие на различных этапах топливного цикла
Радиоактивные загрязнения при добыче и переработке урановой руды
Радиационное воздействие на урановых рудниках и заводах по переработке руды
Получение UF6, обогащение и изготовление топлива
Выбросы радиоактивных продуктов на АЭС
Выбросы радиоактивных продуктов из реакторов
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Радиоактивные выбросы на реакторах LMFBR, CANDU и HTGR
Дозы облучения населения в результате радиоактивных выбросов АЭС
Переработка облученного топлива и обработка радиоактивных отходов
Радиоактивные выбросы на комбинате по переработке облученного низкообогащенного топлива из UO2
Оцененные радиоактивные выбросы на комбинате по переработке смешанного облученного топлива PUO2/UO2
Радиационное воздействие комбината по переработке, топлива и радиоактивных отходов
Длительное накопление трития, 85Кr и 14С
Оценка риска связанного с эксплуатацией ядерных реакторов
Основные понятия (оценка риска)
Метод деревьев событий
Анализ деревьев отказов
Инициирующие события
Инициирующие события
Разрушение защитной оболочки
Радиоактивные выбросы
Внешние события
Моделирование распространения радиоактивных выбросов и облучение населения
Результаты анализа деревьев событий и деревьев отказов
Исследование риска в ФРГ
Изучение безопасности реакторов в США
Оценки риска с учетом последних данных по отказам
Исследования риска, связанного с эксплуатацией реакторов других типов
Исследование риска эксплуатации установок топливного цикла
Риск от объектов ядерной энергетики и других технических систем


Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок Печать
Автор Сергей   
29.01.2008 г.


В отличие от ядерных реакторов перерабатывающие установки обла¬дают   следующими  особенностями,  определяющими   их  безопасность:
отработавшее топливо не образует критической массы (кэф < 1);
на перерабатывающих установках топливо не используется для вы¬работки энергий и обрабатывается только при низких температуре и давлении;
активность отработавшего топлива в течение года после выгрузки из реактора уменьшается в 65 раз в результате распада продуктов деления и актинидов.
Таким образом, компоненты отработавшего топлива на перерабаты¬вающей установке обладают значительно меньшей активностью, чем в ядерном реакторе. Именно по этим причинам крупные перерабатывающие завода могут иметь настолько большую производительность, что обес¬печивается переработка топлива от АЭС суммарной мощностью несколько десятков гигаватт. -
На перерабатывающих установках, как ив реакторах, основными прин¬ципами обеспечения безопасности являются независимость источников и избыточность средств обеспечения электропитания и водоснабжения для надежного отвода теплоты. Поэтому при проектировании установок предусматриваются соответствующие резервы охлаждающей воды. Выполняются многоступенчатые барьеры между радиоактивными веще¬ствами и окружающей средой. ^Радиоактивные материалы заключают в герметичные системы труб, корпусов и другого оборудования из нержа-
веющей стали, которые, в свою очередь, заключают в герметичные боксы из высокоплотного бетона с толщиной стен до двух метров. На случай течи трубопровода или корпуса предусматриваются поддоны из нержа¬веющей стали, которые предотвратят попадание радиоактивных продук¬тов на пол защитных боксов. Внутренняя защитная оболочка снаружи окружается  защитным  покрытием. Внутренняя и наружная защитные оболочки находятся под давлением ниже атмосферного. В помещениях, где отмечаются наибольшие уровни*активности, поддерживается наимень¬шее давление. Загрязненный воздух очищается по крайней мере двумя системами фильтров, что позволяет обеспечить уменьшение активности до приемлемого уровня. После очистки воздух выпускается в атмосфе¬ру через вентиляционную трубу Выбросы в атмосферу, реку, озеро или море находятся под постоянным контролем! Как и у АЭС, защитная оболочка перерабатывающей установки долж¬на  противостоять  воздействию   землетрясений,  наводнений, ураганов, авиационных катастроф и ударных волн, вызываемых взрывами, пожа¬рами и диверсиями. В технические средства безопасности включаются также средства контроля, направленные на определение уровня подкри-тичности в аппаратах для растворения ядерного топлива, экстракционных колоннах, баках и емкостях. Надлежащие условия подкритичности мо¬гут  быть достигнуты ограничением геометрических размеров соответствующего оборудования, применением поглотителей нейтронов, таких, как бор, гафний, гадолиний, и строгим соблюдением ограничений на содержание  делящихся   нуклидов   в  перерабатываемом отработавшем топливе.  Более того, растворы, обогащенные делящимся материалом, находятся под постоянным контролем на критичность.
В качестве максимальной проектной аварии на перерабатывающих установках рассматриваются взрыв испарителя для концентрирования ОВУА и выход в критическое состояние одного из носителей делящих¬ся материалов. Потенциальная опасность экзотермической реакции ке¬росина, ТБФ и азотной кислоты существует лишь при температурах свыше 140 °С и при попадании этих материалов в испаритель. Такие условия недопустимы и, чтобы исключить их, процессы испарения про¬водят при температуре 130 ° С.
Несмотря на предусмотренные меры безопасности, проводится анализ максимальных проектных аварий. При этом выдвигается требование, чтобы конструкция внутренних боксов позволяла бы ограничить последствия таких аварий. При разрушении в случае взрыва испарителя или другого контейнера растворы отходов попадут в поддон на полубокса и могут быть вновь закачаны в другой резервный контейнер. Радиоактивнее аэрозоли будут удержаны системой очистки. Радиационное воздействие на окружающую среду будет предотвращено; Аналогичные конструктивные меры принимаются для ограничения последствий аварий с выходом в критическое состояние.

 

...   border border