border

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


Непосредственное захоронение отработавших ТВС Печать
Автор Сергей   
30.01.2008 г.

При использовании открытого топливного цила отработавшее топливо без переработки отправляется на захоронение. В этом случае отработавшие ТВС после промежуточного хранения в течение нескольких лет переводятся в такие условия, при которых их сохранность обеспечивается на сотни лет. Эта концепция была предложена в Канаде, США и Швеции. Ее изучение проводилось также в ФРГ. Недостатком данной концепции является то, что уран (235U и 238U) и плутоний, содержащиеся в отработавших твэлах, изымаются из дальнейшего использования.
Отработавшие ТВС могут быть заключены в капсулы целиком, т. е. в том виде, в котором они поступили на промежуточное хранение. В этом случае капсулы будут содержать все топливо, т. е. актиниды и продукты деления, а также конструкционные материалы ТВС. Возможен другой вариант, когда ТВС проходят предварительную обработку в соответствии с предложением шведских специалистов. Это предложение состоит в том, что осуществляется разборка ТВС и после удаления несущих элементов и концевых деталей пучок твэлов скручивается для придания ему более компактной формы. После этого скрученные твэлы заключаются в капсулы. Затем капсулы помещаются в контейнеры для отходов и отправляются на захоронение. Стенки такого контейнера служат долговременным барьером, предохраняющим окружающую среду от проникновения радиоактивных продуктов даже при попадании воды в могильник.
В соответствии со шведской концепцией твэлы "помещают в толстостенную медную канистру, полости которой заливаются свинцом. Медная
канистра имеет тодщину стенок около 20 см. После заполнения канистра трижды закрывается крышками и задаривается. Толстостенная канистра устойчива к давлению и перемещению геологических пластов, а также к коррозии под действием грунтовых вод. Предполагается, что могильник должен размещаться в кристаллических формациях. При этом медные канистры должны помещаться в шурфы, удаленные на 6 м друг от друга. Шурфы окружаются уплотненными кольцами из бентонита, закрываются и засыпаются смесью бентонита и йеска. Бентонитовый слой обладает очень низкой проницаемостью для грунтовых вод. Анализ безопасности показал, что при попадании грунтовых вод в хранилище герметичность медных контейнеров в результате коррозии нарушится только через 105 — Ю6 лет. Растворение топлива и просачивание различных радионуклидов сквозь слои горных пород на поверхность Земли после такого длительного периода привело бы к несущественному повышению уровня активности питьевой воды. Этот уровень оказался бы значительно меньше допустимого значения.
 Условия хранения отработавших ТВС требуют больших объемов, чем в случае переработки и отверждения отходов. Более того, после распада продуктов деления уровень активности отработавших ТВС на порядок выше, чем остеклованных ОВУА. Кроме того, при осуществлении шведской концепции непосредственного захоронения отработавшего топлива потребуются весьма значительные расходы свинца и меди.
Исследования, проведенные в США и ФРГ, показали, что захоронение отработавших ТВС возможно в одностенных и двустенных стальных контейнерах. Двустенные стальные контейнеры снаружи покрываются слоем
из наиболее коррозионностойких материалов, какими являются, например, сплавы титана. Внутренние полости контейнеров после загрузки ТВС могут быть залиты свинцом, после чего контейнер заваривается. При хранении в соляных пластах каждый контейнер занимает собственный шурф. При этом расстояние между шурфами должно быть примерно 6 м. Шурфы засыпаются бентонитом или солью. После заполнения всех шурфов канистрами помещение хранилища заваливается солью.
При непосредственном захоронении отработавших ТВС потребуются существенно большие объемы хранилищ, чем при переработке топлива и остекловывании ОВУА.
 

...   border border