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


Радиационное воздействие комбината по переработке, топлива и радиоактивных отходов Печать
Автор Сергей   
30.01.2008 г.

Для оценки уровня радиационного воздействия на окружающую среду модели комбината, в частности, предполагалось, что выброс радиоактивных газов в атмосферу осуществляется через трубу высотой 200 м. Приняв во внимание статистические данные по метеорологическим условиям и упомянутые ранее цепочки ионизирующих излучений, можно определить дозы облучения различных органов человека в любом месте окружающей среды. При этом могут быть использованы те же самые предположения, которые были сделаны при оценке радиационной обстановки на описанной выше модели энергетического реактора.
в зависимости от расстояния, до комбината по переработке выгружаемого из LWR низкообогащенного оксидного топлива от газообразных и жидких радиоактивных выбросов комбината.
Поглощенные дозы от газовых выбросов максимальны для костных тканей и щитовидной железы и достигают приблизительно 2 мкЗв/[ГВт(эл.) • год] в непосредственной близости к комбинату. Соответствующие дозы, получаемые кожным покровом и организмом в целом, примерно в 4 - 5 раз ниже. Дозы от жидких сбросов составляют 2 мкЗв/ (ГВт • год) для организма в целом и щитовидной железы и примерно в 2 раза ниже для костных тканей. Значения всех доз быстро уменьшаются     с    увеличением     расстояния    от    перерабатывающего комбината. В непосредственной близости к комбинату дозы от газовых выбросов максимальны для костных тканей и щитовидной железы и составляют для обоих типов перерабатываемого топлива 3—4 мкЗв/ (ГВтх х год). Доза для всего организма и доза для кожного покрова в 6-8 раз ниже. По сравнению с комбинатом по переработке низкообогащенного оксидного топлива в данном случае дозы для костных тканей от газовых выбросов в 1\5 - 2,0 раза выше, что обусловлено большим содержанием в воздухе выбросов плутония и трансурановых элементов. Вблизи комбината дозы от сбросов радиоактивных жидкостей для костных тканей ниже, а для щитовидной железы и всего организма примерно те же, что и при переработке топлива LWR.
Коммерческие комбинаты по переработке облученного оксидного топлива LWR (или топлива LWR, работающих с циклом SGR) суммарной мощностью 30 — 40 ГВт(эл.) должны иметь производительность примерно 4 т/сут. Аналогично в случае комбината по переработке топлива реакторов LMFBR суммарной мощностью 10 ГВт(эл.) с производительностью 250 т/год уровни облучения будут в 10 раз выше. Тем не менее даже в этих случаях дозы облучения остаются ниже допустимых пределов, регламентируемых нормами радиационной безопасности.
Технические усовершенствования, возможность которых подтверждена экспериментально, могут привести к увеличению коэффициента улавливания иода со 100 до 5000, что позволит существенно снизить дозу
облучения щитовидной железы. Максимальная доза  приблизительно в 2 раза превышает минимальную дозу для топливного цикла LWR с низкообогащенным ураном. Для топливного цикла LMFBR дозы облучения костных тканей близки к дозам для топливного цикла LWR с выжиганием плутония, в то время как кривая доз для цикла SGR проходит посередине между верхней и нижней дозовыми кривыми. Дозы облучения, связанные с выбросами жидких отходов, для разных топливных циклов могут отличаться примерно в 2 раза. Однако в этом случае картина обратная: максимальная доза соответствует топливному циклу с низкообогащенным ураном, а минимальная—топливному циклу LMFBR.
Газовые и аэрозольные радиоактивные выбросы при переработке топлива для разных топливных циклов характеризуются следующими значениями: 1,1 • 109 Бк/[ГВт(эл.) • год] для цикла с выжиганием Рu; 7,4 • 108 Бк/[ГВт(эл.) • год] для топливного цикла LMFBR; 3,7 х х 108 Бк/[ГВт(эл.) • год] для топливного цикла SGR и 7,4 х х 107 Бк/ [ГВт(эл.) • год] для топливного цикла с диоксидом низкообо-гащенного урана. Столь заметные различия в радиоактивности выбросов связаны прежде всего с разным выходом плутония и трансурановых элементов. В случае жидких отходов важную роль играет радионуклид 90Sr. Его выброс соответствует активности 4,8 • 107 Бк/[ГВт(эл.) х х год] для топливного цикла с выжиганием Ри; 3,7 • 107 Бк/ [ГВт(эл.) х х год] для топливного цикла LMFBR; 7,8 • 107 Бк/[ГВт(эл.) • год] для цикла SGR и 8,9 • 107 Бк/[ГВт(эл.) • год] для топливного цикла с низкообогащенным ураном.
На основании проведенных сравнений можно сделать вывод, что на стадии переработки облученного топлива ни один из четырех рассмотренных топливных циклов не имеет существенных преимуществ в отношении радиационного воздействия на окружающую среду. Только оценка долговременной коллективной дозы, возможно, смогла бы указать на существующие различия.
Исследования радиоактивных выбросов при переработке облученного топлива в случае Th/U-цикла и сравнение полученных результатов с аналогичными результатами для U/Pu-цикла не выявили существенных преимуществ ни одного из топливных циклов.
 

...   border border