Материал: Пронкин Обеспечение безопасности хранилисч радиоактивных 2011

Внимание! Если размещение файла нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам

ководных реакторов уровень обогащения составляет от 1,6 до 4,4 % [13]. В настоящее время в результате обогащения на разделительных заводах скопилось большое количество гексафторида урана с низкой концентрацией урана-235, так называемый отвальный гексафторид урана с концентрацией урана-235 менее 0,1 - 0,3 %, который находится на временном хранении, поскольку пока не представляет собой, с точки зрения экономической целесообразности, продукт4.

Обогащенный гексафторид урана поступает на заводы по изготовлению ядерного топлива. Для получения керамических таблеток уранового топлива легководяных реакторов гексафторид урана переводят в порошок диоксида урана (UO2), из которого по специальной технологии, изготовляют методом спекания таблетки ядерного топлива. В зависимости от типа реактора и места расположения таблеток в оболочке, они имеют некоторые конструктивные особенности.

Примечание. Например, таблетки для реакторов ВВЭР-1000 имеют наружный диаметр 7,57 мм, высоту 20 мм, центральное отверстие 2,35 мм, фаски. В процессе работы топливо распухает, поэтому делается запас на увеличение его объема наружу и внутрь (отверстие в центре таблетки). Плотность керамического топлива может иметь значения от 9,4 до 10,8 г/см3, в зависимости от технологии уплотнения (прессования), исходного материала и режима спекания. В реакторах ВВЭР обычно используются таблетки с плотностью от 10,4 до 10,7 г/см3 [13].

На этих же предприятиях производится загрузка таблеток в циркониевую оболочку (трубку) для формирования (комплектации) топливного столба тепловыделяющего элемента (твэла). Твэлы собираются в тепловыделяющиеся сборки (ТВС), количество твэлов в которых определяется типом реактора.

Тепловыделяющие сборки после поступления на АЭС загружаются в активную зону реактора, где в течение 2-3 лет используются по своему прямому назначению. После выработки своего технического (назначенного) ресурса отработавшие ТВС изымаются из активной зоны реактора и размещаются для уменьшения активности в приреакторные (пристанционные) бассейны выдержки сроком на

3-5 лет.

4 В настоящее время имеются успешные разработки использования низкообогащенного урана, смешивая его с высокообогащенным.

11

При замкнутом ядерном топливном цикле ОЯТ после выдержки должно поступать для его переработки на РХП, для извлечения накопленного в процессе работы реактора плутония, урана, а также других ценных для промышленности радионуклидов.

При разомкнутом ядерном топливном цикле не предполагается какая-либо переработка ОЯТ. Концепция долговременного сухого хранения ОЯТ после выгрузки его из пристанционного хранилища в настоящее время принята во многих странах мира. Причем отложенное решение по обращению с ОЯТ не исключает его последующей переработки с целью извлечения полезных компонентов.

Предприятия ядерного топливного цикла. Ядерный топлив-

ный цикл РФ включает следующие предприятия [5]:

1. Горнодобывающие и перерабатывающие руду предприятия

ВРоссии в настоящее время имеется одно предприятие, обеспечивающее производство концентрата урана в промышленных масштабах. Это ОАО «Приаргунское производственное горнохимическое объединение», расположенное в городе Краснокаменске Читинской области.

Встадии разработки и подготовки к промышленному производству находятся ОАО «Малышевское рудоуправление» (г. Асбест Свердловской области), ОАО «Далур» (Курганская обл.) и ОАО «Хиагда» (республика Бурятия), а также ЗАО «Лунное» (Якутия).

Заметим, что в результате распада СССР свыше 70 % сырьевой базы урана остались в других странах СНГ: в Казахстане, Узбекистане, Украине.

2.Изотопно-разделительные предприятия

ОАО «Уральский электрохимический комбинат» (г. Новоуральск Свердловской области).

ОАО «Сибирский химический комбинат» (г. Северск Томской области). Кроме изотопно-разделительного завода на комбинате имеются также следующие заводы топливного цикла: реакторный, радиохимический по переработке топлива промышленных реакторов, сублиматный по производству гексафторида урана и химикометаллургический.

ОАО «Ангарский электролизный химический комбинат» (г. Ангарск Иркутской области). Кроме изотопно-разделительного завода на комбинате имеется сублиматный завод по производству гексафторида урана.

12

ОАО «Электрохимический завод» (г. Зеленогорск Красноярской области).

3. Циркониевый завод

ОАО «Чепецкий механический завод» (г. Глазов, Удмуртия) специализируется на производстве циркониевого проката, оболочек твэлов, комплектующих элементов и ТВС из циркониевых сплавов. На заводе выпускается также продукция на основе природного урана (металлический уран, оксид урана, тетрафторид урана).

4.Заводы по производству тепловыделяющих элементов и сбо-

рок

ОАО «Электростальский машиностроительный завод» (г. Электросталь Московской области).

ОАО «Новосибирский завод химических концентратов» (г. Новосибирск).

5.Комбинаты по хранению и переработке ОЯТ

ОАО «ПО «Маяк» (г. Озерск Челябинской области). На комбинате кроме завода по радиохимической переработке ОЯТ имеются также заводы: по производству радиоактивных изотопов, два реакторных завода (один из ректоров в настоящее время остановлен), металлургический завод.

ОАО «Горно-химический комбинат» (г.Железногорск Красноярской области). Кроме радиохимического завода, перерабатывающего топливо промышленных реакторов, на комбинате имеются: централизованное хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, строящееся сухое хранилище для ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и

РБМК-1000.

6. Научно-исследовательские организации (институты)

В Российской Федерации существует ряд научноисследовательских институтов, осуществляющих научную и практическую поддержку ПЯТЦ на всех его этапах, работающих над совершенствованием технологий и созданий новых типов тепловыделяющих элементов и сборок, исследующих причины разрушений тепловыделяющих элементов и т.д. Это: ГНЦ РФ Научноисследовательский институт атомных реакторов им. В.И. Ленина (НИИАР, г. Дмитровград), Всероссийский научно-исследователь- ский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара (ВНИИНМ, г. Москва), Всероссийский научно-

13

исследовательский институт химической технологии (ВНИИХТ, г.Москва), ГНЦ РФ Физико-энергетический институт (ФЭИ, г.Обнинск) и др.

 

 

Руда

 

 

Гидрометаллургическая переработка

 

 

Производство гексафторида урана

 

 

 

 

Обогащение гексафторида урана

 

 

Изготовление порошка UO2

 

 

Изготовление твэлов и

 

 

тепловыделяющих сборок

 

 

Эксплуатация АЭС с легководяным реактором

 

 

Выдержка ОЯТ в пристанционном бассейне

 

 

Переработка топлива

 

 

Извлечение ценных

 

 

продуктов деления

Уран

Плутоний

 

 

Изготовление

 

 

МОХ - топлива

Рис.1.1. Схема замкнутого топливного цикла на обогащенном уране

На рис 1.1 приведена схема топливного цикла на обогащенном уране. На каждом этапе топливного цикла образуются, как правило, РАО всех типов (ТРО, ЖРО, ГРО), объем и состав которых определяется этапом и видом производимого топлива. Подробный системный анализ видов образуемых РАО на ПЯТЦ, способы обращения ними, а также принимаемые решения по обращению с РАО, представлены в работе [14].

14

1.2. Общая характеристика накопленных РАО

Несмотря на большое количество установок по переработке РАО, находящихся в эксплуатации (приложение 2), на промышленных площадках многих предприятий скопилось огромное количество не переработанных РАО, особенно ЖРО, и РАО, находящихся на долговременном хранении. Это обусловлено последствиями гонки ядерного вооружения в 50-70 годы. В этот период перед СССР стояла задача по скорейшей ликвидации отставания по созданию и производству ядерного вооружения. В августе 1949 г. после проведения первого испытания на Семипалатинском полигоне отечественной атомной бомбы на основе плутония такой разрыв фактически был устранен. К этому моменту в стране были заложены основы атомной промышленности и пущены в эксплуатацию промышленный реактор для наработки плутония, радиохимический завод по выделению плутония из блочков промышленного реактора, завод по обогащению урана-235 и др. [15]. К сожалению, на этом этапе недостаточно внимания уделялось вопросам обеспечения безопасности обращения с РАО, особенно на длительный период времени. Отметим, что в подобной ситуации находилась и промышленность США [16]. Кроме того, в то время мировым сообществом еще не были осознаны опасности, которые может принести долговременное хранение не переработанных РАО ПЯТЦ и не были выработаны принципы и критерии по безопасному обращению с РАО, их хранению и захоронению [17].

Втабл. 1.1 приведены сравнительные данные о РАО, образованных на объектах ИАЭ а также места их размещения [1], [18], [25], [29].

ВРоссии по данным Национального доклада [1], представлен-

ного РФ в МАГАТЭ в 2008 году, на временном хранении находилось более 476 млн.м3 (4,37·1019 Бк) жидких РАО и 82 млн. т (1,68·1019 Бк) твердых РАО. Причем темпы образования РАО довольно велики. По данным того же доклада, среднегодовое образование РАО (за последние три года) составляют:

4,0 млн.м3 ЖРО суммарной активностью 1,7·1018 Бк, из них

НАО 94,0 % общего объема с активностью 5,7 1014 Бк, САО 5,65 %

– 3,0 1017 Бк и ВАО 0,35 % – 1,33 1018 Бк; 15

Источник: https://studfile.net/preview/16708805/