Быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением Повреждение защитной оболочки Хранение отработанного топлива Термоядерные реакторы Ядерные взрывы Атомная энергетика

Ядерные реакторы

Хранение отработанного топлива и его транспортировка

Полный цикл для топлива ядерного реактора (топливный цикл) изображен на рис. 7.6. Ниже будет показано, что хранение и транспортировка облученного топлива играет важную роль в этом цикле.

хранилище отработанного топлива. Там оно выдерживается в течение 100—200 дней, а затем отправляется на перерабаты­вающий завод.

Хранение отработанного топлива и его транспортировка

Полный цикл для топлива ядерного реактора (топливный цикл) изображен на рис. 7.6. Ниже будет показано, что хра­нение и транспортировка облученного топлива играет важную роль в этом цикле.

Рис. 7.6. Топливный цикл, иллюстрирующий значение хранения и транспортировки облученного топлива:

1 - добыча и обогащение урана; 2- транспортировка после охлаждения переведенных в твердое состояние выделяющих тепло радиоактивных отходов в место хранения; 3 - свежее топливо; 4 - транспортировка отходов для обработки; 5 - изготовление топлива; б - транспортировка переработанного топлива; 7 - транспортировка топлива; 8 - транспортировка отходов со средней степенью радиоактивности после обработки в место захоронения; 9 - перерабатывающий завод; 10 - операции с облученным топливом; 11 - реактор; 12 - транспортировки облученного топлива; 13-бассейн выдержки облученного топлива

Рис. 7.7. Тепловыделение из тонны отработанного ядерного топлива

Как мы видели ранее, топливо ядерного реактора продолжает испускать тепло даже после прекращения реакции деления из-за нагревания в результате энерговыделения при распаде продуктов деления. На рис. 7.7 отображена зависимость мощности тепловыделения отработанного топлива в различных типах реакторов от времени. Ясно, что чем выше энергонапряженность реактора (например, быстрого реактора), тем выше мощность тепловыделения в отработанном топливе и тем дольше идет процесс распада до низких уровней.

Из рис. 7.7 ясно, что наибольшее тепловыделение за счет продуктов деления происходит сразу после выгрузки топлива. Именно поэтому обычной практикой является выдерживание топлива в бассейнах охлаждения некоторый период времени до его удаления из реакторного здания. Делается это для того, чтобы радиоактивность и тепловыделение уменьшились за счет распада продуктов деления. Обычно топливо выдерживают в бассейне с водой (хотя топливо быстрых реакторов выдерживается не в таких условиях), несмотря на то, что было создано и эксплуатируется несколько хранилищ с воздушным и газовым (углекислый газ) охлаждением. Водяные бассейны удобны для хранения топлива водоохлаждаемых реакторов, но они могут оказаться неподходящими для топлива с оболочкой, приспособленной для эксплуатации в газовой среде.

Например, хранение топлива реактора Magnox в бассейне с водой в течение длительного периода приведет к возникновению медленной химической реакции между оболочкой из магниевого сплава и водой. Это вызовет выделение водорода и образование потенциально опасного осадка, состоящего из радиоактивного гидроксида магния. В случае сильной коррозии оболочки продукты деления могут проникнуть из топлива в бассейн, а это, в свою очередь, может вызвать загрязнение окружающей среды. Однако при хорошем оборудовании и обслуживании бассейнов выдержки (включая специальную герметизацию топлива, про которое известно, что оно повреждено) эти последствия могут быть сведены до минимума.

Как и в остальных областях ядерной энергетики, нужно провести рассмотрение вопросов безопасности хранения отработанного топлива в бассейнах выдержки. Этот процесс можно проиллюстрировать на примере рассмотрения топливных сборок PWR, выгруженных из реактора. Они могут храниться в бассейнах в течение многих лет. Уровень энерговыделения за счет распада продуктов деления в выгруженных тепловыделяющих сборках PWR настолько высок, что при обезвоживании бассейна выдержки топливо, извлеченное из реактора менее чем за 150 дней до этого, расплавится. Потеря воды из бассейна может произойти в случае утечки или если система охлаждения бассейна окажется отключенной - в этом случае вода испарится. Оба эти события чрезвычайно маловероятны. Однако стратегия защиты в глубину распространяется и на стадию хранения отработанного топлива. Для этой цели хранилище помещается либо внутри защитной оболочки реактора (как сделано в проектах PWR, разрабатываемых в ФРГ), либо для него сооружается собственная защитная оболочка, включающая систему вентиляции и фильтрации (как в проектах США). Вода из бассейна выдержки охлаждается в теплообменниках, и нарушение нормальной работы этой системы охлаждения является, возможно, наиболее вероятным механизмом возникновения аварии в таких бассейнах. Однако мало вероятно, что операторы не заметят постепенное уменьшение уровня в бассейне в течение приблизительно двух недель, необходимых для выпаривания воды за счет энерговыделения самого топлива.

Таким образом, аварии с потерей теплоносителя в бассейнах выдержки отработанного топлива вносят очень малый вклад в общий фактор риска за счет ядерной энергетики.

При проектировании бассейнов выдержки для хранения отработанного топлива из ядерных реакторов следует рассмотреть проблему критичности или возможности того, что хранилище будет вести себя как ядерный реактор. Проблема критичности не возникает при хранении в воде топлива из природного урана (реакторов Magnox и CANDU), так как система из природного урана и обычной воды не может стать критичной.

Для использованного топлива PWR, BWR и AGR существует гипотетическая возможность развития ядерной реакции при помещении этого топлива в бассейн с водой. Таким образом, при проектировании бассейна выдержки следует предусмотреть достаточное расстояние между топливными сборками, что должно гарантировать невозможность развития цепной реакции. Расстояние между топливными элементами в хранилище может быть, уменьшено за счет размещения поглощающего нейтроны материала между отдельными группами топливных сборок. Это позволяет допускать более плотную расстановку топлива в бассейне. С недавних пор такой способ хранения начал применяться в США в соответствии с решением президента Картера в 1977 г. не производить переработку топлива в обозримом будущем. Из типичной (электрической мощности 1000 МВт) PWR ежегодно выгружается приблизительно 25 т топлива, заключенного приблизительно в 60 топливных сборках. В западных странах из легководных реакторов ежегодно выгружается приблизительно 6000 топливных сборок и 30 000 постоянно находятся в бассейнах выдержки. Очевидно, что при таких темпах выгрузки через несколько лет хранилища при реакторах будут заполнены и топливо должно быть отправлено либо в дополнительные хранилища, либо на перерабатывающий завод.

Для перевозки отработанного топлива одну или несколько сборок помещают в транспортный контейнер. Топливо к контейнеру доставляется в наполненных водой сосудах. На рис. 7.8 изображен типичный транспортный контейнер (бочка) для топлива водяного реактора. На рис. 7.9 изображен транспортный контейнер для использованного топлива реактора Magnox; топливо заключено в заполненный водой корпус (скип), окруженный защитой контейнера. Внутри контейнера топливо помещается в стальном сосуде, который перекрывается крышкой, как изображено на рисунке. Стенка контейнера состоит из ряда слоев, как показано на рис. 7.8, из внешнего стального слоя, имеющего толщину от 30 до 36 см, и внутренних слоев, состоящих из обедненного урана и (или) свинца для поглощения γ-излучения, а также воды, служащей нейтронной защитой. Контейнер для шоссейных перевозок может иметь массу до 20 т и содержать одну или две тепловыделяющие сборки. Контейнер для железнодорожных перевозок может быть значительно больше - до 100 т и вмещать 10-20 тепловыделяющих сборок.

Рис. 7.8. Контейнер для хранения отработанного топлива водяного реактора:

1 - сосуд; 2 - топливо; 3 - опускное отверстие; 4 - сталь; 5 - уран; 6 - свинец, 7 - вода; 8-топливо. Сечение А-А - о стенке контейнера; Б-Б- по топливному сосуду

Рис. 7.9. Топливный контейнер для транспортировки отработанного топлива реактора Magnox: 1 - крышка; 2 - изоляция крышки; 3 - штырь для захвата и подъема крышки; 4 - болты для крепления крышки; 5 - шип для подъема контейнера; 6 - заполнено водой; 7 - бадья для топливных элементов; 8 - топливные элементы. Наружные размеры контейнера составляют: длина 256 см, ширина 218 см, высота 221 см

Во время транспортировки тепло должно отводиться от внешней поверхности контейнера. Типичная мощность энерговыделения у транспортного шоссейного контейнера может составить приблизительно 10 кВт, а у большого железнодорожного контейнера 50-100 кВт. Этот процесс теплопередачи состоит из двух стадий. Сначала тепло, выделяемое топливом, передается жидкости, находящейся внутри контейнера (обычно воде). Эта жидкость циркулирует вокруг топлива за счет естественной конвекции. Затем тепло передается от воды к стенкам контейнера и рассеивается в атмосфере. Для улучшения охлаждения контейнеры обычно снабжены стальными ребрами, расположенными на внешней поверхности.

Можно представить различные аварии, связанные с транспортными контейнерами. Во-первых, они могут случайно упасть во время перемещения из хранилища на транспортное средство. Для того чтобы контейнер уцелел при таком падении, он должен проектироваться с учетом возможности выдержать удар о твердую поверхность (например, бетон) при падении с высоты приблизительно 10 м без каких-либо повреждений его целостности, и удар при падении на 15-сантиметровый штырь с высоты 1 м. Во-вторых, контейнер может попасть в огонь. С прототипами рассматриваемых контейнеров проводились испытания, в которых они выдерживались в огне при температуре 10000С в течение 30 мин. Успешное прохождение таких суровых испытаний является необходимым условием для лицензирования. Помимо этих стандартных испытаний в Sandia Laboratories в Альбукерке, Нью-Мексико, проводятся работы, в которых исследуются смоделированные аварийные ситуации. Например, исследовалось столкновение небольшого грузовика с транспортным контейнером, стоящего на железнодорожном переезде, и локомотива, двигавшегося с большой скоростью. Контейнер в отличие от локомотива остался неповрежденным после этого впечатляющего столкновения. Все это вселяет уверенность в безопасности транспортировки использованного ядерного топлива таким образом.

Перерабатывающий завод Если имеется решение о переработке отработанного топлива для извлечения ценного урана и плутония, то сначала топливо должно быть доставлено на перерабатывающий завод с использованием контейнеров, описанных в предыдущей секции. На рис. 7.10 схематически изображены стадии, которые должно пройти топливо в разделительном процессе. Во-первых, контейнер сгружается с транспортного средства, использованное топливо извлекается под слоем воды, а контейнер после дезактивации возвращается на атомную станцию для дальнейшего использования. Извлеченное топливо хранится в специальных стеллажах до тех пор, пока не будет подано на перерабатывающий завод.

Потеря воды в бассейне охлаждения Пример. После перегрузки топливных сборок LWR и их удаления из реактора они были установлены в бассейне охлаждения. В бассейне размещено 25 т топлива, ширина бассейна 10, длина 20 м, глубина воды в нем составляет 10 м. После 1 мес выдержки происходит прекращение нормальной подачи воды в бассейн. Через какое время уровень воды понизится на 0,5 м из-за выпаривания? Предположите, что температура воды в момент прекращения подачи составляет 250С, а объем топливных элементов пренебрежим по сравнению с объемом воды в бассейне. Предположите, что удельная теплоемкость воды составляет 4,18 кДж/(кг К), плотность 1000 кг/м3, а скрытая теплота парообразования 2,25 МДж/кг. Потерями тепла из бассейна пренебрегите

Охлаждение и захоронение радиоактивных отходов Эксплуатация атомных электростанций приводит к появлению ценных веществ и побочных продуктов, которые являются радиоактивными. Эта радиоактивность сохраняется после прекращения ядерной реакции деления. Обращаться с этими материалами следует с осторожностью, и поэтому долговременное хранение радиоактивных веществ, получаемых в реакторах, является составной частью при разработке и эксплуатации в процессах топливного цикла атомных электростанций.

Возможности для захоронения радиоактивных отходов атомной промышленности Как было показано выше, наиболее значительным источником радиоактивных отходов является само топливо, и мы можем проиллюстрировать топливный цикл типичного теплового реактора так, как это показано на рис. 8.3. По существу, имеются две альтернативные возможности для обращения с использованным топливом.

Хранение и захоронение продуктов деления с перерабатывающего завода Как уже упоминалось в гл. 7, после селективной экстракции на перерабатывающем заводе поток азотной кислоты, содержащий продукты деления, концентрируется с помощью выпаривания и затем содержится в емкостях для хранения. Почти все высокоактивные отходы ядерной промышленности Великобритании, собранные за последние 25 лет, хранятся в 15 таких емкостях в Селлафилде. Всего в них содержится около 1000 м3 жидкости.

Захоронение других материалов В § 8.1 показано, что в ядерной промышленности также образуется большое число разнообразных отходов с низким уровнем радиоактивности. Отходы, состоящие из различного хлама (такого, как резиновые перчатки и остатки тканей, загрязненные следами радиоактивных материалов), обычно захораниваются в неглубоких траншеях и засыпаются слоем земли толщиной не менее метра. Измерения в районах таких захоронений показали, что радиологическая опасность их пренебрежимо мала.


Аварии на ядерных электростанциях